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Tagungsberichte 1967 und 1969

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ÖSTERREICHISCHER VERBASMD FÜR STRAHLENSCHUTZMITGLIED DER INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION (IRPA)1082 WIEN, LENAUGASSE 10

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ÖSTERREICHISCHER VERBAND FÜR STRAHLENSCHUTZM I T G L I E D DER I N T E R N A T I O N A L R A D I A T I O N P R O T E C T I O N A S S O C I A T I O N ( I R P A )

Tagungsberichte:1. Herbsttagung des Österreichischen Verbandes für Strahlenschutz

23.-24. November 1967

Gemeinsame Tagung des Österreichischen Verbandes für Strahlenschutzund der ungarischen Strahienschutzgruppe

der Eötvos Loränd Physikalischen Gesellschaft23.-25. April 19S9

Eigentümer. Herausgeber, Verleger und Drucker: Österreichischer Verband fur Strahlenschut:. 1082 Wien. Lenaugasso 10Für den Inhalt verantwortlich: Dr. Ch. Tritremmel, Doz. Dr. Tsch.rf (Vorstandsmitglieder des ÖVS)

V O R W O R T

i:

1945 hat der We l t k r ieg den Voe lkern m i t dem Geschehen i n Japan d ie eminente Bedeutung des

St rah lenschu tzes zum Bewußtsein geb rach t . In der Folge schlössen s i ch d i e f u e r den Schutz gegen

i o n i s i e r e n d e St rah len V e r a n t w o r t l i c h e n i n mehr oder minder s t r a f f e n Organ isa t i onen zusammen.

U rsp rueng l i ch m i t den Fachleuten der Schweiz und der Bundesrepubl ik i n einem Intercssenverband

v e r e i n i g t , mußten w i r spaeter e inen eigenen o e s t e r r e i c h i s c h e n Verband f ue r St rah lenschutz

gruenden, um Oes te r re i ch i n der Dachorgan isat ion der I n t e r n a t i o n a l Rad ia t i on P r o t e c t i o n

A s s o c i a t i o n (IRPA) v e r t r e t e n zu koennen. Unser Verband z a e h l t heute 130 M i t g l i e d e r , davon

74 Akademiker a l s o r d e n t l i c h e M i t g l i e d e r , welche durch unseren Verband z u g l e i c h M i t g l i e d e r der

IRPA s i n d .

H i t dem vo r l i egenden B e r i c h t w i l l unser Verband ueber d i e T a e t i g k e i t s e i t s e i n e r Gruendung im

Jahre 1967 Rechnung legen. Wir haben im November 1967 d i e e rs te Tagung ueber das Thema:

"Personendos imet r ie und Umgebungsueberwachurig" abgeha l ten . Im A p r i l 1969 f and dann d ie mi t

der ungar i schen St rah lenschutzgruppe un ter Fuehrung von Herrn Pro f . Dr. Bozoky abgehaltene

Tagung i n Wien s t a t t . Der P raes iden t der I n t e r n a t i o n a l Rad ia t i on P r o t e c t i o n A s s i c i a t i o n , Herr

Dr. Ka r l Z. inorgan u e b e r m i t t e l t e a n l a e ß l i c h der gemeinsamen Tagung durch Herrn P r o f . D r . Nishiwakf

der I n t e r n a t i o n a l e n Atomenergiebahoerde eine B o t s c h a f t , i n der er se ine Genugtuung betonte , daß

s i c h be i d i e s e r Tagung e r s t m a l i g zwei der IRPA a n g e g l i e d e r t e Gese l l scha f ten zu einem gemeinsamen

T r e f f e n gefunden haben und i n welcher er das hohe Niveau der behandelten Themen »ue rd ig t . Die

Bo tscha f t des Herrn Praes identen der IRPA i s t i n vo l lem Wort laut angeschlossen.

Aufgrund des regen In teresses der Teilnehmer der beiden Tagungen, wie auch aus K re i sen , d ie an

den Tagungen se lbs t n i c ^ t tei lgenommen haben, jedoch an den Ergebnissen i n besonderem Haße

i n t e r e s s i e r t s i n d , beschloß der Vorstand unserer G e s e l l s c h a f t , d ie bei den Tagungen gebrachten

Vor t raege zu v e r o e f f e n t l i c h e n .

Iα Zusammenhang m i t der V e r o e f f e n t l i c h u n g I s t es m i r e i n B e d u e r f n i s , den Bundesnin is ter ium f u e r

U n t e r r i c h t und dem Bunrfesain is ter iun i fuer s o z i a l e Verwal tung, d i e durch i h r e Subventionen m i t g e -

h o l f e n haben, d i e Durck legung 2u ermo eg l i e h e n , den Djnfc unserer G e s e l l s c h a f t auszusprechen. In

g l e i c h e r Weise s i n d wi r Herrn P r o f . D r . IL H i g a t s b e r g e r , dem t e c h n - v i s s e n s c h . Geschaeftsfuehrer der

O e s t e r r e i c h i s c h e n S t u d i e n g e s e i I s c h a f t fuer Atomenergie i n Kien f u e r d i e U n t e r s t ü t z u n g i n Zusammen-

hang n i t der P u b l i k a t i o n zu besonderem Dank v e r p f l i c h t e t .

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. 2 -

Fre i l i ch mußte die Veroeffentlichung auf die deutsche und englische Sprache beschraenkt

bleiben.

Die Herausgabe eines Berichtes von 400 Seiten erfordert eine bedeutende Arbei ts le istung und

ich moechtc den Herren Doz.Dr, Tschirf und Dr. Tritremmel, die sich der Kuehe des Redigierens

und Korrlgierens unterzogen haben, hiafuer waermstens danken. Nicht zu le tz t fuehle ich mich

verp f l i ch te t , allen Vortragenden, die durch ihre Beitraege den beiden Tagungen wissenschaftliche

Bedeutung gegeben haben, Dank zu sagen.

Der Vorstand unserer Gesellschaft h o f f t , durcn die Veroeffentlichung dieses Berichtes einen

Oesterreich angemessenen Beitrag auf dem Gebiete des Strahlenschutzes ge le i s te t :u haben.

Wien, den 26. Kaerz 1970 Der Praesident des OeVS:

Prof.DDr. J . ZAKOVSKY

Senatsrat

- 3 .

B O T S C H A F T

des Presidenten der

International Radiation Protection Association (IRPA)

Karl Z.

a n l ä ß l i c h der in Wien vom 23. - 25. Apr i l 1959 stattf indenden gemeinsamen Tagung dasOesterreichischen Verbandes fuer Strahlenschutz und der ungarischen Strahlenschutzgruppeder Eotvos Lorand Physikalischen Gesellschaft:

Es Is t mir eine große Freude, als Praesident des Internationalen Strahlenschutzverbandes, durch

Professor Yasushi Nishiwakl, den Vizepresidenten des Internationalen Strahlenschutzverbandes,

jedem von Ihnen meine Gruesse und besten 8/uensche fuer eine erfolgreiche Tagung zu uebermitteln.

Meine Glueckwuensche dem Organisationskoiaittee - Herrn Prof. BDr. Zakovsky, Herrn Dr. Tritremmel,

Herrn Dr. ßozoky und Herrn Dr. Tschirf - und a l l den anderen, die soviel dazu beigetragen haben,

diese Tagung so hervorragend und ere ign isvol l zu gesta l ten. Ich glaube, es i s t das erste Mal, daß

sich zwei der IRPA angegliederte Gesellschaften die Haende gereicht und sich dafuer eingesetzt

haben, eine gemeinsame Jahrestagung abzuhalten. Sie sind damit a l len anderen vorangegangen und

Ich bin s icher , daß in Zukunft auch die uebrigen angeschlossenen Gesellschaften Ihrem Beispiel

folgen werden.

Ich konnte f es t s t e l l en , daß sich d ie Thcnen der fuer diese Tagung eingereichten Vortraege ueber

v ie le wissenschaftl iche Diszipl inen auf den Gebieten der Physik» Chemie, B io log ie, Mathematik,

Gesundheitswesen, der Medizin und einiger Zweige der Technik - e inschl ießl ich Elektronik, Ins t ru-

mentation und Meteorologie - erstrecken. Dies zeichnet die weite Skala ihrer Interessen ab, die

Suerdlgung und das Verstaendnis der sicht igen Gebiete und Aspekte der Health Physics und gibt

Zeugnis von professionellen Format und der Reife Ihrer bsiden Organisationen. Die Themen der zu

dieser Tagung eingereichten Vortraege zeigen weiters, daß Sie dabei s ind, neue Probleme zu

erkennen, Ihre Aufnerksankeit auf diese zu lenken und experimentelle und theoretische Forschung

zu entwickeln, um Jene Probleme loesen zu koer.nen. Es i s t ganz o f fens i ch t l i ch , daß Sic erst-

klassige angesandte Programme eingefuehrt haben, um Ihre Forschungsergebnisse vollenden zu koennen

und daß es dabei eriroeglicht w i rd , dan Nutzen aus den ionisierenden Strahlen zu erhuchen und g le ich-

ze i t i g deron schaedigende Wirkungen auf ein Mindestmaß zu reduzieren. Obsohl die hier vorge-

brachton Vortraege sehr eindrucksvoll sind, bin ich dennoch sicher, da? jeder von Ihnen sehr

viel p ro f i t i e ren wird, venn Sie durch die vielen persoenlichen Kontakte und informellen

Diskussionen yjspraachsweise von interessanten Programmen una Plaenen fuer die Zukunftsforschung

und von besserer. Methoden zur Loesung praktischer Probleme erfahren.

Ich hoffe, da?, die hier geschlossenen Freundschaffen anhalten und Sie anspornen werden, mit-

einander auf einer beruflichen Basis zu korrespondieren, in Ihrem Bestreben noch mehr gegen

eine Strahlenbelastung Vorsorge zu t ref fen und diese verhindern zu hel fen, wie auch ihre Folge-

erscheinungen zu behandeln. Ich hoffe auch, da? Sie auf dem Gebiete der Forschung herausge-

fordert werden, den Mechanismus des Strahlenschadens zu untersuchen und besser verstehen zu

lernen. Ich bin ueberzeugt, daü dieser wissenschaftliche Informationsaustausch zu einem

Synergismus fuehren wird und da? der hieraus result ierende Gesarats/ert bei weitem den Wert der

Summe Ihrer einzeln dargebrachten Beitraege iur Wissenschaft uebersteigen wird.

