Nick Connor

Self-Powered Neutron Detectors ( SPND ) sind Neutronendetektoren, die aufgrund ihrer Anpassungsfähigkeit an die Umgebung im Kern häufig in Reaktoren zur Überwachung des Neutronenflusses eingesetzt werden . SPNDs können Teil des Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystems sein, das detaillierte Informationen zur Neutronenflussverteilung und damit zu den Grenzen dieser Spitzenleistungsgrenzen liefert. Diese Detektoren nutzen den grundlegenden radioaktiven Zerfallsprozess ihres Neutronenaktivierungsmaterials, um ein Ausgangssignal zu erzeugen. Wie der Name schon sagt,   benötigen SPNDs keine externe Spannungsquelle , um ein Spannungspotential im Detektor zu erzeugen. Stattdessen wird im Detektor als Ergebnis der Neutronenaktivierung ein Strom erzeugtund anschließender Betazerfall des Detektors. Durch die Emission dieser Betateilchen (Elektronen) wird der Draht immer positiver geladen. Das positive Potential des Drahtes bewirkt, dass ein Strom im Widerstand R fließt. Der Elektronenstrom vom Betazerfall kann direkt mit einem Amperemeter gemessen werden.

Der autarke Neutronendetektor bietet zwei Hauptvorteile:

• Es ist sehr wenig Instrumentierung erforderlich, normalerweise nur ein Millivoltmeter oder ein Amperemeter
• Das Emittermaterial hat eine viel längere Lebensdauer als die in Spaltkammern verwendete Bor- oder Uran-235-Auskleidung.

Andererseits gibt es auch Nachteile, die damit verbunden sind, dass Ströme auch bei Volllastbetrieb sehr gering sind. Daher können SPNDs keine Informationen über die Flussverteilung bei Betrieb mit geringer Leistung (10% und weniger) bereitstellen. Der Hauptnachteil des autarken Neutronendetektors besteht darin, dass das Emittermaterial mit einer charakteristischen Halbwertszeit zerfällt, die die Ansprechzeit des Detektors bestimmt.

Das typische SPND ist ein Koaxialkabel bestehend aus:

• Emitter . Eine innere Elektrode, die aus einem Material besteht, das ein Neutron absorbiert und durch Emittieren eines Elektrons radioaktiv zerfällt (Beta-Zerfall). Der Emitter besteht normalerweise aus Rhodium und wird zur Erzeugung von Elektronen verwendet.
• Isolierung. Der Emitter ist von einer Isolierung umgeben, die üblicherweise aus Aluminiumoxid besteht.
• Sammler . Die Metallwände des Detektors umhüllen diese Teile und dienen als Sammler für die. Elektronen, die erzeugt werden.- Der Kollektor ist an Massepotential angeschlossen,

Selbstversorgte Neutronendetektoren werden normalerweise in das Instrumentenrohr eines Brennelements eingebaut. Sie können die gesamte Länge ausgewählter Brennelemente überwachen, um eine äußerst genaue dreidimensionale Karte der Verteilung des Neutronenflusses zu erhalten . Mit diesen Daten kann die Neutronenflussrekonstruktion auch im übrigen Reaktorkern durchgeführt werden.

Typische Materialien für den Emitter sind Kobalt, Cadmium, Rhodium und Vanadium. Diese Materialien sollten verwendet werden, weil sie relativ hohe Schmelztemperaturen, relativ hohe Querschnitte zu thermischen Neutronen besitzen und mit dem SPND-Herstellungsverfahren kompatibel sind.

Spezielle Referenz: William H. Todt, Sr. EIGENSCHAFTEN SELBSTBETRIEBENER NEUTRONEN-DETEKTOREN, DIE IN LEISTUNGSREAKTOREN VERWENDET WERDEN. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Rhodium Emitter – SPND auf Rhodiumbasis

Eines der möglichen Materialien ist Rhodium als Emitter. Ein SPND mit einem Rhodiumemitter hat eine relativ hohe Empfindlichkeit , eine hohe Abbrandrate, stört die lokale Leistungsdichte und hat ein ( zweifach ) verzögertes Signal . Ein Detektor auf Rhodiumbasis ist ein Beta-Strom-Detektor mit eigener Stromversorgung, der die folgende Aktivierungsreaktion verwendet, um einen messbaren Strom zu erzeugen.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Wie zu sehen ist, bewirkt ein von Rhodium-103 eingefangenes Neutron, dass ein Rhodium-103-Atom zu einem radioaktiven Rhodium-104- Atom wird. Das Rhodium-104 zerfällt dann in Palladium-104 plus ein Beta-Teilchen ( Elektron ). Das Beta-Teilchen hat genug Energie, um durch den Isolator zu gelangen und den Kollektor zu erreichen. Die Halbwertszeit von aktiviertem Rhodium-104 beträgt 42,3 Sekunden, was die Emission des geladenen Teilchens verzögert. Ein Detektor auf Rhodiumbasis verwendet diese Produktion von Beta-Partikeln (Elektronen), um einen Strom zu erzeugen, der proportional zur Anzahl der vom Emitter eingefangenen Neutronen ist, der auch proportional zur lokalen Reaktorleistungsdichte ist. Ein Teil des Stromflusses des Detektors ist auf Gammastrahlen zurückzuführen. Um dieses fehlerhafte Signal zu kompensieren, wird eine Hintergrundkorrektur über einen Hintergrunddetektor durchgeführt, der aus den gleichen Komponenten wie der Detektor besteht, außer dass das Rhodium entfernt wird.

Rhodium-103 hat einen Einfangquerschnitt von 133 Scheunen für thermische Neutronen und eine Resonanz bei 1,25 eV. Diese Reaktion führt zur Produktion von ¹⁰⁴ Rh mit T _1/2 = 42 s, was beta-radioaktiv ist. Es ist zu beachten, dass etwa 11 Ställe zur Reaktion gehören, in der ein Isomer von ^{104 m} Rh erzeugt wird (mit T _1/2 = 4,4 min).

