Nick Connor

Die Energiedosis ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgegeben wird. Energiedosis wird das Symbol gegeben D . Die Energiedosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als Gray (Gy) bezeichnet wird und vom SI-System abgeleitet ist. Gelegentlich wird auch die Nicht-SI-Einheit rad verwendet, überwiegend in den USA.

Einheiten der Energiedosis:

• Grau . Eine Dosis von einem Grau entspricht einer Energieeinheit (Joule), die in einem Kilogramm eines Stoffes gespeichert ist.
• RAD . Eine Dosis von einem Rad entspricht der Ablagerung von einhundert Erg Energie in einem Gramm eines beliebigen Materials.

Absorbierte Dosisleistung

Die Energiedosisrate ist die Rate, mit der eine Energiedosis empfangen wird. Es ist ein Maß für die Strahlungsdosisintensität (oder -stärke). Die Energiedosisleistung ist daher definiert als:

In herkömmlichen Einheiten wird er in mrad / s ,  rad / h, mGy / s oder Gy / h gemessen . Da die Höhe der Strahlenexposition direkt (linear) von der Zeit abhängt, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen, entspricht die absorbierte Dosis der Stärke des Strahlungsfeldes (Dosisleistung) multipliziert mit der Zeitdauer, die in diesem Feld verbracht wird. Das obige Beispiel zeigt, dass eine Person eine Dosis von 25 Millirems erwarten kann, wenn sie 30 Minuten lang in einem Feld von 50 Millirems / Stunde bleibt.

Beispiele für absorbierte Dosen in Grautönen

Wir müssen beachten, dass Strahlung überall um uns herum ist. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist eine natürliche Energiekraft, die uns umgibt. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, der seit der Geburt unseres Planeten hier ist. In den folgenden Punkten versuchen wir, enorme Bereiche der Strahlenexposition auszudrücken, die aus verschiedenen Quellen erhalten werden können.

• 0,05 µGy – Schlafen neben jemandem
• 0,09 µGy – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 30 Meilen um ein Kernkraftwerk leben
• 0,1 µGy – Eine Banane essen
• 0,3 µGy – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 50 Meilen um ein Kohlekraftwerk leben
• 10 µGy – Durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund
• 20 µGy – Röntgenaufnahme der Brust
• 40 µGy – Ein 5-stündiger Flugzeugflug
• 600 µGy – Mammographie
• 1 000 µGy – Dosisgrenze für einzelne Mitglieder der Öffentlichkeit, effektive Gesamtdosis pro Jahr
• 3 650 µGy – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund
• 5 800 µGy – Brust-CT-Scan
• 10 000 µGy – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund in Ramsar, Iran
• 20 000 µGy – Einzel-Ganzkörper-CT
• 175 000 µGy – Jährliche Dosis natürlicher Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari, Brasilien.
• 5 000 000 µGy – Dosis, die einen Menschen mit einem 50% igen Risiko innerhalb von 30 Tagen tötet (LD50 / 30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird .

Wie zu sehen ist, sind niedrige Dosen im Alltag üblich. Die vorherigen Beispiele können helfen, relative Größen zu veranschaulichen. Unter dem Gesichtspunkt der biologischen Konsequenzen ist es sehr wichtig, zwischen Dosen zu unterscheiden, die über kurze und längere Zeiträume erhalten werden . Eine „ akute Dosis “ tritt über einen kurzen und begrenzten Zeitraum auf, während eine „ chronische Dosis “ auftritt”Ist eine Dosis, die über einen längeren Zeitraum anhält, damit sie besser durch eine Dosisleistung beschrieben werden kann. Hohe Dosen neigen dazu, Zellen abzutöten, während niedrige Dosen dazu neigen, sie zu beschädigen oder zu verändern. Niedrige Dosen, die über lange Zeiträume verteilt sind, verursachen für kein Körperorgan ein unmittelbares Problem. Die Auswirkungen niedriger Strahlendosen treten auf der Ebene der Zelle auf, und die Ergebnisse werden möglicherweise über viele Jahre hinweg nicht beobachtet.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Bestimmen Sie die primäre Photonendosisrate in Grau pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Abschirmungen und wenn der Dosispunkt nahe an der Abschirmoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Grautönen pro Stunde beträgt dann:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

……………………………………………………………………………………………………………………………….

Die Energiedosis ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgegeben wird. Energiedosis wird das Symbol gegeben D . Die Energiedosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als Gray (Gy) bezeichnet wird und vom SI-System abgeleitet ist. Gelegentlich wird auch die Nicht-SI-Einheit rad verwendet, überwiegend in den USA.

Einheiten der Energiedosis:

• Gray . Eine Dosis von einem Gray entspricht einer Energieeinheit (Joule), die in einem Kilogramm eines Stoffes gespeichert ist.
• RAD . Eine Dosis von einem Rad entspricht der Ablagerung von einhundert Erg Energie in einem Gramm eines beliebigen Materials.

Gray – Einheit der Energiedosis

Eine Dosis von einem Gray entspricht einer Energieeinheit (Joule), die in einem Kilogramm eines Stoffes gespeichert ist. Diese Einheit wurde zu Ehren von Louis Harold Gray benannt , der einer der großen Pioniere der Strahlenbiologie war. Ein Gray ist eine große Menge der Energiedosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Gy aufgenommen hat, hat pro kg Körpergewebe ein Joule Energie aufgenommen.

Energiedosis, die in der Industrie gemessen werden (außer in der Nuklearmedizin), weisen normalerweise niedrigere Dosen als ein Gray auf, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mGy (Milligray) = 1E-3 Gy

1 µGy (Mikrogray) = 1E-6 Gy

Die Umrechnungen von SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Gy = 100 rad
• 1 mGy = 100 mrad

Die Energiedosis ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgegeben wird. Energiedosis wird das Symbol gegeben D . Die Energiedosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als Gray (Gy) bezeichnet wird und vom SI-System abgeleitet ist. Gelegentlich wird auch die Nicht-SI-Einheit rad verwendet, überwiegend in den USA.

Berechnung der Dosisleistung

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , nachstehend gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, was die Zerfallskonstante eines bestimmten Nuklids ist:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Für diese Berechnung wird angenommen, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Bestimmen Sie die primäre Photonendosisrate in Grau pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Die primäre Photonendosisrate vernachlässigt alle sekundären Partikel. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gamma Ray Attenuation

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate der Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt. Diese Annahme vereinfacht jedoch alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ = 0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Grautönen pro Stunde beträgt dann:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Die Energiedosis ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgegeben wird. Energiedosis wird das Symbol gegeben D . Die Energiedosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als Gray (Gy) bezeichnet wird und vom SI-System abgeleitet ist. Gelegentlich wird auch die Nicht-SI-Einheit rad verwendet, überwiegend in den USA.

Einheiten der Energiedosis:

• Gray . Eine Dosis von einem Gray entspricht einer Energieeinheit (Joule), die in einem Kilogramm eines Stoffes gespeichert ist.
• RAD . Eine Dosis von einem Rad entspricht der Ablagerung von einhundert Erg Energie in einem Gramm eines beliebigen Materials.

Warum beschäftigen wir uns mit einer Strahlendosis? In den vorangegangenen Kapiteln haben wir die Radioaktivität und die Intensität einer radioaktiven Quelle erörtert , die normalerweise in Becquerel gemessen wird . Jede radioaktive Quelle stellt jedoch kein biologisches Risiko dar , solange sie von der Umwelt isoliert ist. Wenn jedoch Personen oder ein anderes System (auch nicht biologisch) Strahlung ausgesetzt sind, lagert sich Energie im Material ab und es wird eine Strahlungsdosis abgegeben.