Und nun, zun Schluß, glaube ich bestimmt, da? die 6.000 Mitgl ieder der 16 anderen Gesell-

schaften der IRPA Ihnen durch Professor Nishiwaki beste V'uensche uebermitteln lassen moechten,

damit aus diesen gemeinsamen Tagungen Ihrer beiden Gesellschaften in der beruehmten Stadt Wien

ein lohnender und dauernder Nutzen erwachsen moege.

Ich miensche Ihnen viel Erfolg und ich hoffe, v ie le von Ihnen im naechsten Jahr beim Zweiten

Internationalen Strahlenschutzkongreß der IRPA in Brighton, England, zu sehen.

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oi-to su2ci;\'YI n t e r n a t i o n a l A t o n i c rr.crc?y Agency

S t r sh lenschu tzes in der ( h

Die p r i n z i p i e l l n i c h t i g s t e Aufgabe der Itegebungsucbenachimg i s t der Schutz n e n s c h l i c h ' i Lebens,menschlicher Gesundhei t und Menschl ichen Eigentums vor den Gefahren, d ie ihnen durch l i l i o a k t i v eKukl ide und deren S t rah lung drohen.

ßeie Be t r i eb von Kernanlagen i s t es t e c h n i s c h u n v e r m e i d l i c h , daß ger inge fangen r a d i o a k t i v e r Substanz,meist in hochverduennter Form, aus üer Anlage h i m u s in i h r e Umgebung gelangen. Die zu lacss igen J'.cngenund ih re z u l a e s s i g e n Konzent ra t ionen in Abwasser und A t l u f t s i n d in. a l lgemeinen durch Gesetze oderVerordnungen s t r e n g f e s t g e l e g t , unter Bedachtnahsc da r au f , d i e B e v ö l k e r u n g k e i n e r u n r j c t i g e n Gefahrauszusetzen, ohne a n d e r e r s e i t s durch uebsrmaeßig k o n s e r v a t i v e Rf is l i ruungcn den B e t r i e b der Anlagen c i n -zuschraenken.

Es i s t Sache der ßehoerden, d iese Gesetze oder Verordnungen zu e r l assen , d i e Uebersschungsorganisat ionhat l e d i g l i c h i h r e E inha l tung zu k o n t r o l l i e r e n . Da aber haeu f i g V e r t r e t e r von S t r a h l c n s c h u t z o r g a n i s a l i o -nen a ls Fach leu te zur Ausarbei tung l e g i s l a t i v e r MaSnalwen m i t herangezogen «erden und da d ie Grund l a y mfuer d iese Maßnahmen von entsche idender Bedeutung f u c r den S t rah lenschu tz s i n d , noechte ich doch kurzauf s i e e ingehen:

Radionukl ide koennen durch i h r e S t r a h l u n g von au3en auf den menschl ichen Kocrper e i n w i r k e n , s i e Voenncnaber auch - h a u p t s a e c h l i c h m i t At es l u f t und Nahruno - i n den Koerper gelangen und zu innere r S t r a h l c n -belastung f u e h r e n . I h re St rah lung !;ann be i Dosen von etwa 20 r a d aufwaer ts zu Verbrennungen und Ge-schausren, bei hoehcren DT sen zu i nne ren Blutungen f u e h r e n ; a l s s p a e t t r e Folgen von S t rah lene inw i rkungkoennen N e o p l a s i e n , insbesondere L e u k ä m i e , sowie eine a l l geme ine Vcrkuerzung der Lebenserwartung e i n -t r e t e n . Darueber h inaus erhoeht jede S t r a h i e n e i n s i r k u n g auf d i e K e i n z c l l e n d i e W a h r s c h e i n l i c h k e i tgenet ischer l i ' .u tat ion und Chromosoineiumoaalien. Dies a l l e s i s t q u a l i t a t i v rech t gu t I d c i n n t , ueberq u a n t i t a t i v e Beziehungen i s t nan s i c h aber v i e l f a c h noch in Unklaren.

Eingehende Untersuchungen und q u a n t i t a t i v e Abschaetaingen s i n d in den Ber ich ten des Wissenschaft 1 ichr-nKoaitees der V e r e i n t e n Hai ionen f u e r d i e vi i rkung Atonsrer S t rah lung f e s t g e h a l t e n (U'. \ 1958, 196?, V.'Zb).Der, Be r i ch t aus dem Jahre 1966 z u f o l g e b e t r a e g t d ie Crhoeiiung des genet ischen R i s i k o s durch Gen-Kutat ionen etea 1 , ^ 1 r a d ; das h e i ß t , cL d i e spontane ü u t a t i o n s r a t e durch Best rah lung j e rad UM 1 , ' I £erhoeht, a l so durch 70 rad v e r d o p p e l t w i r d . Auch d iese Abschaetzung beruht aber auf Messungen aku'.crSt rah lenwi rkung i n hoher Dosierung - sonn d i e S t rah lungse invnrkung in Ver lauf l aengc re r Ze i t e r f o l g t ,i s t e ins g e r i n g e r e genet ische Wi rksamke i t anzun:'hncn. V ie l u m s t r i t t e n e r noch i s t di-e somal ische «lirkur.gger inger S t rah lungsdosen : es s t e h t noch turner n i c h t f e s t , ob es (etwa im Dos isbc re i ch von 5 - 10 r ad )einen un te ren Schwe l lenwer t , e ine To le r j nzg renze g i b t , u n t e r h a l b derer ke ine Schacdrn (a lso auch k e i n rSpaetschaeden) a u f t r e t e n . Es s i r d soh l noch lange dauern, b i s w i r ucuer genauere I n f o r n a t i o n e n ve r -f l iegen. I nze i schen aber s ind f u e r den p r a k t i s c h e n S t rah lenschu tz R i c h t l i n i e n n o e t i g .

R ichb-er t f i f u e r d i e f bu t i nsueb f r vachu r iq

Es ear d i e I n t e r n a t i o n a l Consiss ion i n R a d i a t i o n P r o t e c t i o n ( lCRP), d ie d m Hut aufgebracht h a t , u n :d ie bei a l l e r U n s i c h e r h e i t not tend ig-:-o R i c h t l i n i e n IM oeben: auf d iesen f uß t d i e g e s ä t e in te rna t i o n j l cRegelung auf des S t r a h l e n s c h u t z g e b i t t und d i e Gesd- 'g r tung in a l l e n Lr-ondern. Kern der Regelung i s td ie (e in iger . ia 'Ben v i l l k u e r l i c h e ) Fcs t se t zunq ven 5 re - . / Jahr a l s naxi.-.sl zulaessic, • Gesw lküe rpe r - undGonadcno'jsis f u e r S t r s h l e n a r b s i t e r ( I C s P , 1559, 19ü'3). Ausgehnd van d ieses '«'ert wurde d i e Gcsaat»keerperdos is f u e r e inze lne X i t g ! i - : d ; ; r k l e i n e r Bevoelkrrur jgsgruppen f uc r d ie UT-gekno von S t r a h l t n l c -t r i ebssn lagö f i . - i t da m den Fak tor 10 herabgesetz ten n'ert von 0,5 rc- : /Jahr und d i e d u r c h s c h n i t t l i c h eDosis f uc r d i e Gesar tbevoelkerung i s i t S T C T / J Ö Jahre ü r g r e n z t . Fuer E inze lorgane s i n d hochere V.'cr'.e

1

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zugelassen. Unter Bezugnahae a;if diese Werte und unter verschiedenen Annahmen ueber Stoffwechsel, ;

Speicherung und Ausscheidung eurden Grenzwerte fuer die Konzentration der einzelnen Radionuklide

in Luft und »asser festgelegt.

Neben der Internationalen Strahlenschutzkonaission hat sich auch die Internat ionale Atoraenergieorganl-

sation mit Strahlenschutzbestinsiaungen beschaeftigt. In einer Serie von Veroeffentüchungen, der

"Safely Series", »urden Bestimmungen fuer die Arbeit mit radioaktiven Substanzen, ihren Transport,

die Beseitigung radioaktiven Abfal ls und die Ueberwachung von Kernanlagen und ihrer Umgebung nieder-

gelegt.

Hier seien nur einige He/tchen der Reihe er iaehnt, d ie im unmittelbaren Zusammenhang a i t unseres Thema

stehen. Die Grundregeln fuer den Strahlenschutz f inden sich im Heft 9 der Serie:

"Basic Safety Standards for Radiation Protect ion" (1962, neu aufgelegt 1967).

Sie stifflsen ja »esentlichen mit den Empfehlungen der ICRP ueberein.

Ein zweites Heft, No. 16

"Manual on Environmental Monitoring in Normal Operation" (1966)

beschaeftigt sich mit Methoden der Umgebungsuebensachung. Behandelt «erden einerseits die Messungen der

Strahlung in der Umgebung von Kernanlagen, andererseits die Bestimmung von Konzentrationen radioakt iver

Nuklide in Luf t , Sasser und andeien Mater ia l ien, darunter besonders auch Lebensmittel. Ira Rout inefal l

dienen die Messungen dem Zweck, zunaechst den Nullpegel der Ak t i v i tac t - also die natuerl iche Strahlung

sowie die Konzentration von Radionukliden natusrl ichen Ursprungs oder von solchen, die aus atomaren

Versuchen herruehren - zu bestimmen und dann fes tzus te l len , ob die gemessene Radioakt iv i taet , d ia aus

der zu ueberwachenden Anlage stammt, gewisse Richtwerte ueberschreitet, d ie j e nach Art der ueber-

wachten Anlage, der zu erwartenden so eg liehen Kontamination, der Probenahme und Messung sowie unter

Bedachtnahme auf die jeweils in Lande gueltigen Vorschrif ten festzulegen s ind. Allgemeine zahlenmaessige

Empfehlungen fuer diese Richtwerte gibt es n i ch t , ich kann hier nur einige Beispiele nennen. So hat etwa

die OECD in ihrem 1961 ins Leben gerufenen Warnsystea fuer kuenstl iche Lu f t rad ioak t iv i tae t folgende

Richtwerte festgelegt: :

Vorwarnung bei Ueberschreitung von 100 pCi/a3

Warnung bei Ueberschreitung von 1000 pCi/a3.