Die folgenden Eigenschaften sind typisch für die Verwendung in einem thermischen Leistungsreaktor (z. B. PWR).

• Die Rhodium-Abbrandrate beträgt 0,39% pro Monat bei einem thermischen Neutronenfluss von 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 92% des Signals haben eine Halbwertszeit von 42 Sekunden.
• 8% des Signals haben eine Halbwertszeit von 4,4 Minuten.
• Die Beta-Emission hat eine Energie von 2,44 MeV.

Self-Powered Neutron Detectors ( SPND ) sind Neutronendetektoren, die aufgrund ihrer Anpassungsfähigkeit an die Umgebung im Kern häufig in Reaktoren zur Überwachung des Neutronenflusses eingesetzt werden . SPNDs können Teil des Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystems sein, das detaillierte Informationen zur Neutronenflussverteilung und damit zu den Grenzen dieser Spitzenleistungsgrenzen liefert. Diese Detektoren nutzen den grundlegenden radioaktiven Zerfallsprozess ihres Neutronenaktivierungsmaterials, um ein Ausgangssignal zu erzeugen. Wie der Name schon sagt,   benötigen SPNDs keine externe Spannungsquelle , um ein Spannungspotential im Detektor zu erzeugen. Stattdessen wird im Detektor als Ergebnis der Neutronenaktivierung ein Strom erzeugtund anschließender Betazerfall des Detektors. Durch die Emission dieser Betateilchen (Elektronen) wird der Draht immer positiver geladen. Das positive Potential des Drahtes bewirkt, dass ein Strom im Widerstand R fließt. Der Elektronenstrom vom Betazerfall kann direkt mit einem Amperemeter gemessen werden.

Der autarke Neutronendetektor bietet zwei Hauptvorteile:

• Es ist sehr wenig Instrumentierung erforderlich, normalerweise nur ein Millivoltmeter oder ein Amperemeter
• Das Emittermaterial hat eine viel längere Lebensdauer als die in Spaltkammern verwendete Bor- oder Uran-235-Auskleidung.

Andererseits gibt es auch Nachteile, die damit verbunden sind, dass Ströme auch bei Volllastbetrieb sehr gering sind. Daher können SPNDs keine Informationen über die Flussverteilung bei Betrieb mit geringer Leistung (10% und weniger) bereitstellen. Der Hauptnachteil des autarken Neutronendetektors besteht darin, dass das Emittermaterial mit einer charakteristischen Halbwertszeit zerfällt, die die Ansprechzeit des Detektors bestimmt.

Das typische SPND ist ein Koaxialkabel bestehend aus:

• Emitter . Eine innere Elektrode, die aus einem Material besteht, das ein Neutron absorbiert und durch Emittieren eines Elektrons radioaktiv zerfällt (Beta-Zerfall). Der Emitter besteht normalerweise aus Rhodium und wird zur Erzeugung von Elektronen verwendet.
• Isolierung. Der Emitter ist von einer Isolierung umgeben, die üblicherweise aus Aluminiumoxid besteht.
• Sammler . Die Metallwände des Detektors umhüllen diese Teile und dienen als Sammler für die. Elektronen, die erzeugt werden.- Der Kollektor ist an Massepotential angeschlossen,

Selbstversorgte Neutronendetektoren werden normalerweise in das Instrumentenrohr eines Brennelements eingebaut. Sie können die gesamte Länge ausgewählter Brennelemente überwachen, um eine äußerst genaue dreidimensionale Karte der Verteilung des Neutronenflusses zu erhalten . Mit diesen Daten kann die Neutronenflussrekonstruktion auch im übrigen Reaktorkern durchgeführt werden.

Typische Materialien für den Emitter sind Kobalt, Cadmium, Rhodium und Vanadium. Diese Materialien sollten verwendet werden, weil sie relativ hohe Schmelztemperaturen, relativ hohe Querschnitte zu thermischen Neutronen besitzen und mit dem SPND-Herstellungsverfahren kompatibel sind.

Spezielle Referenz: William H. Todt, Sr. EIGENSCHAFTEN SELBSTBETRIEBENER NEUTRONEN-DETEKTOREN, DIE IN LEISTUNGSREAKTOREN VERWENDET WERDEN. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Vanadium Emitter – Vanadium-basierter SPND

Ein SPND mit einem Vanadiumemitter hat eine relativ geringe Empfindlichkeit, eine geringe Abbrandrate bei minimaler Störung der lokalen Leistungsdichte und ein sehr lang verzögertes Signal. Ein Detektor auf Vanadiumbasis ist ein Beta-Strom-Detektor mit eigener Stromversorgung, der die folgende Aktivierungsreaktion verwendet, um einen messbaren Strom zu erzeugen.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

Vanadium-51 hat einen Einfangquerschnitt von 4,9 Scheunen für thermische Neutronen ohne Resonanzen. Diese Reaktion führt zur Erzeugung von ⁵² V mit T _1/2 = 3,74 min, was beta-radioaktiv ist .

Die folgenden Eigenschaften sind typisch für die Verwendung in einem thermischen Leistungsreaktor (z. B. PWR).

• Die Vanadium-Abbrandrate beträgt 0,012% pro Monat bei einem thermischen Neutronenfluss von 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 99% des Signals haben eine Halbwertszeit von 3,8 Minuten.
• 1% des Signals ist prompt.
• Die nachfolgende Beta-Emission hat eine Energie von 2,6 MeV.