Es ist daher sehr wichtig, zwischen der Radioaktivität einer radioaktiven Quelle und der Strahlungsdosis zu unterscheiden, die sich aus der Quelle ergeben kann. Im Allgemeinen hängt die Strahlungsdosis von den folgenden Faktoren in Bezug auf die radioaktive Quelle ab:

• Aktivität. Die Aktivität der Quelle beeinflusst direkt die im Material abgelagerte Strahlungsdosis.
• Art der Strahlung . Jede Strahlungsart interagiert auf unterschiedliche Weise mit der Materie . Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Andererseits interagieren elektrisch neutrale Teilchen nur indirekt, können aber auch einen Teil oder alle ihre Energien auf die Materie übertragen.
• Entfernung. Die Höhe der Strahlenexposition hängt vom Abstand zur Strahlungsquelle ab. Ähnlich wie bei der Hitze eines Feuers ist die Intensität der Wärmestrahlung zu hoch und Sie können sich verbrennen. Wenn Sie in der richtigen Entfernung sind, können Sie dort problemlos bestehen und es ist außerdem bequem. Wenn Sie zu weit von der Wärmequelle entfernt sind, kann Ihnen auch die unzureichende Wärme schaden. Diese Analogie kann in gewissem Sinne auch auf Strahlung von Strahlungsquellen angewendet werden.
• Zeit. Die Höhe der Strahlenexposition hängt direkt (linear) von der Zeit ab, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen.
• Abschirmung. Schließlich hängt die Strahlungsdosis auch vom Material zwischen Quelle und Objekt ab. Wenn die Quelle zu intensiv ist und Zeit oder Entfernung keinen ausreichenden Strahlenschutz bieten, kann die Abschirmung verwendet werden.

Die Gefahr ionisierender Strahlung besteht darin, dass die Strahlung unsichtbar ist und von den menschlichen Sinnen nicht direkt wahrgenommen werden kann. Menschen können Strahlung weder sehen noch fühlen, aber sie gibt Energie an die Körpermoleküle ab. Die Energie wird für jede Wechselwirkung zwischen der Strahlung und einem Molekül in kleinen Mengen übertragen, und es gibt gewöhnlich viele solcher Wechselwirkungen.

In Kernkraftwerken besteht das zentrale Problem darin, Mensch und Umwelt vor Gammastrahlen und Neutronen zu schützen , da die Reichweite geladener Teilchen (wie Betateilchen und Alphateilchen) in der Materie sehr gering ist. Andererseits müssen wir uns mit der Abschirmung aller Arten von Strahlung befassen, da jeder Kernreaktor eine signifikante Quelle für alle Arten von ionisierender Strahlung ist.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Neutronenabschirmung

Gray – Einheit der Energiedosis

Eine Dosis von einem Gray entspricht einer Energieeinheit (Joule), die in einem Kilogramm einer Substanz abgelagert ist. Diese Einheit wurde zu Ehren von Louis Harold Gray benannt , der einer der großen Pioniere der Strahlenbiologie war. Ein Gray ist eine große Menge der Energiedosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Gy aufgenommen hat, hat ein Joule Energie pro kg Körpergewebe aufgenommen.

In der Industrie gemessene Energiedosen (außer Nuklearmedizin) haben normalerweise niedrigere Dosen als ein Gray, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mGy (Milligray) = 1E-3 Gy

1 uGy (Mikrogray) = 1E-6 Gy

Die Umrechnungen von den SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Gy = 100 rad
• 1 mGy = 100 mrad

Das Gray und das Rad sind physikalische Einheiten. Sie beschreiben die physikalische Wirkung der einfallenden Strahlung (dh die pro kg abgelagerte Energiemenge), sagen jedoch nichts über die biologischen Folgen einer solchen Energiedeposition in lebendem Gewebe aus.

Energiedosis – leistung

Die Energiedosisrate ist die Rate, mit der eine Energiedosis empfangen wird. Es ist ein Maß für die Intensität (oder Stärke) der Strahlendosis. Die Energiedosisrate ist daher definiert als:

In herkömmlichen Einheiten wird es in mrad / s ,  rad / h, mGy / s oder Gy / h gemessen . Da die Menge der Strahlenexposition direkt (linear) von der Zeit abhängt, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen, entspricht die Energiedosis der Stärke des Strahlungsfeldes (Dosisleistung) multipliziert mit der in diesem Feld verbrachten Zeit. Das obige Beispiel zeigt, dass eine Person eine Dosis von 25 Millirem erwarten kann, wenn sie 30 Minuten in einem Feld von 50 Millirem / Stunde bleibt.

Beispiele für Energieosen in Gray

Wir müssen beachten, dass Strahlung überall um uns herum ist. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist eine natürliche Energiekraft, die uns umgibt. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, der seit der Geburt unseres Planeten hier ist. In den folgenden Punkten versuchen wir, enorme Bereiche der Strahlenexposition auszudrücken, die aus verschiedenen Quellen erhalten werden können.

• 0,05 µGy – Schlafen neben jemandem
• 0,09 µGy – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 30 Meilen um ein Kernkraftwerk leben
• 0,1 µGy – Eine Banane essen
• 0,3 µGy – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 50 Meilen um ein Kohlekraftwerk leben
• 10 µGy – Durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund
• 20 µGy – Röntgenaufnahme der Brust
• 40 µGy – Ein 5-stündiger Flugzeugflug
• 600 µGy – Mammographie
• 1 000 µGy – Dosisgrenze für einzelne Mitglieder der Öffentlichkeit, effektive Gesamtdosis pro Jahr
• 3 650 µGy – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund
• 5 800 µGy – Brust-CT-Scan
• 10 000 µGy – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund in Ramsar, Iran
• 20 000 µGy – Einzel-Ganzkörper-CT
• 175 000 µGy – Jährliche Dosis natürlicher Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari, Brasilien.
• 5 000 000 µGy – Dosis, die einen Menschen mit einem 50% igen Risiko innerhalb von 30 Tagen tötet (LD50 / 30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird .

Wie zu sehen ist, sind niedrige Dosen im Alltag üblich. Die vorherigen Beispiele können helfen, relative Größen zu veranschaulichen. Unter dem Gesichtspunkt der biologischen Konsequenzen ist es sehr wichtig, zwischen Dosen zu unterscheiden, die über kurze und längere Zeiträume erhalten werden . Eine „ akute Dosis “ tritt über einen kurzen und begrenzten Zeitraum auf, während eine „ chronische Dosis “ auftritt”Ist eine Dosis, die über einen längeren Zeitraum anhält, damit sie besser durch eine Dosisleistung beschrieben werden kann. Hohe Dosen neigen dazu, Zellen abzutöten, während niedrige Dosen dazu neigen, sie zu beschädigen oder zu verändern. Niedrige Dosen, die über lange Zeiträume verteilt sind, verursachen für kein Körperorgan ein unmittelbares Problem. Die Auswirkungen niedriger Strahlendosen treten auf der Ebene der Zelle auf, und die Ergebnisse werden möglicherweise über viele Jahre hinweg nicht beobachtet.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Bestimmen Sie die primäre Photonendosisrate in Gray pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Abschirmungen und wenn der Dosispunkt nahe an der Abschirmoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die Energiedosis leistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende Energiedosisrate in Gray pro Stunde beträgt dann:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Von der Energiedosis zur äquivalenten Dosis