Diese Zahlen sagen neue r l i ch nichts ueber die Strahlenbelastung aus, d ie ja von der Zusammensetzung

des Racüomj'Jidgenisches und noch anderer Faktoren abhaengt - siesind l ed ig l i ch Grenzwerte fuer ad- ;n i n i s t ra t i ve Verfuegungen. ;

Wenn die Untersuchungen dem Zweck dienen so l l en , die Strahlenbelastung zu bestiegen, i s t es notwendig, •

die Konzentrationen einzelner Nuklide zu aessen. ]

Die sicht igsten Nuklide, die hier in Frage kommen, sind Sr„ Sr, I und Cs und es w^rd haeufig {

notwendig sein, sie nicht bloß in Luft und Wasser, sondern auch in Lebensmitteln zu messen, 1i

Die Grenzkonzentrationen der ICRP gelten fuer Luf t und Wasser, nicht fuer Lebensmittel. Doch haben j

sich Behoerden in einigen Laendern der Aufgabe unterzogen, gewisse R ich t l i n i en und Grenzwerts zumindest I

fuer die wichtigsten Nuklide zu geben. Der Medical Research Council in GrosserÜannien hat a ls zu- j

laessigen Wert fuer die Gesacitbevoelkerung 67 und fuer Einzelpersonen 200 pCi Sr/g Ca iu Knochen ]festgelegt. I

j

Unter Beruecksichtigung der Diskriaination gegen Strontiua ia.Yerhaeltnis zu Kalziun bei der Aufnahm \In Koerper (etwa 1 A ) f-ehren diese Werte zu 27? und 800 pCi Sr/g Ca a ls Grenzwerte fuer andauernde {

Kontamination der Nahrung und bis vor kurzem wuruen saeatliche Untersuchungen in Großbritannien unter \

Bezugnahae auf diese gefuehrt, wobei ein "Warnniveau" gleich dee-Haelfte dieser Werte e i n g e f ü h r t wurde. ]

Aufgrund etwas anderer ßerechr.jngen wurde fuer das kurzlebiqe I eine a i t t l e r e jaehr l iche Konzentra- |

t ion in Milch von 130 pCi/1 als Grenzkonzentration fusr die Bevoelkerung und « 0 pCi / i fuer Einzelper- jsonen festgele.%

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Maßnahmen bei Unfaellen

Al le bisher genannten Zahlen haben sich in wesentlichen auf kont ro l l ie r te Arbeitsvorgaenge bezogen.Selbst die zuletzt genannten Konzentrationen in "Lebensmitteln, die unter Gedachtnahse ?uf fa l loutfestgelegt wurden, sind von den Werten der ICRP fuer Strahlenarbeiter abgeleitet. Nun hat diu Lte-gebungsueberwachung aber auch Aufgaben in Falle einer unkontrol l ierten Freiserdens von Radionukliden,etwa bei einem Reaktorunfall,

Sie niß in der Lage sein, die nicht routinemäßige Freisetzung von radiosktiveci föaterial rasch und zu-verlae3ig zu erfassen. Deiters nuS sie - und das g le ich fa l l s in kurzer Zeit - a l l e notwendigen Informa-tionen zu l i e fe rn imstande sein, aufgrund derer Entscheidungen ueber administrative Maßnahmen getroffenwerder, koennen wie z.B. Einsdiraenkung bei der Benutzung von Kasser, Fu t te rs i fce ln , Getreide oder äiilchund in ernsteren Faellen auch die Evakuierung von Menschen aus dem betroffenen Gebiet. Auch fuer diesenFall sind sowohl vom brit ischen Medical Council als auch vom US Federal Radiation Council Grenzwerteangegeben worden, die zumeist ura einen Falttor 100 - 1000 hoeher liegen als die fuer uonaale Situationenguelt igen. Erst wenn diese Grenzwerte ueberschritten s ind, ouessen die vorher genannten KaSnahmen inErwaegung gezogen werden. Eine allgemein gusltige Regel kann es auch dabei nicht geben, vielmehr raiß injedem einzelnen Fall geprueft werden, welches Strahlenrisiko besteht und ob die zu treffenden Ka'Xnahaenund die durch sie verursachten Kasten, Gefahren und Beschwerlichkeiten zur Vermeidung dieses Risikosgerecht fer t ig t erscheinen. Die Agency hat ein sehr nuetzliches Heft herausgegeben, das bei dfir Abschaet-zung des Ris iko; helfen kann, es i s t die 1967 erschienene Nimmer 21 der schon erwaehnten "Safety Series"und nennt s ich :

"Risk Evaluation for Protection of the Public in Radiation Accidents".

In der Broschuere finden sich genaue Anleitungen zur Berechnung der Strahlenwirkung und ihrer Folgenaus gemessenen Radionuklidkonzentrationen in Luft , Wasser und Lebensmitteln.

Betri ebsueberwachung

Die Lieber«!egende Menge der beim Reaktorbetrieb entstehenden Spalt- und Aktivierungsprodukte bleiben ioBrennstoff oder Reaktorsysten und gelangen niemals in die Umwelt. Die Freisetzung einer geringen föengevon radioaktiven Abgasen und Abwaessern i s t jedoch unvermeidlich.

Das Ueberwachungssysteai wird daher Luft- und Äasserponitorc beinhalten, die unt t r R?dachtnahme aufmeteorologische Gesichtspunkte (Hauptwindrichtungen, Stabilitaetszustand der Atmosphaere), betriebs-technische Ueberlegungen (Hoehe des Schornsteins, Art und Dauer des Getriebes), geographische unddeiiiographische Ueberleyungen (Bodenbewirtsc^aftung, fiaehe groesserer Ansiedlungen, Trinkwasserquellcn,e tc . ) aufzustel len s>nd. Darueber hinaus Ist es zweckmäßig, Proben von Vegetation sowie Lebensmittel-proben zu messen, da unter gewissen Bedingungen Radionuklide, deren Konzentration n Luft oder Kassernoch v|chaeliniSi!iaeSig gering i s t , eine merkliche Kontamination von Lebensmitteln Gewirken koennen(z.B. I , Mn, Zn in Kuscheln). Kenn sich in der flaehe des Reaktorbetriebes Äeideland befindet,i s t es von besonderen Interesse, Milch zu untersuchen, da insbesondere Jod, Strontiunrund Caesiun ausdem Futter ueber die Kuhnilch in die raen'chliche Nahrung gelangen koennen. Auch radioaktives Barium,Rsdiuia, Phosphor und Schwefel gelangen ueber die neide in die Milch. Hingegen wird sian Isotope vonRuthenium, Yttr ium, Cer, Zirkon, Niob und Uran besser durch Untersuchungen an Pflanzenaaterial (Ge-nuese, Gras; nachweisen koennen.

IR Routinefal l werden die dabei gemessenen Aktivitaeten recht gering sein und besonders bei Beta-strahlern v ie l fach nur nach radiochenischer Aufbereitung geaessen «erden koennen. Han sol l te aber diedazu versendete Zeit nicht als nutzlos vergeudet erachten: Sie gibt dei Strahlenschutzpersonal Gelegen-hei t zur Einarbeitung und zur Bcstianung des "Vullniveaus", und zwingt sie dazu, Uire Geraete betriebs-faehig zu erhalten. Sollte es einmal zu einer ernsteren Situation konaen, »aehrend derer beachtlicheKengen von Radionukliden f re i werden und in kuerzester Zeit gemessen werden muessen, is t es absoluter fo rder l i ch , da3 eine gut und routinesaeßig funktionierende Desorganisation hereits vor l iegt . Diesewird sich dann soweit als tnoeglich abgekuerzter Schnellsethodtn bedienen: I B wesentlichen direkteGamaaniessungen vornehmen, woeoegÜch ohne Probeneinsanalung, sondern s i t fahrbaren Meßwagen an Ort undS te l l t .

Literatur:

I . - 3. Report of the United Nations Scient i f ic Coamittee on the Effect of Atonic Radiation.Off ic ia l Records of thä Genera! Assembly: Thirteenth Session, Supplement No.17 (A/3338), 1958

Seventeenth Session, Supplement No.16 (A/5216), 1962Twenty-First Session, Supplement No.H (A/63H), 1966.

h. Recoianendations of the International Concussion on Radiological ProtectionICRP Publication 2; Report of Comoittee I I on Permissible Dose for Internal Protect ion;Pergamon Press, 1959.ICRP Publication 9; Pergaaon Press 1S66 (adapted 1965).

5. Medical Research Council "The Hazards to Man of Nuclear and Al l ied Radiations" Cund 1225 HMSO,London 196C.

6. Basic Safety Standards for Radiation Protection, IAEA Safety Series No.9, 1962, revised 1967.

7. Manual on Environmental Monitoring in Normal Operation, IAEA Safety Series No.16, 1966.

8. Environmental Monitoring in Emergency Situations, IAEA Safety Series No.18, 1966.

9. Risk Evaluation for Protection of the Public in Radiation Accidents, IAEA Safety Series No. 21, 1967.

10. Maxiawa Permissible Contamination of Respirable Air after an Accidental Release of Radioiodinep

Radiostrontiun and Caesiuu-137: Report to the SRC by i t s CPIR Brit.Med.J. Vol.2 (1961), 576,

II. Background Material for the Development of Radiation Protection Standards, Fed.Radiation Council,Report Ho.5, US Govt.Printing Off ice, n'ashington, D.C., 1964.

12. Haxinura Permissible Dietary Contaoination after the Accidental Release of Radioactive Materialfrom a Nuclear Reactor, Report to the MRC by the CPIR Bri t .Ked.J. Vol.2 (1959), 967,

13. Background j jg ter ia l for the.Developnent of Radiation Protection Standards: Protective ActionGuides for "Sr, SΓ and Cs, Fed.Rad.Council, Report No.7, US Govt.Printing Off ice,Washington, D.C., 1965

H . Report in the Organization of Surveys for Radionuclides in Food and Agriculture, FAO, Rone 1961.

- 9 .

IMELTUEBERWACHUHG, ERFORDERNISSE UND GEGENWAERTIGER STAND

Peter VYCHYTILBundesainisterium fuer sozia le 'er ia l tung

(Kurzfassung des Referates)

In einer Ze i t , in »elcher die Gefahr eines Einsatzes von Atomeaffen nicht ganz ausgeschlossen werdenkann, in welcher Atoatestdetonationen von A- und H-Kaffen durchgefuehrt werden und in lelcher berei tsAtonbatterien und kleine Leistungsreaktoren, die in Serie produziert »erden, sich rund un die Erdebewegen, i s t es die Aufgabe s taa t l i cher Ste l len, u.a. auch das Auftreten von radioaktiven Stoffen inder Umwelt zu ueberwachen. Die Uebersachung der Unweit auf radioaktive Verunreinigungen s t e l l t daherauch einen jener Teilbereiche dar, die durch das Strahlenschuizgosetz eine recht l iche Basis erhaltensol len.