Eines der möglichen Materialien ist Rhodium als Emitter. Ein SPND mit einem Rhodium-Emitter hat eine relativ hohe Empfindlichkeit , eine hohe Abbrandrate, stört die lokale Leistungsdichte und hat ein ( zweifach ) verzögertes Signal . Ein Rhodium-basierter Detektor ist der Beta-Strom-Typ eines autarken Detektors, der die folgende Aktivierungsreaktion verwendet, um einen Strom zu erzeugen, der gemessen werden kann.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Wie zu sehen ist, wird aus einem durch Rhodium-103 eingefangenen Neutron ein Rhodium-103-Atom ein radioaktives Rhodium-104- Atom. Das Rhodium-104 zerfällt dann in Palladium-104 plus ein Beta-Teilchen ( Elektron ). Das Beta-Teilchen hat genug Energie, um durch den Isolator zum Kollektor zu gelangen. Die Halbwertszeit von aktiviertem Rhodium-104 beträgt 42,3 Sekunden, was die Emission des geladenen Teilchens verzögert. Ein Detektor auf Rhodiumbasis erzeugt aus dieser Produktion von Betateilchen (Elektronen) einen Strom, der proportional zur Anzahl der vom Emitter eingefangenen Neutronen ist und der auch proportional zur lokalen Reaktorleistungsdichte ist. Ein Teil des Stromflusses des Detektors ist auf Gammastrahlen zurückzuführen. Um dieses fehlerhafte Signal zu kompensieren, wird eine Hintergrundkorrektur über einen Hintergrunddetektor durchgeführt, der aus den gleichen Komponenten wie der Detektor besteht, außer dass das Rhodium entfernt wird.

Rhodium-103 hat einen Einfangquerschnitt von 133 Scheunen für thermische Neutronen und eine Resonanz von 1,25 eV. Diese Reaktion führt zur Erzeugung von ¹⁰⁴ Rh mit T _1/2 = 42 s, was beta-radioaktiv ist. Es muss angemerkt werden, dass etwa 11 Scheunen zu einer Reaktion gehören, bei der ein Isomer ^104m Rh erzeugt wird (mit T _1/2 = 4,4 min).

Die folgenden Eigenschaften sind typisch für den Einsatz in thermischen Leistungsreaktoren (z. B. PWR).

• Die Rhodium-Abbrandrate beträgt 0,39% pro Monat bei einem thermischen Neutronenfluss von 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 92% des Signals haben eine Halbwertszeit von 42 Sekunden.
• 8% des Signals haben eine Halbwertszeit von 4,4 Minuten.
• Die Beta-Emission hat eine Energie von 2,44 MeV.

Ein Strahlungsdosimeter ist ein Gerät, das die Exposition gegenüber ionisierender Strahlung misst . Dosimeter zeichnen normalerweise eine Dosis auf , bei der es sich um die in Grau (Gy) gemessene absorbierte Strahlungsenergie oder die in Sievert (Sv) gemessene äquivalente Dosis handelt . Ein Personendosimeter ist ein Dosimeter, das von der überwachten Person an der Oberfläche des Körpers getragen wird und die empfangene Strahlendosis aufzeichnet.

Eigenschaften von Dosimetern – Hauptmerkmale

Es gibt viele Arten von Dosimetern und Detektoren, und jeder Typ hat Einschränkungen. Viele Faktoren beeinflussen die Qualität der Ergebnisse eines Dosimeters. Einige wichtige Überlegungen bei der Auswahl eines Dosimeters sind:

• Art der Strahlung . Jede Strahlungsart interagiert auf unterschiedliche Weise mit der Materie . Diese Überlegung ist entscheidend. Für Dosen von Neutronen können wir keinen einfachen GM-Zähler verwenden.
• Strahlungsenergie . Die Reaktion eines Dosimeters hängt von der Strahlungsenergie und den Winkeln zwischen der Quelle und dem Detektor des Dosimeters ab.
• Verblassen . Das Signal eines Dosimeters kann mit der Zeit verloren gehen oder verblassen. Dies kann durch äußere Faktoren wie Temperatur, Licht und Luftfeuchtigkeit verursacht werden.
• Direkte Lesung . Manchmal ist es von größter Wichtigkeit, dass das Dosimeter die kumulative Dosis und die aktuelle Dosisrate kontinuierlich anzeigt und die Person, die es trägt, warnt, wenn eine bestimmte Dosisrate oder eine kumulative Dosis überschritten wird.
• Minimale messbare Dosis . Die niedrigste Dosis, die mit einem bestimmten festgelegten Konfidenzniveau gemessen werden kann.
• Robustheit und Tragekomfort . Dosimeter unterscheiden sich in ihrer Fähigkeit, rauen Umgebungsbedingungen standzuhalten. Einige sind schwer für einen bestimmten Zweck, andere sind kleiner, leichter und tragbarer.

Wie zu sehen ist, ist die Dosimetrie sehr schwierig, da kein einzelnes Dosimeter jede dieser Eigenschaften aufweist. Daher muss ein Dosimeterbenutzer die Umgebung kennen, in der das Instrument verwendet wird. In den meisten praktischen Situationen liefern Dosimeter angemessene Annäherungen an das persönliche Dosisäquivalent Hp (d), zumindest am Ort des Dosimeters. Es ist zu beachten, dass das Äquivalent der Personendosis die wirksame Dosis im Allgemeinen überschätzt. Andererseits ist dieses Verfahren nur bei geringen Dosen und unter der Annahme einer gleichmäßigen Ganzkörperexposition gültig . Bei hohen Personendosen, die sich der jährlichen Dosisgrenze nähern oder diese überschreiten, oder bei stark inhomogenen Bestrahlungsfeldern ist dieses Verfahren jedoch möglicherweise nicht ausreichend.

