Strahlendosimetrie

Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die Gammaspektroskopie sowie die Röntgenspektroskopie. In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Wechselwirkung mit Gammastrahlen erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektronen-Loch-Paares erforderlich ist: 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letztere auch eine bessere Energieauflösung. Andererseits müssen die Detektoren, um eine maximale Effizienz zu erreichen, bei sehr niedrigen Temperaturen von flüssigem Stickstoff (-196 ° C) arbeiten, da bei Raumtemperaturen das durch die thermische Erregung verursachte Rauschen sehr hoch ist.

Germaniumdetektor – Funktionsprinzip

Die Funktionsweise von Halbleiterdetektoren ist in folgenden Punkten zusammengefasst:

• Ionisierende Strahlung tritt in das empfindliche Volumen ( Germaniumkristall ) des Detektors ein und interagiert mit dem Halbleitermaterial.
• Durch den Detektor hindurchtretendes hochenergetisches Photon ionisiert die Atome des Halbleiters und erzeugt die Elektron-Loch-Paare . Die Anzahl der Elektronen-Loch-Paare ist proportional zur Energie der Strahlung zum Halbleiter. Infolgedessen wird eine Anzahl von Elektronen vom Valenzband zum Leitungsband übertragen, und es wird eine gleiche Anzahl von Löchern im Valenzband erzeugt.
• Da Germanium eine abgereicherte, empfindliche Dicke von Zentimetern haben kann, können sie energiereiche Photonen  (bis zu wenigen MeV) vollständig absorbieren .
• Unter dem Einfluss eines elektrischen Feldes wandern Elektronen und Löcher zu den Elektroden, wo sie zu einem Impuls führen, der in einem äußeren Stromkreis gemessen werden kann.
• Dieser Impuls gibt Auskunft über die Energie der ursprünglich einfallenden Strahlung. Die Anzahl solcher Impulse pro Zeiteinheit gibt auch Auskunft über die Intensität der Strahlung.

In allen Fällen lagert ein Photon einen Teil seiner Energie auf seinem Weg ab und kann vollständig absorbiert werden. Die Gesamtabsorption eines 1-MeV-Photons erzeugt etwa 3 × 10 ⁵ Elektronenlochpaare. Dieser Wert ist im Vergleich zur Gesamtzahl der freien Ladungsträger in einem 1 cm ³ -Halbleiter von untergeordneter Bedeutung . Durch den Detektor gelangende Teilchen ionisieren die Atome des Halbleiters und erzeugen die Elektronen-Loch-Paare. In Germanium-basierten Detektoren bei Raumtemperatur ist jedoch die thermische Anregung dominierend. Es wird durch Verunreinigungen, Unregelmäßigkeiten im Strukturgitter oder durch Dotierstoffe verursacht . Es hängt stark von der E- _{Lücke ab}(ein Abstand zwischen Valenz und Leitungsband), der für Germanium sehr gering ist (Egap = 0,67 eV). Da thermische Anregung zu Detektorrauschen führt, ist für einige Halbleitertypen (z. B. Germanium) eine aktive Kühlung erforderlich.

Es ist zu beachten, dass eine 1 cm ³ -Probe von reinem Germanium bei 20 ° C ungefähr 4,2 × 10 ²² Atome enthält, aber auch ungefähr 2,5 × 10 ¹³ freie Elektronen und 2,5 × 10 ¹³ Löcher, die konstant aus thermischer Energie erzeugt werden. Wie man sehen kann, würde das Signal – zu – Rausch – Verhältnis (S / N) minimal (vergleiche es mit 3 x 10 ⁵ Elektron-Loch – Paaren). Die Zugabe von 0,001% Arsen (eine Verunreinigung) spendet zusätzliche 10 ¹⁷Freie Elektronen im gleichen Volumen und die elektrische Leitfähigkeit erhöhen sich um den Faktor 10.000. Bei dotiertem Material wäre das Signal-Rausch-Verhältnis (S / N) noch kleiner. Da Germanium eine relativ geringe Bandlücke aufweist, müssen diese Detektoren gekühlt werden, um die thermische Erzeugung von Ladungsträgern (also den umgekehrten Leckstrom) auf ein akzeptables Niveau zu reduzieren. Andernfalls zerstört durch leckstrominduziertes Rauschen die Energieauflösung des Detektors.

Anwendung von Germaniumdetektoren – Gammaspektroskopie

Wie bereits geschrieben, wird das Studium und die Analyse von Gammastrahlenspektren für wissenschaftliche und technische Zwecke als Gammaspektroskopie bezeichnet, und Gammastrahlenspektrometer sind die Instrumente, die solche Daten beobachten und sammeln. 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. In den vorhergehenden Artikeln haben wir die Gammaspektroskopie unter Verwendung eines Szintillationsdetektors beschrieben, der aus einem geeigneten Szintillatorkristall, einer Fotovervielfacherröhre und einer Schaltung zum Messen der Höhe der vom Fotovervielfacher erzeugten Impulse besteht. Die Vorteile eines Szintillationszählers sind seine Effizienz (große Größe und hohe Dichte) und die möglichen hohen Präzisions- und Zählraten. Aufgrund der hohen Atomzahl von Jod führt eine große Anzahl aller Wechselwirkungen zu einer vollständigen Absorption der Gammastrahlenenergie, so dass der Photofraktion hoch ist.

Wenn jedoch eine  perfekte Energieauflösung  erforderlich ist, müssen wir einen Detektor auf  Germaniumbasis wie den  HPGe-Detektor verwenden . Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die  Gammaspektroskopie sowie für die  Röntgenspektroskopie. In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Gammastrahlenwechselwirkung erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektron-Loch-Paares erforderlich ist, nämlich 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letzteren auch eine bessere Energieauflösung. Das FWHM (volle Breite bei halbem Maximum) für Germaniumdetektoren ist eine Funktion der Energie. Für ein 1,3-MeV-Photon beträgt die FWHM 2,1 keV, was sehr niedrig ist.

Halbleiter sind im Allgemeinen anorganische oder organische Materialien, deren Leitfähigkeit von der chemischen Struktur, der Temperatur, der Beleuchtung und dem Vorhandensein von Dotierstoffen abhängt. Der Name Halbleiter kommt von der Tatsache, dass diese Materialien eine elektrische Leitfähigkeit zwischen einem Metall wie Kupfer, Gold usw. und einem Isolator wie Glas aufweisen. Sie haben eine Energielücke von weniger als 4 eV (etwa 1 eV). In der Festkörperphysik ist diese Energielücke oder Bandlücke ein Energiebereich zwischen Valenzband und Leitungsbandwo Elektronenzustände verboten sind. Im Gegensatz zu Leitern müssen Elektronen in einem Halbleiter Energie (z. B. aus ionisierender Strahlung) gewinnen, um die Bandlücke zu überqueren und das Leitungsband zu erreichen. Die Eigenschaften von Halbleitern werden durch die Energielücke zwischen Valenz- und Leitungsband bestimmt.

Halbleitermaterialien

Es gibt viele Arten von Halbleitern in der Natur und andere, die in Laboratorien synthetisiert werden. Am bekanntesten sind jedoch Silizium (Si) und Germanium (Ge).

Arten von Halbleitern:

• 

  Silizium. Silizium ist ein chemisches Element mit der Ordnungszahl 14, was bedeutet, dass sich 14 Protonen und 14 Elektronen in der Atomstruktur befinden. Das chemische Symbol für Silizium ist Si . Silizium ist ein harter und spröder kristalliner Feststoff mit einem blaugrauen metallischen Glanz, es ist ein vierwertiges Metalloid und ein Halbleiter. Silizium wird hauptsächlich für Detektoren geladener Teilchen (insbesondere zum Verfolgen geladener Teilchen) und weiche Röntgendetektoren verwendet. Die Energie mit großer Bandlücke (Egap = 1,12 eV) ermöglicht es uns, den Detektor bei Raumtemperatur zu betreiben, aber die Kühlung wird bevorzugt, um das Rauschen zu reduzieren. Detektoren auf Siliziumbasis sind in der Hochenergiephysik sehr wichtig. Da Detektoren auf Siliziumbasis sehr gut zur Verfolgung geladener Teilchen geeignet sindSie sind ein wesentlicher Bestandteil des Erkennungssystems am LHC im CERN.

• 

  Germanium. Germanium ist ein chemisches Element mit der Ordnungszahl 32, was bedeutet, dass sich 32 Protonen und 32 Elektronen in der Atomstruktur befinden. Das chemische Symbol für Germanium ist Ge . Germanium ist ein glänzendes, hartes, grauweißes Metalloid in der Kohlenstoffgruppe, das chemisch den Nachbarn Zinn und Silizium seiner Gruppe ähnlich ist. Reines Germanium ist ein Halbleiter mit einem ähnlichen Aussehen wie elementares Silizium. Germanium wird häufig für die Gammastrahlenspektroskopie verwendet. In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Gammastrahlenwechselwirkung erhöht. Germanium wird für die Strahlungsdetektion häufiger als Silizium verwendet, da die zur Erzeugung eines Elektron-Loch-Paares erforderliche durchschnittliche Energie 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium beträgt, was letzterem eine bessere Energieauflösung bietet. Andererseits hat Germanium eine kleine Bandlückenenergie (E- _Lücke = 0,67 eV), die es erforderlich macht, den Detektor bei kryogenen Temperaturen zu betreiben.

• Diamant . Diamant ist eine feste Form des Elements Kohlenstoff, dessen Atome in einer Kristallstruktur angeordnet sind, die als Diamantkubik bezeichnet wird. Diamanten sind auch sehr gute elektrische Isolatoren, was seltsamerweise sowohl nützlich als auch problematisch für elektrische Geräte ist. Diamant ist ein Halbleiter mit breiter Bandlücke (Egap = 5,47 eV) mit hohem Potenzial als Material für elektronische Geräte in vielen Geräten. Diamantdetektoren haben viele Ähnlichkeiten mit Siliziumdetektoren, es wird jedoch erwartet, dass sie signifikante Vorteile bieten, insbesondere eine hohe Strahlungshärte und sehr niedrige Driftströme.
• CdTe und CdZnTe. Cadmiumtellurid (CdTe) und Cadmiumzinktellurid (CdZnTe) gelten als vielversprechende Halbleitermaterialien für die Detektion von harten Röntgen- und Gammastrahlen. Aufgrund der hohen Ordnungszahl und der hohen Dichte dieser Materialien können sie Röntgen- und Gammastrahlen mit Energien von mehr als 20 keV, die herkömmliche Sensoren auf Siliziumbasis nicht erfassen können, effektiv abschwächen. Dies erhöht ihre Quanteneffizienz im Vergleich zu Silizium signifikant. Die große Bandlückenenergie (Egap = 1,44 eV) ermöglicht es uns, den Detektor bei Raumtemperatur zu betreiben. Andererseits führt ein beträchtlicher Ladungsverlust in diesen Detektoren zu einer verringerten Energieauflösung.

