Strahlendosimetrie

Personendosis – H _p (10) – H _p (0,07)

Im Allgemeinen ist die Personendosis , H _p (D), ist eine Betriebsmenge für die einzelnen Überwachungs. Laut ICRP ist das Äquivalent zur Personendosis wie folgt definiert:

ICRP-Veröffentlichung 103:

„Die äquivalente Dosis in Weichgewebe (üblicherweise als„ ICRU-Kugel “interpretiert) in einer geeigneten Tiefe d unterhalb eines bestimmten Punkts auf dem menschlichen Körper. „

Das persönliche Dosisäquivalent ist mit dem Symbol H _p (d) versehen. Zwei vom ICRP festgelegte gemeinsame Betriebsgrößen für die Einzelüberwachung sind:

• Personendosisäquivalent , H _p (0,07) . Das H _p (0,07) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Einzelüberwachung zur Beurteilung der Dosis für Haut, Hände und Füße.
• Personendosisäquivalent , H _p (10) . Das H _p (10) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Einzelüberwachung zur Beurteilung der wirksamen Dosis.

Es ist ersichtlich, dass verschiedene Tiefen verwendet werden können. Das persönliche Dosisäquivalent H _p (d) kann indirekt mit einem dünnen gewebeäquivalenten Detektor ( Strahlungsdosimeter ) bestimmt werden, der an der Oberfläche des Körpers getragen und mit einer geeigneten Dicke gewebeäquivalenten Materials bedeckt wird. Als spezifizierter Punkt d wird normalerweise der Ort angesehen, an dem das Strahlungsdosimeter getragen wird.

Zur Beurteilung der oberflächlichen Organe und zur Kontrolle der äquivalenten Dosis werden Tiefen von 0,07 mm für die Haut und 3 mm für die Augenlinse verwendet, und die persönlichen Dosisäquivalente für diese Tiefen werden mit H _p (0,07) und H _p ( 3). H _p (0,07) wird auch als flaches Dosisäquivalent bezeichnet .

Zur Beurteilung tiefer Organe und zur Kontrolle der wirksamen Dosis wird H _p (10) mit einer Tiefe d = 10 mm gewählt. H _p (10) wird auch als Tiefendosisäquivalent bezeichnet . Wenn das Personendosimeter an einer Position des Körpers getragen wird, die für seine Exposition repräsentativ ist, und zwar in geringen Dosen und unter der Annahme einer gleichmäßigen Ganzkörperexposition, liefert der Wert von Hp (10) einen wirksamen Dosiswert, der für Strahlenschutzzwecke hinreichend genau ist . Neutronen- und Gammastrahlung tragen sowohl zur tiefen als auch zur flachen Dosis bei, aber die Betastrahlung wird vollständig von der Haut absorbiert und trägt daher nur zur flachen Dosis bei.

Die SI-Einheit von H _p (d) ist das Sievert (Sv). 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. Für alle Arten von äußerer Strahlung werden die Betriebsgrößen für die Einzelüberwachung auf der Grundlage eines Dosisäquivalentwerts an einem Punkt in einem einfachen Phantom, der ICRU-Kugel, definiert, bei der es sich um eine Kugel aus gewebeäquivalentem Material handelt (30 cm Durchmesser, ICRU (Weich) gewebe mit einer Dichte von 1 g / cm ³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1% Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff und 2,6% Stickstoff.

Wie bereits geschrieben, sind Betriebsgrößen im Gegensatz zu einer wirksamen Dosis messbar, und Instrumente zur Strahlungsüberwachung werden in Bezug auf diese Größen kalibriert. Bei der Überwachung werden die Werte dieser Betriebsgrößen als hinreichend genaue Bewertung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen. Numerische Zusammenhänge zwischen Betriebsgrößen und effektiver Dosis werden durch konservative Umrechnungskoeffizienten dargestellt, die für eine Referenzperson definiert sind. In den meisten praktischen Situationen liefern Dosimeter vernünftige Annäherungen an das persönliche Dosisäquivalent H _p(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.