Siehe auch: Der Bericht zur Markterhebung über Strahlungsdosimeter für die Reaktion und Wiederherstellung. Nationales Labor für städtische Sicherheitstechnik. SAVER-T-MSR-4. <Verfügbar unter: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Die Strahlendosimetrie  ist die Messung, Berechnung und Bewertung der absorbierten Dosen und die Zuordnung dieser Dosen zu einzelnen Personen. Es ist die Wissenschaft und Praxis, die versucht, bestimmte in einem Strahlungsfeld vorgenommene Maßnahmen quantitativ mit chemischen und / oder biologischen Veränderungen in Beziehung zu setzen, die die Strahlung in einem Ziel hervorrufen würde. Da es zwei Arten von Strahlenexposition gibt, externe und interne Exposition, kann die Dosimetrie auch wie folgt eingeteilt werden:

• Externe Dosimetrie . Externe Exposition ist Strahlung, die von außerhalb unseres Körpers kommt und mit uns interagiert. In diesem Fall analysieren wir vorwiegend die Exposition durch  Gammastrahlen  und  Betateilchen , da  Alphateilchen im Allgemeinen kein äußeres Expositionsrisiko darstellen, da die Teilchen im Allgemeinen nicht durch die Haut dringen. Da Photonen und Beta durch elektromagnetische Kräfte und Neutronen durch Kernkräfte zusammenwirken, unterscheiden sich ihre Nachweismethoden und Dosimetrie erheblich. Die Strahlungsquelle kann beispielsweise ein Gerät sein, das die Strahlung wie ein Behälter mit radioaktiven Stoffen oder wie ein Röntgengerät erzeugt. Die externe Dosimetrie basiert auf Messungen mit einem  Dosimeteroder aus Messungen abgeleitet, die mit anderen Strahlenschutzinstrumenten durchgeführt wurden.

• 

  Interne Dosimetrie . Wenn die Strahlungsquelle  in unserem Körper ist , sagen wir, ist es  innere Exposition . Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Aufnahme von radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten. Der Schutz vor innerer Exposition ist komplizierter. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden. Die Beurteilung der internen Dosimetrie beruht auf einer Vielzahl von Überwachungs-, Bioassay- oder Strahlungsbildgebungstechniken.

In Kernkraftwerken verwendete Detektoren

Strahlungsdosimeter und Detektoren können auch nach ihrem Zweck kategorisiert werden. Es ist zu beachten, dass die folgenden Geräte keine Dosimeter sind. Diese Geräte werden für die Dosimetrie in Kernkraftwerken verwendet :

• Persönliche Dosimeter. Die persönliche Dosimetrie ist ein wesentlicher Bestandteil der Strahlendosimetrie. Die persönliche Dosimetrie wird hauptsächlich (aber nicht ausschließlich) verwendet, um Dosen für Personen zu bestimmen, die im Zusammenhang mit ihrer Arbeitstätigkeit Strahlung ausgesetzt sind. Diese Dosen werden normalerweise mit Geräten gemessen, die als persönliche Dosimeter bekannt sind .
• Gamma-Vermessungsmesser. Tragbare Vermessungsmessgeräte sind Strahlungsdetektoren, mit denen radiologische Techniker die Umgebungsdosisleistung messen. Diese tragbaren Instrumente haben normalerweise Geschwindigkeitsmesser. In kerntechnischen Anlagen werden diese tragbaren Vermessungsgeräte normalerweise von Strahlenschutztechnikern verwendet.
• Kontaminationsmesser. Kontaminationsmessgeräte sind Instrumente zur Messung der Oberflächenkontamination. In kerntechnischen Anlagen werden Kontaminationsmonitore normalerweise am Ausgang der kontrollierten Bereiche installiert. Diese Monitore können Proportionalzähler mit einem großflächigen Detektor für dünne Fenster verwenden, ähnlich wie Hand- und Schuhmonitore.
• Ganzkörpermonitore. Ganzkörpermonitore oder Ganzkörpermonitore sind Instrumente zur Messung der Oberflächenkontamination. Sie werden zur Überwachung des Personalausgangs verwendet. Dies ist der Begriff, der im Strahlenschutz zur Überprüfung auf äußere Kontamination (oder Oberflächenkontamination ) eines ganzen Körpers einer Person verwendet wird, die einen von radioaktiver Kontamination kontrollierten Bereich verlässt.
• Gammaspektrometer. Ein Gammastrahlenspektrometer (GRS) ist ein hoch entwickeltes Gerät zur Messung der Energieverteilung von Gammastrahlung. Für die Messung von Gammastrahlen über mehreren hundert keV gibt es zwei Detektorkategorien von großer Bedeutung,  anorganische Szintillatoren wie NaI (Tl) –  und Halbleiterdetektoren.
• Strahlenüberwachungssystem. In kerntechnischen Anlagen werden Fernstrahlungsüberwachungssysteme (RMS) installiert, um die Strahlungswerte an ausgewählten Anlagenstandorten zu überwachen. Das Strahlungsüberwachungssystem mit voreingestellten Alarmstufen (z. B. für Dosis, Dosisleistung oder Aktivität in der Luft) bietet ein zuverlässiges Mittel zur Echtzeitüberwachung der radiologischen Bedingungen, denen ein Arbeitnehmer ausgesetzt ist. Wenn diese Werte überschritten werden, werden Alarme aktiviert und in einigen Fällen automatische Schutzfunktionen ausgelöst. Somit dient das System dazu:
  • Vor Strahlengefährdung warnen
  • Frühzeitig vor einer Anlagenstörung warnen
  • Automatische Schutzfunktionen einleiten.

• Alle Daten werden in einem Strahlenschutzkontrollraum gesammelt. Das Strahlungsüberwachungssystem kann alle Informationen über die radiologischen Bedingungen in verschiedenen Arbeitsbereichen sowie Sprach- und visuelle Rückmeldungen mit einer minimalen Anwesenheit von RP-Technikern in Strahlungsbereichen sammeln, wodurch die Dosis für dieses Personal verringert wird. Je nach Quelle und Stärke der Strahlungsquelle werden im RMS verschiedene Arten von Strahlungsmonitoren verwendet.
  • Kontaminationsmonitore in der Luft
  • Bereichsmonitore
  • Jodmonitore
  • In-Vent-Gasmonitore

Es ist sehr wichtig, dass die meisten heute verwendeten  persönlichen Dosimeter keine absoluten Instrumente sind, sondern Referenzinstrumente. Das heißt, sie müssen regelmäßig kalibriert werden . Wenn ein Referenzdosimeter kalibriert wird, kann ein Kalibrierungsfaktor bestimmt werden. Dieser Kalibrierungsfaktor bezieht die Expositionsmenge auf die angegebene Dosis. Die Gültigkeit der Kalibrierung wird durch Aufrechterhaltung der Rückverfolgbarkeit der zur Kalibrierung des Dosimeters verwendeten Quelle demonstriert. Die Rückverfolgbarkeit wird durch Vergleich der Quelle mit einem „Primärstandard“ in einem Referenzkalibrierungszentrum erreicht. Bei der Überwachung von Personen werden die Werte dieser Betriebsgrößen als ausreichend genaue Beurteilung der wirksamen Dosis herangezogenbzw. Hautdosis, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen .

Eigenschaften von Dosimetern – Hauptmerkmale

Es gibt viele Arten von Dosimetern und Detektoren, und jeder Typ hat Einschränkungen. Viele Faktoren beeinflussen die Qualität der Ergebnisse eines Dosimeters. Einige wichtige Überlegungen bei der Auswahl eines Dosimeters sind:

• Art der Strahlung . Jede Art von Strahlung interagiert auf unterschiedliche Weise mit Materie . Diese Überlegung ist entscheidend. Für Dosen von Neutronen können wir keinen einfachen GM-Zähler verwenden.
• Strahlungsenergie . Die Reaktion eines Dosimeters hängt von der Energie der Strahlung und den Winkeln zwischen der Quelle und dem Detektor des Dosimeters ab.
• Verblassen . Das Signal eines Dosimeters kann mit der Zeit verloren gehen oder verblassen. Dies kann durch äußere Faktoren wie Temperatur, Licht und Luftfeuchtigkeit verursacht werden.
• Direktes Lesen . Manchmal ist es von höchster Wichtigkeit, dass das Dosimeter eine kontinuierliche Anzeige der kumulativen Dosis und der aktuellen Dosisrate liefert und die Person, die es trägt, warnt, wenn eine bestimmte Dosisrate oder eine kumulative Dosis überschritten wird.
• Minimale messbare Dosis . Die niedrigste Dosis, die mit einem bestimmten festgelegten Konfidenzniveau gemessen werden kann.
• Robustheit und Tragekomfort . Dosimeter unterscheiden sich in ihrer Fähigkeit, schwierigen Umgebungsbedingungen standzuhalten. Einige sind für einen bestimmten Zweck schwer, andere sind kleiner, leichter und tragbarer.

Wie zu sehen ist, ist die Dosimetrie sehr schwierig, da kein einzelnes Dosimeter jede dieser Eigenschaften aufweist. Daher muss ein Dosimeterbenutzer die Umgebung verstehen, in der das Instrument verwendet wird. In den meisten praktischen Situationen liefern Dosimeter zumindest am Ort des Dosimeters vernünftige Annäherungen an das persönliche Dosisäquivalent Hp (d). Es ist zu beachten, dass das persönliche Dosisäquivalent im Allgemeinen die wirksame Dosis überschätzt. Andererseits ist dieses Verfahren nur bei niedrigen Dosen und unter der Annahme einer einheitlichen Ganzkörperexposition gültig . Für hohe persönliche Dosen, die sich der jährlichen Dosisgrenze nähern oder diese überschreiten, oder in stark inhomogenen Strahlungsfeldern ist dieses Verfahren jedoch möglicherweise nicht ausreichend.

Siehe auch: Marktbericht über Strahlungsdosimeter für Reaktion und Wiederherstellung. Nationales Labor für städtische Sicherheitstechnologie. SAVER-T-MSR-4. <verfügbar unter: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Arten von Dosimetern

Filmabzeichen-Dosimeter

Filmabzeichen sind kleine tragbare Geräte zur Überwachung der kumulativen Strahlungsdosis aufgrund ionisierender Strahlung. Das Funktionsprinzip ist ähnlich wie bei Röntgenbildern. Das Abzeichen besteht aus zwei Teilen: einem fotografischen Film und einem Halter. Der Film ist in einem Abzeichen enthalten. Das Stück fotografischen Films, das das empfindliche Material ist und das monatlich entfernt und entwickelt werden muss. Je mehr Strahlung ausgesetzt wird, desto stärker wird der Film geschwärzt. Die Schwärzung des Films ist linear zur Dosis und es können Dosen bis zu etwa 10 Gy gemessen werden.

Siehe auch: Filmabzeichen-Dosimeter

TLD – Thermolumineszenzdosimeter

Ein Thermolumineszenzdosimeter, abgekürzt als TLD, ist ein passives Strahlungsdosimeter, das die Exposition gegenüber ionisierender Strahlung durch Messen der Intensität des sichtbaren Lichts misst, das von einem empfindlichen Kristall im Detektor emittiert wird, wenn der Kristall erhitzt wird. Die Intensität des emittierten Lichts wird mit einem TLD-Lesegerät gemessen und hängt von der Strahlenexposition ab. Thermolumineszenz-Dosimeter wurden 1954 von Professor Farrington Daniels von der University of Wisconsin-Madison erfunden. TLD-Dosimeter sind auf Situationen anwendbar, in denen keine Echtzeitinformationen benötigt werden, aber präzise Aufzeichnungen zur akkumulierten Dosisüberwachung zum Vergleich mit Feldmessungen oder zur Bewertung des Potenzials für langfristige gesundheitliche Auswirkungen erwünscht sind.

Siehe auch: TLD – Thermolumineszenzdosimeter

EPD – Elektronisches Personendosimeter

Ein elektronisches Personendosimeter ist ein modernes Dosimeter, das die kumulative Dosis und die aktuelle Dosisrate kontinuierlich auslesen und die Person, die es trägt, warnen kann, wenn eine bestimmte Dosisrate oder eine kumulative Dosis überschritten wird. EPDs sind besonders nützlich in Bereichen mit hoher Dosis, in denen die Verweilzeit des Trägers aufgrund von Dosisbeschränkungen begrenzt ist.

