Was ist ein Personendosimeter – Definition

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

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

Die Personendosimetern heute im Einsatz sind keine absoluten Instrumente, sondern Referenzinstrumente. Das heißt, sie müssen regelmäßig kalibriert werden . Wenn ein Referenzdosimeter kalibriert wird, kann ein Kalibrierungsfaktor bestimmt werden. Dieser Kalibrierungsfaktor bezieht sich auf die Expositionsmenge der angegebenen Dosis. Die Gültigkeit der Kalibrierung wird durch Aufrechterhaltung der Rückverfolgbarkeit der zur Kalibrierung des Dosimeters verwendeten Quelle nachgewiesen. Die Rückverfolgbarkeit wird durch Vergleich der Quelle mit einem „Primärstandard“ in einem Referenzkalibrierungszentrum erreicht. Bei der Überwachung von Personen werden die Werte dieser Betriebsgrößen als hinreichend genaue Einschätzung der wirksamen Dosis bzw. der Hautdosis herangezogen, insbesondere wenn ihre Werte unter den Grenzwerten liegenSchutzgrenzen .

Beispiel – Elektronisches Personendosimeter

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

Arten von EPDs

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

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

Eigenschaften von EPDs

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

Das Dosimeter kann in der Regel nach einer Messung zu Aufzeichnungszwecken zurückgesetzt und dadurch mehrfach wiederverwendet werden. Die EPDs verfügen über ein oben angebrachtes Display, damit sie gut lesbar sind, wenn sie an Ihrer Brusttasche befestigt werden. Die Digitalanzeige gibt sowohl Informationen zur Dosis als auch zur Dosisleistung an, normalerweise in mSv und mSv / h. Die EPD verfügt über einen Dosisleistungsalarm und einen Dosisalarm . Diese Alarme sind programmierbar. Für verschiedene Aktivitäten können unterschiedliche Alarme eingestellt werden.

Beispielsweise:

• Dosisleistungsalarm bei 100 μSv / h,
• Dosisalarm: 100 μSv.

Wenn ein Alarmsollwert erreicht ist, blinkt die entsprechende Anzeige zusammen mit einem roten Licht und es wird ein ziemlich durchdringendes Geräusch erzeugt. Sie können den Dosisleistungsalarm löschen, indem Sie sich in ein niedrigeres Strahlungsfeld zurückziehen. Sie können den Dosisalarm jedoch erst löschen, wenn Sie zu einem EPD-Lesegerät gelangen. EPDs können auch einen Piepton für jede von ihnen registrierte 1 oder 10 μSv abgeben. Dies gibt Ihnen einen hörbaren Hinweis auf die Strahlungsfelder. Einige EPDs verfügen über drahtlose Kommunikationsfunktionen. EPDs sind in der Lage, einen weiten Strahlungsdosisbereich von Routinewerten (μSv) bis zu Notfallwerten (Hunderte mSv oder Einheiten von Sieverts) mit hoher Präzision zu messen und können sowohl die Expositionsrate als auch die akkumulierten Expositionswerte anzeigen. Von den Dosimetertechnologien sind elektronische Personendosimeter im Allgemeinen die teuersten, größten und vielseitigsten.

DMC 3000 – Mirion Technologies Inc.

Das DMC 3000 ist ein elektronisches Strahlungsdosimeter (EPD), das Dosis- und Umgebungsdosisratenwerte für das Tiefdosisäquivalent H _p liefert (10). Es ist eines der am häufigsten verwendeten EPDs auf dem Markt. Es wird ein Si-Chip- Detektor mit einer Gamma-Empfindlichkeit von 180 cps / R / h verwendet. Dieses elektronische Personendosimeter weist die folgenden Eigenschaften auf:

• Energieantwort (Röntgen und Gamma) von 15 keV bis 7 Mev.
• Anzeigebereich der Dosismessung: zwischen 1 μSv und 10 Sv.
• Anzeigebereich für die Ratenmessung: zwischen 10 μSv / h und 10 Sv / h.

Das Gerät misst 3,3 x 1,9 x 0,7 Zoll und kann an einer Tasche, einem Gürtel oder einem Lanyard befestigt werden. Es wird mit wiederaufladbaren oder AAA-Batterien mit einer Batterielebensdauer von bis zu 2.500 Stunden Dauerbetrieb betrieben. Akustische und visuelle Anzeigen signalisieren einen niedrigen Batteriestand. Das Gerät verfügt über ein hintergrundbeleuchtetes achtstelliges LCD-Display. Navigation mit zwei Tasten; und visuelle LED-, akustische und vibrierende Alarmanzeigen. Die Kalibrierung wird voraussichtlich 9 Monate bei routinemäßiger Anwendung und 2 Jahre bei Lagerung dauern. Die Daten werden im nichtflüchtigen Speicher gespeichert. Der Betriebsbereich für das Dosimeter reicht von 14 ° F bis 122 ° F und bis zu 90 Prozent relativer Luftfeuchtigkeit. Es wird auf 1,5 Meter fallen getestet. Der DMC 3000 verfügt über optionale externe Module, die die Erkennungs- und Kommunikationsfunktionen des Geräts erweitern. Dazu gehört ein Beta-Modul, das H _p bereitstellt(0,07) zur Messung der Betastrahlung; ein Neutronenmodul, das eine Messung der H _p (10) -Neutronenstrahlung liefert ; und ein Telemetriemodul, das die Übertragung von Daten an eine externe Station ermöglicht.

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

Beispiel –  Neutronen-TLD

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

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.

Thermoluminiszierendes 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 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.