Dosisgrenzen

Siehe auch: Dosisgrenzen

Die Dosisgrenzen sind in zwei Gruppen unterteilt: die Öffentlichkeit und beruflich exponierte Arbeitnehmer. Laut ICRP bezieht sich die berufliche Exposition auf alle Expositionen, die Arbeitnehmer im Laufe ihrer Arbeit erleiden, mit Ausnahme von

1. ausgeschlossene Expositionen und Expositionen von freigestellten Tätigkeiten mit Strahlung oder freigestellten Quellen
2. jede medizinische Exposition
3. die normale lokale natürliche Hintergrundstrahlung.

In der folgenden Tabelle sind die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammengefasst:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Stellungnahme zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen von 150 mSv / Jahr auf durchschnittlich 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Die Grenzwerte für die wirksame Dosis beziehen sich auf die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosis aus der Aufnahme von Radionukliden im selben Zeitraum. Für Erwachsene wird die festgelegte wirksame Dosis für einen Zeitraum von 50 Jahren nach der Einnahme berechnet, während sie für Kinder für den Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren berechnet wird. Die effektive Ganzkörperdosisgrenze von 20 mSv ist ein Durchschnittswert über fünf Jahre. Die tatsächliche Grenze liegt bei 100 mSv in 5 Jahren, mit nicht mehr als 50 mSv in einem Jahr.

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Die  festgelegte Dosis  ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material  in den menschlichen Körper misst  .

Äquivalent zur gerichteten Dosis – H ‚(d, Ω)

Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach eindringender Strahlung. Das Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω) ist die Betriebsgröße zur Bestimmung der Äquivalentdosis für Haut, Augenlinse usw., auch für Betastrahlung und niederenergetische Photonen.

Laut ICRP ist das Richtungsdosisäquivalent wie folgt definiert:

ICRP-Veröffentlichung 103:

„ Das Dosisäquivalent an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, das durch das entsprechende erweiterte Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe d auf einem Radius in einer bestimmten Richtung Ω erzeugt würde . „

Das Richtungsdosisäquivalent erhält das Symbol H ‚(0,07, Ω) oder in seltenen Fällen H‘ (3, Ω). Die SI-Einheit von H ‚(d, Ω) ist das Sievert(Sv). 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. Für alle Arten von äußerer Strahlung werden die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung auf der Grundlage eines Dosisäquivalentwerts an einem Punkt in einem einfachen Phantom, der ICRU-Kugel, definiert, bei der es sich um eine Kugel aus gewebeäquivalentem Material handelt (30 cm Durchmesser, ICRU (Weich) gewebe mit einer Dichte von 1 g / cm ³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1% Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff und 2,6% Stickstoff.

Wie bereits geschrieben, sind Betriebsgrößen im Gegensatz zu einer wirksamen Dosis messbar, und Instrumente zur Strahlungsüberwachung werden in Bezug auf diese Größen kalibriert. Bei der Überwachung werden die Werte dieser Betriebsgrößen als hinreichend genaue Bewertung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen. Numerische Zusammenhänge zwischen Betriebsgrößen und effektiver Dosis werden durch konservative Umrechnungskoeffizienten dargestellt, die für eine Referenzperson definiert sind.

Dosisgrenzen

Siehe auch: Dosisgrenzwerte

Die Dosisgrenzwerte sind in zwei Gruppen unterteilt: die Öffentlichkeit und beruflich exponierte Arbeitnehmer. Die berufliche Exposition bezieht sich laut ICRP auf alle Expositionen der Arbeitnehmer während ihrer Arbeit, mit Ausnahme von

1. Ausgeschlossene Expositionen und Expositionen von ausgenommenen Tätigkeiten, die Strahlung oder ausgenommene Quellen betreffen
2. jede medizinische Exposition
3. die normale lokale natürliche Hintergrundstrahlung.