Aus den angefuehrten Tatsachen koennen Situationen eintreten, in welchen die Moeglichkeit besteht, daßMenschen einer geringeren oder groesseren Strahlenbelastung ausgesetzt sind. Al lenfal ls Koennen dieseStrahlenbelastungen zu Strahlenschaeüen fuehren. U.a. koennen folgende Arten von Strahlenschaeden auf-treten:

1. Genetische Schaeden:

a) Genmutationb) Chronosornenabberationen

(Erhoehung der Mutationsrate; Verdopplung wahrscheinlich bei ca. 30 - 80 rea der bis zum Ende desgenerationsfaehigen AHers erhaltenen Ganadendosis)

2. Somatische Schaeden:

a) Verbrennungenb) Wachstumsrainderungc) Zeugungsminderungd) Leukaeniee) Karzinome und Sarkome.

Die Hauptaufgabe der Ura»eltueberwachung is t es daher, den Trend der Uaseltaktivitaet festzustellenund sissenschaftliche Beurteilungen uebi die Strahlenbelastung der Gesantbe^oelkerung und von ße-voelkerungsgruppen durchzufuehren.

Auf «eiche Weise kann nun der föensch einer Strahlenbelastung ausgesetzt sein?

1 . durch Inhalation2. durch Ingestion3. durch Bestrahlung von außen, Subsersion.

Fefaehrdete Organe: ad.1) Lunge, Knochen, Schilddruesead.2) Magen- Darntrakt, Knochen, Gesantkoerperad.3) Gonaden und blutbildende Cigane, Gesantkoerper.

( in Faellen starker Kontamination der LtaveU kann ru den PunMen 1 und 2 noch dieInkorporation ueber die Haut hinzutreten, zur Bestrahlung von airten die Kontaminationder Haut hinzukönnen).

ün die taeglichen Aktivitaetszufuhren (Lunge, Hagen) und die Bestrahlung des Menschen von außen zuermit te ln, is t es erforderl ich:

- 10 -

1. die Radioaktivitaetskonzentrationen der strahlenhygienisch wichtigsten Radionuklide

a) in Luftb) in Letensraitteln und Irinksaessernc) in ','iederschlaegen

d) in Oberflaechensiaessern festzustellen und

2. die Dosisleistung, bedingt durch

a) die am Boden abgelagerten undb) die in der Luft befindlichen bedeutendsten Radionuklide zu ermitteln.

Zu den interessantesten Radionukliden gehoeren:

J-131, Pu-238, Fu-239, U-235, U-238, Sr-90, Sr-89, Cs-137, Zr-95, Nb-95, Ba-UO, La-H0, Ce-141, Ce-IU,Ru-103, Rh-103, Zn-55, Mn-54. Sb-125, C-U und T-3.

Hierzu ist es notwendig, personell, apparativ und methodisch ueber ein gut ausgeruestetes, ausgedehntesUebersachungssysteo zu verfliegen. Es muessan Analysen auf Alpha-, Beta- und Gamma-Akti >taeten durch-gefuehrt werJen.

Unter Anjendung der international aberkannten zulaessigan Konzentrationen und Dosen sind schließlichdie Strahlenbelastungen zu errai tteln.

Das Uebersachungsgesetz hat also prinaer die Aufgabe, eissenschaftliche Beurteilungen ueber die Lageder Uaseltradioaktivitaet und der Strahlenbelastung zu geben; es steht in gewissesi Gegensatz zur Auf-gabe eines Karn- und AI am syst ens, welches dazu dienen so l l , bei vorgegebenen Werten die rechtzeitigeErkennung einer Situation zu ermoeg liehen.

Der derzeitige Staiid des oesterreichischen UebersachungsprograraEas fuer ü.a*eltradioaktivitaet umfaßttaegliclie bzs. dreistuendige Messungen der Gesamt-Beta-Aktivitaetskonzcntration der Luft, lAjaehrlfcheAnalysen der Luft auf den Gehalt an nichtigen Radionukliden, monatliche Kontrollen der Gesamt- Beta-Aktivitaetskonzentrationen der Niederschlaegs, der Trinkwaesser und der Oberflaechensaesser, Analysenauf die bedeutendsten Radionuklide in hoeheren Luftschichten, fiiederschlaegen, Trinkwaessern undLebensmitteln.

Durchzufahrende Arbeiten

1. Alpha-spektroastrische Bestimniung der Alpha-Äktivitaet der Luft

2. Untersuchung ueber die relative Gefaehrdung des Magen- Damitraktas oder der Lunge bei Aufnahme einesSpaUproduktgeaisches, dessen Alter unter 100 Tagen l iegt, in den Sagen oder in die Lunge im Ver-gleich zu J-131, Sr-90.

3. Ermittlung der genetisch signifikanten Dosis, bedingt durch die Umweltradioaktfvitaet.

4. Entwicklung von geeigneten Foraen der kurzfristigen Vorhersage der Luftradioaktivitaetskonzentrationbei Kenntnis dsr Aktivitaetskonzentrationen an einigen anderen europaeischen Stationen.

i.

- 1 1 -

GESETZLICHE GRUNDLAGEN FUER DIE PERSOKENDOSWETRIE IN BETRIEBEN

Alfred BOESEBundesm nister iun fuer soziale Verwaltung

Zentralarbeitsinspektorat


Die Moeglichkelt der Schaedigung des Lebens und der Gesundheit des Menschen bei der Anwendung ion is ie-render Strahlen erfordert entsprechende Schutznaßnahnien, die von den Betrieben getroffen werden süssDie Ueberwachung der Einhaltung dieser Maßnahmen obl iegt den Betrieben selbst und den mit den Belangendes Dienstnehmerschutzes befaßten Inst i tut ionen.

Auf dem Gebiete der Arbeitsaufsicht bestehen in Oesterreich drei Inst i tut ionen in Rahmen der Bundes-verwaltung, und zwar

die Allgemeine Arbeitsinspektion,

die Verkehrs-Arbeitsinspektion und

die Bergbehoerden.

Der Dienstnehmerschutz in der Land- und Forstwirtschaft i s t aufgrund der Bundesverfassung Sache derLaender und wird von den bei den Aemtern der Landesregierung eingerichteten Land- und Forstwirtschafts-inspektionen wahrgenommen. Fuer die Arbeitsa-fsieht in strahlengefaehrdeten Betrieben oder in solchenBetriebsabteilungen sind die gleichen Grundsaeize maßgebend wie bei den Betrieben konventioneller Art.

Die recht l iche Grundlage fuer den Schutz des Lebens und der Gesundheit der Dienstnehner sind die Be-stimmungen der Paragraphen 74 und 74a bis c der Gewerbeordnung, die aufgrund des Paragraphen 24 desArbeitsinspektionsgesetzes 1Q56, BGB1.Nr. 147/1956 fuer a l l e der Aufsicht der Arbeitsinspektion unter-liegenden Betriebe gelten und a l l e in diesen Betrieben beschaeftigten Dienstnehmer erfassen. Aufgrundder vorgenannten Paragraphen wurde eine Reihe von Schutzvorschriften erlassen, darunter auch die Ver-ordnung zum Schütze gegen Schaedigung durch Roentgenstrahlen und radioaktive Stoffe in nichtmedizini-schen Betrieber, (Roentgenverordnung vom 7. Feber 1941, RGB1.I, S 88) und die Verordung von 3. Dezember1956, BGBL.Nr. 259 in der geltenden Fassung, ueber den Schutz von Dienstnehmern bei Ausfuehrung be-stimmter Arbeiten, die g le ich fa l l s Regelungen fuer die Anwendung von RoentgBnstrahlen in nichtmedizini-schen Betrieben enthaelt. Auch in der Allgemeinen Dienstnehmerschutzverordnung, BGBl.Kr. 255/1951 inder Fassung der Verordnung BGBl.Nr,32/1962 sind allgemeine Bestimmungen ueber Raeumo im Paragraph 7und ueber Schutzbekleidung in Paragraph 44 Abs,6 bei der Verwendung ionisierender Strahlen enthalten.

Ueber diese gesetzlichen Bestimmungen hinaus werden zur Zeit den Betrieben, die fuer die Dienstnehraergebotenen StrahlenschutzraaSnahaen aufgrund von Antraegen der Arbeitsinspektorate in Beschaidwege vonden Bezirksverwaltungsbshoerden vorgeschrieben. Durch diese Strahlenschutzmaßnahoen ni/2 in den Be-trieben Vorsorge getroffen «erden, daß die Strahleneinwirkung auf die Dienstnehner auf das erreichbareMindestmaß beschraenkt und jede unnoetigi Einwirkung ionisierender Strahlenvermieden wird. Der bei denAnlagen konventioneller Art schon bewaehrte Grundsatz des Objektschutzes g i l t in besonderer Weise auchfuer den Strahlenschut.. Dies bedeutet, daß die Anlagen n i t solchen Einrichtungen ausgestattet undderartige Vorkehrungen und Kaßnahnen getroffen werden muessen, daß ein moeglichst airksaner Schutz er-reicht wi rd .

l Ein ausreichender Schutz der Dienstnehner vor Strahleneinsirkung kann dann als gegeben erachtet werden,j wenn die hoechstzulaessigen Dosis- und Konzentrationswerte nicht ueberschritten werden. UΒ dies festzu-} s te l len und so die Wirksamkeit der Schutzmaßnahmen und das r icht ige Verhalten der Dienstnehaer bei den-j Arbeiten ueberwachen zu koennen, bedarf es der Ermittlung der von den Personen empfangenen Dosen sowie

der Kessung der Ortsdosen und der Feststellung radioaktiver Verunreinigungen. Diese physikalische Kon-t r o l l e wird durch die Gesundheitsueberwachung der Beschaeftigten ergaenzt, welche die aerztl iche Ein-stellungsuntersuchung und die regelsiacßig wiederkehrenden Untersuchungen von hiezu ernaechtigtenAerzten einschließt.