Wie geschrieben wurde, interagiert jede Art von Strahlung auf unterschiedliche Weise mit Materie . Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Andererseits interagieren elektrisch neutrale Teilchen nur indirekt, können aber auch einige oder alle ihrer Energien auf die Materie übertragen. Es würde sicherlich die Sache vereinfachen, wenn die biologischen Wirkungen der Strahlung direkt proportional zur Energiedosis wären . Leider hängen biologische Wirkungen auch davon ab, wie die Energiedosis entlang des Strahlungswegs verteilt wird. Studien haben gezeigt, dass Alpha- und Neutronenstrahlung bei einer bestimmten Energiedeposition pro kg Gewebe einen größeren biologischen Schaden verursachen als Gammastrahlung. Es wurde festgestellt, dass die biologischen Auswirkungen jeglicher Strahlung zunehmenmit dem linearen Energietransfer (LET). Kurz gesagt, der biologische Schaden durch Strahlung mit hohem LET ( Alpha-Teilchen , Protonen oder Neutronen ) ist viel größer als der durch Strahlung mit niedrigem LET ( Gammastrahlen)). Dies liegt daran, dass das lebende Gewebe Schäden durch Strahlung, die sich über einen großen Bereich ausbreitet, leichter reparieren kann als solche, die sich auf einen kleinen Bereich konzentrieren. Da bei gleicher physikalischer Dosis mehr biologische Schäden verursacht werden (dh dieselbe Energie pro Masseeinheit Gewebe), ist ein Gray Alpha- oder Neutronenstrahlung schädlicher als ein Gray Gammastrahlung. Diese Tatsache, dass Strahlungen unterschiedlicher Art (und Energien) unterschiedliche biologische Wirkungen bei gleicher Energiedosis bewirken, wird anhand von Faktoren beschrieben, die als relative biologische Wirksamkeit (RBE) und Strahlungsgewichtungsfaktor (w _R ) bekannt sind.

Im Strahlenschutz ist rem (eine Abkürzung für Roentgen Equivalent Man ) die Nicht-SI-Einheit der Äquivalentdosis , die überwiegend in den USA verwendet wird. Der rem repräsentiert den äquivalenten biologischen Effekt der Ablagerung von einhundert Erg ( ein Rad ) Gammastrahlenenergie in einem Kilogramm menschlichem Gewebe. Die rem wird nicht von der Einheit abgeleiteten Belichtung , die Roentgen . Das Akronym ist heute ein irreführendes historisches Artefakt, da 1 Röntgen in weichem biologischem Gewebe tatsächlich etwa 0,96 rem ablegt, wenn alle Gewichtungsfaktoren gleich eins sind.

Wie geschrieben wurde, wird der rem für Strahlendosismengen wie Äquivalentdosis und effektive Dosis verwendet . Die Äquivalentdosis (Symbol H _T ) ist eine für einzelne Organe berechnete Dosismenge (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Strahlungsart . Die SI – Einheit von H _T ist die Sievert (Sv) oder aber rem (roentgen equivalent man) ist immer noch häufig verwendet ( 1 Sv = 100 rem ).

REM und RAD

Zum Strahlenschutz wird die Energiedosis über ein Organ oder Gewebe T gemittelt und dieser Energiedosismittelwert für die Strahlungsqualität mit dem Strahlungsgewichtungsfaktor w _R für die Art und Energie der auf das Organ einfallenden Strahlung gewichtet Körper. Der Strahlungsgewichtungsfaktor ist ein dimensionsloser Faktor zur Bestimmung der Äquivalentdosis aus der über ein Gewebe oder Organ gemittelten Energiedosis und basiert auf der Art der absorbierten Strahlung. Die resultierende gewichtete Dosis wurde als Organ- oder Gewebeäquivalentdosis bezeichnet:

Eine äquivalente Dosis von einer rem darstellt , dass die Menge der Strahlungsdosis , die äquivalent ist, in Bezug auf die angegebenen biologischen Schaden an einem rad von Röntgenstrahlen oder Gammastrahlen . Eine durch Gammastrahlung verursachte Dosis von einem Rem entspricht einer Energiedeposition von einhundert Erg Energie in einem Kilogramm Gewebe. Das heißt, ein Rem entspricht einem Rad Gammastrahlen, die in einem bestimmten Gewebe abgelagert sind. Andererseits kann ein ähnlicher biologischer Schaden (ein Rem) nur durch 1/20 Rad Alpha-Strahlung verursacht werden (aufgrund eines hohen W _R der Alpha-Strahlung). Ähnlich wie bei Sieverts handelt es sich auch bei Rems nicht um eine physikalische Dosiseinheit. Zum Beispiel führt eine absorbierte Dosis von 1 Rad durch Alpha-Partikel zu einer äquivalenten Dosis von 20 Rems. Dies mag paradox erscheinen. Dies impliziert, dass die Energie des einfallenden Strahlungsfeldes in Erg um den Faktor 20 angestiegen ist, wodurch die Gesetze der Energieerhaltung verletzt wurden . Dies ist jedoch nicht der Fall. Der rem ergibt sich aus der aufgenommenen Dosis der physikalischen Größe, berücksichtigt aber auch die biologische Wirksamkeit der Strahlung, die von der Strahlungsart und der Energie abhängt. Der Strahlungsgewichtungsfaktor bewirkt, dass der rem keine physikalische Einheit sein kann.

Ein Rem ist auch eine große Menge der Äquivalentdosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Rem absorbiert hat, hat einhundert Erg Energie in jedem kg Körpergewebe absorbiert (im Falle von Gammastrahlen).

In Industrie und Medizin gemessene äquivalente Dosen weisen gewöhnlich niedrigere Dosen als ein Rem auf, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mrem (millirem) = 1E-3 rem

1 krem ​​(kilorem) = 1E3 rem

Die Umrechnungen von SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Strahlungsgewichtungsfaktoren – ICRP

Für Photonen- und Elektronenstrahlung hat der Strahlungsgewichtungsfaktor unabhängig von der Energie der Strahlung den Wert 1 und für Alphastrahlung den Wert 20. Für Neutronenstrahlung ist der Wert energieabhängig und beträgt 5 bis 20.

2007 veröffentlichte ICRP eine neue Reihe von Strahlungsgewichtungsfaktoren (ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission). Diese Faktoren sind unten angegeben.

Wie in der Tabelle gezeigt, gilt aw _R von 1 für alle Strahlungen mit niedrigem LET, dh Röntgen- und Gammastrahlen aller Energien sowie Elektronen und Myonen. Eine glatte Kurve, die als Annäherung betrachtet wird, wurde an die w _R -Werte als Funktion der einfallenden Neutronenenergie angepasst . Beachten Sie, dass E _n ist die Neutronenenergie in MeV.

So führt beispielsweise eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Rad zu einer äquivalenten Dosis von 20 Rem, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis den gleichen biologischen Effekt hat wie eine gleiche Menge der absorbierten Dosis von Gammastrahlen, d. H. bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Siehe auch: Qualitätsfaktor

Beispiele für Dosen in Rem

Wir müssen beachten, dass Strahlung überall um uns herum ist. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist eine natürliche Energiekraft, die uns umgibt. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, der seit der Geburt unseres Planeten hier ist. In den folgenden Punkten versuchen wir, enorme Bereiche der Strahlenexposition auszudrücken, die aus verschiedenen Quellen erhalten werden können.