Reiner Halbleiter

Ein intrinsischer Halbleiter ist ein vollständig reiner Halbleiter, ohne dass signifikante Dotierstoffspezies vorhanden sind. Daher sind intrinsische Halbleiter auch als reine Halbleiter oder Halbleiter vom i-Typ bekannt.

Die Anzahl der Ladungsträger bei einer bestimmten Temperatur wird daher durch die Eigenschaften des Materials selbst anstelle der Menge an Verunreinigungen bestimmt. Es ist zu beachten, dass eine 1 cm ³ -Probe von reinem Germanium bei 20 ° C ungefähr 4,2 × 10 ²² Atome enthält, aber auch ungefähr 2,5 × 10 ¹³ freie Elektronen und 2,5 × 10 ¹³ Löcher enthält. Diese Ladungsträger werden durch thermische Anregung erzeugt. In intrinsischen Halbleitern sind die Anzahl der angeregten Elektronen und die Anzahl der Löcher gleich: n = p . Elektronen und Löcher werden durch Anregung von Elektronen vom Valenzband zum Leitungsband erzeugt. Ein Elektronenloch(oft einfach als Loch bezeichnet) ist das Fehlen eines Elektrons an einer Position, an der man in einem Atom oder Atomgitter existieren könnte. Diese Gleichheit kann sogar nach dem Dotieren des Halbleiters der Fall sein, allerdings nur, wenn er sowohl mit Donoren als auch mit Akzeptoren gleichermaßen dotiert ist. In diesem Fall gilt immer noch n = p, und der Halbleiter bleibt intrinsisch, obwohl er dotiert ist.

Halbleiter haben eine Energielücke von weniger als 4 eV (etwa 1 eV). Bandlücken sind natürlich für verschiedene Materialien unterschiedlich. Beispielsweise ist Diamant ein Halbleiter mit großer Bandlücke (Egap = 5,47 eV) mit hohem Potenzial als elektronisches Gerätematerial in vielen Geräten. Auf der anderen Seite hat Germanium eine kleine Bandlückenenergie (E- _Lücke = 0,67 eV), die es erforderlich macht, den Detektor bei kryogenen Temperaturen zu betreiben. In der Festkörperphysik ist diese Energielücke oder Bandlücke ein Energiebereich zwischen Valenzband und Leitungsband, in dem Elektronenzustände verboten sind. Im Gegensatz zu Leitern müssen Elektronen in einem Halbleiter Energie (z. B. aus ionisierender Strahlung) erhalten, um die Bandlücke zu überwinden und das Leitungsband zu erreichen.

Eigenhalbleiter sind jedoch nicht sehr nützlich, da sie weder sehr gute Isolatoren noch sehr gute Leiter sind. Ein wichtiges Merkmal von Halbleitern ist jedoch, dass ihre Leitfähigkeit durch Dotieren mit Verunreinigungen und Ansteuern mit elektrischen Feldern erhöht und gesteuert werden kann . Es sei daran erinnert, dass eine 1 cm ³ -Probe von reinem Germanium bei 20 ° C etwa 4,2 × 10 ²² Atome enthält, aber auch etwa 2,5 × 10 ¹³ freie Elektronen und 2,5 × 10 ¹³ Löcher, die ständig aus Wärmeenergie erzeugt werden. Die Gesamtabsorption eines 1 MeV-Photons erzeugt etwa 3 x 10 ⁵ Elektron-Loch-Paare . Dieser Wert ist im Vergleich zur Gesamtzahl der freien Träger in einem 1 cm ³ geringintrinsischer Halbleiter. Wie zu sehen ist, wäre das Signal-Rausch-Verhältnis (S / N) minimal. Die Zugabe von 0,001% Arsen (eine Verunreinigung) spendet zusätzliche 10 ¹⁷ freie Elektronen im gleichen Volumen und die elektrische Leitfähigkeit wird um den Faktor 10.000 erhöht. In dotiertem Material wäre das Signal-Rausch-Verhältnis (S / N) noch kleiner. Da Germanium eine relativ geringe Bandlücke aufweist, müssen diese Detektoren gekühlt werden, um die thermische Erzeugung von Ladungsträgern auf ein akzeptables Maß zu reduzieren. Andernfalls zerstört durch Leckstrom induziertes Rauschen die Energieauflösung des Detektors. Dotierung und Gating bewegen entweder das Leitungs- oder das Valenzband viel näher an das Fermi-Niveau und erhöhen die Anzahl der teilweise gefüllten Zustände erheblich.

Dotierte Halbleiter

Ein extrinsischer Halbleiter oder dotierter Halbleiter ist ein Halbleiter, der absichtlich dotiert wurde, um seine elektrischen, optischen und strukturellen Eigenschaften zu modulieren. Im Fall von Halbleiterdetektoren ionisierender Strahlung ist Dotierung das absichtliche Einbringen von Verunreinigungen in einen intrinsischen Halbleiter zum Zwecke der Änderung ihrer elektrischen Eigenschaften. Daher sind intrinsische Halbleiter auch als reine Halbleiter oder Halbleiter vom i-Typ bekannt.

Die Zugabe eines kleinen Prozentsatzes von Fremdatomen in das reguläre Kristallgitter von Silizium oder Germanium führt zu dramatischen Änderungen ihrer elektrischen Eigenschaften, da diese in die Kristallstruktur des Halbleiters eingebauten Fremdatome freie Ladungsträger (Elektronen oder Elektronenlöcher) in der Struktur bereitstellen Halbleiter. In einem extrinsischen Halbleiter sind es diese fremden Dotierstoffatome im Kristallgitter, die hauptsächlich die Ladungsträger bereitstellen, die elektrischen Strom durch den Kristall führen. Im Allgemeinen gibt es zwei Arten von Dotierstoffatomen, die zu zwei Arten von extrinsischen Halbleitern führen. Diese Dotierstoffe, die die gewünschten kontrollierten Veränderungen hervorrufen, werden entweder als Elektronenakzeptoren oder als Donoren klassifiziert und die entsprechenden dotierten Halbleiter sind bekannt als:

• Halbleiter vom n-Typ .
• p-Halbleiter .

Extrinsische Halbleiter sind Bestandteile vieler gängiger elektrischer Geräte sowie vieler Detektoren ionisierender Strahlung. Zu diesem Zweck besteht eine Halbleiterdiode (Bauelemente, die Strom nur in einer Richtung zulassen) normalerweise aus Halbleitern vom p-Typ und n-Typ, die in Verbindung miteinander angeordnet sind.

Germanium-basierte Halbleiterdetektoren

Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die Gammaspektroskopiesowie Röntgenspektroskopie. In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Wechselwirkung mit Gammastrahlen erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektronen-Loch-Paares erforderlich ist: 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letztere auch eine bessere Energieauflösung. Ein großer, sauberer und nahezu perfekter Germaniumhalbleiter ist ideal als Zähler für Radioaktivität. Es ist jedoch schwierig und teuer, große Kristalle mit ausreichender Reinheit herzustellen. Während Detektoren auf Siliziumbasis nicht dicker als ein paar Millimeter sein können, kann Germanium eine abgereicherte, empfindliche Dicke von Zentimetern aufweisen und kann daher als Totalabsorptionsdetektor für Gammastrahlen bis zu wenigen MeV verwendet werden.

Andererseits müssen die Detektoren, um eine maximale Effizienz zu erreichen, bei sehr niedrigen Temperaturen von flüssigem Stickstoff (-196 ° C) arbeiten, da bei Raumtemperaturen das durch thermische Anregung verursachte Rauschen sehr hoch ist.

Da Germaniumdetektoren die höchste heute allgemein verfügbare Auflösung erzeugen, werden sie zur Messung von Strahlung in einer Vielzahl von Anwendungen verwendet, einschließlich Personal- und Umgebungsüberwachung auf radioaktive Kontamination, medizinische Anwendungen, radiometrische Tests, nukleare Sicherheit und Sicherheit von Kernkraftwerken.

Germaniumdetektor – Funktionsprinzip

Die Funktionsweise von Halbleiterdetektoren ist in folgenden Punkten zusammengefasst:

• Ionisierende Strahlung tritt in das empfindliche Volumen ( Germaniumkristall ) des Detektors ein und interagiert mit dem Halbleitermaterial.
• Durch den Detektor hindurchtretendes hochenergetisches Photon ionisiert die Atome des Halbleiters und erzeugt die Elektron-Loch-Paare . Die Anzahl der Elektronen-Loch-Paare ist proportional zur Energie der Strahlung zum Halbleiter. Infolgedessen wird eine Anzahl von Elektronen vom Valenzband zum Leitungsband übertragen, und es wird eine gleiche Anzahl von Löchern im Valenzband erzeugt.
• Da Germanium eine abgereicherte, empfindliche Dicke von Zentimetern haben kann, können sie energiereiche Photonen  (bis zu wenigen MeV) vollständig absorbieren .
• Unter dem Einfluss eines elektrischen Feldes wandern Elektronen und Löcher zu den Elektroden, wo sie zu einem Impuls führen, der in einem äußeren Stromkreis gemessen werden kann.
• Dieser Impuls gibt Auskunft über die Energie der ursprünglich einfallenden Strahlung. Die Anzahl solcher Impulse pro Zeiteinheit gibt auch Auskunft über die Intensität der Strahlung.

In allen Fällen lagert ein Photon einen Teil seiner Energie auf seinem Weg ab und kann vollständig absorbiert werden. Die Gesamtabsorption eines 1 MeV-Photons erzeugt etwa 3 x 10 ⁵ Elektron-Loch-Paare. Dieser Wert ist im Vergleich zur Gesamtzahl der freien Ladungsträger in einem intrinsischen Halbleiter von 1 cm ³ gering . Durch den Detektor laufende Teilchen ionisieren die Halbleiteratome und erzeugen die Elektron-Loch-Paare. Bei Detektoren auf Germaniumbasis bei Raumtemperatur dominiert jedoch die thermische Anregung . Es wird durch Verunreinigungen, Unregelmäßigkeiten im Strukturgitter oder durch Dotierstoffe verursacht . Es hängt stark von der E- _{Lücke ab}(ein Abstand zwischen Valenz und Leitungsband), der für Germanium sehr gering ist (Egap = 0,67 eV). Da thermische Anregung zu Detektorrauschen führt, ist für einige Halbleitertypen (z. B. Germanium) eine aktive Kühlung erforderlich.