In der folgenden Tabelle sind die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammengefasst:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Stellungnahme zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen von 150 mSv / Jahr auf durchschnittlich 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Die Grenzwerte für die wirksame Dosis beziehen sich auf die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosis aus der Aufnahme von Radionukliden im selben Zeitraum. Für Erwachsene wird die festgelegte wirksame Dosis für einen Zeitraum von 50 Jahren nach der Einnahme berechnet, während sie für Kinder für den Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren berechnet wird. Die effektive Ganzkörperdosisgrenze von 20 mSv ist ein Durchschnittswert über fünf Jahre. Die tatsächliche Grenze liegt bei 100 mSv in 5 Jahren, mit nicht mehr als 50 mSv in einem Jahr.

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Die  festgelegte Dosis  ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material  in den menschlichen Körper misst  .

Äquivalent zur Umgebungsdosis – H * (10)

Das Umgebungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Bereichsüberwachung. Laut ICRP ist das Äquivalent zur Umgebungsdosis wie folgt definiert:

ICRP-Veröffentlichung 103:

„Das Dosisäquivalent an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, das durch das entsprechende erweiterte und ausgerichtete Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe von 10 mm auf dem Radiusvektor entgegen der Richtung des ausgerichteten Felds erzeugt würde.“

Das Äquivalent zur Umgebungsdosis erhält das Symbol H * (10) . Die SI-Einheit von H * (10) ist das Sievert(Sv). 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. Für alle Arten von äußerer Strahlung werden die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung auf der Grundlage eines Dosisäquivalentwerts an einem Punkt in einem einfachen Phantom, der ICRU-Kugel , definiert, bei der es sich um eine Kugel aus gewebeäquivalentem Material handelt (30 cm Durchmesser, ICRU (Weich) gewebe mit einer Dichte von 1 g / cm ³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1% Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff und 2,6% Stickstoff.

Wie bereits geschrieben, sind Betriebsgrößen im Gegensatz zu einer wirksamen Dosis messbar, und Instrumente zur Strahlungsüberwachung werden in Bezug auf diese Größen kalibriert. Bei der Überwachung werden die Werte dieser Betriebsgrößen als hinreichend genaue Bewertung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen. Numerische Zusammenhänge zwischen Betriebsgrößen und effektiver Dosis werden durch konservative Umrechnungskoeffizienten dargestellt, die für eine Referenzperson definiert sind.

Dosisgrenzen

Siehe auch: Dosisgrenzwerte

Die Dosisgrenzwerte sind in zwei Gruppen unterteilt: die Öffentlichkeit und beruflich exponierte Arbeitnehmer. Die berufliche Exposition bezieht sich laut ICRP auf alle Expositionen der Arbeitnehmer während ihrer Arbeit, mit Ausnahme von

1. Ausgeschlossene Expositionen und Expositionen von ausgenommenen Tätigkeiten, die Strahlung oder ausgenommene Quellen betreffen
2. jede medizinische Exposition
3. die normale lokale natürliche Hintergrundstrahlung.

In der folgenden Tabelle sind die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammengefasst:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Stellungnahme zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen von 150 mSv / Jahr auf durchschnittlich 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Die Grenzwerte für die wirksame Dosis beziehen sich auf die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosis aus der Aufnahme von Radionukliden im selben Zeitraum. Für Erwachsene wird die festgelegte wirksame Dosis für einen Zeitraum von 50 Jahren nach der Einnahme berechnet, während sie für Kinder für den Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren berechnet wird. Die effektive Ganzkörperdosisgrenze von 20 mSv ist ein Durchschnittswert über fünf Jahre. Die tatsächliche Grenze liegt bei 100 mSv in 5 Jahren, mit nicht mehr als 50 mSv in einem Jahr.

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Die  festgelegte Dosis  ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material  in den menschlichen Körper misst  .