• 0,005 mrem – Neben jemandem schlafen
• 0,009 mrem  – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 30 Meilen um ein Kernkraftwerk leben
• 0,01 mrem  – Eine Banane essen
• 0,03 mrem  – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 80 km um ein Kohlekraftwerk leben
• 1 mrem  – Durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund
• 2 mrem  – Röntgenaufnahme der Brust
• 4 mrem  – Ein 5-stündiger Flugzeugflug
• 60 mrem  – Mammographie
• 100 mrem  – Dosisbegrenzung für einzelne Mitglieder der Öffentlichkeit, effektive Gesamtdosis pro Jahr
• 365 mrem  – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund
• 580 mrem  – Brust-CT-Scan
• 1 000 mrem  – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund in Ramsar, Iran
• 2 000 mrem  – einzelner Ganzkörper-CT-Scan
• 17 500 mrem  – Jährliche Dosis natürlicher Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari, Brasilien.
• 500 000 mrem  – Dosis, die einen Menschen mit einem 50% igen Risiko innerhalb von 30 Tagen tötet (LD50 / 30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird .

Wie zu sehen ist, sind niedrige Dosen im Alltag üblich. Die vorherigen Beispiele können helfen, relative Größen zu veranschaulichen. Unter dem Gesichtspunkt der biologischen Konsequenzen ist es sehr wichtig, zwischen Dosen zu unterscheiden, die über kurze und längere Zeiträume erhalten werden . Eine „ akute Dosis “ tritt über einen kurzen und begrenzten Zeitraum auf, während eine „ chronische Dosis “ auftritt”Ist eine Dosis, die über einen längeren Zeitraum anhält, damit sie besser durch eine Dosisleistung beschrieben werden kann. Hohe Dosen neigen dazu, Zellen abzutöten, während niedrige Dosen dazu neigen, sie zu beschädigen oder zu verändern. Niedrige Dosen, die über lange Zeiträume verteilt sind, verursachen für kein Körperorgan ein unmittelbares Problem. Die Auswirkungen niedriger Strahlendosen treten auf der Ebene der Zelle auf, und die Ergebnisse werden möglicherweise über viele Jahre hinweg nicht beobachtet.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung in Rem

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Berechnen Sie die primäre Photonendosisrate in Gray pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Dann berechnet die Äquivalentdosisleistung in Sievert und REMS. Angenommen, dieses externe Strahlungsfeld durchdringt den gesamten Körper gleichmäßig . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Gray pro Stunde beträgt dann:

Da der Strahlungsgewichtungsfaktor für Gammastrahlen gleich eins ist und wir das einheitliche Strahlungsfeld angenommen haben, können wir die äquivalente Dosisrate direkt aus der absorbierten Dosisrate berechnen als:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Im Strahlenschutz ist das Sievert eine abgeleitete Einheit aus Äquivalentdosis und effektiver Dosis. Das Sievert repräsentiert den äquivalenten biologischen Effekt der Ablagerung eines Joules Gammastrahlenenergie in einem Kilogramm menschlichem Gewebe. Aber in welcher Beziehung stehen Becquerels (Radioaktivität) und Sieverts (Äquivalentdosis)?

In den vorangegangenen Kapiteln haben wir die Radioaktivität und die Intensität einer radioaktiven Quelle erörtert , die normalerweise in Becquerel gemessen wird . Jede radioaktive Quelle stellt jedoch kein biologisches Risiko dar , solange sie von der Umwelt isoliert ist. Wenn jedoch Personen oder ein anderes System (auch nicht biologisch) Strahlung ausgesetzt sind, lagert sich Energie im Material ab und es wird eine Strahlungsdosis abgegeben.

Es ist daher sehr wichtig, zwischen der Radioaktivität einer radioaktiven Quelle und der Strahlungsdosis zu unterscheiden, die sich aus der Quelle ergeben kann. Im Allgemeinen hängt die Strahlungsdosis von den folgenden Faktoren in Bezug auf die radioaktive Quelle ab:

• Aktivität. Die Aktivität der Quelle beeinflusst direkt die im Material abgelagerte Strahlungsdosis.
• Art der Strahlung . Jede Strahlungsart interagiert auf unterschiedliche Weise mit der Materie . Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Andererseits interagieren elektrisch neutrale Teilchen nur indirekt, können aber auch einen Teil oder alle ihre Energien auf die Materie übertragen.
• Entfernung. Die Höhe der Strahlenexposition hängt vom Abstand zur Strahlungsquelle ab. Ähnlich wie bei der Hitze eines Feuers ist die Intensität der Wärmestrahlung zu hoch und Sie können sich verbrennen. Wenn Sie in der richtigen Entfernung sind, können Sie dort problemlos bestehen und es ist außerdem bequem. Wenn Sie zu weit von der Wärmequelle entfernt sind, kann Ihnen auch die unzureichende Wärme schaden. Diese Analogie kann in gewissem Sinne auch auf Strahlung von Strahlungsquellen angewendet werden.
• Zeit. Die Höhe der Strahlenexposition hängt direkt (linear) von der Zeit ab, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen.
• Abschirmung. Schließlich hängt die Strahlungsdosis auch vom Material zwischen Quelle und Objekt ab. Wenn die Quelle zu intensiv ist und Zeit oder Entfernung keinen ausreichenden Strahlenschutz bieten, kann die Abschirmung verwendet werden.

Die Gefahr ionisierender Strahlung besteht darin, dass die Strahlung unsichtbar ist und von den menschlichen Sinnen nicht direkt wahrgenommen werden kann. Menschen können Strahlung weder sehen noch fühlen, aber sie gibt Energie an die Körpermoleküle ab. Die Energie wird für jede Wechselwirkung zwischen der Strahlung und einem Molekül in kleinen Mengen übertragen, und es gibt gewöhnlich viele solcher Wechselwirkungen.

Sievert und Grey

Die Energiedosis ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgegeben wird. Energiedosis wird das Symbol gegeben D . Die Energiedosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als Gray (Gy) bezeichnet wird und vom SI-System abgeleitet ist. Gelegentlich wird auch die Nicht-SI-Einheit rad verwendet, überwiegend in den USA.

Zum Strahlenschutz wird die absorbierte Dosis über ein Organ oder Gewebe T gemittelt, und dieser Durchschnitt der absorbierten Dosis wird für die Strahlungsqualität in Bezug auf den Strahlungsgewichtungsfaktor w _R für die Art und Energie der auf die Strahlung einfallenden Strahlung gewichtet Körper. Der Strahlungsgewichtungsfaktor ist ein dimensionsloser Faktor, der verwendet wird, um die äquivalente Dosis aus der über ein Gewebe oder Organ gemittelten absorbierten Dosis zu bestimmen, und basiert auf der Art der absorbierten Strahlung. Die resultierende gewichtete Dosis wurde als Organ- oder Gewebeäquivalentdosis bezeichnet:

Eine äquivalente Dosis von einem Sievert darstellt , dass die Menge der Strahlungsdosis , die äquivalent ist, in Bezug auf den angegebenen biologischen Schäden , zu einem grauen von Röntgenstrahlen oder Gammastrahlen . Eine durch Gammastrahlung verursachte Dosis von einem Sv entspricht einer Energiedeposition von einem Joule in einem Kilogramm eines Gewebes. Das heißt, ein Sievert entspricht einem Grau von Gammastrahlen, die in bestimmten Geweben abgelagert sind. Andererseits kann ein ähnlicher biologischer Schaden (ein Sievert) nur durch 1/20 Grau der Alphastrahlung verursacht werden (aufgrund des hohen w _R der Alphastrahlung). Daher ist der Sievert keine physikalische Dosiseinheit. Beispielsweise führt eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Gy zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv. Dies scheint ein Paradox zu sein. Dies impliziert, dass die Energie des einfallenden Strahlungsfeldes in Joule um den Faktor 20 gestiegen ist, wodurch die Gesetze der Energieerhaltung verletzt werden . Dies ist jedoch nicht der Fall. Sievert wird aus der absorbierten physikalischen Menge der Dosis abgeleitet, berücksichtigt aber auch die biologische Wirksamkeit der Strahlung, die von der Art der Strahlung und der Energie abhängt. Der Strahlungsgewichtungsfaktor bewirkt, dass der Sievert keine physikalische Einheit sein kann.