Es ist zu beachten, dass eine 1 cm ³ -Probe von reinem Germanium bei 20 ° C ungefähr 4,2 × 10 ²² Atome enthält, aber auch ungefähr 2,5 × 10 ¹³ freie Elektronen und 2,5 × 10 ¹³ Löcher enthält, die ständig aus Wärmeenergie erzeugt werden. Wie zu sehen ist, wäre das Signal-Rausch-Verhältnis (S / N) minimal (vergleiche es mit 3 × 10 ⁵ Elektron-Loch-Paaren). Die Zugabe von 0,001% Arsen (eine Verunreinigung) spendet zusätzlich 10 ¹⁷freie Elektronen im gleichen Volumen und die elektrische Leitfähigkeit wird um den Faktor 10.000 erhöht. In dotiertem Material wäre das Signal-Rausch-Verhältnis (S / N) noch kleiner. Da Germanium eine relativ geringe Bandlücke aufweist, müssen diese Detektoren gekühlt werden, um die thermische Erzeugung von Ladungsträgern (also den umgekehrten Leckstrom) auf ein akzeptables Maß zu reduzieren. Andernfalls zerstört durch Leckstrom induziertes Rauschen die Energieauflösung des Detektors.

Reverse Bias Junction

Der Halbleiterdetektor arbeitet viel besser als Strahlungsdetektor, wenn eine externe Spannung in umgekehrter Richtung über den Übergang angelegt wird . Der Verarmungsbereich fungiert als Strahlungsdetektor. Eine Verbesserung kann durch Verwendung einer Sperrspannung am PN-Übergang erreicht werdenden Detektor von freien Ladungsträgern zu erschöpfen, was das Prinzip der meisten Halbleiterdetektoren ist. Die umgekehrte Vorspannung eines Übergangs erhöht die Dicke des Verarmungsbereichs, da die Potentialdifferenz über den Übergang erhöht wird. Germaniumdetektoren haben eine Stiftstruktur, 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. Diese Ladung, die proportional zu der vom einfallenden Photon im Detektor abgelagerten Energie ist,

Siehe auch: Germaniumdetektoren, MIRION Technologies. <verfügbar unter: https://www.mirion.com/products/germanium-detectors>.

Anwendung von Germaniumdetektoren – Gammaspektroskopie

Wie bereits geschrieben, wird das Studium und die Analyse von Gammastrahlenspektren für wissenschaftliche und technische Zwecke als Gammaspektroskopie bezeichnet, und Gammastrahlenspektrometer sind die Instrumente, die solche Daten beobachten und sammeln. 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. In den vorhergehenden Artikeln haben wir die Gammaspektroskopie unter Verwendung eines Szintillationsdetektors beschrieben, der aus einem geeigneten Szintillatorkristall, einer Fotovervielfacherröhre und einer Schaltung zum Messen der Höhe der vom Fotovervielfacher erzeugten Impulse besteht. Die Vorteile eines Szintillationszählers sind seine Effizienz (große Größe und hohe Dichte) und die möglichen hohen Präzisions- und Zählraten. Aufgrund der hohen Atomzahl von Jod führt eine große Anzahl aller Wechselwirkungen zu einer vollständigen Absorption der Gammastrahlenenergie, so dass der Photofraktion hoch ist.

Wenn jedoch eine  perfekte Energieauflösung  erforderlich ist, müssen wir einen Detektor auf  Germaniumbasis wie den  HPGe-Detektor verwenden . Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die  Gammaspektroskopie sowie für die  Röntgenspektroskopie. In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Gammastrahlenwechselwirkung erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektron-Loch-Paares erforderlich ist, nämlich 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letzteren auch eine bessere Energieauflösung. Das FWHM (volle Breite bei halbem Maximum) für Germaniumdetektoren ist eine Funktion der Energie. Für ein 1,3-MeV-Photon beträgt die FWHM 2,1 keV, was sehr niedrig ist.

Externe Dosisaufnahme

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 kein äußeres Expositionsrisiko darstellen, da die Partikel im Allgemeinen nicht durch die Haut dringen. Die Strahlungsquelle kann beispielsweise ein Gerät sein, das die Strahlung wie ein Behälter mit radioaktiven Stoffen oder wie ein Röntgengerät erzeugt. Im Strahlenschutz gibt es drei Möglichkeiten, Menschen vor erkannten externen Strahlenquellen zu schützen:

• 

  Zeitbegrenzung. 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 Einwirkzeit reduziert werden .

• 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.
• Abschirmung. Schließlich muss die Abschirmung verwendet werden, wenn die Quelle zu intensiv ist und Zeit oder Entfernung keinen ausreichenden Strahlenschutz bieten. Der Strahlenschutz besteht in der Regel aus Barrieren aus Blei, Beton oder Wasser. Es gibt viele verschiedene Materialien, die zur Strahlenabschirmung verwendet werden können, aber es gibt viele verschiedene Situationen im Strahlenschutz. Es hängt stark von der Art der abzuschirmenden Strahlung, ihrer Energie und vielen anderen Parametern ab. Beispielsweise kann auch abgereichertes Uran als guter Schutz vor Gammastrahlung verwendet werden, andererseits ist Uran eine absolut ungeeignete Abschirmung von Neutronenstrahlung .

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 keines der Strahlenschutzprinzipien (Zeit, Entfernung, Abschirmung) anwenden können.

Strahlungsbelastung

Im Allgemeinen ist die Strahlenexposition  ein Maß für die Ionisierung von  Luft  aufgrund ionisierender Strahlung von  hochenergetischen Photonen (dh Röntgen- und Gammastrahlen). Strahlenexposition  ist definiert als die  Summe der elektrischen Ladungen  (∆q) aller Ionen eines Zeichens, die in Luft erzeugt werden,  wenn alle Elektronen, die von Photonen in einem Luftvolumen mit einer Masse von ∆m  freigesetzt werden, vollständig in Luft gestoppt werden.

Strahlenbelastung  wird das Symbol angegeben  X . Die SI-Einheit der Strahlenexposition ist das Coulomb pro Kilogramm (C / kg), in der Praxis wird jedoch das  Röntgen  verwendet. Das  Röntgen , abgekürzt  R , ist die Einheit der Strahlenexposition. In der ursprünglichen Definition   bedeutet 1 R die Menge an  Röntgen-  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.

Absorbierte und äquivalente Dosis

Im Strahlenschutz ist der  Sievert  eine abgeleitete Einheit aus  äquivalenter Dosis  und  effektiver Dosis.  Der Sievert repräsentiert die äquivalente biologische Wirkung der Ablagerung eines Joule Gammastrahlenenergie in einem Kilogramm menschlichem Gewebe. Die absorbierte Dosis  ist definiert als die Energiemenge, die durch ionisierende Strahlung in einer Substanz abgelagert wird. Energiedosis  wird das Symbol gegeben  D . Die absorbierte Dosis wird normalerweise in einer Einheit gemessen, die als  Grau  (Gy) bezeichnet wird und aus dem SI-System abgeleitet wird. Die Nicht-SI-Einheit  rad  wird manchmal auch verwendet, hauptsächlich 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.

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.

Persönliche Dosimetrie

Die Personendosimetrie ist ein wesentlicher Bestandteil der Strahlendosimetrie. Die Personendosimetrie wird in erster Linie (aber nicht ausschließlich) zur Bestimmung der Dosis von Personen verwendet, die im Zusammenhang mit ihrer Arbeitstätigkeit Strahlen ausgesetzt sind. Diese Dosen werden normalerweise von Geräten gemessen, die als Dosimeter bekannt sind. 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. PersonendosimetrieDie Techniken variieren und hängen teilweise davon ab, ob sich die Strahlungsquelle außerhalb des Körpers befindet (extern) oder in den Körper aufgenommen wird (intern). Personendosimeter werden zur Messung externer Strahlenexpositionen verwendet. Interne Expositionen werden typischerweise durch Messen des Vorhandenseins von Kernsubstanzen im Körper oder durch Messen der vom Körper ausgeschiedenen Kernsubstanzen überwacht.

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 Filmabzeichen. 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, normalerweise ein elektronisches persönliches Dosimeter (EPD). Ein aktives Dosimeter erzeugt ein strahlungsinduziertes Signal und zeigt in Echtzeit einen direkten Messwert der erfassten Dosis oder Dosisleistung an.

Das passive und das aktive Dosimeter werden häufig zusammen verwendet, um sich zu ergänzen. Um wirksame Dosen abzuschätzen, müssen Dosimeter an einer Position des Körpers getragen werden, die für seine Exposition repräsentativ ist, typischerweise zwischen Taille und Hals, an der Vorderseite des Rumpfes, gegenüber der radioaktiven Quelle. Dosimeter werden normalerweise an der Außenseite der Kleidung, um die Brust oder den 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 äquivalente Dosis zu diesen Geweben zu messen.

Die heute verwendeten persönlichen Dosimeter 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 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 bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter dem Wert liegenSchutzgrenzen .

 

Medizinische Dosimetrie

Die medizinische Dosimetrie ist die Berechnung der absorbierten Dosis und die Optimierung der Dosisabgabe bei medizinischen Untersuchungen und Behandlungen. Im Allgemeinen ist die Strahlenbelastung durch medizinische diagnostische Untersuchungen gering (insbesondere bei diagnostischen Anwendungen). Die Dosen können ebenfalls hoch sein (nur für therapeutische Zwecke), müssen jedoch in jedem Fall immer durch die Vorteile einer genauen Diagnose möglicher Krankheitszustände oder durch die Vorteile einer genauen Behandlung gerechtfertigt sein. Diese Dosen umfassen Beiträge aus der medizinischen und zahnmedizinischen Diagnostik (diagnostische Röntgenstrahlen), der klinischen Nuklearmedizin und der Strahlentherapie. Medizinische Dosimetriewird oft von einem professionellen Gesundheitsphysiker mit Spezialausbildung auf diesem Gebiet durchgeführt. Um die Abgabe einer Strahlentherapie zu planen, wird die von den Quellen erzeugte Strahlung üblicherweise mit prozentualen Tiefendosis-Kurven und Dosisprofilen charakterisiert, die von einem medizinischen Physiker gemessen werden.

Die medizinische Verwendung ionisierender Strahlung bleibt ein sich schnell änderndes Feld. In jedem Fall muss die Nützlichkeit ionisierender Strahlung mit ihren Gefahren in Einklang gebracht werden. Heutzutage wurde ein Kompromiss gefunden und die meisten Strahlungsanwendungen werden optimiert. Heute ist es fast unglaublich, dass früher mit Röntgenstrahlen das richtige Paar Schuhe gefunden wurde (dh Schuhanpassungs-Fluoroskopie). In den letzten Jahren durchgeführte Messungen zeigen, dass die Fußdosen bei einer Exposition von 20 Sekunden im Bereich von 0,07 bis 0,14 Gy lagen. Diese Praxis wurde gestoppt, als die Risiken ionisierender Strahlung besser verstanden wurden.