Im Allgemeinen definiert die ICRP Betriebsgrößen für Bereich und individuelle Überwachung externer Belichtungen. Die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung sind:

• Äquivalent zur Umgebungsdosis H * (10). Das Äquivalent zur Umgebungsdosis ist eine Betriebsgröße für die Flächenüberwachung von stark eindringender Strahlung.
• Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω). Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach eindringender Strahlung.

Die Betriebsgrößen für die Einzelüberwachung sind:

• Personendosisäquivalent , H _p (0,07) . Das H _p (0,07) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Einzelüberwachung zur Beurteilung der Dosis für Haut, Hände und Füße.
• Personendosisäquivalent , H _p (10) . Das H _p (10) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Einzelüberwachung zur Beurteilung der wirksamen Dosis.

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

Bereichsüberwachung

Äquivalent zur Umgebungsdosis – H * (10)

Das Umgebungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die Bereichsüberwachung. Laut ICRP ist das Äquivalent zur Umgebungsdosis wie folgt definiert:

ICRP-Veröffentlichung 103:

„Das Dosisäquivalent an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, das durch das entsprechende erweiterte und ausgerichtete Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe von 10 mm auf dem Radiusvektor entgegen der Richtung des ausgerichteten Felds erzeugt würde.“

Das Umgebungsdosisäquivalent erhält das Symbol H * (10) . Die SI-Einheit von H * (10) ist der Sievert (Sv). 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. Für alle Arten von externer Strahlung werden die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung auf der Grundlage eines Dosisäquivalentwerts an einem Punkt in einem einfachen Phantom, der ICRU-Kugel , definiert, die eine Kugel aus gewebeäquivalentem Material (30 cm Durchmesser) ist. ICRU (Weichgewebe) mit einer Dichte von 1 g / cm ³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1% Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff und 2,6% Stickstoff.

Wie bereits geschrieben, sind Betriebsgrößen im Gegensatz zu einer wirksamen Dosis messbar, und Instrumente zur Strahlungsüberwachung werden anhand dieser Größen kalibriert. Bei der Überwachung werden die Werte dieser Betriebsgrößen als ausreichend genaue Beurteilung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen. Numerische Zusammenhänge zwischen Betriebsgrößen und effektiver Dosis werden durch konservative Umrechnungskoeffizienten dargestellt, die für eine Referenzperson definiert sind.

Richtungsdosisäquivalent – H ‚(d, Ω)

Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach durchdringender Strahlung. Das Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω) ist die Betriebsgröße zur Bestimmung der Äquivalentdosis für Haut, Augenlinse usw., auch für Betastrahlung und niederenergetische Photonen.

Gemäß dem ICRP ist das Richtungsdosisäquivalent definiert als:

ICRP-Veröffentlichung 103:

„ Das Dosisäquivalent an einem Punkt in einem Strahlungsfeld, das durch das entsprechende erweiterte Feld in der ICRU-Kugel in einer Tiefe d auf einem Radius in einer bestimmten Richtung Ω erzeugt würde . ”

Das Richtungsdosisäquivalent erhält das Symbol H ‚(0,07, Ω) oder in seltenen Fällen H‘ (3, Ω). Die SI-Einheit von H ‚(d, Ω) ist der Sievert (Sv). 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. Für alle Arten von externer Strahlung werden die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung auf der Grundlage eines Dosisäquivalentwerts an einem Punkt in einem einfachen Phantom, der ICRU-Kugel, definiert, die eine Kugel aus gewebeäquivalentem Material (30 cm Durchmesser) ist. ICRU (Weichgewebe) mit einer Dichte von 1 g / cm ³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2% Sauerstoff, 11,1% Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff und 2,6% Stickstoff.