Ein Sievert ist eine große Menge einer äquivalenten Dosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Sv absorbiert hat, hat ein Joule Energie in jedem kg Körpergewebe absorbiert (bei Gammastrahlen).

 In Industrie und Medizin gemessene äquivalente Dosen haben normalerweise niedrigere Dosen als ein Sievert, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mSv (Millisievert) = 1E-3 Sv

1 uSv (Mikrosievert) = 1E-6 Sv

Die Umrechnungen von den SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Strahlungsgewichtungsfaktoren – ICRP

Für Photonen- und Elektronenstrahlung hat der Strahlungsgewichtungsfaktor unabhängig von der Energie der Strahlung den Wert 1 und für Alphastrahlung den Wert 20. Für Neutronenstrahlung ist der Wert energieabhängig und beträgt 5 bis 20.

2007 veröffentlichte ICRP eine neue Reihe von Strahlungsgewichtungsfaktoren (ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission). Diese Faktoren sind unten angegeben.

Wie in der Tabelle gezeigt, gilt aw _R von 1 für alle Strahlungen mit niedrigem LET, dh Röntgen- und Gammastrahlen aller Energien sowie Elektronen und Myonen. Eine glatte Kurve, die als Annäherung betrachtet wird, wurde an die w _R -Werte als Funktion der einfallenden Neutronenenergie angepasst . Beachten Sie, dass E _n ist die Neutronenenergie in MeV.

So führt beispielsweise eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Gy zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis den gleichen biologischen Effekt hat wie eine gleiche absorbierte Dosis von Gammastrahlen bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Siehe auch: Qualitätsfaktor

Effektive Dosis – Sieverts

Die effektive Dosis ist eine Dosismenge, die als die Summe der gewebeäquivalenten Dosen definiert ist, die mit den Gewichtungsfaktoren des ICRP-Organs (Gewebes) w _T gewichtet sind, wobei die unterschiedliche Empfindlichkeit verschiedener Organe und Gewebe gegenüber Strahlung berücksichtigt wird.

Die effektive Dosis ermöglicht es, die biologischen Folgen einer teilweisen Bestrahlung (ungleichmäßig) bis zu den Folgen einer vollständigen Bestrahlung zu bestimmen. Verschiedene Körpergewebe reagieren auf unterschiedliche Weise auf ionisierende Strahlung. Daher hat das ICRP bestimmten Geweben und Organen Empfindlichkeitsfaktoren zugewiesen, sodass der Effekt der teilweisen Bestrahlung berechnet werden kann, wenn die bestrahlten Bereiche bekannt sind.

In Veröffentlichung 60 definierte das ICRP die effektive Dosis als die doppelt gewichtete Summe der absorbierten Dosis in allen Organen und Geweben des Körpers. Dosisgrenzwerte werden in Bezug auf die wirksame Dosis festgelegt und gelten für den Einzelnen zum Strahlenschutz, einschließlich der allgemeinen Risikobewertung. Mathematisch kann die effektive Dosis ausgedrückt werden als:

Beispiele für Dosen in Sieverts

Wir müssen beachten, dass Strahlung überall um uns herum ist. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist eine natürliche Energiekraft, die uns umgibt. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, der seit der Geburt unseres Planeten hier ist. In den folgenden Punkten versuchen wir, enorme Bereiche der Strahlenexposition auszudrücken, die aus verschiedenen Quellen erhalten werden können.

• 0,05 µSv – Schlafen neben jemandem
• 0,09 µSv – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 30 Meilen um ein Kernkraftwerk leben
• 0,1 µSv – Eine Banane essen
• 0,3 µSv – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 50 Meilen um ein Kohlekraftwerk leben
• 10 µSv – Durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund
• 20 µSv – Röntgenaufnahme der Brust
• 40 µSv – Ein 5-stündiger Flugzeugflug
• 600 µSv – Mammographie
• 1 000 µSv – Dosisgrenze für einzelne Mitglieder der Öffentlichkeit, effektive Gesamtdosis pro Jahr
• 3 650 µSv – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund
• 5 800 µSv – Brust-CT-Scan
• 10 000 µSv – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund in Ramsar, Iran
• 20 000 µSv – Einzel-Ganzkörper-CT
• 175 000 µSv – Jährliche Dosis natürlicher Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari, Brasilien.
• 5 000 000 µSv – Dosis, die einen Menschen mit einem 50% igen Risiko innerhalb von 30 Tagen tötet (LD50 / 30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird .

Wie zu sehen ist, sind niedrige Dosen im Alltag üblich. Die vorherigen Beispiele können helfen, relative Größen zu veranschaulichen. Unter dem Gesichtspunkt der biologischen Konsequenzen ist es sehr wichtig, zwischen Dosen zu unterscheiden, die über kurze und längere Zeiträume erhalten werden . Eine „ akute Dosis “ tritt über einen kurzen und begrenzten Zeitraum auf, während eine „ chronische Dosis “ auftritt”Ist eine Dosis, die über einen längeren Zeitraum anhält, damit sie besser durch eine Dosisleistung beschrieben werden kann. Hohe Dosen neigen dazu, Zellen abzutöten, während niedrige Dosen dazu neigen, sie zu beschädigen oder zu verändern. Niedrige Dosen, die über lange Zeiträume verteilt sind, verursachen für kein Körperorgan ein unmittelbares Problem. Die Auswirkungen niedriger Strahlendosen treten auf der Ebene der Zelle auf, und die Ergebnisse werden möglicherweise über viele Jahre hinweg nicht beobachtet.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung in Sieverts

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Berechnen Sie die primäre Photonendosisrate in Grau pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Dann berechnet die Äquivalentdosisleistung . Angenommen, dieses externe Strahlungsfeld durchdringt den gesamten Körper gleichmäßig . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Grautönen pro Stunde beträgt dann:

Da der Strahlungsgewichtungsfaktor für Gammastrahlen gleich eins ist und wir das einheitliche Strahlungsfeld angenommen haben, können wir die äquivalente Dosisrate direkt aus der absorbierten Dosisrate berechnen als:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Im Strahlenschutz ist das Sievert eine abgeleitete Einheit aus Äquivalentdosis und effektiver Dosis. Das Sievert repräsentiert den äquivalenten biologischen Effekt der Ablagerung eines Joules Gammastrahlenenergie in einem Kilogramm menschlichem Gewebe. Die Einheit von Sievert ist für den Strahlenschutz von Bedeutung und wurde nach dem schwedischen Wissenschaftler Rolf Sievert benannt, der einen Großteil der frühen Arbeiten zur Dosimetrie in der Strahlentherapie durchgeführt hat.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung in Sieverts

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , nachstehend gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, was die Zerfallskonstante eines bestimmten Nuklids ist:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Für diese Berechnung wird angenommen, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Berechnen Sie die primäre Photonendosisrate in Grau pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Dann berechnet die Äquivalentdosisleistung . Angenommen, dieses äußere Strahlungsfeld durchdringt den gesamten Körper gleichmäßig . Die primäre Photonendosisrate vernachlässigt alle sekundären Partikel. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gamma Ray Attenuation

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate der Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt. Diese Annahme vereinfacht jedoch alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Grautönen pro Stunde beträgt dann:

Da der Strahlungsgewichtungsfaktor für Gammastrahlen gleich eins ist und wir das einheitliche Strahlungsfeld angenommen haben, können wir die äquivalente Dosisrate direkt aus der absorbierten Dosisrate berechnen als:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Im Strahlenschutz ist das Sievert eine abgeleitete Einheit aus Äquivalentdosis und effektiver Dosis. Das Sievert repräsentiert den äquivalenten biologischen Effekt der Ablagerung eines Joules Gammastrahlenenergie in einem Kilogramm menschlichem Gewebe. Die Einheit Sievert ist für den Strahlenschutz von Bedeutung und wurde nach dem schwedischen Wissenschaftler Rolf Sievert benannt, der einen Großteil der frühen Arbeiten zur Dosimetrie in der Strahlentherapie durchgeführt hat.