Siehe auch: Medizinische Expositionen

Umweltdosimetrie

Umweltdosimetrie wird verwendet, wenn es wahrscheinlich ist, dass die Umgebung eine signifikante Strahlungsdosis erzeugt. Wie geschrieben wurde, ist Strahlung überall um uns herum . 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. Alle Lebewesen waren und sind von Anfang an ionisierender Strahlung ausgesetzt . Ionisierende Strahlung wird durch Kernreaktionen , Kernzerfall , sehr hohe Temperaturen oder durch Beschleunigung geladener Teilchen in elektromagnetischen Feldern erzeugt.

Im Allgemeinen gibt es zwei große Kategorien von Strahlungsquellen in der Umwelt:

• Natürliche Hintergrundstrahlung . Natürliche Hintergrundstrahlung umfasst Sonnenstrahlung, Blitze, ursprüngliche Radioisotope oder Supernova-Explosionen usw.
• Künstliche Strahlungsquellen . Vom Menschen geschaffene Quellen umfassen medizinische Verwendung von Strahlung, Rückstände aus Atomtests, industrielle Verwendung von Strahlung usw.

Ein Beispiel für die Umgebungsdosimetrie  ist die Radonüberwachung. Radon ist ein radioaktives Gas, das durch den Zerfall von Uran erzeugt wird und in unterschiedlichen Mengen in der Erdkruste vorhanden ist. Es ist wichtig zu beachten, dass Radon ein Edelgas ist , während alle seine Zerfallsprodukte Metalle sind . Der Hauptmechanismus für den Eintritt von Radon in die Atmosphäre ist die Diffusion durch den Boden. Bestimmte geografische Gebiete erzeugen aufgrund der zugrunde liegenden Geologie kontinuierlich Radon, das seinen Weg zur Erdoberfläche durchdringt. In einigen Fällen kann die Dosis in Gebäuden, in denen sich das Gas ansammeln kann, erheblich sein. Standorte mit höherem Radonhintergrund sind in jedem Land gut kartiert. Im Freien liegt sie zwischen 1 und 100 Bq / m3, noch weniger (0,1 Bq / m3) über dem Ozean. In Höhlen, belüfteten Minen oder schlecht belüfteten Häusern steigt die Konzentration auf 20 bis 2.000 Bq / m3. In der Außenatmosphäre gibt es auch eine gewisse Advektion, die durch Wind und Änderungen des Luftdrucks verursacht wird. Eine Reihe spezialisierter Dosimetrietechniken wird verwendet, um die Dosis zu bewerten, die die Bewohner eines Gebäudes erhalten können.

Messung und Überwachung der Strahlendosis

In den vorherigen Kapiteln haben wir die äquivalente Dosis und die effektive Dosis beschrieben . Diese Dosen sind jedoch nicht direkt messbar . Zu diesem Zweck hat das ICRP eine Reihe von Betriebsgrößen eingeführt und definiert , die gemessen werden können und die eine angemessene Schätzung der Schutzgrößen liefern sollen. Diese Größen zielen darauf ab, eine konservative Schätzung des Werts der Schutzgrößen im Zusammenhang mit einer Exposition zu liefern, wobei sowohl eine Unterschätzung als auch eine zu starke Überschätzung vermieden werden.

Numerische Verknüpfungen zwischen diesen Größen werden durch Umrechnungskoeffizienten dargestellt , die für eine Referenzperson definiert sind. Es ist sehr wichtig, dass ein international vereinbarter Satz von Umrechnungskoeffizienten für die allgemeine Verwendung in der Strahlenschutzpraxis für berufliche Expositionen und Expositionen der Öffentlichkeit verfügbar ist. Zur Berechnung der Umrechnungskoeffizienten für die externe Exposition werden Berechnungsphantome zur Dosisbestimmung in verschiedenen Strahlungsfeldern verwendet. Für die Berechnung von Dosis-Koeffizienten aus der Aufnahme von Radionukliden werden biokinetische Modelle für Radionuklide, physiologische Referenzdaten und Rechenphantome verwendet.

Eine Reihe ausgewerteter Daten von Umwandlungskoeffizienten zum Schutz und Betriebsgrößen für die externe Exposition gegenüber monoenergetischer Photonen-, Neutronen- und Elektronenstrahlung unter bestimmten Bestrahlungsbedingungen wird in Berichten veröffentlicht (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Im Allgemeinen definiert das ICRP Betriebsgrößen für die Flächen- und Einzelüberwachung externer Expositionen. Die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung sind:

• Umgebungsdosisäquivalent H * (10). Das Umgebungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung stark eindringender Strahlung.
• Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω). Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach durchdringender Strahlung.

Die Betriebsgrößen für die individuelle Überwachung sind:

• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (0,07) . DasDosisäquivalent H _p (0,07) ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der Dosis für die Haut sowie für Hände und Füße.
• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (10) . Das H _p (10) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der wirksamen Dosis.

Sonderreferenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007. ICRP-Veröffentlichung 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

 

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 festgesetzten 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.

Sievert – Einheit der äquivalenten Dosis

Im Strahlenschutz ist der Sievert eine abgeleitete Einheit aus äquivalenter Dosis und effektiver Dosis . Der Sievert repräsentiert die äquivalente biologische Wirkung der Ablagerung eines Joule 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 bereits geschrieben, wird der Sievert für Strahlendosismengen wie Äquivalentdosis und effektive Dosis verwendet. Die äquivalente Dosis (Symbol H _T ) ist eine Dosismenge, die für einzelne Organe berechnet wird (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Art der Strahlung . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI-Einheit von H _T ist der Sievert (Sv) oder es wird immer noch Rem ( Röntgenäquivalent Mann ) verwendet ( 1 Sv = 100 Rem ).

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 gefährlich ist Strahlung

Strahlung ist überall um uns herum . 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, die seit der Geburt unseres Planeten hier ist. Alle Lebewesen waren und sind seit jeher ionisierender Strahlung ausgesetzt .

Zum Beispiel ist Kalium-40 eines der Isotope, die zur inneren Exposition des Menschen beitragen. Das gesamte Kalium enthält Spuren von Kalium-40. Es ist das am häufigsten vorkommende Radioisotop im menschlichen Körper . Höhere Mengen können auch in Bananen gefunden werden . Heißt das, Bananen essen muss gefährlich sein? Natürlich nicht.

Unabhängig davon, ob die Strahlungsquelle natürlich oder künstlich hergestellt ist, ob es sich um eine große oder eine kleine Strahlungsdosis handelt, gibt es einige biologische Auswirkungen . Im Allgemeinen ist ionisierende Strahlung für Lebewesen schädlich und möglicherweise tödlich, kann jedoch in der Medizin gesundheitliche Vorteile haben, beispielsweise in der Strahlentherapie zur Behandlung von Krebs und Thyreotoxikose.

In den folgenden Gedanken versuchen wir, Fakten und Hypothesen zusammenzufassen, die Ihnen helfen können, das Problem zu verstehen. Es geht um die Risiken, die sich aus der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung ergeben, und um die Beständigkeit aller Risiken des Alltags. Aber zuerst müssen wir die wichtigsten Fakten über ionisierende Strahlung zusammenfassen.

Strahlungsintensität – Dosis und Dosisleistung

Die Intensität der ionisierenden Strahlung ist ein Schlüsselfaktor, der die gesundheitlichen Auswirkungen einer Strahlenexposition bestimmt. Es ist ähnlich wie die Wärmestrahlung eines Feuers (tatsächlich wird es auch von Photonen übertragen). Wenn Sie einem Feuer zu nahe sind, ist die Intensität der Wärmestrahlung hoch 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 ionisierenden Strahlungsquellen angewendet werden.

Kurz gesagt, um durch ionisierende Strahlung verbrannt zu werden ( deterministische Effekte und nachweisbare stochastische Effekte ), müssen Sie einer wirklich hohen Strahlungsmenge ausgesetzt sein. Aber fast jedes Mal sprechen wir von sogenannten niedrigen Dosen . Wie bereits geschrieben, basiert das Schutzsystem heute auf der LNT-Hypothese , einem  konservativen  Modell, das im Strahlenschutz verwendet wird, um die gesundheitlichen Auswirkungen kleiner Strahlendosen abzuschätzen. Dieses Modell eignet sich  hervorragend zum Aufbau eines Schutzsystems für alle Verwendung von ionisierender Strahlung. Dieses Modell geht davon aus, dass es keinen Schwellenwert gibt und das Risiko linear mit einer 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 knappe Sekunde. Es muss hinzugefügt werden, dass die Forschung in den letzten zwei Jahrzehnten sehr interessant ist und zeigt, dass kleine Strahlendosen, die mit einer niedrigen Dosisrate verabreicht werden, 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 ihnen haben eine adaptive Reaktion auf niedrig dosierte Strahlung gezeigt, was zu reduzierten Mutationen und Krebs führt. Andererseits ist es sehr wichtig, welcher Art von Strahlung eine Person ausgesetzt ist.

Art der Strahlung – High-LET x Low-LET

In diesem Abschnitt geht es um die Tatsache, dass es verschiedene Arten ionisierender Strahlung gibt und jede Art von Strahlung auf unterschiedliche Weise mit Materie interagiert . Bei der Erörterung der Strahlungsintensität müssen wir berücksichtigen, welcher Art von Strahlung Sie ausgesetzt sind. Zum Beispiel neigt Alphastrahlung dazu, sich nur über eine kurze Strecke zu bewegen und dringt nicht sehr weit in das Gewebe ein, wenn überhaupt. Daher wird Alphastrahlung manchmal als ungefährlich behandelt, da sie Oberflächenschichten der menschlichen Haut nicht durchdringen kann. Dies ist natürlich richtig, gilt jedoch nicht für die interne Exposition durch Alpha-Radionuklide. Beim Einatmen oder Verschlucken ist Alphastrahlung viel gefährlicher als andere Arten von Strahlung. Beachten Sie, dass der Strahlungsgewichtungsfaktor für Alphastrahlung gleich 20 ist. Es wurde festgestellt, dass die biologischen Auswirkungen jeglicher Strahlung mit dem linearen Energietransfer (LET) zunehmen . 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 ).