Das elektronische Personendosimeter EPD kann einen direkten Messwert der erkannten Dosis oder Dosisrate in Echtzeit anzeigen . Elektronische Dosimeter können sowohl als zusätzliches Dosimeter als auch als primäres Dosimeter verwendet werden. Die passiven Dosimeter und die elektronischen Personendosimeter werden häufig zusammen verwendet, um sich zu ergänzen.

Siehe auch: EPD – Electronic Personal Dosimeter

Im Handel erhältliche Dosimeter reichen von kostengünstigen passiven Geräten, die Personendosisinformationen zum späteren Auslesen speichern, bis zu teureren batteriebetriebenen Geräten, die Informationen zur unmittelbaren Dosis und Dosisleistung anzeigen (normalerweise ein elektronisches Personendosimeter ). Auslesemethode, Dosismessbereich, Größe, Gewicht und Preis sind wichtige Auswahlfaktoren.

Es gibt zwei Arten von Dosimetern:

• Passive Dosimeter . Häufig verwendete passive Dosimeter sind das Thermo Luminescent Dosimeter (TLD) und das Folienabzeichen. Ein passives Dosimeter erzeugt ein strahlungsinduziertes Signal, das im Gerät gespeichert wird. Das Dosimeter wird dann verarbeitet und die Ausgabe analysiert.
• Aktive Dosimeter . Um einen Echtzeitwert Ihrer Belichtung zu erhalten, können Sie stattdessen ein aktives Dosimeter verwenden, in der Regel ein elektronisches Personendosimeter (EPD). Ein aktives Dosimeter erzeugt ein strahlungsinduziertes Signal und zeigt in Echtzeit direkt die ermittelte Dosis oder Dosisleistung an.

Das passive und das aktive Dosimeter werden häufig zusammen verwendet, um sich zu ergänzen. Um effektive Dosen abzuschätzen, müssen Dosimeter an einer Position des Körpers getragen werden, die für seine Exposition repräsentativ ist, typischerweise zwischen der Taille und dem Nacken auf der Vorderseite des Rumpfes, die der radioaktiven Quelle zugewandt ist. Dosimeter werden normalerweise an der Außenseite der Kleidung, am Brustkorb oder am Oberkörper getragen, um die Dosis für den „ganzen Körper“ darzustellen. Dosimeter können auch an den Extremitäten oder in der Nähe des Auges getragen werden, um die diesen Geweben entsprechende Dosis zu messen.

Es ist sehr wichtig, dass die meisten  Personendosimetern heute im Einsatz sind keine absoluten Instrumente, sondern Referenzinstrumente. Das heißt, sie müssen regelmäßig kalibriert werden . Wenn ein Referenzdosimeter kalibriert wird, kann ein Kalibrierungsfaktor bestimmt werden. Dieser Kalibrierungsfaktor bezieht sich auf die Expositionsmenge der angegebenen Dosis. Die Gültigkeit der Kalibrierung wird durch Aufrechterhaltung der Rückverfolgbarkeit der zur Kalibrierung des Dosimeters verwendeten Quelle nachgewiesen. Die Rückverfolgbarkeit wird durch Vergleich der Quelle mit einem „Primärstandard“ in einem Referenzkalibrierungszentrum erreicht. Bei der Überwachung von Personen werden die Werte dieser Betriebsgrößen als ausreichend genaue Beurteilung der wirksamen Dosis herangezogenbzw. Hautdosis, insbesondere wenn deren Werte unterhalb der Schutzgrenzen liegen .

Aktives Dosimeter – EPD

Ein  elektronisches Personendosimeter (EPD)  ist ein modernes Dosimeter, das die kumulative Dosis  und die  aktuelle Dosisrate kontinuierlich auslesen  und den Träger warnen kann, wenn eine  bestimmte Dosisrate oder eine  kumulative Dosis  überschritten wird. EPDs sind besonders in Bereichen mit hohen Dosen nützlich, in denen die Verweilzeit des Trägers aufgrund von Dosisbeschränkungen begrenzt ist.

Arten von EPDs

EPDs  sind batteriebetrieben und die meisten verwenden entweder eine kleine  Geiger-Müller-Röhre (GM)  oder einen Halbleiter, in dem ionisierende Strahlung Ladungen freisetzt, die zu messbarem elektrischem Strom führen.

• GM-Zähler . Ein Geigerzähler besteht aus einer  Geiger-Müller-Röhre  (dem Sensorelement, das die Strahlung erfasst) und der Verarbeitungselektronik, die das Ergebnis anzeigt. GM-Zähler werden aufgrund ihrer Empfindlichkeit, einfachen Zählschaltung und Fähigkeit zur Erfassung von Strahlung mit niedrigem Pegelhauptsächlich für tragbare Instrumente verwendet . Aufgrund der großen Lawine, die durch eine Ionisation hervorgerufen wird, dauert es lange (etwa 1 ms), bis sich ein Geigerzähler zwischen aufeinanderfolgenden Impulsen erholt hat. Daher können Geigerzähler aufgrund der „ Totzeit “ der Röhrekeine hohen Strahlungsraten messen.
• Halbleiterdetektor . Halbleiterdetektoren basieren auf der Ionisation in einem Festkörper (z. B. Silizium) und umfassen verschiedene Arten von Festkörperbauelementen mit zwei Anschlüssen, die als Dioden bezeichnet werden. Zum Beispiel eine Siliziumdiode, die eine  Stiftstruktur aufweist,  in der der intrinsische (i) Bereich gegenüber ionisierender Strahlung, insbesondere Röntgen- und Gammastrahlen, empfindlich ist. Unter Sperrvorspannung erstreckt sich ein elektrisches Feld über den intrinsischen oder abgereicherten Bereich. In diesem Fall wird eine negative Spannung an die p-Seite und eine positive an die zweite Seite angelegt. Löcher im p-Bereich werden vom Übergang zum p-Kontakt und ähnlich zu Elektronen und dem n-Kontakt angezogen.
• Szintillationsdetektor . Einige EPDs verwenden einen Szintillationskristall wie Natriumiodid (NaI) oder Cäsiumiodid (CsI) mit einer Fotodiode oder einer Fotovervielfacherröhre, um durch Strahlung freigesetzte Photonen zu messen.