- 12 -

Die Arbeitsinspektorate bedienen sich bei ihrer Taetiglceit der Grundnormen fuer den Strahlenschutzder Organisation fuer wir tschaf t l iche Zusaranenarbei t und Entwicklung (O.E.CD.) , die mit Ratsbe-schluß vOT 18. Dezerabcr 1962 angenommen wurde. Diese Grundnornen, die in den Anhacngcn I und I I , diehoechstzulaessigen Strahlendosen und die hoechstzulaessitjen Konzentrationen radioaktiver Stoffe inTrinkwasser und A te i lu f t enthalten, wurden den Arbei tsinspektoraten im Erla?wege zur Kenntnis ge-bracht. Diese Werts ac-rden auch in> Verfahren zur Genehmigung von Anlagen oder Einrichtungen fuer dieAnaendung ionisierender Strahlen sowie bei sonstigen Antraegen an die Veraaltjngsbehoerde angewendet.

Die Frage der Notwendigkeit und des L'mfinges der Personendosimetrie wird dabei nach dem Ausmaß derzu erwartenden Strahlenein#irkung durch aeussere und innere Bestrahlung beur te i l t .

- 13 -

BIOLOGISCHE PARAMETER IN AH'cENDUNG AUF DIE P E3 33'J EN DO Sl METRIE

A. LOCKER

i n s t i t u i fusr Strahlenschutz, Reaktorzentruni Seibersdorf

Zur Personendosimetrie koennen im Prinzip jene biologischen Parameter herangezogen werden,von denen s ichergestel l t i s t , daß die Aenderung ihrer Werte in einer quanti tat iven Rela-t ion zur verabreichten Dosis steht. Diese in Vergleich zur Hoehe der Normalwerte reg i s t r i e r -te Aenderung bedeutet, daß auf das Ausmaß der Bestrahlung, d.h.u.U. die Hoehe der Dosiszurueckgeschlossen werden kann. Allerdings tnuessen hierzu bestimmte Forderungen nach Ein-deut igkei t e r fue l l t sein:

1 . Der herangezogene Parameter isu1?. ohne Schwierigkeiten erfaßt werden koennen;

2. d ie quant i tat ive Beziehung so l l t e durch s ta t i s t i sche Tests s ign i f i kan t gemacht werden,und

3. es muß die Parameterveraenderung so stark se in , daP die bei a l len somatischen Strahlcn-

eirkungen auftretenden Schwellensierte ueberschritten sind.

Diese Forderungen koennen le ich t bei solchen drastischen Eingrif fen in die Regu'lations-

systeme des Organismus , wie s ie beim Versuchstier im Exueriment r e a l i s i e r t «erden koennen,

e r f u e l l t werden. Jedoch muB be«u3t bleiben, da'3 von den so gewonnenen Befunden nicht auf

die fuer den Menschen guelt igun Verhaeltnisse geschlossen werden darf.

Es sollen im folgenden einzelne Parameter an Hand von an Kleinsaeugern (t'aeusen, Ratten)

erzre i ten Ergebnissen d i sku t i e r t werden:

1 . Koerpergewicht:

Werden bei Maeusen (nach einmaliger Ganzkoerperbestrahlung) dia app l i z ie r te Dosts (Roent-

genstrahlen) und das Ausmaß der i'i'achstumsverzoegerung (bzw. Gewichtsverminderung in % des

Gewichts der Kont ro l l t i e re ) einander gegenuebergestellt, so f indet sich zwischen (log}Ö3-

s is und Gewichtsverminderung eine s ta t i s t i sch s ign i f ikante Beziehung (Abb. 1) . Außerdem be-

steht zwischen dosi Zeitpunkt der (nach einer einmaligen Bas trän lung) fests te l lbaren maxi-

malen Gewichtsdepression und ihrem Betrag eine quant i tat ive Beziehung (Abb.2), deren Line-

a r i t a e t (bei log.Ordinate) zun Ausdruck br ing t , d;ß unter derr. Einfluß der Bestrahlung vom

jewei l igen (• 1ÜG % gesetzten) Kontrollgewicht (ier gleiche Anteil herabgesetzt wird. Auch

bei chronisch bestrahlten täaeusen wird das Gewicht herabgesetzt, bzw. das Wachstum verlang-

samt, obwohl in diesen Faellen die Beziehungen zwischen Dosis und Gewichtsverminderung nicht

ganz so eindeutig sind [ c ] ,

2^ Gesamtstoffwschsel:

Die am Gesamtstoffwechsel (O2-Verbrauch) fests te l lbaren Aenderungen stehen mit den strah-

lenbeeinfIu3ten Reaktionen des Koerpergesichts in einei engen Zusammenhang, inde.ii sich z.

B. bei filaeusen ze ig t , daß es zugleich mit der dosisproportionalen Gewichtsverminderung zur

Abnahme des Futterverbrauchs und Herabsetzung des Ü2-Verbrauchs könnt (Abb.3) [_KJ. Auf der

Basis der al loaetrischen Beziehung, die bei a l l en Organisnen zwischen der Hoehe des Stoff-

wechsels und den Koerpergewicht besteht [ > ] , eroeffnet sich zugleich die "oegl ichkei t , das

Eintreten einer Erholung vorauszusagen [7_|. Bei Ratten, deren gewichtsspezi f ischsr O2- Ver-

brauch sich nach Bestrahlung n i t 600 R mit Zun = hTe aes Ko?rpergswichts nur wenig verhindert,

t r i t t «ine vollkommene Erholung e in, saenrend bei jenen Tiere-i, deren Stoff*ccf.sel sich c i t

Erhoehung der Koerpergroeße stark herabsetzt, eine Erholung fenl t (Abb.4). Dies is t zu-

g le i ch ein Hinweis darauf, fr£ zu eines bestirnten Zeitpunkt n.ch der E^straJunt; die Re-

g is t r ie rung des Stoffwechsels (d.h. des [^-Verbrauchs) geeignet sein kann, eine Erholungs-

faehigkei t vorauszusagen, was neben der (an Hand der Sioff.cchselveraenderüng vorgenonnenen)

Abschaetzung der verabreichten Dosis eine zusaetzlicha Information vermi t te l t .

3. Organa aai ch t«

Dia Asndtirung 'jes Gewichts dsr strahlenenpf indi ichen Crgane !<ann ebenfalls zur Bestimmung

Oer Höhe einer verabreicnten Dosis von ionisierenden Strahlen herangezogen werden. Dies

is t z.8. mit item Houenge*icht von bestrahlten lfaeusen moeglich (Abb,5) [ 5 ] , Auch bei der

Ki lz duerften gewissen Beziehungen zwischen dem Crgangev.icht unJ der verabreichten Dosis

bestehen, jedoch nicht sehr klar durchschaubar sein.

4. Knochenmark und Bluts

Nach Bestrafung von Versuchstieren mit ionisierenden Strahlen stehen die quant i tat iven

Veraenderungen der zellulaeren Bestandteile des peripheren Blutes und des Knochenmarks

haeufig in mehr oder minder direkter Proport ional i taet zur Dosis, wie z.B. Abb.ö [ 3 ] fuer

Lymphozyten zeigt. Die Eindeutigkeit dieser Beziehungen wird a l le rd ings oftdurch das re -

aktive Oszi l l ieren der zollulaeren Bestandteile nach der Bestrahlung beschraenkt. Nur i n

seltenen Faellen l i e g t eine lineare (bzw. log- l ineare) Beziehung vor, sodaß man sich hier

wohl mit der Aufweisung des Trends begnuegen mu?. Eine lineare Beziehung zwischen Dosis

und prozentuel ler Verminderung der Gesamtleukozyten im Blut f i nde t sich z.B. bei der Haus

im Anschluß an Neutronenbestrahlung [ i ] , wohl eegen deren In tens i taet .

5. Lebensdauer;

Schon durch einmalige, besonders deut l ich durch chronische ( in termi t t ie rende) Ganzkoerper-

bestrahlung von Kleinsaeugern mit ionisierenden Strahlen wird eine Verminderung der Lebens-

dauer herbeigefuehrt. Nach einmaliger Bestrahlung resu l t i e r t zwischen der Lebensverkuer-

zung ( in Prozent der unbestrahlten Kontrol lpopulat ion) und der Dosis von y-Strahlen eine

einfach lineare Beziehung (Abb.7); charakter ist ischer Weise wird die Verkuerzung der Lebens -

dauer durch Neutronenbestrahlung staerker [ 9 ] . Nach chronischer ( in termi t t ie render) Bestrah-

lung liegen aehnliche Verhaeltnisse vor [ 2 ] . (Die Frage einer lebensverlaengernden Wirkung

niederer Losen Ist umstr i t ten).

Die Heranziehung von einzelnen der hier angefuehrten Parameter i s t s icher l ich geeignet, un-

ter bestimmten Bedingungen eine Verbesserung der Beurteilung eines vorliegenden Strahlen-

schadens herbeizufuehren oder iuch als Grundlage zur Abschaetzung der Höhe einer verabfolg-

ten Strahlendosis zu dienen. Die Brauchbarkeit der in dieser Hinsicht herangezogenen Parame-

ter laeßt wohl auch eine Art Rangordnung zu. Wenn z.B. bekannt i s t , daß bei chronischer

(oder intermitt ierender) Bestrahlung die quanti tat iven Reaktionen des peripheren B l u t b i l -

des, wegen der zwischen den Bestrahlungen oder adaptiv einsetzenden Reparationsvorgaenge,

keine geeignete Basis fuer eine Beurteilung der Hoehe einer Strahlenschaedigung (bzu. der

Hoehe der kumulativen Dosis) abgeben koennen, dann raueßte in einem solchen Fall auf einen

anderen noch genuegend empfindlichen Parameter zurueckgegriffen werden, wie z.B. das Ge-

wicht. Derartige Betrachtungen verbleiben in re in theoretischem Rahmen, solange das grund-

saetzliche Bedenken gegen eine Uebertragung der am Versuchstier erhobenen Befunde auf den

Menschen nicht entkraeftet wird. Hier i s t einmal die Feststellung zu t r e f f e n , daß einzelne

der diskutierten Parameter, sie z.B. Nr.3 und 5 an individuel len Menschen nicht (oder nur

schser) zu pruefen sind. Wenn die Veraenderurgen biologischer Parameter zur quant i tat iven

Abschaetzung der Strahleneinfluesse dienen so l l en , euerde es die Tatsache der Existenz eines

fuer beobachtbare somatische Reaktionen (oder Schaedigungan) feststehenden Dosis-Schwellen-

wertes zur Spezifizierung von genuegend eindeutigen Relationen zeisehen Strahlendosis und

quanti tat iver Veraenderung des biologischen Paraneters er forder l ich machen, hohe Dosen an-

zuwenden bzw. ihre Applikation vorauszusetzen; hierzu muß natuer l ich die Hoffnung ausge-

sprochen werden, daß Faelle von stattgefundener Bestrahlung mit hohen Dosen extrem selten

bleiben. Nur wenn sie w i rk l i ch eintreten (z.B. bei Reaktorunfaellen), s/ird man v i e l l e i c h t

auf die hier nur andeutungsweise dargelegten Zusaromenhaenge zurückgreifen und v i e l l e i c h t

. 1 5 -

auch mit ihrer Hi l fe , besonders bei gemeinsamer Betrachtung al ler in Fr;.ge kommender Para-meter, gewissen prognostische Beurteilungen aussprechen koennen. Einer routinemae^igen An-wendung der Ergebnisse der hier angestellten quantitativen Betrachtung auf den Kenschen sinddemnach sehr enge Grenzen gesetzt.