Ionisierende Strahlung wird nach der Art der Partikel oder elektromagnetischen Wellen kategorisiert, die den ionisierenden Effekt erzeugen. Diese Teilchen / Wellen haben unterschiedliche Ionisationsmechanismen und können wie folgt gruppiert werden:

• Direkt ionisierend . Geladene Teilchen ( Atomkerne, Elektronen, Positronen, Protonen, Myonen usw. ) können Atome direkt durch fundamentale Wechselwirkung durch die Coulomb-Kraft ionisieren, wenn sie ausreichend kinetische Energie tragen. Diese Teilchen müssen sich mit relativistischen Geschwindigkeiten bewegen, um die erforderliche kinetische Energie zu erreichen. Sogar Photonen (Gammastrahlen und Röntgenstrahlen) können Atome durch den photoelektrischen Effekt und den Compton-Effekt direkt (obwohl sie elektrisch neutral sind) ionisieren, aber die sekundäre (indirekte) Ionisation ist viel bedeutender.
  • Alpha-Strahlung
  • Beta-Strahlung
• Indirekt ionisierend . Indirekte ionisierende Strahlung besteht aus elektrisch neutralen Partikeln und interagiert daher nicht stark mit Materie. Der Großteil der Ionisationseffekte ist auf Sekundärionisationen zurückzuführen.
  • Photonenstrahlung
  • Neutronenstrahlung

Externe x interne Belichtung

Wie bereits geschrieben, ist es entscheidend, ob wir Strahlung von externen oder internen Quellen ausgesetzt sind. Dies ist ähnlich wie bei anderen gefährlichen Substanzen. 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 über verschiedene Wege erfolgen, z. B. durch Aufnahme radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten, Einatmen radioaktiver Gase oder durch intakte oder verletzte Haut. An dieser Stelle müssen wir zwischen Strahlung und Kontamination unterscheiden. 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 versiegelten Behälter für radioaktive Quellen befindet und auf andere Objekte übertragen werden kann, ist eine radioaktive Kontamination möglich. Beispielsweise ist Radiojod , Jod-131 , ein wichtiges Radioisotop von Jod. Radioiod spielt eine wichtige Rolle als radioaktives Isotop in Kernspaltungsproduktenund es trägt wesentlich zu den Gesundheitsgefahren bei, wenn es während eines Unfalls in die Atmosphäre freigesetzt wird. Jod-131 hat eine Halbwertszeit von 8,02 Tagen. Das Zielgewebe für die Radiojod-Exposition ist die Schilddrüse. Die externe Beta- und Gammadosis von Radiojod in der Luft ist im Vergleich zu der zugesagten Dosis für die Schilddrüse, die durch das Einatmen dieser Luft entstehen würde, vernachlässigbar.

Konsistenz in allen Risiken

Schließlich geht es um die Risiken, die sich aus der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung ergeben, und um die Beständigkeit aller Risiken des Alltags . Im Allgemeinen ist Gefahr (auch Risiko oder Gefahr) die Möglichkeit, dass etwas Schlimmes passiert. Eine Situation, in der die Gefahr besteht, dass etwas Schlimmes passiert, wird als gefährlich, riskant oder gefährlich bezeichnet. Ja, der Begriff ionisierende Strahlung klingt sehr gefährlich, aber wie genau ist gefährliche Strahlung ?

Menschen sind oft inkonsistent in unserer Behandlung von wahrgenommenen Risiken. Auch wenn zwei Situationen ähnliche Risiken haben können, wird eine Situation für Menschen zulässig und eine andere ungerechtfertigt gefährlich sein. Für Strahlenrisiken müssen die öffentlichen Dosen unter 1 mSv / Jahr gehalten werden. Selbst für einen sehr konservativen Fall einer linearen Annahme ohne Schwellenwert bedeutet ein Millisievert eine Wahrscheinlichkeit von 0,0055% für einige gesundheitsschädliche Auswirkungen. Zwei Punkte:

• Dies ist unserer Meinung nach ein akzeptables Risiko. Beachten Sie, dass die jährlichen Dosen aus natürlicher Hintergrundstrahlung durchschnittlich etwa 3,7 mSv / Jahr betragen ( 10 µSv = durchschnittliche Tagesdosis aus natürlichem Hintergrund).
• Darüber hinaus besteht das Problem dieses Modells darin, dass es eine Reihe von verteidigungsbiologischen Prozessen vernachlässigt , die bei niedrigen Dosen entscheidend sein können . Die Forschung in den letzten zwei Jahrzehnten ist sehr interessant und zeigt, dass kleine Strahlungsdosen bei niedriger Dosisleistung die Abwehrmechanismen stimulieren .

Jährlich erhaltene Dosen von 1 mSv verursachen sehr konservativ eine Wahrscheinlichkeit von etwa 0,0055% für einige gesundheitsschädliche Auswirkungen. Im April 2012, ein Jahr nach dem Unfall in Fukushima, sollen Aufräumarbeiten überall dort stattfinden, wo die Strahlendosis die gesetzlichen Vorschriften überschreitet. Ganze Städte sind immer noch verboten, da die jährliche Bodendosis voraussichtlich mehr als 50 mSv oder sogar 20 mSv beträgt , wodurch viele Menschen in der Region obdachlos und arbeitslos werden. Aber hat jemand nehmen berücksichtigt Auswirkungen auf die Gesundheit dieser Evakuierung . Die Folgen schwacher Strahlung sind oft eher psychologischer als radiologischer Natur. Die erzwungene Evakuierung nach einem radiologischen oder nuklearen Unfall kann zu sozialer Isolation, Angstzuständen, Depressionen, psychosomatischen medizinischen Problemen, rücksichtslosem Verhalten und sogar Selbstmord führen. Dies war das Ergebnis der Atomkatastrophe von Tschernobyl 1986 in der Ukraine. Eine umfassende Studie aus dem Jahr 2005 kam zu dem Schluss, dass „die Auswirkungen von Tschernobyl auf die psychische Gesundheit das größte Problem der öffentlichen Gesundheit sind, das durch den Unfall bisher ausgelöst wurde“. Was aber, wenn das Schwellenwertmodell wahr ist?und Dosen von bis zu 100 mSv / Jahr führen tatsächlich zu keinen nachweisbaren Gesundheitsrisiken? Dies würde bedeuten, dass Menschen unnötig ferngehalten und daran gehindert werden, auf ihren Farmen zu arbeiten, um vernachlässigbare gesundheitliche Auswirkungen zu haben. Es sei daran erinnert, dass die jährliche Dosis in einigen Teilen von Araxa, Brasilien, höher als 20 mSv ist, während die durchschnittliche Dosis, die in den Drei-Länder-Nukleararbeiterstudien untersucht wurde, 30-40 mSv / Jahr betrug und dass diese Studien keinen signifikanten Anstieg bei soliden Krebsarten oder Leukämien aus diesen Dosen.

Ein anderer Gesichtspunkt kann erhalten werden, wenn wir alle Risiken des Alltags betrachten . Was über die Risiken, die von entstehen Transport . Fast 1,25 Millionen Menschen sterben jedes Jahr bei Verkehrsunfällen, durchschnittlich 3.287 Todesfälle pro Tag. Verkehrsunfälle sind die häufigste Todesursache bei jungen Menschen im Alter von 15 bis 29 Jahren und die zweithäufigste Todesursache weltweit bei jungen Menschen im Alter von 5 bis 14 Jahren. Auf einer Straße erkennen die Menschen nicht die kinetische Energie eines Autos. Warum hören wir nicht auf, Autos zu fahren? Ja, Transport ist heute unerlässlich, aber auch die friedliche Nutzung von Strahlung. Und was ist mit dem Rauchen von Zigaretten ? Zigaretten enthalten auch Polonium-210, das aus den Zerfallsprodukten von Radon stammt, die an Tabakblättern haften. Polonium-210 emittiert ein 5,3-MeV-Alpha-Partikel, das den größten Teil der äquivalenten Dosis liefert. Starkes Rauchen führt zu einer Dosis von 160 mSv / Jahr an lokalisierten Stellen an den Gabelungen segmentaler Bronchien in der Lunge aufgrund des Zerfalls von Polonium-210. Diese Dosis ist nicht ohne weiteres mit den Strahlenschutzgrenzen vergleichbar , da letztere Ganzkörperdosen betreffen, während die Dosis aus dem Rauchen an einen sehr kleinen Teil des Körpers abgegeben wird.

Abschließend möchten wir eine sehr interessante Tatsache diskutieren. Es ist allgemein bekannt, dass die zunehmende Nutzung von Kernkraft und Stromerzeugung mit Kernreaktoren zu einer geringen, aber zunehmenden Strahlungsdosis für die breite Öffentlichkeit führen wird. Aber ist es nicht allgemein bekannt ist , die Stromerzeugung aus Kohle erzeugt auch zusätzliche Forderungen, und, was noch interessanter ist, während Expositionspegel sehr niedrig sind, der Kohle – Zyklus trägt mehr als die Hälfte der gesamten Strahlendosis auf die Weltbevölkerung aus der Stromerzeugung. Der Kernbrennstoffkreislauf trägt weniger als ein Fünftel dazu bei. Die kollektive Dosis, definiert als die Summe aller einzelnen wirksamen Dosen in einer Gruppe von Personen über den Zeitraum oder während der Operation, die aufgrund ionisierender Strahlung berücksichtigt werden, ist:

• 670-1400 Mann Sv für Kohlekreislauf , je nach Alter des Kraftwerks,
• 130 Mann Sv für Kernbrennstoffkreislauf,
• 5-160 Mann Sv für Geothermie,
• 55 Mann Sv für Erdgas
• 03 Mann Sv für Öl

Ja, diese Ergebnisse sollten aus der Perspektive des Anteils jeder Technologie an der weltweiten Stromerzeugung gesehen werden. Da 40 Prozent der weltweiten Energie im Jahr 2010 durch den Kohlekreislauf und 13 Prozent durch Atomkraft erzeugt wurden, wird die normalisierte kollektive Dosis ungefähr gleich sein:

• 7 – 1,4 Mann Sv / GW.a (Mann Sievert pro Gigawattjahr) für den Kohlekreislauf
• 43 Mann Sv / GW.a (Mann Sievert pro Gigawattjahr) für den Kernbrennstoffkreislauf

Besondere Referenz: Quellen und Auswirkungen ionisierender Strahlung, UNSCEAR 2016 – Anhang B. New York, 2017. ISBN: 978-92-1-142316-7.

Siehe auch: Strahlenbelastung durch Stromerzeugung

Ein Thermolumineszenzdosimeter , abgekürzt als TLD , ist ein Dosimeter für passive Strahlung , das die Exposition gegenüber ionisierender Strahlung misst, indem die Intensität des sichtbaren Lichts gemessen wird, das von einem empfindlichen Kristall im Detektor emittiert wird , wenn der Kristall erhitzt wird . Die Intensität des emittierten Lichts wird vom TLD-Lesegerät gemessen und ist abhängig von der Strahlenbelastung . Thermolumineszenz-Dosimeterwurde 1954 von Professor Farrington Daniels von der University of Wisconsin-Madison erfunden. TLD-Dosimeter eignen sich für Situationen, in denen keine Echtzeitinformationen erforderlich sind, jedoch genaue Aufzeichnungen zur Überwachung der akkumulierten Dosen zum Vergleich mit Feldmessungen oder zur Beurteilung des Potenzials für langfristige Auswirkungen auf die Gesundheit erforderlich sind. In der Dosimetrie werden sowohl die Quarzfaser- als auch die Filmausweistypen durch TLDs und EPDs (Electronic Personal Dosimeter) ersetzt.