Passives Dosimeter – TLD

Ein Thermolumineszenzdosimeter, abgekürzt als TLD, ist ein passives Strahlungsdosimeter, das die Exposition gegenüber ionisierender Strahlung durch Messen der Intensität des sichtbaren Lichts misst, das von einem empfindlichen Kristall im Detektor emittiert wird, wenn der Kristall erhitzt wird. Die Intensität des emittierten Lichts wird mit einem TLD-Lesegerät gemessen und hängt von der Strahlenexposition ab. Thermolumineszenz-Dosimeter wurden 1954 von Professor Farrington Daniels von der University of Wisconsin-Madison erfunden. TLD-Dosimeter sind auf Situationen anwendbar, in denen keine Echtzeitinformationen benötigt werden, aber präzise Aufzeichnungen zur akkumulierten Dosisüberwachung zum Vergleich mit Feldmessungen oder zur Bewertung des Potenzials für langfristige gesundheitliche Auswirkungen erwünscht sind.

Passives Dosimeter – Filmabzeichen

Filmabzeichen sind kleine tragbare Geräte zur Überwachung der kumulativen Strahlungsdosis aufgrund ionisierender Strahlung. Das Funktionsprinzip ist ähnlich wie bei Röntgenbildern. Das Abzeichen besteht aus zwei Teilen: einem fotografischen Film und einem Halter. Der Film ist in einem Abzeichen enthalten. Das Stück fotografischen Films, das das empfindliche Material ist und das monatlich entfernt und entwickelt werden muss. Je mehr Strahlung ausgesetzt wird, desto stärker wird der Film geschwärzt. Die Schwärzung des Films ist linear zur Dosis und es können Dosen bis zu etwa 10 Gy gemessen werden.

Siehe auch: Marktbericht über Strahlungsdosimeter für Reaktion und Wiederherstellung. Nationales Labor für städtische Sicherheitstechnologie. SAVER-T-MSR-4. <verfügbar unter: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Wenn die Strahlungsquelle in unserem Körper ist, sagen wir, ist es innere Exposition . Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Aufnahme von radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten. Der Schutz vor innerer Exposition ist komplizierter. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden.

Wie bereits geschrieben, ist es entscheidend, ob wir der Strahlung externer oder interner Quellen ausgesetzt sind . Dies ist ähnlich wie bei anderen gefährlichen Stoffen. Interne Exposition ist gefährlicher als externe Exposition, da wir die Strahlungsquelle in unserem Körper tragen und keine der Strahlenschutzprinzipien (Zeit, Entfernung, Abschirmung) anwenden können. Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Aufnahme radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten, Einatmen radioaktiver Gase oder durch intakte oder verletzte Haut. An dieser Stelle muss zwischen Strahlung und Kontamination unterschieden werden. Radioaktive Kontaminationbestehen aus radioaktivem Material, das ionisierende Strahlung erzeugt. Es ist die Strahlungsquelle, nicht die Strahlung selbst. Immer wenn sich radioaktives Material nicht in einem verschlossenen Behälter mit radioaktiver Quelle befindet und möglicherweise auf andere Objekte übertragen wird, besteht die Möglichkeit einer radioaktiven Kontamination. Beispielsweise ist Radioiod , Iod-131 , ein wichtiges Radioisotop von Iod. Radioiod spielt eine wichtige Rolle als radioaktives Isotop in Kernspaltungsprodukten, und es trägt wesentlich zu den Gesundheitsgefahren bei, wenn es bei einem Unfall in die Atmosphäre freigesetzt wird. Jod-131 hat eine Halbwertszeit von 8,02 Tagen. Das Zielgewebe für die Radiojodexposition ist die Schilddrüse. Die externe Beta- und Gammadosis von Radiojod, die in der Luft vorhanden ist, ist im Vergleich zu der an die Schilddrüse gebundenen Dosis, die sich aus dem Einatmen dieser Luft ergeben würde, vernachlässigbar.

Strahlenschutz ist die Wissenschaft und Praxis, Menschen und Umwelt vor den schädlichen Auswirkungen ionisierender Strahlung zu schützen. Die Internationale Atomenergie-Organisation ( IAEO ) definiert Strahlenschutz als:

„Der Schutz der Menschen vor schädlichen Auswirkungen der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung und die Mittel, um dies zu erreichen“

Es ist ein ernstes Thema nicht nur in Kernkraftwerken , sondern auch in der Industrie oder in medizinischen Zentren. Der Strahlenschutz lässt sich laut IAEO in drei Gruppen einteilen:

• beruflicher Strahlenschutz: Schutz der Arbeitnehmer in Situationen, in denen ihre Exposition in direktem Zusammenhang mit ihrer Arbeit steht oder von ihr verlangt wird
• Medizinischer Strahlenschutz: Schutz von Patienten, die im Rahmen ihrer Diagnose oder Behandlung Strahlen ausgesetzt sind
• öffentlicher Strahlenschutz, bei dem es sich um den Schutz einzelner Bürger und der Bevölkerung im Allgemeinen handelt

Gemäß der ICRP (Publikation 103) basiert das Strahlenschutzsystem auf den folgenden drei Prinzipien:

1. Begründung . „Jede Entscheidung, die die Strahlenexposition verändert, sollte mehr nützen als schaden.“
2. Optimierung des Schutzes . „Alle Dosen sollten unter Berücksichtigung wirtschaftlicher und gesellschaftlicher Faktoren so niedrig wie möglich gehalten werden.“ (Bekannt als ALARA oder ALARP)
3. Dosisbegrenzung . „Die Gesamtdosis für eine Person … sollte die entsprechenden Grenzwerte nicht überschreiten.“

Siehe auch: ICRP, 2007. Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission. ICRP Publication 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

3-A-Regel – Abstand – Aufenthalt – Abschirmung

Im praktischen Strahlenschutz gibt es eine einfache Regel, um die Personendosis beruflich strahlenexponierter Personen möglichst niedrig zu halten. Die 3-A-Regel ist die Grundregel des Strahlenschutzes. Es besteht aus Abstand – Aufenthalt – Abschirmung.