Wie bereits geschrieben, sind Betriebsgrößen im Gegensatz zu einer wirksamen Dosis messbar, und Instrumente zur Strahlungsüberwachung werden anhand dieser Größen kalibriert. Bei der Überwachung werden die Werte dieser Betriebsgrößen als ausreichend genaue Beurteilung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Schutzgrenzen liegen. Numerische Zusammenhänge zwischen Betriebsgrößen und effektiver Dosis werden durch konservative Umrechnungskoeffizienten dargestellt, die für eine Referenzperson definiert sind.

Dosisgrenzen

Siehe auch: Dosisgrenzen

Die Dosisgrenzen sind in zwei Gruppen unterteilt: die Öffentlichkeit und beruflich exponierte Arbeitnehmer. Laut ICRP bezieht sich die berufliche Exposition auf alle Expositionen, die Arbeitnehmer im Laufe ihrer Arbeit erleiden, mit Ausnahme von

1. ausgeschlossene Expositionen und Expositionen von freigestellten Tätigkeiten mit Strahlung oder freigestellten Quellen
2. jede medizinische Exposition
3. die normale lokale natürliche Hintergrundstrahlung.

In der folgenden Tabelle sind die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammengefasst:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Stellungnahme zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen von 150 mSv / Jahr auf durchschnittlich 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Die Grenzwerte für die wirksame Dosis beziehen sich auf die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosis aus der Aufnahme von Radionukliden im selben Zeitraum. Für Erwachsene wird die festgelegte wirksame Dosis für einen Zeitraum von 50 Jahren nach der Einnahme berechnet, während sie für Kinder für den Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren berechnet wird. Die effektive Ganzkörperdosisgrenze von 20 mSv ist ein Durchschnittswert über fünf Jahre. Die tatsächliche Grenze liegt bei 100 mSv in 5 Jahren, mit nicht mehr als 50 mSv in einem Jahr.

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Die  festgelegte Dosis  ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material  in den menschlichen Körper misst  .

Laut ICRP basiert das Strahlenschutzsystem auf den folgenden drei Grundsätzen:

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.“

Das Prinzip der Dosisbegrenzung bedeutet, dass niemandem ein inakzeptables Maß an Risiko durch Tätigkeiten ausgesetzt werden sollte, die mit Strahlenexposition verbunden sind. Diese Dosisgrenzwerte werden von der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) empfohlen. Sie sollen sicherstellen, dass die Personen keiner unnötig hohen Menge ionisierender Strahlung ausgesetzt sind. Im Allgemeinen werden diese Grenzwerte festgelegt, um stochastische Effekte auf ein akzeptables Maß zu begrenzen und deterministische Effekte zu verhindernvollständig. Beachten Sie, dass es sich bei stochastischen Effekten um zufällige Effekte handelt: Je höher die Dosis, desto wahrscheinlicher ist der Effekt. Deterministische Wirkungen sind solche, die normalerweise eine Schwelle haben: Oberhalb dieser Schwere nimmt die Wirkung mit der Dosis zu. Dosisgrenzwerte sind ein grundlegender Bestandteil des Strahlenschutzes, und eine Verletzung dieser Grenzwerte ist in den meisten Ländern strahlenwidrig. Beachten Sie, dass die in diesem Artikel beschriebenen Dosisgrenzwerte für Routineoperationen gelten. Sie gelten nicht für eine Notsituation, in der Menschenleben gefährdet sind. Sie gelten nicht in Notfallsituationen, in denen eine Person versucht, eine katastrophale Situation zu verhindern.

Die Grenzwerte sind in zwei Gruppen unterteilt: die Öffentlichkeit und die beruflich exponierten Arbeitnehmer. Die berufliche Exposition bezieht sich laut ICRP auf alle Expositionen der Arbeitnehmer während ihrer Arbeit, mit Ausnahme von

1. Ausgeschlossene Expositionen und Expositionen von ausgenommenen Tätigkeiten, die Strahlung oder ausgenommene Quellen betreffen
2. jede medizinische Exposition
3. die normale lokale natürliche Hintergrundstrahlung.