TLD – Funktionsprinzip

In der folgenden grundlegenden Übersicht wird die Funktionsweise einer TLD erläutert :

1. Wenn ionisierende Strahlung den Detektor (Chip) passiert, absorbiert der Chip die Strahlung und seine Struktur ändert sich geringfügig.
2. In thermolumineszierenden Materialien können Elektronen das Leitungsband erreichen, wenn sie beispielsweise durch ionisierende Strahlung angeregt werden (dh sie müssen Energie erhalten, die höher als die E- _{Lücke ist} ). In diesem Fall existieren jedoch Defekte im Material oder es werden Verunreinigungen hinzugefügt, um Elektronen in der Bandlücke einzufangen und dort zu halten.
3. Diese eingefangenen Elektronen repräsentieren gespeicherte Energie für die Zeit, in der die Elektronen gehalten werden, und die Menge dieser Energie hängt von der Strahlenexposition ab.
4. Um die erhaltene Dosis zu erhalten, muss der TLD-Chip in diesem TLD-Lesegerät erwärmt werden . Die eingefangenen Elektronen kehren in den Grundzustand zurück und emittieren Photonen des sichtbaren Lichts. Die im Verhältnis zur Temperatur emittierte Lichtmenge wird als Glühkurve bezeichnet .
5. Nach Abschluss der Auslesung wird die TLD bei hoher Temperatur getempert . Dieser Prozess setzt das TL-Material im Wesentlichen auf Null, indem alle eingefangenen Elektronen freigesetzt werden. Die TLD ist dann zur Wiederverwendung bereit .

TLD Reader

Wie geschrieben wurde, wird zuvor absorbierte Energie von elektromagnetischer Strahlung oder anderer ionisierender Strahlung in diesen Materialien beim Erhitzen des Materials als Licht wieder emittiert. Die Intensität des emittierten Lichts wird mit einem TLD-Lesegerät gemessen und hängt von der Strahlenexposition ab. Ein typischer TLD-Basisleser enthält die folgenden Komponenten:

• Heizung . Die Heizung erhöht die Temperatur des TL-Materials
• Photovervielfacherröhre . PMT verstärkt und misst die Lichtleistung.
• Messgerät / Rekorder . Der Rekorder kann Daten anzeigen und aufzeichnen.

Um die erhaltene Dosis zu erhalten, muss der TLD-Chip in diesem TLD-Lesegerät erwärmt werden. Die eingefangenen Elektronen kehren in den Grundzustand zurück und emittieren Photonen des sichtbaren Lichts. Die im Verhältnis zur Temperatur emittierte Lichtmenge wird als Glühkurve bezeichnet . Diese Kurve wird analysiert, um die Dosis zu bestimmen. Nach Abschluss der Auslesung wird die TLD bei hoher Temperatur getempert. Dieser Prozess setzt das TL-Material im Wesentlichen auf Null, indem alle eingefangenen Elektronen freigesetzt werden. Die TLD ist dann zur Wiederverwendung bereit. Es gibt zwei Arten von Lesern. Automatische und manuelle Lesegeräte. Der automatische TLD-Leser ist viel komplizierter als erwartet.

Vor- und Nachteile von TLDs

Vorteile von TLDs

• TLDs können im Vergleich zu Filmabzeichen einen größeren Dosisbereich messen .
• Dosen von TLDs können leicht erhalten werden.
• TLDs können vor Ort gelesen werden, anstatt zur Entwicklung verschickt zu werden.
• TLDs sind leicht wiederverwendbar .

Nachteile von TLDs

• Jede Dosis kann nur einmal ausgelesen werden.
• Der Auslesevorgang „setzt“ die TLD effektiv auf Null.

Neutronen-Thermolumineszenz-Dosimeter – Neutronen-TLD

Die Personenneutronendosimetrie ist weiterhin eines der Probleme im Bereich des Strahlenschutzes, da keine einzelne Methode die Kombination aus Energieantwort, Empfindlichkeit, Orientierungsabhängigkeitseigenschaften und Genauigkeit bietet, die zur Erfüllung der Anforderungen eines Personendosimeters erforderlich ist.

Die am häufigsten verwendeten Personenneutronendosimeter für Strahlenschutzzwecke sind Thermolumineszenzdosimeter und Albedodosimeter . Beide basieren auf diesem Phänomen – der Thermolumineszenz . Zu diesem Zweck wird häufig Lithiumfluorid ( LiF ) als empfindliches Material (Chip) verwendet. Lithiumfluorid TLDwird für die Gamma- und Neutronenexposition (indirekt unter Verwendung der Li-6 (n, alpha)) – Kernreaktion verwendet. Kleine LiF-Kristalle (Lithiumfluorid) sind die gebräuchlichsten TLD-Dosimeter, da sie die gleichen Absorptionseigenschaften wie Weichgewebe aufweisen. Lithium hat zwei stabile Isotope, Lithium-6 (7,4%) und Lithium-7 (92,6%). Li-6 ist das Isotop, das gegenüber Neutronen empfindlich ist. Um Neutronen aufzuzeichnen, können LiF-Kristalldosimeter mit Lithium-6 angereichert werden, um die Lithium-6 (n, alpha) -Kernreaktion zu verstärken. Der Wirkungsgrad des Detektors hängt von der Energie der Neutronen ab. Da die Wechselwirkung von Neutronen mit einem Element stark von der Energie abhängt, ist es sehr schwierig, ein Dosimeter unabhängig von der Energie der Neutronen zu machen. Um thermische Neutronen und Photonen zu trennen, werden meist LiF-Dosimeter verwendet, die unterschiedliche Prozentsätze an Lithium-6 enthalten. LiF-Chip, angereichert mit Lithium-6, das sehr empfindlich gegenüber thermischen Neutronen ist, und LiF-Chip, der sehr wenig Lithium-6 enthält und eine vernachlässigbare Neutronenantwort aufweist.

Das Prinzip der Neutronen-TLDs ist dann ähnlich wie bei Gammastrahlungs-TLDs. Im LiF-Chip befinden sich Verunreinigungen (z. B. Mangan oder Magnesium), die Einfangzustände für energetische Elektronen erzeugen. Die Verunreinigung verursacht Fallen im Kristallgitter, in denen nach Bestrahlung (zu Alphastrahlung) Elektronen gehalten werden. Wenn der Kristall erwärmt wird, werden die eingefangenen Elektronen freigesetzt und Licht emittiert. Die Lichtmenge hängt mit der vom Kristall empfangenen Strahlungsdosis zusammen.

Thermolumineszierendes Albedo-Neutronendosimeter

Die Albedo-Neutronendosimetrie basiert auf dem Effekt der Moderation und Rückstreuung von Neutronen durch den menschlichen Körper. Albedo, das lateinische Wort für „Weiß“, wurde von Lambert als der Anteil des einfallenden Lichts definiert, der diffus von einer Oberfläche reflektiert wird. Die Moderation und Rückstreuung von Neutronen durch den menschlichen Körper erzeugt einen Neutronenfluss an der Körperoberfläche im thermischen und mittleren Energiebereich. Diese rückgestreuten Neutronen, die als Albedo-Neutronen bezeichnet werden , können mit einem Dosimeter (normalerweise einem LiF-TLD-Chip ) erfasst werden , das sich auf dem Körper befindet und thermische Neutronen erfassen soll . Albedo-DosimeterEs wurde festgestellt, dass dies die einzigen Dosimeter sind, die Neutronendosen über den gesamten Energiebereich messen können. Normalerweise werden zwei Arten von Lithiumfluorid verwendet, um die durch Gammastrahlen und Neutronen verursachten Dosen zu trennen. LiF-Chip, angereichert mit Lithium-6, das sehr empfindlich gegenüber thermischen Neutronen ist, und LiF-Chip, der sehr wenig Lithium-6 enthält und eine vernachlässigbare Neutronenantwort aufweist.

Messung und Überwachung der Strahlendosis

In den vorherigen Kapiteln haben wir die äquivalente Dosis und die effektive Dosis beschrieben . Diese Dosen sind jedoch nicht direkt messbar . Zu diesem Zweck hat das ICRP eine Reihe von Betriebsgrößen eingeführt und definiert , die gemessen werden können und die eine angemessene Schätzung der Schutzgrößen liefern sollen. Diese Größen zielen darauf ab, eine konservative Schätzung des Werts der Schutzgrößen im Zusammenhang mit einer Exposition zu liefern, wobei sowohl eine Unterschätzung als auch eine zu starke Überschätzung vermieden werden.

Numerische Verknüpfungen zwischen diesen Größen werden durch Umrechnungskoeffizienten dargestellt , die für eine Referenzperson definiert sind. Es ist sehr wichtig, dass ein international vereinbarter Satz von Umrechnungskoeffizienten für die allgemeine Verwendung in der Strahlenschutzpraxis für berufliche Expositionen und Expositionen der Öffentlichkeit verfügbar ist. Zur Berechnung der Umrechnungskoeffizienten für die externe Exposition werden Berechnungsphantome zur Dosisbestimmung in verschiedenen Strahlungsfeldern verwendet. Für die Berechnung von Dosis-Koeffizienten aus der Aufnahme von Radionukliden werden biokinetische Modelle für Radionuklide, physiologische Referenzdaten und Rechenphantome verwendet.

Eine Reihe ausgewerteter Daten von Umwandlungskoeffizienten zum Schutz und Betriebsgrößen für die externe Exposition gegenüber monoenergetischer Photonen-, Neutronen- und Elektronenstrahlung unter bestimmten Bestrahlungsbedingungen wird in Berichten veröffentlicht (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Im Allgemeinen definiert das ICRP Betriebsgrößen für die Flächen- und Einzelüberwachung externer Expositionen. Die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung sind:

• Umgebungsdosisäquivalent H * (10). Das Umgebungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung stark eindringender Strahlung.
• Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω). Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach durchdringender Strahlung.

Die Betriebsgrößen für die individuelle Überwachung sind:

• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (0,07) . DasDosisäquivalent H _p (0,07) ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der Dosis für die Haut sowie für Hände und Füße.
• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (10) . Das H _p (10) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der wirksamen Dosis.

Sonderreferenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007. ICRP-Veröffentlichung 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

 

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 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 gelten für die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosisaus der Aufnahme von Radionukliden im gleichen 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. Zu diesem Zweck überwachen die Arbeitgeber die Exposition dieser Personen sorgfältig mit Instrumenten, die als Dosimeter bezeichnet werden und an einer Position des Körpers getragen werden, die für ihre Exposition repräsentativ ist. In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Sievert – Einheit der äquivalenten Dosis

Im Strahlenschutz ist der Sievert eine abgeleitete Einheit aus äquivalenter Dosis und effektiver Dosis . Der Sievert repräsentiert die äquivalente biologische Wirkung der Ablagerung eines Joule 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 bereits geschrieben, wird der Sievert für Strahlendosismengen wie Äquivalentdosis und effektive Dosis verwendet. Die äquivalente Dosis (Symbol H _T ) ist eine Dosismenge, die für einzelne Organe berechnet wird (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Art der Strahlung . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI-Einheit von H _T ist der Sievert (Sv) oder es wird immer noch Rem ( Röntgenäquivalent Mann ) verwendet ( 1 Sv = 100 Rem ).