Wie geschrieben wurde, wird das Sievert für Strahlendosismengen wie Äquivalentdosis und effektive Dosis verwendet. Die Äquivalentdosis (Symbol H _T ) ist eine für einzelne Organe berechnete Dosismenge (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Strahlungsart . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI – Einheit von H _T ist die Sievert (Sv) oder aber rem (roentgen equivalent man) ist immer noch häufig verwendet ( 1 Sv = 100 rem ).

Sievert und Gray

Zum Strahlenschutz wird die Energiedosis über ein Organ oder Gewebe T gemittelt und dieser Energiedosismittelwert für die Strahlungsqualität mit dem Strahlungsgewichtungsfaktor w _R für die Art und Energie der auf das Organ einfallenden Strahlung gewichtet Körper. Der Strahlungsgewichtungsfaktor ist ein dimensionsloser Faktor zur Bestimmung der Äquivalentdosis aus der über ein Gewebe oder Organ gemittelten Energiedosis und basiert auf der Art der absorbierten Strahlung. Die resultierende gewichtete Dosis wurde als Organ- oder Gewebeäquivalentdosis bezeichnet:

Eine äquivalente Dosis von einem Sievert darstellt , dass die Menge der Strahlungsdosis , die äquivalent ist, in Bezug auf den angegebenen biologischen Schäden , zu einem Gray von Röntgenstrahlen oder Gammastrahlen . Eine Dosis von einem Sv, die durch Gammastrahlung verursacht wird, entspricht einer Energiedeposition von einem Joule pro Kilogramm Gewebe. Das heißt, ein Sieb entspricht einem Gray von Gammastrahlen, die in einem bestimmten Gewebe abgelagert sind. Andererseits kann ein ähnlicher biologischer Schaden (ein Sievert) nur durch 1/20 der Alphastrahlung (aufgrund des hohen w _R der Alphastrahlung) verursacht werden. Daher ist das Sievert keine physikalische Dosiseinheit. Beispielsweise führt eine absorbierte Dosis von 1 Gy durch Alpha-Partikel zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv. Dies mag paradox erscheinen. Dies impliziert, dass die Energie des einfallenden Strahlungsfeldes in Joule um den Faktor 20 angestiegen ist, wodurch die Gesetze der Energieerhaltung verletzt wurden . Dies ist jedoch nicht der Fall. Sievert wird aus der aufgenommenen Dosis der physikalischen Größe abgeleitet, berücksichtigt aber auch die biologische Wirksamkeit der Strahlung, die von der Strahlungsart und der Energie abhängt. Der Strahlungsgewichtungsfaktor bewirkt, dass das Sievert keine physikalische Einheit sein kann.

Ein Sieb ist eine große Menge der Äquivalentdosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Sv absorbiert hat, hat 1 Joule Energie in jedem kg Körpergewebe absorbiert (im Falle von Gammastrahlen).

In Industrie und Medizin gemessene äquivalente Dosen weisen gewöhnlich niedrigere Dosen als ein Sieb auf, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mSv (Millisievert) = 1E-3 Sv

1 uSv (Mikrosievert) = 1E-6 Sv

Die Umrechnungen von den SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Strahlungsgewichtungsfaktoren – ICRP

Für Photonen- und Elektronenstrahlung hat der Strahlungsgewichtungsfaktor unabhängig von der Energie der Strahlung den Wert 1 und für Alphastrahlung den Wert 20. Für Neutronenstrahlung ist der Wert energieabhängig und beträgt 5 bis 20.

2007 veröffentlichte ICRP eine neue Reihe von Strahlungsgewichtungsfaktoren (ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission). Diese Faktoren sind unten angegeben.

Wie in der Tabelle gezeigt, gilt aw _R von 1 für alle Strahlungen mit niedrigem LET, dh Röntgen- und Gammastrahlen aller Energien sowie Elektronen und Myonen. Eine glatte Kurve, die als Annäherung betrachtet wird, wurde an die w _R -Werte als Funktion der einfallenden Neutronenenergie angepasst . Beachten Sie, dass E _n ist die Neutronenenergie in MeV.

So führt beispielsweise eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Gy zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis den gleichen biologischen Effekt hat wie eine gleiche absorbierte Dosis von Gammastrahlen bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Siehe auch: Qualitätsfaktor

Beispiele für Dosen in Sieverts

Wir müssen beachten, dass Strahlung überall um uns herum ist. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist eine natürliche Energiekraft, die uns umgibt. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, der seit der Geburt unseres Planeten hier ist. In den folgenden Punkten versuchen wir, enorme Bereiche der Strahlenexposition auszudrücken, die aus verschiedenen Quellen erhalten werden können.

• 0,05 µSv – Schlafen neben jemandem
• 0,09 µSv – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 30 Meilen um ein Kernkraftwerk leben
• 0,1 µSv – Eine Banane essen
• 0,3 µSv – Ein Jahr lang in einem Umkreis von 50 Meilen um ein Kohlekraftwerk leben
• 10 µSv – Durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund
• 20 µSv – Röntgenaufnahme der Brust
• 40 µSv – Ein 5-stündiger Flugzeugflug
• 600 µSv – Mammographie
• 1 000 µSv – Dosisgrenze für einzelne Mitglieder der Öffentlichkeit, effektive Gesamtdosis pro Jahr
• 3 650 µSv – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund
• 5 800 µSv – Brust-CT-Scan
• 10 000 µSv – Durchschnittliche jährliche Dosis aus natürlichem Hintergrund in Ramsar, Iran
• 20 000 µSv – Einzel-Ganzkörper-CT
• 175 000 µSv – Jährliche Dosis natürlicher Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari, Brasilien.
• 5 000 000 µSv – Dosis, die einen Menschen mit einem 50% igen Risiko innerhalb von 30 Tagen tötet (LD50 / 30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird .

Wie zu sehen ist, sind niedrige Dosen im Alltag üblich. Die vorherigen Beispiele können helfen, relative Größen zu veranschaulichen. Unter dem Gesichtspunkt der biologischen Konsequenzen ist es sehr wichtig, zwischen Dosen zu unterscheiden, die über kurze und längere Zeiträume erhalten werden . Eine „ akute Dosis “ tritt über einen kurzen und begrenzten Zeitraum auf, während eine „ chronische Dosis “ auftritt”Ist eine Dosis, die über einen längeren Zeitraum anhält, damit sie besser durch eine Dosisleistung beschrieben werden kann. Hohe Dosen neigen dazu, Zellen abzutöten, während niedrige Dosen dazu neigen, sie zu beschädigen oder zu verändern. Niedrige Dosen, die über lange Zeiträume verteilt sind, verursachen für kein Körperorgan ein unmittelbares Problem. Die Auswirkungen niedriger Strahlendosen treten auf der Ebene der Zelle auf, und die Ergebnisse werden möglicherweise über viele Jahre hinweg nicht beobachtet.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung in Sieverts

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Berechnen Sie die primäre Photonendosisrate in Gray pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Dann berechnet die Äquivalentdosisleistung . Angenommen, dieses externe Strahlungsfeld durchdringt den gesamten Körper gleichmäßig . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Gray pro Stunde beträgt dann:

Da der Strahlungsgewichtungsfaktor für Gammastrahlen gleich eins ist und wir das einheitliche Strahlungsfeld angenommen haben, können wir die äquivalente Dosisrate direkt aus der absorbierten Dosisrate berechnen als:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Die Äquivalentdosis (Symbol H _T ) ist eine für einzelne Organe berechnete Dosismenge (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Strahlungsart . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI – Einheit von H _T ist die Sievert (Sv) oder aber rem (roentgen equivalent man) ist immer noch häufig verwendet ( 1 Sv = 100 rem ). Die gewichtete Dosis wurde als Organ- oder Gewebeäquivalentdosis bezeichnet:

Eine Dosis von  einem Sv,  die durch Gammastrahlung verursacht wird, entspricht einer Energiedeposition von einem Joule pro Kilogramm Gewebe. Das heißt, ein Sieb entspricht einem Grau von Gammastrahlen, die in einem bestimmten Gewebe abgelagert sind. Andererseits kann ein ähnlicher biologischer Schaden (ein Sievert) nur durch 1/20 der Alphastrahlung verursacht werden.

Ein Sieb ist eine große Menge der Äquivalentdosis. Eine Person, die eine Ganzkörperdosis von 1 Sv absorbiert hat, hat 1 Joule Energie in jedem kg Körpergewebe absorbiert (im Falle von Gammastrahlen).

In Industrie und Medizin gemessene äquivalente Dosen weisen gewöhnlich niedrigere Dosen als ein Sieb auf, und die folgenden Vielfachen werden häufig verwendet:

1 mSv (Millisievert) = 1E-3 Sv

1 uSv (Mikrosievert) = 1E-6 Sv

Die Umrechnungen von SI-Einheiten in andere Einheiten lauten wie folgt:

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Äquivalente Dosisleistung

Die äquivalente Dosisrate ist die Rate, mit der eine äquivalente Dosis erhalten wird. Es ist ein Maß für die Strahlungsdosisintensität (oder -stärke). Die äquivalente Dosisleistung ist daher definiert als:

In herkömmlichen Einheiten wird es in mSv / s ,  Sv / h, mrem / s oder rem / h gemessen . Da die Menge der Strahlenexposition direkt (linear) von der Zeit abhängt, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen, entspricht die absorbierte Dosis der Stärke des Strahlungsfeldes (Dosisleistung) multipliziert mit der in diesem Feld verbrachten Zeit. Das obige Beispiel zeigt, dass eine Person eine Dosis von 25 Millirem erwarten kann, wenn sie 30 Minuten in einem Feld von 50 Millirem / Stunde bleibt.

Berechnung der abgeschirmten Dosisleistung

Angenommen, die punktisotrope Quelle enthält 1,0 Ci von ¹³⁷ Cs und hat eine Halbwertszeit von 30,2 Jahren . Es ist zu beachten, dass die Beziehung zwischen der Halbwertszeit und der Menge eines Radionuklids, die erforderlich ist, um eine Aktivität von einem Curie zu ergeben , unten gezeigt ist. Diese Materialmenge kann mit λ berechnet werden, der Zerfallskonstante bestimmter Nuklide:

Etwa 94,6 Prozent zerfallen durch Beta-Emission zu einem metastabilen Kernisomer von Barium: Barium-137m. Der Hauptphotonenpeak von Ba-137m beträgt 662 keV . Nehmen Sie für diese Berechnung an, dass alle Zerfälle diesen Kanal durchlaufen.

Berechnen Sie die primäre Photonendosisrate in Grau pro Stunde (Gy.h ^-1 ) an der Außenfläche eines 5 cm dicken Bleischilds . Dann berechnet die Äquivalentdosisleistung . Angenommen, dieses externe Strahlungsfeld durchdringt den gesamten Körper gleichmäßig . Die Primärphotonendosisrate vernachlässigt alle Sekundärteilchen. Angenommen, der effektive Abstand der Quelle vom Dosispunkt beträgt 10 cm . Wir werden auch annehmen, dass der Dosispunkt Weichgewebe ist und vernünftigerweise durch Wasser simuliert werden kann, und wir verwenden den Massenenergieabsorptionskoeffizienten für Wasser.

Siehe auch: Gammastrahlendämpfung

Siehe auch: Abschirmung von Gammastrahlen

Lösung:

Die Primärphotonendosisrate wird exponentiell abgeschwächt , und die Dosisrate von Primärphotonen unter Berücksichtigung der Abschirmung ist gegeben durch:

Wie zu sehen ist, berücksichtigen wir den Aufbau von Sekundärstrahlung nicht. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Diese Annahme unterschätzt im Allgemeinen die wahre Dosisleistung, insbesondere für dicke Schilde und wenn der Dosispunkt nahe an der Schildoberfläche liegt, aber diese Annahme vereinfacht alle Berechnungen. In diesem Fall ist die tatsächliche Dosisleistung (mit dem Aufbau von Sekundärstrahlung) mehr als doppelt so hoch.

Um die absorbierte Dosisleistung zu berechnen , müssen wir in der Formel Folgendes verwenden:

• k = 5,76 · 10 & supmin; & ^sup7;
• S = 3,7 × 10 ¹⁰ s ^–1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ =  0,0326 cm ² / g (Werte sind bei NIST erhältlich)
• μ = 1,289 cm ^-1 (Werte sind bei NIST erhältlich)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Ergebnis:

Die resultierende absorbierte Dosisrate in Grautönen pro Stunde beträgt dann:

Da der Strahlungsgewichtungsfaktor für Gammastrahlen gleich eins ist und wir das einheitliche Strahlungsfeld angenommen haben, können wir die äquivalente Dosisrate direkt aus der absorbierten Dosisrate berechnen als:

Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen. Die erweiterte Formel für die Dosisleistung lautet dann:

Die Äquivalentdosis (Symbol H _T ) ist eine für einzelne Organe berechnete Dosismenge (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Strahlungsart . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI – Einheit von H _T ist die Sievert (Sv) oder aber rem (roentgen equivalent man) ist immer noch häufig verwendet ( 1 Sv = 100 rem ). Die Einheit von Sievert wurde nach dem schwedischen Wissenschaftler Rolf Sievert benannt, der einen Großteil der frühen Arbeiten zur Dosimetrie in der Strahlentherapie durchgeführt hat.