In der folgenden Tabelle sind die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammengefasst:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Erklärung zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen gemittelt von 150 mSv / Jahr auf 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Die Grenzwerte für die wirksame Dosis beziehen sich auf die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosis aus der Aufnahme von Radionukliden im selben Zeitraum. Für Erwachsene wird die festgelegte wirksame Dosis für einen Zeitraum von 50 Jahren nach der Einnahme berechnet, während sie für Kinder für den Zeitraum bis zum Alter von 70 Jahren berechnet wird. Die effektive Ganzkörperdosisgrenze von 20 mSv ist ein Durchschnittswert über fünf Jahre. Die tatsächliche Grenze liegt bei 100 mSv in 5 Jahren, mit nicht mehr als 50 mSv in einem Jahr.

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Die festgelegte Dosis ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material in den menschlichen Körper misst . Da die operative Dosisgrenze von 20 mSv für die Summe der internen und externen Expositionen gilt, muss der ALI geändert oder ausgeglichen werden, wenn ein Arbeitnehmer eine externe Dosis hat, um die externe Dosis zu berücksichtigen. Angenommen, der Arbeiter hat 10 mSv von externen Strahlungsquellen. Nur 10 weitere mSv sind durch interne Strahlung zulässig , bevor der Arbeitnehmer die berufliche Ganzkörpergrenze erreicht.

Siehe auch: Abgeleitete Luftkonzentration

Siehe auch: Jährliche Aufnahmegrenze

In diesem Kapitel werden die wichtigsten Unterschiede zwischen Strahlungsmengen und -einheiten kurz zusammengefasst .

Aktivitätsspezifische Aktivität

Ein Maß für die Radioaktivität (Aktivität) basiert auf der Zählung der Zerfälle pro Sekunde . Die SI- Aktivitätseinheit ist das Becquerel (Bq), das einer reziproken Sekunde entspricht. Die Aktivität hängt nur von der Anzahl der Zerfälle pro Sekunde ab, nicht von der Art des Zerfalls, der Energie der Zerfallsprodukte oder den biologischen Auswirkungen der Strahlung. Es kann verwendet werden, um die Emissionsrate ionisierender Strahlung zu charakterisieren. Spezielle Aktivitätist die Aktivität pro Menge eines Radionuklids, daher ist spezifische Aktivität als die Aktivität pro Menge von Atomen eines bestimmten Radionuklids definiert. Es wird normalerweise in Einheiten von Bq / g angegeben, aber eine andere häufig verwendete Aktivitätseinheit ist der Curie (Ci), der die Definition der spezifischen Aktivität in Ci / g ermöglicht.

Radioaktivitätseinheiten (Curie und Becquerel) können auch verwendet werden, um die Gesamtmenge der kontrollierten oder zufälligen Freisetzung radioaktiver Atome zu charakterisieren .

Einheiten der Radioaktivität

• Becquerel . Das Becquerel ist eine SI-Einheit für Radioaktivität, die 1974 definiert wurde. Es wurde nach Henri Becquerel benannt, einem französischen Physiker, der 1896 die Radioaktivität entdeckte. Ein Becquerel (1Bq) entspricht 1 Zerfall pro Sekunde .
• Curie . Der Curie ist eine Nicht-SI- Einheit der Radioaktivität, die 1910 definiert wurde. Sie wurde ursprünglich als Äquivalent zur Anzahl der Zerfälle definiert, die ein Gramm Radium-226 in einer Sekunde durchmachen wird. Derzeit ist ein Curie definiert als 1Ci = 3,7 × 10 ¹⁰ Zerfälle pro Sekunde .
• Rutherford . Rutherford (Symbol Rd ) ist auch eine Nicht-SI-Einheit, die als Aktivität einer Menge radioaktiven Materials definiert ist, bei der eine Million Kerne pro Sekunde zerfallen .