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 gefährlich ist Strahlung

Strahlung ist überall um uns herum . 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, die seit der Geburt unseres Planeten hier ist. Alle Lebewesen waren und sind seit jeher ionisierender Strahlung ausgesetzt .

Zum Beispiel ist Kalium-40 eines der Isotope, die zur inneren Exposition des Menschen beitragen. Das gesamte Kalium enthält Spuren von Kalium-40. Es ist das am häufigsten vorkommende Radioisotop im menschlichen Körper . Höhere Mengen können auch in Bananen gefunden werden . Heißt das, Bananen essen muss gefährlich sein? Natürlich nicht.

Filmdosimetern, auch Filmplaketten oder Röntgenplaketten, sind kleine tragbare Geräte zur Überwachung der kumulativen Strahlungsdosis aufgrund ionisierender Strahlung . 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 fotografische Filmstück, das das empfindliche Material ist und das monatlich entfernt und entwickelt werden muss. Je mehr Strahlung belichtet wird, desto schwärzer wird der Film. Die Schwärzung des Films ist linear zur Dosis und beträgt bis zu etwa 10 Gy kann gemessen werden. Filmdosimeter sind in Situationen anwendbar, in denen keine Echtzeitinformationen erforderlich sind, jedoch Aufzeichnungen zur Dosisüberwachung zum Vergleich mit Feldmessungen oder zur Beurteilung des Potenzials für langfristige Auswirkungen auf die Gesundheit erforderlich sind. In Dosimetrie, sowohl die Quarzfaser und Filmdosimeter Typen werden durch abgelöst TLD und EPDs (Electronic Personal Dosimeter).

Filmdosimeter sind nur zur einmaligen Verwendung bestimmt und können nicht wiederverwendet werden. Ein Filmabzeichen-Dosimeter ist ein Dosimeter, das von der überwachten Person an der Oberfläche des Körpers getragen wird und die empfangene Strahlendosis aufzeichnet. Mit dem Filmausweis wird die Strahlenbelastung durch Gammastrahlen , Röntgenstrahlen und Betateilchen gemessen und aufgezeichnet . Das Abzeichen enthält eine Reihe von Filtern(Blei, Zinn, Cadmium und Kunststoff), um die Qualität der Strahlung zu bestimmen. Zur Überwachung der Beta-Partikelemission verwenden die Filter verschiedene Dichten von Kunststoff oder sogar Etikettenmaterial. Es ist typisch, dass ein einzelnes Abzeichen eine Reihe von Filtern unterschiedlicher Dicke und unterschiedlichen Materials enthält. Die genaue Wahl kann durch die zu überwachende Umgebung bestimmt werden.

Beispiele für Filter:

• Es gibt ein offenes Fenster , durch das schwächere Strahlen den Film erreichen können.
• Ein dünner Kunststofffilter, der  die Betastrahlung abschwächt, aber alle anderen Strahlen durchlässt
• Ein dicker Kunststofffilter, der bis auf die niedrigste Energie alle Photonen durchlässt und bis auf die höchste Beta-Strahlung alle absorbiert.
• Ein Duralfilter, der sowohl Photonenstrahlung bei Energien unter 65 keV als auch Betastrahlung progressiv absorbiert.
• Ein Zinn / Blei-Filter mit einer Dicke, die eine energieunabhängige Dosisantwort des Films über den Photonenenergiebereich von 75 keV bis 2 MeV ermöglicht.
• Ein Cadmiumbleifilter kann zur Detektion von thermischen Neutronen verwendet werden . Das Einfangen von Neutronen ((n, Gamma) -Reaktionen) durch Cadmium erzeugt Gammastrahlen, die den Film schwärzen, wodurch die Exposition gegenüber Neutronen beurteilt werden kann.

Das Filmdosimeter muss an einer Position des Körpers getragen werden, die für seine Exposition repräsentativ ist. Daher wird das Abzeichen normalerweise an der Außenseite der Kleidung, um die Brust oder den Oberkörper herum getragen, um die Dosis für den „ganzen Körper“ darzustellen. Noch heute werden Filmdosimeter weltweit von Personen wie Röntgentechnikern und Krankenschwestern getragen, die möglicherweise Strahlung ausgesetzt sind. Andererseits gab es einen Trend zur Verwendung anderer Dosimeter-Materialien, die weniger energieabhängig sind und die Strahlungsdosis genauer bestimmen können. Filmdosimetern werden normalerweise durch Thermolumineszenzdosimeter (TLDs), Dosimeter auf Aluminiumoxidbasis und elektronische Personendosimeter (EPDs) ersetzt.

Vor- und Nachteile von Filmdosimetern

Vorteile von Filmdosimetern

• Ein Filmabzeichen als Personalüberwachungsgerät ist sehr einfach und daher nicht teuer .
• Ein Filmabzeichen bietet eine dauerhafte Aufzeichnung .
• Filmabzeichen-Dosimeter sind sehr zuverlässig .
• Ein Filmabzeichen wird verwendet, um die Strahlenexposition aufgrund von Gammastrahlen, Röntgenstrahlen und Betateilchen zu messen und aufzuzeichnen.

Nachteile von Filmdosimetern

• Filmdosimeter können normalerweise nicht vor Ort abgelesen werden, sondern müssen zur Entwicklung weggeschickt werden .
• Filmdosimeter sind nur zur einmaligen Verwendung bestimmt und können nicht wiederverwendet werden.
• Expositionen von weniger als 0,2 mSv (20 Millirem) Gammastrahlung können nicht genau gemessen werden.

Messung und Überwachung der Strahlendosis

In den vorherigen Kapiteln haben wir die äquivalente Dosis und die effektive Dosis beschrieben . Diese Dosen sind jedoch nicht direkt messbar . Zu diesem Zweck hat das ICRP eine Reihe von Betriebsgrößen eingeführt und definiert , die gemessen werden können und die eine angemessene Schätzung der Schutzgrößen liefern sollen. Diese Größen zielen darauf ab, eine konservative Schätzung des Werts der Schutzgrößen im Zusammenhang mit einer Exposition zu liefern, wobei sowohl eine Unterschätzung als auch eine zu starke Überschätzung vermieden werden.

Numerische Verknüpfungen zwischen diesen Größen werden durch Umrechnungskoeffizienten dargestellt , die für eine Referenzperson definiert sind. Es ist sehr wichtig, dass ein international vereinbarter Satz von Umrechnungskoeffizienten für die allgemeine Verwendung in der Strahlenschutzpraxis für berufliche Expositionen und Expositionen der Öffentlichkeit verfügbar ist. Zur Berechnung der Umrechnungskoeffizienten für die externe Exposition werden Berechnungsphantome zur Dosisbestimmung in verschiedenen Strahlungsfeldern verwendet. Für die Berechnung von Dosis-Koeffizienten aus der Aufnahme von Radionukliden werden biokinetische Modelle für Radionuklide, physiologische Referenzdaten und Rechenphantome verwendet.

Eine Reihe ausgewerteter Daten von Umwandlungskoeffizienten zum Schutz und Betriebsgrößen für die externe Exposition gegenüber monoenergetischer Photonen-, Neutronen- und Elektronenstrahlung unter bestimmten Bestrahlungsbedingungen wird in Berichten veröffentlicht (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Im Allgemeinen definiert das ICRP Betriebsgrößen für die Flächen- und Einzelüberwachung externer Expositionen. Die Betriebsgrößen für die Flächenüberwachung sind:

• Umgebungsdosisäquivalent H * (10). Das Umgebungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung stark eindringender Strahlung.
• Richtungsdosisäquivalent H ‚(d, Ω). Das Richtungsdosisäquivalent ist eine Betriebsgröße zur Flächenüberwachung schwach durchdringender Strahlung.

Die Betriebsgrößen für die individuelle Überwachung sind:

• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (0,07) . DasDosisäquivalent H _p (0,07) ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der Dosis für die Haut sowie für Hände und Füße.
• Persönliches Dosisäquivalent , H _p (10) . Das H _p (10) -Dosisäquivalent ist eine Betriebsgröße für die individuelle Überwachung zur Beurteilung der wirksamen Dosis.

Sonderreferenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007. ICRP-Veröffentlichung 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

 

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 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 gelten für die Summe der relevanten wirksamen Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der zugesagten wirksamen Dosisaus der Aufnahme von Radionukliden im gleichen 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. Zu diesem Zweck überwachen die Arbeitgeber die Exposition dieser Personen sorgfältig mit Instrumenten, die als Dosimeter bezeichnet werden und an einer Position des Körpers getragen werden, die für ihre Exposition repräsentativ ist. In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Sievert – Einheit der äquivalenten Dosis

Im Strahlenschutz ist der Sievert eine abgeleitete Einheit aus äquivalenter Dosis und effektiver Dosis . Der Sievert repräsentiert die äquivalente biologische Wirkung der Ablagerung eines Joule 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 Strahlendosimetrie in der Strahlentherapie durchgeführt hat.

Wie bereits geschrieben, wird der Sievert für Strahlendosismengen wie Äquivalentdosis und effektive Dosis verwendet. Die äquivalente Dosis (Symbol H _T ) ist eine Dosismenge, die für einzelne Organe berechnet wird (Index T – Gewebe). Die äquivalente Dosis basiert auf der absorbierten Dosis eines Organs, angepasst an die Wirksamkeit der Art der Strahlung . Äquivalentdosis ist das Symbol H gegeben _T . Die SI-Einheit von H _T ist der Sievert (Sv) oder es wird immer noch Rem ( Röntgenäquivalent Mann ) verwendet ( 1 Sv = 100 Rem ).

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 .

Schwer geladene Teilchen sind alle energetischen Ionen mit einer Masse von einer Atommasseneinheit oder mehr, wie Protonen, Alpha-Teilchen (Heliumkerne) oder Spaltfragmente . Insbesondere das Wissen über die Wechselwirkung von Spaltfragmenten und Alpha-Partikeln muss bei der Konstruktion von Kernreaktoren bekannt sein.