Zusammenfassung

Von biologischen Parametern, die fuer eine Personendosiraetrie eventuell in Fra'-s kommen, «er-den die Aenderungen von Koerpergroeße, Gesamtstoffwechsel, Organgewichten, Knochenmark undBlut und der Lebensdauer, die in quantitativer Beziehung zur Hoehe der Strahlendosis stehen,d iskut ier t . Es wird dargelegt, weshalb eine Uebertragung der hier angestellten Betrachtun-gen auf den Kenschen grundsaetzUch problematisch b le ib t .

Literatir

L i ] Davis M.L., Darden E.B. & Cosgrove G.E.: Acta Radiol.3, 87 (1965)

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[ 9 ] Upton A.C.: Gerontologia 4 , 162 (19b1))

- 16

0

-10

-20

30

• 4 0

-50

•60

-70

200

J I I I I. 1 I.

5 0 0 1000 R

Atb.1: Beziehung zwischen den Ausmaß der maximalen Gewichtsverminderung ( i n i des Kon-

tröTTge-ichtes) (Ordinate) und der ( log) Dosis Roentgenstrahlen (Abszisse) bei naennU-

chen Albinonaeusen (r - 0.592, p > 0,01; s i gn i f i kan t ; u n v c o e f f e n t l i c h t ) .

28

100

80

60 h

40

-

o1

1

-o

~o o •—-—c

o1 1

_____ O

1 1 1

10 15 20 2 5 30

Abb.2: Prozentuelle aaxlmale Gesichtsxo-ffinderung (Ordinate) von mit verschiedenen

üöseiTvon Roentgenstrahlen ganzkoerperbestrahltan asennlichen Albinoaaeusen in Beziehungzur Zeit nach der Bestrahlung (Abszisse) (Graphische In terpolat ion, ynveroef fent l i ch t ) .

17

28

22140

2 100

60

2,8

32.2

i i I l

j I

6 8 0 2 6 8 0

Abb. 3 : G e e i c h t ( 1 ) . F u t i e r v e r b r a u c h ( 2 ) und G e s a m t - C ^ - V n r b r a u c h ( 3 ) von Siaeusen nachT J B e s t r . i h l u n q a i t ' .00 [ a ) , 700 ( b ) und 100H R . ( c ) («ach [ H ] J .

18

Abb.4: Unterschiede in der ( log) Stoffaechsel-KoerpergMtchtsrelat ion^77\\ 600 R bes t r ah l t e n.iennlichen aistar-Ratten. 1 : Tiere, die 33 Tage ueberleben,

2: Tiere, die nicht ueberleben (Nach [ 7 ] ) .

t iq in

81

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o

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oo

oIO

j

19 .

Abb.5: Hodengeticht von * Wochen nach Ganzkoerper-Roentjenbestrahlung von Fl - undUJÄ^läeusen. Hodengeiticht ausgeJrueckt J I S Prozentsatz des Gesichts bei den unbestraf-ten Kontrollen zur gleichen Zeit (Nach [ 5 j ) .

OO

OO

Oin

mCM

o o00

o

20 .

Abb.6: Verainderung der Lymphozyten (Ordinate: Zellen x 1000/c« j in periphere» 81ut

[•7'und Knochanaark (o) der Ratte nach Roentgen-Ganz'xoerperbestrahlung (AbsziSSt:

Dosis in R).

O

ot

oo

oo

Abb. 7: f i l t U r e Usberlebensrel t ( in % der '•'ontrcll«) bei va«us»n rvi c^ e : raal iqer "t-slränTung in frueher Jugsnd (mit Ausschlu? d«r innerhalb von 30 Tagen verworfenenTiere)

. ; y-Bestrahlung, nach verschiedenen Autoren,: Neutronenbestrahlung ('Jach [' .]).

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- 22 .

KR 3E.«E-Ti.1; "• -IR r,;-"-.[.'.7^i>";-'-• [ I I (' '• - A J 1 '•„ '._! j-.-"T1'.'lTAETt.'i !'i DEI L/ ;.C;BU';G3-

. E E ^ O u ' i S IV HI•:ELIC^ ;U r DIE I ' . ' W SH^HLE ' . 'B ILAST^G

i\=rl HI-ECK, Ths-ss SCH."£*'FELD

Ins t i t u t .'usr Strahl er. scnutz, ^sa1-; torzenirun Seibsrsoorf , und

Ins t i tu t iuer Morgan iscne Chesie, l 'niversi tuet n'ien


Die von der "International Coamission on Radiological Protect ion" (1C3P) empfohlenen

"maximal zulaessigen Konzentrationen11 (KZK-'i'erte; gelten fuei* eine andauernde Aufnahme

der Radionuklide in den Koerper. Fusr die Bewertung der Gefaenrl ichkei t von Radionuklid-

konzentrationen, die bei dir Ijcigebungsueber'i'achung fes tges te l l t werden, uuessen aber auch

entsprechende Werte fuer eine ku r z f r i s t i ge Aufnahme in den Koerper zu'." Vsrfuegung stehen.

Sei diesen kann es sicn un lüZA-A'erte (naxintal zulaessige Aufnahiae) oder un "ZK.Werte han-

•Jeln. Allgemein anerkannte *erte l ie fen dgrzeit noch nicht vor. Kit dem Anwachsen der Zahl

der Atoaaiergisinlags.1 wird es aber notwendig, entsprechende Sortisn - jedenfa l ls innerhalb

eines Lanaes, woraoeglich aber ia internationalen Rahsen,- zu entwickeln, und dafuer zu

sorgen, da^ das Personal der UcQebungsusheraachun; äiit diesen \or~en und ihrer Anwendung

vertraut i s t . derartige ''ormen bilden Teil der Grundlagen fuer die Entscheidungen, dfa bei

Aufträten einer Kontaaini?rung schnell getroffen »erden iuuessen (Evakuierung betroffener

Gebietä, Durchfuehrung einer- Trinkuassürde'ontaniinierung, Herantransport von Trinkwasser,

Verhinderung des Konsums kontaminierter Nahrungsmittel usw.).

In Bericht wird ein Ueberblick ueber die bisher publ iz ier ten Lieberlegungen und Berechnun-

gen zur Festlegung von AZA- bzvr. ff ZK-Warten fuer ku r z f r i s t i ge Aufnahme gegeben. Dabei »er-

den insbesondere Daten fuer radioakt ive S^altprodukte behandelt. Ergebnisse eigener Berech-

nungen ueber die Gefaehrlichkeit der einzelnen Spaltproduktnuklide serdenmitgeteP.t, die

zur Ermittlung der Anforderungen durchgefuehrt surden, selche an ein Trinkwasserdekontaffli-

nierungsverfahren zu stel len sind. Ferner »erden die KZK-H'erte fuer n i c h t - i d e n t i f i z i e r t e

Sadionuklidgeaische d isku t ie r t , die sich bei Betrachtung k u r z f r i s t i g e r Aufnahme ergeben.

- 23 -

GRUNDLAGEN DER FESTPCERFERZCSÜfEIRlE

Norbert VAf.'A

Atoafns t i tu t der Oesterrelchischen Hochschulen

In al lgessinen kann nan jedes feste Ka te r ia l , welches bei Bestrahlung mit ionisierenderStrahlung eine prfibare Aenderung »ines seiner spezifischen Paraiseter a ls Funktion der ab-sorbierten Oocis ze ig t , a l s Basis fuer ein Festkoerperdosiiseter versenden. Eine so weiteDef in i t i on ies Festkoerperdosfraeiers beinhaltet unter anderea auch fotographische Filmeund P la t ten , Festkcerpersz int i l la toren, anorganische Glaeser, gefaerbte und ungefaerbteorganische Glaeser (das sogenannte P las t i k ) , undotierte und dot ie r te K r i s t a l l e , Halble i ter-detektoren und l e t z t l i c h auch die sog. chemischen Dosimeter. Da aan jedoch ia allgeseinennur die Dosimeter, die auf der dosisabhaengigen Veraenderung von Glaesern, Kr is ta l len undP las t i k beruhen, a ls Festkoerperdosiiaeter bezeichnet, to l len i i r uns nur mit diesen be-schaeftigen.

Betrachten wir zunaechst die K r i s ta l l e mit des einfachsten und uebersichtl ichsten Git ter-

aufbau - naealich die lonenkr is ta l le und in speziel len die Alkalihalogenide - «eiche im

NaCl G i t t e r , also in einem kubisch f laechenzentr ierten Gitter k r i s t a l l i s i e r e n . Das Gi t ter

der posi t iven Atonrueapfe s t e l l t ein periodisches Potent ia l fe ld dar, in dem sich das Elek-

tronengas beeegt. Aus der Quantenmechanik ergibt s ich, daß bef aehreren atomaren gekoppel-

ten Systemen gleicher Energie infolge der Energieresonanz der Energiezustand des Gesant-

systeas aufgespalten « i r d . Besteht der K r i s t a l l aus n-Atoiaen, so wird jeder einzelne Ener-

giezustand der das Gi t te r bildenden Atoae in n nahe benachbarte Niveaus aufgespalten. Die

Grorfäe der Aufspaltung, d.h. die Breite des aus den n Niveaus entstehenden Energiebandes,

I s t dann von den Grad der Kopplung, also von der Austauschwahrscheinlichkeit der Elektro-

nen abhaengig. Niveaus festgebundener Elektronen werden nur wenig aufgespalten (Bandbrei-

t e < 1 ( H 0 eV), locker gebundene Elektronen werden bis zu einigen eV Bandbreite aufgespalten.