Exposition

Die Strahlenexposition ist definiert als die Summe der elektrischen Ladungen (∆q) aller Ionen eines Vorzeichens, die in der Luft erzeugt werden, wenn alle Elektronen, die von Photonen in einem Luftvolumen mit einer Masse von∆mfreigesetzt werden, in der Luft vollständig gestoppt sind. Die Strahlenexposition ist mit dem Symbol X gekennzeichnet . Die SI-Einheit der Strahlenexposition ist Coulomb pro Kilogramm (C / kg), in der Praxis wird jedoch der Röntgenstrahl verwendet.

Belichtungseinheit

• Röntgen . Das Röntgen, abgekürzt R , ist die Einheit der Strahlenexposition. In der ursprünglichen Definitionbedeutet 1 R die Menge an Röntgenstrahlen oder γ-Strahlung , die erforderlich ist, um positive und negative Ladungen einer elektrostatischen Ladungseinheit (esu) in 1 cm³ trockener Luft bei Standardtemperatur und -druck (STP) freizusetzen.

Kerma

Im Allgemeinen ist Strahlenschutz die Wissenschaft und Praxis, Menschen und Umwelt vor den schädlichen Auswirkungen ionisierender Strahlung zu schützen.

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).

Dosisbegrenzung

Siehe auch: Dosisgrenzwerte

Die folgende Tabelle fasst die Dosisgrenzwerte für beruflich exponierte Arbeitnehmer und für die Öffentlichkeit zusammen:

Gemäß der Empfehlung des ICRP in seiner Stellungnahme zu Gewebereaktionen vom 21. April 2011 wurde die äquivalente Dosisgrenze für die Augenlinse für die berufliche Exposition in geplanten Expositionssituationen von 150 mSv / Jahr auf durchschnittlich 20 mSv / Jahr gesenkt über definierte Zeiträume von 5 Jahren ohne jährliche Dosis in einem einzigen Jahr über 50 mSv.

Im Strahlenschutz ist die zugesagte Dosis eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material in den menschlichen Körper misst . Das ICRP definiert zwei Dosismengen für die individuell zugesagte Dosis.

• Engagierte effektive Dosis
• Festgelegte äquivalente Dosis

Gemäß der ICRP ist die zugesagte Äquivalentdosis H _T (t) wie folgt definiert:

„Das Zeitintegral der äquivalenten Dosisleistung in einem bestimmten Gewebe oder Organ, die eine Person nach der Aufnahme von radioaktivem Material durch eine Referenzperson in den Körper erhält , wobei t die Integrationszeit in Jahren ist.“

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

Die zugesagte Äquivalentdosis erhält das Symbol H (t) , wobei t die Integrationszeit in Jahren nach der Einnahme ist. Die SI-Einheit von H ( t ) ist das Sievert (Sv) oder aber rem (Röntgenäquivalent Mann) wird 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.

Interne Dosisaufnahme

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 Einnahme radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten, Einatmen radioaktiver Gase oder durch intakte oder verletzte Haut. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden.

Wenn jedoch eine radioaktive Verbindung in den Körper gelangt, nimmt die Aktivität mit der Zeit ab, sowohl aufgrund des radioaktiven Zerfalls als auch aufgrund der biologischen Clearance . Die Abnahme variiert von einer radioaktiven Verbindung zur anderen. Zu diesem Zweck wird die biologische Halbwertszeit im Strahlenschutz definiert.

Die biologische Halbwertszeit ist die Zeit, die benötigt wird, bis die Menge eines bestimmten Elements im Körper auf die Hälfte seines Anfangswerts abfällt, und zwar allein aufgrund der Beseitigung durch biologische Prozesse, wenn die Entfernungsrate ungefähr exponentiell ist. Die biologische Halbwertszeit hängt von der Rate ab, mit der der Körper normalerweise eine bestimmte Verbindung eines Elements verwendet. Radioaktive Isotope, die über andere Wege aufgenommen oder aufgenommen wurden, werden nach und nach über Darm, Nieren, Atmung und Schweiß aus dem Körper entfernt. Dies bedeutet, dass ein radioaktiver Stoff ausgestoßen werden kann, bevor er die Möglichkeit zum Zerfall hatte.