Beschreibung der Alpha-Teilchen

Alpha-Teilchen sind energetische Heliumkerne . Die Produktion von Alpha-Partikeln wird als Alpha-Zerfall bezeichnet. Alpha-Teilchen bestehen aus zwei Protonen und zwei Neutronen , die zu einem Teilchen verbunden sind, das mit einem Heliumkern identisch ist. Alpha-Teilchen sind relativ groß und doppelt positiv geladen. Sie sind nicht sehr durchdringend und ein Stück Papier kann sie aufhalten. Sie bewegen sich nur wenige Zentimeter, geben aber auf ihren kurzen Wegen alle Energie ab. In Kernreaktoren entstehen sie beispielsweise im Brennstoff (Alpha-Zerfall schwerer Kerne). Alphateilchen werden üblicherweise von allen in der Natur vorkommenden schweren radioaktiven Kernen ( Uran) emittiert , Thorium oder Radium) sowie die transuranischen Elemente (Neptunium, Plutonium oder Americium). Insbesondere energetische Alpha-Teilchen (außer künstlich beschleunigten Heliumkernen) werden in einem Kernprozess erzeugt, der als ternäre Spaltung bekannt ist . Bei diesem Prozess wird der Urankern in drei geladene Teilchen (Spaltfragmente) anstatt in zwei normale Teilchen aufgeteilt . Das kleinste der Spaltfragmente ist höchstwahrscheinlich (mit einer Wahrscheinlichkeit von 90%) ein extraenergetisches Alphateilchen.

Beschreibung von Spaltfragmenten

Kernspaltfragmente sind die nach links Fragmente Kern fissions . Wenn der Urankern 235 eine Spaltung erfährt, spaltet sich der Kern typischerweise zusammen mit einigen Neutronen in zwei kleinere Kerne und setzt Energie in Form von Wärme ( kinetische Energie dieser Spaltungsfragmente ) und Gammastrahlen frei. Der Durchschnitt der Fragmentmasse liegt bei etwa 118, es werden jedoch nur sehr wenige Fragmente in der Nähe dieses Durchschnitts gefunden. Es ist viel wahrscheinlicher, in ungleiche Fragmente aufzubrechen, und die wahrscheinlichsten Fragmentmassen liegen bei Masse 95 (Krypton) und 137 (Barium).

Die meisten dieser Spaltfragmente sind hochgradig instabil (radioaktiv) und unterliegen weiteren radioaktiven Zerfällen , um sich zu stabilisieren . Spaltfragmente interagieren stark mit den umgebenden Atomen oder Molekülen, die sich mit hoher Geschwindigkeit fortbewegen, wodurch sie ionisieren.

Die meiste Energie, die durch eine Spaltung freigesetzt wird (~ 160 MeV von insgesamt ~ 200 MeV), erscheint als kinetische Energie der Spaltungsfragmente.

Art der Wechselwirkung geladener Teilchen mit Materie

Da sich die elektromagnetische Wechselwirkung über eine gewisse Entfernung erstreckt, ist es nicht erforderlich, dass das leichte oder schwer geladene Teilchen direkt mit einem Atom kollidiert. Sie können Energie übertragen, indem sie einfach in der Nähe vorbeikommen . Schwer geladene Teilchen wie Spaltfragmente oder Alpha-Teilchen interagieren mit Materie hauptsächlich durch Coulomb-Kräfte zwischen ihrer positiven Ladung und der negativen Ladung der Elektronen aus Atomorbitalen. Andererseits wird die innere Energie eines Atoms quantisiert , so dass nur eine bestimmte Energiemenge übertragen werden kann. Im Allgemeinen übertragen geladene Teilchen Energie hauptsächlich durch:

• Erregung.  Das geladene Teilchen kann Energie auf das Atom übertragen und Elektronen auf ein höheres Energieniveau bringen.
• Ionisation. Ionisation kann auftreten, wenn das geladene Teilchen genug Energie hat, um ein Elektron zu entfernen. Dies führt zur Bildung von Ionenpaaren in der umgebenden Materie.

Die Erzeugung von Paaren erfordert Energie, die aus der kinetischen Energie des geladenen Teilchens verloren geht und dessen Verzögerung verursacht . Die positiven Ionen und freien Elektronen, die durch den Durchgang des geladenen Teilchens entstehen, vereinigen sich dann wieder und setzen Energie in Form von Wärme frei (z. B. Schwingungsenergie oder Rotationsenergie von Atomen). Dies ist das Prinzip, wie Spaltfragmente den Brennstoff im Reaktorkern erwärmen. Es gibt erhebliche Unterschiede in der Art und Weise des Energieverlusts und der Streuung zwischen dem Durchgang von leicht geladenen Teilchen wie Positronen und Elektronen und schwer geladenen Teilchen wie Spaltfragmenten, Alpha-Teilchen und Myonen. Die meisten dieser Unterschiede beruhen auf der unterschiedlichen Dynamik des Kollisionsprozesses. Wenn ein schweres Teilchen mit einem viel leichteren Teilchen (Elektronen in den Atomorbitalen) kollidiert, sagen die Gesetze der Energie- und Impulserhaltung im Allgemeinen voraus, dass nur ein kleiner Teil der Energie des massiven Teilchens auf das weniger massive Teilchen übertragen werden kann. Die tatsächliche Menge der übertragenen Energie hängt davon ab, wie eng die geladenen Teilchen das Atom passieren, und sie hängt auch von Einschränkungen bei der Quantisierung der Energieniveaus ab.

Die Entfernung, die erforderlich ist, um das Partikel zur Ruhe zu bringen, wird als seine Reichweite bezeichnet. Der Bereich der Spaltfragmente in Festkörpern beträgt nur wenige Mikrometer , und daher wird der größte Teil der Spaltungsenergie sehr nahe am Spaltpunkt in Wärme umgewandelt . Bei Gasen erhöht sich die Reichweite in Abhängigkeit von den Gasparametern (Dichte, Art des Gases usw.) auf einige Zentimeter. Die Flugbahn schwer geladener Teilchen wird nicht stark beeinflusst, da sie mit leichten Atomelektronen interagieren. Andere geladene Teilchen, wie die Alpha-Teilchen, verhalten sich mit einer Ausnahme ähnlich – bei leichteren geladenen Teilchen sind die Bereiche etwas länger.

Bremskraft – Zwischen der Formel

Eine bequeme Variable, die die Ionisationseigenschaften des umgebenden Mediums beschreibt, ist die Stoppkraft . Die lineare Stoppkraft des Materials ist definiert als das Verhältnis des differentiellen Energieverlusts für das Partikel innerhalb des Materials zur entsprechenden differentiellen Weglänge :

wobei T die kinetische Energie des geladenen Teilchens ist, n _Ion die Anzahl der pro Pfadlängeneinheit gebildeten Elektronen-Ionen-Paare ist und I die durchschnittliche Energie bezeichnet, die zur Ionisierung eines Atoms im Medium benötigt wird. Bei geladenen Teilchen nimmt S mit abnehmender Teilchengeschwindigkeit zu . Der klassische Ausdruck, der den spezifischen Energieverlust beschreibt, ist als Bethe-Formel bekannt. Die nicht-relativistische Formel wurde 1930 von Hans Bethe gefunden. Die relativistische Version (siehe unten) wurde 1932 auch von Hans Bethe gefunden.

In diesem Ausdruck ist m die Restmasse des Elektrons, β ist gleich v / c, was die Geschwindigkeit des Teilchens relativ zur Lichtgeschwindigkeit ausdrückt, γ ist der Lorentz-Faktor des Teilchens, Q ist gleich seiner Ladung, Z ist der Ordnungszahl des Mediums und n ist die Atomdichte im Volumen. Für nichtrelativistische Teilchen (stark geladene Teilchen sind meist nichtrelativistisch) ist dT / dx abhängig von 1 / v ² . Dies kann durch die größere Zeit erklärt werden, die das geladene Teilchen im negativen Feld des Elektrons verbringt, wenn die Geschwindigkeit niedrig ist.

Die Bremskraft der meisten Materialien ist für stark geladene Partikel sehr hoch und diese Partikel haben sehr kurze Reichweiten. Beispielsweise beträgt die Reichweite eines 5-MeV-Alpha-Partikels in einer Aluminiumlegierung nur ungefähr 0,002 cm. Die meisten Alpha-Partikel können durch ein gewöhnliches Blatt Papier oder lebendes Gewebe gestoppt werden. Daher stellt die Abschirmung von Alpha-Partikeln kein schwieriges Problem dar. Andererseits können alpha-radioaktive Nuklide beim Verschlucken oder Einatmen zu ernsthaften Gesundheitsrisiken führen (interne Kontamination).

Besonderheiten von Spaltfragmenten

Die Spaltung fragmentiert drei zwei Hauptmerkmale (etwas anders als Alpha-Teilchen oder Protonen), die ihren Energieverlust während ihrer Reise durch Materie beeinflussen.

• Hohe Anfangsenergie. Führt zu einer großen effektiven Ladung.
• Große effektive Ladung. Die Spaltfragmente beginnen mit dem Mangel an vielen Elektronen, daher ist ihr spezifischer Verlust beispielsweise größer als der spezifische Verlust von Alpha.
•  Sofortige Elektronenaufnahme. Führt zu Änderungen von (-dE / dx) während der Reise.

Diese Merkmale führen zu einer kontinuierlichen Abnahme der effektiven Ladung, die vom Spaltfragment getragen wird, wenn das Fragment zur Ruhe kommt, und zu einer kontinuierlichen Abnahme von -dE / dx. Die resultierende Abnahme von -dE / dx (vom Elektronenaufnahme) ist größer als die Zunahme, die mit einer Verringerung der Geschwindigkeit einhergeht. Der Bereich eines typischen Spaltfragments kann ungefähr halb so groß sein wie der eines 5-MeV-Alpha-Partikels.

Bragg-Kurve

Die Bragg-Kurve ist typisch für stark geladene Teilchen und beschreibt den Energieverlust ionisierender Strahlung während der Bewegung durch Materie. Für diese Kurve ist typisch der Bragg-Peak , der das Ergebnis einer  1 / v ^2-  Abhängigkeit  der Bremskraft ist. Dieser Peak tritt auf, weil der Querschnitt der Wechselwirkung unmittelbar vor dem Stillstand des Partikels zunimmt. Für den größten Teil der Strecke bleibt die Ladung unverändert und der spezifische Energieverlust steigt gemäß 1 / v ² . Gegen Ende der Spur kann die Ladung durch Elektronenaufnahme reduziert werden und die Kurve kann abfallen.

Die Bragg-Kurve unterscheidet sich auch etwas aufgrund des Effekts des Streunens . Für ein bestimmtes Material ist der Bereich für alle Partikel derselben Art mit derselben Anfangsenergie nahezu gleich . Da die Details der mikroskopischen Wechselwirkungen, denen ein bestimmtes Partikel ausgesetzt ist, zufällig variieren, kann eine kleine Variation im Bereich beobachtet werden. Diese Variation wird als Straggling bezeichnet und wird durch die statistische Natur des Energieverlustprozesses verursacht, der aus einer großen Anzahl von Einzelkollisionen besteht.

Dieses Phänomen, das durch die Bragg-Kurve beschrieben wird, wird in der Partikeltherapie von Krebs ausgenutzt, da dies es ermöglicht, die Stopp-Energie auf den Tumor zu konzentrieren und gleichzeitig die Wirkung auf das umgebende gesunde Gewebe zu minimieren.