Begen der großen Zahl der Gitterbausteine werden die theoretisch diskreten Energieniveaus

zu einen kont inuier l ichen Band verschnolzen (Abb.1). Dadurch » i rd auch die praktisch kon t i -

nuierliche Energiefolge des f re ien Elektrons in ungestoerten K r i s t a l l in fo lge des per iod i -

schen Gi t terpotent ia ls durch Luecken, die sogenannten verbotenen Zonen, unterbrochen und in

voneinander getrennte Energiebaender aufgespalten.

In einen Git ter besteht nun »egen der geometrisch regelsadüigen Anordnung der Atone bzw.

ionen eine raeualiche periodische Siederholung von Potentialsulden- und Bergen. E;n ebenes

l ineares Modell zeigt Abb.2, Die EK-.tronen koennen sich nur in den schraf f ier ten Saendern

aufhal ten. Soll ein elektr ischer Strom f l i eßen , dann raueßten die Elektronen zum Teil ueber

d ie Potentialberge der Atosruenpfe gelangen, eas nach dor klassischen Theorie uniaoeglich

eaere. Die Quantroeechanik besagt aber, da3 die Wahrscheinlichkeit fuer ein Elektron,von

eine i Atoa zum anderen zu gelangen, auch fuer die inneren Niveaus nie 0 sein kann und fuer

d ie aeu!3eren Niveaus sehr hohe Slerte annimmt. Es hat den Anschein, a ls »andere das Elek-

t ron durch die Potentialberge (quantenmechanischer Tunneleffekt).

Besteht dzr K r i s t a l l aus n Atone«, so wird z.B. das s-SIfveau einer beliebigen Schale iaK r i s t a l l in n Niveaus aufgespalten, wobei jedes 2 Elektronen pro Atom aufnehmen kann (• 1/2).Das s-Bana dieser Schale besteht daher aus 2n Elektronen. Analog i s t Jedes p-Band a l t 6 n,jedes d-Band mit 10 n Elektronen besetzt, usw. Diese Theorie der Energiebaender fuehrtdaher zu einer klaren Unterscheidung der Stoffklassen ( Iso la t - ren , Ha lb le i te r , Metal le) ,und zwar durch Betrachtung der re lat iven Lage der Baender der Valenzelektronen.

Das Energiebaendenrodell fuer Alkalihalogenide in speziellen kzv. fucr Isolatoren, die

hauptsaechlich als Basis fuer festkoerperdosiaeter dienen, in allgemeinen, zeigt Abb.3. V\r

sehen, da3 das le tz te ganz besetzte Band, das sogenannte Valenzband^ und das erste unbe-

setzte Band, das sogenannte Lei tfaehigkei tsband, durer, eine verbotene Zone von aehreren eV

-be« Alkalihalogenvden 6 bis 10 eV - getrennt i s t . Es kann also in das Lei tfaehigkei tsband

kein Elektronenuebergang erfolgen, der K r i s t a l l wi rk t als Isolator.

J

Kird der K r i s t a l l ionisierender Strahlung ausgesetzt, kann durch die uebertragena Energie

ein cl-J< iren des Valenzbandes dnishobsn -;erden. Ist die Energie genügend qrai, ua das Elek-

Iron ueber die verbotene Zone in das Lei tfaehigkei tsband zu heben, so spricht raan von

"Ionisat ion". Das r'ahlen eines £1 d< trers in Valenzband wird als Locn bezeichnet. Im Fal le

der loni ;at ion ertstenen sowohl ein freibewegliches Elektron als auch ein f re i bewegliches

Loch, »eiche unabhaengig voneinander durch das Git ter »andern koennen. Diese wandernden

Ladur.gstraeger tragen zur Leit f2enigkeit der Kr is ta l le bei . Die Aenderung der Le i t faehigkai t

bei Bestrahlung kann zur Dosimetrie von ionisierender Strahlung verwendet werden.

Reicht die Energie bei Bestrahlung nicht aus, us das Elektron in das Leitfaehigkeltsband

zu heben, - es er fo lgt keine vollstaendige Ionisation - sondern wird dieses nur bis knapp

unter das Leitfaehigkeitsoand angenoben, so verbleibt es e lekt rostat isch an das korrespon-

dierende Loch in Valenzband gebunden. Dieses Elektron-Loch Paar bezeichnet man a ls "Excl-

ton". Dieses Exciton kann durch ens K r i s t a l l g i t t e r »andern, traegt jedoch zur elektr ischen

Leit faehigkeit nichts bei , da es keine Ladung besi tzt .

Aaorphe BateHalien s ie Glas oder organisches Plastik besitzen kein regulaeres K r i s t a l l -

g i t t e r . Jedoch zeigte föcCubbin 1962 (1) , da3 bei Untersuchung der elektrischen Lei t faehfg-

kei t oder des Verhaltens von Elektronen oder Loecherr., das Energiebiendermodell seine An-

wendung f indet . Organische Festkoerper, wie Anthracen oder Plast ik bezeichnet man auch als

Holekuelkr istal le. Die intermolekulare Sindung fst ziemlich schwach, aber jedes Molekuel

hat eine Anzahl von angeregten Elektronenzustaenden und das Absorptionsspektrum eines or-

ganischen Festkoerpers zeigt verschiedene Äbsorptionsmaxina, die durch Üebergaenge von ver-

schiedenen Schwingungsniveaus des Grundzustandes im ersten angeregten Zustand des Molekuels

herruehren. Auch bei dieser Art von Festkoerpern gibt jede Aenderung bedingt durch den Ein-

fang von Elektronen, bechern oder Excitonen bei Bestrahlung Anlaß zu neuen optischen Ab-

sorptionsbanden.

Die bei Bestrahlung entstandenen Elektronen und Loecher landern durch den K r i s t a l l und l a -

gern sich an Fehlste l len, Zwischengitterionen oder an als Haf ts te l len wirkende Verunreini-

gungen entsprechender Polarl taet an {Abb.3). Das einfachste dieser so entstandenen Farb-

zentren i s t das sogenannte F-Zentrum, das aus einer Anionenleerstel le, die entweder schon

In Kr i s ta l l vorhanden is t oder erst bei Bestrahlung entsteht, und einen von dieser einge-

fangenen Elektron besteht [ 2 ] , Man spr icht dabei von einen Elektroneneinfangzentrum. Wird

ein Loch von einer Haftste l le eingefangen, so spricht man von einem Loche!nfangZentrum, Die-

se so entstandenen Zentren absorbieren Licht bestimmter WeUenlaenge und daher erscheinen

die vorher farblosen Kr is ta l le oder Glaeser nach der Bestrahlung verfaerbt.

Aus der einfachen Glockenfora der Absorptionsbanden schloß Smakula [ 3 ] , daß sich die ab-

sorbiorenden Zentren entsprechend der klassischen Dispersionsthearie wie gedaeupfie Osz i l la -

toren verhalten. Aus gesessenen Absorptlonskoeffizienten und Halb-JErtsbreite der Bande kann

•an auf Grund der Smakula-Gleichung die Anzahl der Zentren bestimmen:

* • lJ. l ( L - ! f i0-18f.N0

BaX 9 pc I n °

Da die Zentrenanzahl abhaengig von der im Kristall absorbierten Energie Is t , kann oan dieAenderung der optischen Absorption bei Bestrahlung zur Dosimetrie verwenden. Voraussetzungdafuer is t , daß die Anzahl der pro absorbierten rad erzeugten Farbzentren konstant bleibtund die EntkoasBahrscheinlichkeit der Ladungstraeger aus den Haftstellen sehr klein Ist .

Neben der Aenderung der optischen Absorption bei bestrahlten Festkoerparn »ird auch die"Luainlszenz1, die ebenfalls von der Anzahl der gebildeten Zentren und daalt von der absor-bierten Dosis abhaengig is t , zur Dosimetrie versendet. Unter Luniniszenz versteht aan dabei

- 25 -

die Erscheinungen der Fluoreszenz und der Phosphoreszenz, d.h. jede Lichtemission von Fest-

koerpern als Folge vorheriger Bestrahlung. Diese beiden Erscheinungen werden heute im Gegen-

satz gegen frueher, so man den Unterschied in der Dauer der Lichteaission sah, nach ihrea

Mechanismus unterschieden. Er fo lgt der die Lichtenission beeirkendc Elektronensprunj d i rekt

von de-a durch die Strahlungsabsorption erreichten angeregten Energiezustand aus, so spr icht

man von Fluoreszenz. Geht das durch die Absorption angeregte bzw. abgetrennte Elektron zwi-

schen dem Absorptions- und den Emissionsakt in einen metastabilen Zustand ueber oder wird

es von einer Haf ts te l le eingefangen, aus der es dann nach nehr oder weniger langer Zeit in

den Ausgangszustand fuer den Emissionssprung gelangt, so spricht man von Phosphoreszenz.

Physikal isch l i eg t also der Phosphoreszenz eine Speicherung der absorbierten Energie zugrun

de.

Die m i t t l e re AufenthaHszeit eines Elektrons in einer Haftstel le i s t gegeben durch:

l -s e

E - Haf t t ie fe in eV

k » Boltzniannkonstante

T - Umgebungstemperatur „ _

s » Konstante abhaengig vom K r i s t a l l : bei lonenkr is ta l len KL ~

bei organ.Plast ik 10 *

Fuer eine Haf t t ie fe von 0,5 eV ergibt sich bei RT fuer lonenkr istal le ein £"von 100 sec.

Be! Bestrahlung mit UV*Licht koennen sich abhaengig vom Material und den Dotierungen, also

in Abhaengigkeit von der Tiefe der Haftstel len und deren Lage ira Gi t ter die Lum'neszenz-

eigenschaften aendern. I s t eine verstaerkte Fluoreszenz die Folge, so spr icht man von Radio-

photo luiaineszenz. Is t eine Abnahme bei UV-angeregter Lumineszenz fes tzus te l len , so kann nan

die Verminderung dieser Photolunineszenz zur Bestiuisung der absorbierten Dosts verwenden.