Externe Exposition ist Strahlung, die von außerhalb unseres Körpers kommt und mit uns interagiert. In diesem Fall analysieren wir vorwiegend die Exposition durch Gammastrahlen, da Alpha- und Betapartikel im Allgemeinen keine externe Expositionsgefahr darstellen, da die Partikel im Allgemeinen nicht durch die Haut gelangen. Die Strahlungsquelle kann beispielsweise ein Gerät sein, das die Strahlung wie ein Behälter mit radioaktiven Materialien oder wie ein Röntgengerät erzeugt. Beim Strahlenschutz gibt es drei Möglichkeiten, Menschen vor identifizierten externen Strahlungsquellen zu schützen:

• 

  Aufenthalt. Die Höhe der Strahlenexposition hängt direkt (linear) von der Zeit ab, die Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen. Die Dosis kann durch Begrenzung der Expositionszeit reduziert werden .

• Abstand. Die Höhe der Strahlenexposition hängt von dem Abstand von der Strahlung ab. Ähnlich wie bei einer Hitze von einem Feuer ist die Intensität der Wärmestrahlung hoch, wenn Sie zu nahe sind, und Sie können sich verbrennen. Wenn Sie in der richtigen Entfernung sind, können Sie dort problemlos standhalten und es ist außerdem bequem. Wenn Sie zu weit von der Wärmequelle entfernt sind, kann Sie auch die Unzulänglichkeit der Wärme verletzen. Diese Analogie kann in gewissem Sinne auch auf Strahlung von Strahlungsquellen angewendet werden.
• Abschirmung. Wenn die Quelle zu intensiv ist und Zeit oder Entfernung keinen ausreichenden Strahlenschutz bieten, muss die Abschirmung verwendet werden. Strahlenschutz besteht normalerweise aus Barrieren aus Blei, Beton oder Wasser. Es gibt viele verschiedene Materialien, die zur Strahlenabschirmung verwendet werden können, aber es gibt viele verschiedene Situationen beim Strahlenschutz. Dies hängt stark von der Art der abzuschirmenden Strahlung, ihrer Energie und vielen anderen Parametern ab. Zum Beispiel kann sogar abgereichertes Uran als guter Schutz vor Gammastrahlung verwendet werden, andererseits ist Uran eine absolut ungeeignete Abschirmung von Neutronenstrahlung.

5-A-Regel

Diese Regel kann um zwei weitere Regeln erweitert werden:

• Aufnahme in den Körper vermeiden
• Aktivität gering halten

Die Strahlungsintensität  ist ein Schlüsselfaktor, der die gesundheitlichen Auswirkungen einer Strahlenexposition bestimmt. Es ist ähnlich, als wäre es der Wärmestrahlung  eines Feuers ausgesetzt (tatsächlich wird es auch von Photonen übertragen). Wenn Sie zu nahe an einem Feuer sind, ist die Intensität der Wärmestrahlung 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 ionisierender Strahlungsquellen angewendet werden.

Kurz gesagt, um sich durch ionisierende Strahlung zu verbrennen ( deterministische Effekte  und nachweisbare  stochastische Effekte ), müssen Sie sehr viel Strahlung aussetzen. Aber fast immer sprechen wir von so genannten  niedrigen Dosen . Wie bereits geschrieben, basiert das Schutzsystem heute auf der  LNT-Hypothese , einem  konservativen  Modell für den Strahlenschutz, mit dem die gesundheitlichen Auswirkungen geringer Strahlendosen abgeschätzt werden. Dieses Modell eignet sich  hervorragend zum Aufbau eines Schutzsystems Für alle ionisierenden Strahlungen. Dieses Modell geht davon aus, dass es keinen Schwellenwert gibt und das Risiko linear mit der Dosis steigt, dh das LNT-Modell impliziert, dass es keine sichere Dosis ionisierender Strahlung gibt. Wenn dieses lineare Modell korrekt ist, ist die natürliche Hintergrundstrahlung die gefährlichste Strahlungsquelle für die allgemeine öffentliche Gesundheit, gefolgt von der medizinischen Bildgebung als nächster Sekunde. Es muss hinzugefügt werden, dass die Forschung in den letzten zwei Jahrzehnten sehr interessant ist und zeigt, dass kleine Strahlungsdosen bei niedriger Dosisrate die Abwehrmechanismen stimulieren. Daher wird das LNT-Modell nicht allgemein akzeptiert, da einige eine adaptive Dosis-Wirkungs-Beziehung vorschlagen, bei der niedrige Dosen schützend und hohe Dosen schädlich sind. Viele Studien haben dem LNT-Modell widersprochen, und viele von diesen haben eine adaptive Reaktion auf Strahlung mit niedriger Dosis gezeigt, die zu reduzierten Mutationen und Krebserkrankungen führt. Andererseits ist es sehr wichtig, welcher Art von Strahlung eine Person ausgesetzt ist.

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 sie in mSv / s ,  Sv / h, mrem / s oder rem / h gemessen . Da die Höhe der Strahlenexposition direkt (linear)  von der Zeit abhängt, die  Menschen in der Nähe der Strahlungsquelle verbringen, ist die absorbierte Dosis gleich 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.

Sievert und Grey

Aus Strahlenschutzgründen 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 Karosserie. 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 grauen 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 Grau von Gammastrahlen, die in einem bestimmten Gewebe abgelagert sind. Andererseits kann eine ähnliche biologische Schädigung (ein Sieb) 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 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

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 .

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 ).

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

Beispiele für Dosierungen in Millirems

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 .