Infolgedessen beeinflusst die biologische Halbwertszeit die effektive Halbwertszeit und die Gesamtdosis aufgrund innerer Kontamination erheblich. Wird eine radioaktive Verbindung mit einer radioaktiven Halbwertszeit (t _1/2 ) mit einer biologischen Halbwertszeit t _b aus dem Körper entfernt, ergibt sich die effektive Halbwertszeit (t _e ) aus dem Ausdruck:

Wie zu sehen ist, verringern die biologischen Mechanismen immer die Gesamtdosis aufgrund innerer Kontamination. Wenn außerdem t _1/2 im Vergleich zu t _b groß ist , ist die effektive Halbwertszeit ungefähr die gleiche wie t _b .

Man-Sievert – Person-Rem – Einheiten der kollektiven Dosis

Die kollektive wirksame Dosis ist definiert als die Summe aller einzelnen wirksamen Dosen in einer Gruppe von Menschen über den Zeitraum oder während der Operation, die aufgrund ionisierender Strahlung in Betracht gezogen werden. Die Kollektivdosis ist das Symbol gegeben S . Die Einheit der kollektiven effektiven Dosis ist Joule pro Kilogramm (J.kg ^-1 ) und der spezielle Name lautet man sievert (man Sv). Die Person rem wird in einigen Regulierungssystemen manchmal als Nicht-SI-Einheit verwendet. Die Gesamtdosis ergibt sich aus dem Produkt der durchschnittlichen Einzeldosis mit der Anzahl der Personen in der Gruppe.

Die kollektive effektive Dosis wird häufig verwendet, um die gesamten gesundheitlichen Auswirkungen eines Prozesses oder einer unbeabsichtigten Freisetzung von ionisierender Strahlung bei einer exponierten Bevölkerung abzuschätzen. Andererseits muss betont werden, dass alle Berechnungen, die das Hinzufügen von Dosen beinhalten, das lineare No-Threshold-Modell für gesundheitliche Auswirkungen voraussetzen. Eine Reihe von Organisationen ist jedoch nicht einverstanden, das lineare No-Threshold-Modell zur Abschätzung des Risikos einer geringen Strahlenexposition in der Umwelt und am Arbeitsplatz zu verwenden. Es stellt sich die Frage, ob diese Zahl überhaupt aussagekräftig ist.

Laut ICRP:

„Die kollektive effektive Dosismenge ist ein Instrument zur Optimierung, zum Vergleich von radiologischen Technologien und Schutzverfahren, vor allem im Zusammenhang mit der Exposition am Arbeitsplatz. Die kollektive effektive Dosis ist nicht als Instrument zur epidemiologischen Risikobewertung gedacht und es ist nicht angebracht, sie in Risikoprojektionen zu verwenden. Die Aggregation sehr niedriger Einzeldosen über längere Zeiträume ist unangemessen, und insbesondere sollte die Berechnung der Zahl der Krebstoten auf der Grundlage kollektiver wirksamer Dosen aus unbedeutenden Einzeldosen vermieden werden. “

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

Die kollektive effektive Dosis wird häufig als Vergleich der Expositionsdaten am Arbeitsplatz zwischen Kernkraftwerken verwendet. Unter diesem Gesichtspunkt bietet das ISOE-Programm Fachleuten des Strahlenschutzes von Atomkraftwerken und nationalen Regulierungsbehörden weltweit ein Forum, um Informationen zur Dosisreduzierung und Betriebserfahrung auszutauschen und den Strahlenschutz von Arbeitnehmern in Kernkraftwerken zu optimieren. Zum Beispiel verringerte sich die durchschnittliche jährliche Kollektivdosis in DWR von 2,01 Mann Sv im Jahr 1992 auf 0,91 Mann Sv im Jahr 2001.