Aus Strahlenschutzgründen wird, wie geschrieben, die Energiedosis über ein Organ oder Gewebe T gemittelt und dieser Energiedosismittelwert für die Strahlungsqualität mit dem Strahlungsgewichtungsfaktor w _R für die Art und Energie von gewichtet auf den Körper einfallende Strahlung. Der Strahlungsgewichtungsfaktor ist ein dimensionsloser Faktor zur Bestimmung der Äquivalentdosis aus der über ein Gewebe oder Organ gemittelten Energiedosis und basiert auf der Art der absorbierten Strahlung. Die resultierende gewichtete Dosis wurde als Organ- oder Gewebeäquivalentdosis bezeichnet:

Von der Energiedosis zur Äquivalentdosis

Beachten Sie, dass das Sievert keine physikalische Dosiseinheit ist . Beispielsweise führt eine absorbierte Dosis von 1 Gy durch Alpha-Partikel zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv. Dies mag paradox erscheinen. Dies impliziert, dass die Energie des einfallenden Strahlungsfeldes in Joule um den Faktor 20 angestiegen ist, wodurch die Gesetze der Energieerhaltung verletzt wurden . Dies ist jedoch nicht der Fall. Sievert wird aus der aufgenommenen Dosis der physikalischen Größe abgeleitet, berücksichtigt aber auch die biologische Wirksamkeit der Strahlung, die von der Strahlungsart und der Energie abhängt. Der Strahlungsgewichtungsfaktor bewirkt, dass das Sievert keine physikalische Einheit sein kann.

Wie bereits geschrieben, interagiert jede Art von Strahlung auf unterschiedliche Weise mit der Materie und verursacht unterschiedliche biologische Schäden. Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Andererseits interagieren elektrisch neutrale Teilchen nur indirekt, können aber auch einen Teil oder alle ihre Energien auf die Materie übertragen. Es würde sicherlich die Sache vereinfachen, wenn biologische Wirkungen auftretender Strahlung waren direkt proportional zur absorbierten Dosis. Leider hängen die biologischen Wirkungen auch davon ab, wie sich die absorbierte Dosis entlang des Strahlengangs verteilt. Studien haben gezeigt, dass Alpha- und Neutronenstrahlung bei einer bestimmten Energiedeposition pro kg Gewebe einen größeren biologischen Schaden verursachen als Gammastrahlung. Es wurde festgestellt, dass die biologischen Auswirkungen von Strahlung mit dem linearen Energietransfer (LET) zunehmen . Kurz gesagt, der biologische Schaden durch Strahlung mit hohem LET ( Alphateilchen , Protonen oder Neutronen ) ist viel größer als der durch Strahlung mit niedrigem LET ( Gammastrahlen)). Dies liegt daran, dass das lebende Gewebe Schäden durch Strahlung, die sich über eine große Fläche ausbreitet, leichter reparieren kann als solche, die sich auf eine kleine Fläche konzentriert. Da bei gleicher physikalischer Dosis (dh gleicher Energieeintrag pro Masseeinheit des Gewebes) mehr biologische Schäden verursacht werden, ist ein Gray Alpha- oder Neutronenstrahlung schädlicher als ein Gray Gammastrahlung. Diese Tatsache, dass Strahlungen unterschiedlicher Art (und Energie) bei gleicher Energiedosis unterschiedliche biologische Wirkungen haben, wird anhand von Faktoren beschrieben, die als relative biologische Wirksamkeit (RBE) und Strahlungsgewichtungsfaktor (w _R ) bezeichnet werden.

Strahlungsgewichtungsfaktor

Im Strahlenschutz ist der Strahlungsgewichtungsfaktor ein dimensionsloser Faktor, der zur Bestimmung der Äquivalentdosis aus der über ein Gewebe oder Organ gemittelten Energiedosis verwendet wird und auf der Art der absorbierten Strahlung basiert. In der Vergangenheit wurde zu diesem Zweck ein ähnlicher Faktor verwendet, der als Qualitätsfaktor bekannt ist. Der Strahlungsgewichtungsfaktor ist eine Schätzung der Wirksamkeit pro Dosiseinheit der gegebenen Strahlung im Verhältnis zu einem Niedrig-LET-Standard.

Vor 1990 wurden dosisäquivalente Mengen in Form eines Qualitätsfaktors Q (L) definiert, der zu einem bestimmten Zeitpunkt auf die absorbierte Dosis angewendet wurde, um den Unterschieden in den Auswirkungen der verschiedenen Strahlungsarten Rechnung zu tragen. In seinen Empfehlungen von 1990 führte das ICRP ein modifiziertes Konzept ein. Aus Strahlenschutzgründen wird die Energiedosis über ein Organ oder Gewebe T gemittelt und dieses Energiedosismittel für die Strahlungsqualität mit dem Strahlungsgewichtungsfaktor w _R für die Art und Energie der auf das Organ einfallenden Strahlung gewichtet Körper.

Der Grund für das Ersetzen des Qualitätsfaktors, dh der Q-L-Beziehung, durch w _R -Werte bei der Definition der organäquivalenten Dosen und der effektiven Dosis war nach Ansicht der Kommission:

„Dass die Details und die Präzision, die mit der Verwendung einer formalen Q-L-Beziehung zur Änderung der Energiedosis verbunden sind, um die höhere Wahrscheinlichkeit einer Beeinträchtigung durch die Exposition gegenüber Strahlenkomponenten mit hohem LET widerzuspiegeln, aufgrund der Ungewissheiten in den radiologischen Informationen nicht gerechtfertigt sind.“

Bemerkenswerterweise beschränken sich diese beiden Faktoren, der Strahlungsgewichtungsfaktor und der Qualitätsfaktor, auf den für den Strahlenschutz interessanten Dosisbereich, dh auf die allgemeine Größe der Dosisgrenzen. In besonderen Fällen, in denen es sich um höhere Dosen handelt, die deterministische Effekte hervorrufen können, werden die relevanten RBE-Werte angewendet, um eine gewichtete Dosis zu erhalten.

Spezielle Referenz : ICRP, 2003. Relative biologische Wirksamkeit (RBE), Qualitätsfaktor ( Q ) und Strahlungsgewichtungsfaktor ( w _R ). ICRP Publication 92. Ann. ICRP 33 (4).

Strahlungsgewichtungsfaktoren – ICRP

Für Photonen- und Elektronenstrahlung hat der Strahlungsgewichtungsfaktor unabhängig von der Energie der Strahlung den Wert 1 und für Alphastrahlung den Wert 20. Für Neutronenstrahlung ist der Wert energieabhängig und beträgt 5 bis 20.

2007 veröffentlichte ICRP eine neue Reihe von Strahlungsgewichtungsfaktoren (ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission). Diese Faktoren sind unten angegeben.

Wie in der Tabelle gezeigt, gilt aw _R von 1 für alle Strahlungen mit niedrigem LET, dh Röntgen- und Gammastrahlen aller Energien sowie Elektronen und Myonen. Eine glatte Kurve, die als Annäherung betrachtet wird, wurde an die w _R -Werte als Funktion der einfallenden Neutronenenergie angepasst . Beachten Sie, dass E _n ist die Neutronenenergie in MeV.

So führt beispielsweise eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Gy zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis den gleichen biologischen Effekt hat wie eine gleiche absorbierte Dosis von Gammastrahlen bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Qualitätsfaktor

Der Qualitätsfaktor eines Strahlungstyps ist definiert als das Verhältnis des biologischen Schadens, der durch die Absorption von 1 Gy dieser Strahlung verursacht wird, zu dem biologischen Schaden, der durch 1 Gy Röntgen- oder Gammastrahlen verursacht wird.

Das Q einer bestimmten Art von Strahlung hängt mit der Dichte der Ionenspuren zusammen, die sie im Gewebe hinterlässt. Die Qualitätsfaktoren für die verschiedenen Strahlungsarten sind in der Tabelle aufgeführt.

Diese Qualitätsfaktoren beschränken sich auf den für den Strahlenschutz interessanten Dosisbereich, dh auf die allgemeine Größe der Dosisgrenzen. Unter besonderen Umständen, wenn es sich um höhere Dosen handelt, die deterministische Effekte verursachen können, werden die relevanten RBE-Werte angewendet, um eine gewichtete Dosis zu erhalten.