Was ist Ganzkörperzähler – Ganzkörperzählung – Definition

Ein Ganzkörperzähler ist ein Instrument, das die Menge an Gamma-emittierenden Radionukliden im Körper misst (dh es ist ein Gammaspektrometer ). In kerntechnischen Anlagen werden diese Zähler zur Messung der Radioaktivität im menschlichen Körper verwendet , dh zur Messung der inneren Kontamination . Dies ist nicht zu verwechseln mit einem „Ganzkörper-Monitor“, der zur Überwachung des Ausstiegs von Personen verwendet wird. Dies ist der Begriff, der im Strahlenschutz für die Überprüfung der äußeren Kontamination eines ganzen Körpers einer Person verwendet wird, die einen durch radioaktive Kontamination kontrollierten Bereich verlässt. Ganzkörperzähler sind sehr empfindliche Geräte und daher häufig von großen Mengen an Bleiabschirmung umgeben, um das zu reduzierenHintergrundstrahlung . Ein Ganzkörperzähler besteht beispielsweise aus einer Standkabine mit zwei großflächigen NaI-Szintillationsdetektoren . Der obere Detektor überwacht die Lunge, der untere den Magen-Darm-Trakt.

Es ist zu beachten, dass alle Menschen von Geburt an einige radioaktive Isotope in ihrem Körper haben . Diese Isotope sind insbesondere Kalium-40 , Kohlenstoff-14 sowie die Isotope von Uran und Thorium . Die durchschnittliche jährliche Strahlungsdosis einer Person aus anderen radioaktiven Materialien als Radon beträgt etwa 0,3 mSv / Jahr, wovon:

• 2 mSv / Jahr kommt aus Kalium-40,
• 12 mSv / Jahr stammen aus der Uran- und Thoriumreihe,
• 12 μSv / Jahr stammen aus Kohlenstoff-40.

Die Variation der Strahlendosis von einer Person zur anderen ist nicht so groß, wird aber auch von einem Ganzkörperzähler erfasst.

Gammaspektroskopie

Wenn ein Gammastrahl aufgrund des radioaktiven Zerfalls von einem radioaktiven Element im menschlichen Körper ausgestrahlt wird und seine Energie ausreicht, um zu entweichen, kann er erfasst werden. Dies würde mittels Gammaspektrometer erfolgen. Spektroskope oder Spektrometer sind hochentwickelte Geräte, mit denen die spektrale Leistungsverteilung einer Quelle gemessen werden kann. Die einfallende Strahlung erzeugt ein Signal, mit dem die Energie des einfallenden Partikels bestimmt werden kann. Die meisten radioaktiven Quellen erzeugen Gammastrahlen unterschiedlicher Energie und Intensität. Gammastrahlen begleiten häufig die Emission von Alpha- und Betastrahlen . Wenn diese Emissionen mit einem Spektroskopiesystem erfasst und analysiert werden, aEs kann ein Gammastrahlen-Energiespektrum erzeugt werden. Gammastrahlen des radioaktiven Zerfalls liegen im Energiebereich von einigen keV bis ~ 8 MeV, was den typischen Energieniveaus in Kernen mit angemessen langer Lebensdauer entspricht. Wie geschrieben wurde, werden sie durch den Zerfall von Kernen beim Übergang von einem Zustand hoher Energie in einen Zustand niedrigerer Energie erzeugt. Eine detaillierte Analyse dieses Spektrums wird typischerweise verwendet, um die Identität und Menge der in einer Probe vorhandenen Gammastrahler zu bestimmen , und ist ein wichtiges Instrument im radiometrischen Assay. Das Gamma-Spektrum ist charakteristisch für die in der Quelle enthaltenen Gamma-emittierenden Nuklide.

Für die Messung von Gammastrahlen über mehreren hundert keV sind zwei Detektorkategorien von großer Bedeutung, anorganische Szintillatoren wie NaI (T1) und Halbleiterdetektoren . In den vorhergehenden Artikeln haben wir die Gammaspektroskopie unter Verwendung eines Szintillationsdetektors beschrieben, der aus einem geeigneten Szintillatorkristall, einer Photovervielfacherröhre und einer Schaltung zum Messen der Höhe der vom Photovervielfacher erzeugten Impulse besteht. Die Vorteile eines Szintillationszählers sind seine Effizienz (große Größe und hohe Dichte) und die möglichen hohen Genauigkeiten und Zählraten. Aufgrund der hohen Ordnungszahl 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 verwenden , beispielsweise den HPGe-Detektor . 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. 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.

Interne Dosisaufnahme

Wenn die Strahlungsquelle in unserem Körper ist, sagen wir, ist es innere Exposition . Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Aufnahme radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten, Einatmen radioaktiver Gase oder durch intakte oder verletzte Haut. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden. Bei der internen Dosierung sollte zunächst zwischen Aufnahme und Aufnahme unterschieden werden. Aufnahme bedeutet, was eine Person aufnimmt. Aufnahme bedeutet, was eine Person behält.

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

Die biologische Halbwertszeit ist die Zeit, die benötigt wird, um die Menge eines bestimmten Elements im Körper auf die Hälfte seines Anfangswertes zu senken, allein aufgrund der Eliminierung durch biologische Prozesse, wenn die Entfernungsrate ungefähr exponentiell ist. Die biologische Halbwertszeit hängt von der Geschwindigkeit ab, mit der der Körper normalerweise eine bestimmte Verbindung eines Elements verwendet. Radioaktive Isotope, die über andere Wege aufgenommen oder aufgenommen wurden, werden nach und nach über Darm, Nieren, Atmung und Schweiß aus dem Körper entfernt. Dies bedeutet, dass eine radioaktive Substanz ausgestoßen werden kann, bevor sie zerfallen kann.

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

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

Beispielsweise hat Tritium eine biologische Halbwertszeit von etwa 10 Tagen, während die radioaktive Halbwertszeit etwa 12 Jahre beträgt. Andererseits haben Radionuklide mit sehr kurzen radioaktiven Halbwertszeiten auch sehr kurze effektive Halbwertszeiten. Diese Radionuklide liefern für alle praktischen Zwecke die gesamte Strahlendosis innerhalb der ersten Tage oder Wochen nach der Einnahme.

Für Tritium beträgt die jährliche Grenzaufnahme (ALI) 1 x 10 ⁹ Bq. Wenn Sie 1 x 10 ⁹ Bq Tritium einnehmen , erhalten Sie eine Ganzkörperdosis von 20 mSv. Die festgelegte wirksame Dosis E (t) beträgt daher 20 mSv. Es kommt nicht darauf an, ob eine Person diese Menge an Aktivität in kurzer Zeit oder in langer Zeit aufnimmt. In jedem Fall erhält diese Person die gleiche Ganzkörperdosis von 20 mSv.