Diese Abnahme kann man der Bildung von neuen Verunreinigungszentren bei 8estrahlung, die die

LumJneszsnzausbeute verr ingern, zuschreiben.

f i i rd die Temperatur des Festkoerpers, in dem durch die Bestrahlung bedingt Elektronen in

Haftniveaus gehoben wurden, erhoeht, so werden die Elektronen ajs den Haftstel len auf Ni -

veaus gehaben, von denen unter Abgabe von Strahlung ein erlaubter Uebergang auf den Crund-

zustand erfolgen kann. Wird sichtbares Licht e m i t t i e r t , so spricht nan von ThernoluTines-

zenz ( r i ch t iger von Radiothennoluaineszenz). Die tota le Lichtausbeute i s t proportional der

aus den Haftstel len entfernten Elek' jnen (oder Loechern) und damit ein Maß fuer die absor-

b ie r t e Strahlungsdosis.

Zur Messung der absorbierten Dosis i s t zu sagen, daO eine Kalibrierung der Festkoerperdosi-

seter in einen bekannten Strahlungsfeld notwendig f s t .

L i te ra tu r

[ 1 ] IScCubbin, «. L., Trans. Faraday Soc. 58, 2307 (1952)

[ 2 ] Schulsan, } . h . , Corapton, H.D., Color Centers in Solids, Pergaraon Press (1953)

[ 3 ] Saakula, A, Z.Physik 59, 603 (1930)

\S\ A t t i x , F.H., Roesch, B.C., R a d i a l i s Dosinetry I I , Acadeaic Press ( '966), 241 pp

(FoBler, J . r . , A t t i x , F.H.).

[ 5 ] Schulman, J .H. , K l i ck , C.C., Rabin, H., Nucleonics 13, 30 (1955)

- 26

[ 6 ] Taimuty, S. I . , Glass, R.A., Deaver, B.S., Proc.2nd Intern. Conf, Peaceful Uses Atonic

Energy, Oeneva 1958, Vol. 21, 204.

[ 7 ] ßishay, A.M., Phys.Chen.Glasses 2, 33 (1961)

[ 8 ] Boag, J.W., Dolphin, G.«., Rotblat, J . f Radiation Res. 9, 589 (1958)

[ 9 ] Hrr is , K.K., Pr ice, U.E., Intern.J.Appi.Radiat ion Isotopes 1 1 , 114 (1961)

[10] Artandi, C., Stonehi l l , A.A., Nucleonics 15 (5) , 118 (1958)

[11] Fowler, J . F . , Day, M.J., Nucleonics 13 (12) 52 (1955)

[12] Kuegler, J . , Scharmann, A., Atomkernenergie 4, 23 (1958)

[13] Oster, 6 . , Broyde, B. Nature 184, 545 (1959)

[14] Potsaid, M.S., I r i e , G.. Radiology 77, 61 (1951)

[15] Taplin, G.V., Hai i n , K., Radiation Res. 14, 510 (1961)

[16] Day, K .J . , Ste in, G., Nature 166, 14Q (1951)

[17] Henley, E.J. , Richman, D., Anal.Chen. 28, 1530 (1956)

[18] Schulman, J . H . , Ginther, R.J., K l i ck , C.C., Alger, R.S., Levy, R.A., J.Appl.Phys.22, 1479 (1951)

[19] Mal sky, S .J . , Ana to , CG. , Reid, C.B., Spreckels, C , Maddalone, . . . An.J.Roentgenol.,Radius Therapy f iud. Med. 85, 568 (1961J

[20] Yokota, R., Nakajina, S., Sakai, E., Health Phys. 5, 219 (1961)

[ 2 i ] Attfx, F.H., Nucleonics 17 (10) 60 (1959)

[22] Kossel, » . , Mayer V., Wolf, H.C., Naturwissenschaften 4 1 , 209 (1954)

[23] Ginther, R.J . , J.Electrochem.Soc. 101 , 248 (1954)

[24] Schuhan, J . H . , A t t i x , F.H., West, E .J . , Ginther, R.J. , Rev.Sci l n s t r . 3 1 , 1263 (1960)

[25] Cameron, J.R., Daniels, F., Johnson, H., Kenney, G.N., Science 134, 333 (1961}

[26] Barrone, H.J., A t t i x , F.H., Health Phys. 10, 431 (1964)

- 27 -

Tabelle 1 : Festkoerper, die in der Dosimetrie Anuendung finden

Art der erzeugtenZentren

1 . Zentren bleiben beider Messung erhalten

2. Zentren werden durchdie Messung zerstoert

gemessene Parameter

A. Verfaerbung

B. Radiophotoluralnes-zenz

C.Abnehmende Lurcines-2 e n z *_

D. Elektronenspin-resonanz

A. Thermolumineszenz

Material

1 . Glas2. Plastik3. gefaerbtes

Plastik

Phosphatglas

Anthrazen

Alanin

1. CaSO : Hn2. CaF2 : Mn3. LlF

Bereich (rad)

10*

10

<10

10*

10

C!0<10<10

l > 1 0 7

- > 1 0 7

- 107

- > 1 0 7

- 10*

- 1 04

B. Infrarot-angereg-te Lumineszenz SrS: Eu, Sra io

Tabelle 2: Verfaerbung von Glas

Glasart Bereich fuer Dl-abhaengigy-Strahlen bis (R/sec)(Roentgen)

Fading nach24 h [%) Bemerkungen Literatur

Silber-Phosphat 5.103-2.105

WisiButh-Blei-Borat

10

Kobalt-Bor- _ - -S i l i ka t F-0621 10-2.10 10

i. q ?10 - 10 2,8.10

8 - 1 9 Fading durch vorher- Schuliangehendes Ausheizen et a l .bei 130°C zu ver- [5]ringern

1 - 2

vernachlaessig-bar fuer 106R

Tainiuty etal. [6]

Bishay [7 ]

Tabelle 3: Verfaerbung in Plastik

Material

UV-Absorption in Plastik

Pα lymeihy Imethacry lat

Polyvinylvinylfdene

Polyvinylchlorid

Polystyrene

Polyethylenterephthalal

Zelluloseazetat

Gefaerbtes Plastik:

Methylenblau in PVA

Methylgel in CCl^

Tetrazoliumblau In PVA

Perspexrot 400

Gefaerbtes Zellophan

Bereich fuery-Strahlen(Roentgen)

105

7.104 ,

5.105 .

1 0 6 .

5 . 1 0 6 .

1 0 7 .

1 -

5.102 .

5.103 .

1 C 5 .

5.105 -

- 3.1 C5

- 107

. 6.106

- 2.108

. 109

. 109

. 100

• 4.103

. 5.106

. 106

107

OL-abhaengig

bis (R/sec)

3.108

3.102

-

-

stark ab-

haengig

-

103R/h

-

-

-

:o5

Aenderung der 00nach 24 h in %

5

nach 100 d

Faktor 2 nach 3d

502 Fading in 4d

kein Fading bei

duonnen Fol ten

g er i ng

-

-

stabi l

5 %

stabi l

Bemerkungen

Peak bei 292 nra in kaeufl i-ehen Material vorhanden undverwendbar

Gebraeuchlich in duennenFi lmen

Mechanische Festigkeit auchbei hohen Dosen

Literatur-Stelle

Boag et al [ a ]

Harris und Price[9]

Artandi und Stonehill

[10]

Fowl er und Day [11]

Dosisleistungsabhaengigkeit kann _ßoag et al [8 ]bei unbekannter öestrahlungszeitkorr ;g ier t werden

Schwer herstellbar

Empfindlich gegen UV undTag es 1 i ch t

sehr gebraeuchlich

sehr gebraeuchlich

sehr gebraeuchlich

Kueglsr und Scharman [

Oster und Sroyde [1 3]

Potsaid und i r i e [14]

Taplin und Hai in [15]

Day und Stein [16]

Henley und Richman[i7]

Lrtn »I.. --1 i

- 29 .

Tabelle '»: Lumineszenz-Systeme

Sysiem und Material Bereich fuery-Strahlen(Roentgen)

Bemerkungen Literatur

Zentren bleiben bef derMessung erhalten

Radiophotoluiaineszenz

Silberphosphatglas:

High Z-Glas

LOB Z-Glas

8-Li Low Z-Glas

Abnehmende Lumineszenz

Anthrazen

Zentren werden durch die

Messung zcrstoert

Thermoluiiiines7enz

CaS04: Bn

CaF2: Mn

synthet.Pulver

100 mg in Vakuum

LiF Pulver

10 - 10 5

10 . 105

io-2-io4

5.10 5 - 10 7

10 3 - 105

(2CμR • 50 %)

1 -3.105

103.3.105

IQ"1- 105

alt • 6 % Fehler repro-duzierbar

Metallische Abschirmungreduziert die Energieab-haengigkeit

3 % Fading in 100 h

empfindlichstes System

großer Erapfindlichkeits-bereich

Fading 5 %/a

Schulnan et a l [ i 8 ]

Malsky et a l [ i 9 ]

Yokota et al [20]

Att ix [21]

Kossei et al [22]

Ginther, Schulmanet al [23, 24]

Cameron et al[25Jlilarrone und A t t l x [ 2 o ]

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oe

- 31 -

Lei tfaehigkei tsband

} Excitonenband

Exciton

Valenzband

andere verbotene und aufgefuellieBaender

Abb. 3

- 32 -

L A ' . G ü ; I C : 3 A J i :.;•• r i . ' I T - E T I " r > " [ H I < : E

Gertrud <ECK

Ins t i t u t fuer "eJizinischa Physik cor T ieraer i tücnsn Hochschjlc

1. Einleitung

[ine Uefaer-.3chi.-ng der lan-Jibig-n , l aJ i ; aU iv i Uet is Hccngt i i r ; ' : i s t notwendig. Die in den

Hoeher,lagen nr'mitenen 'Vwerta ergaenzsn Jas in Flachland adaptierte Uebersachungsnetz. Oar-

uefcerhW'js i s t ;as Kochgetärge Labensraur. v:n ' ^ t z t i ' ^ E i , d>e :n's "ahrung ins Venschen s i -

chern. In cen „'cstliche.i Eunj=slaenuern Oesterreichs werben fast 5G % der Sinder gealpt , so-

da?, die Koeg 1 i e t ke i t von Siocykien nicht au?er acht gelassen werden darf. Das I n s t i t u t fuer

t r ed i z i n i ^R Hriysik der l iwa i - rz t l i chen Hochschule in ?'en teschaef t ig t sich se i t einigen

Jahren i i t der Sessurg der langlebigen Radioaktivitaet in Hochgebirge.

Unsere Staticncn und Aufgabenstellungen uaren:

1:59 - 1952 h lK - s i se Kassung der langlebigen S-Aktivi taet der Luft auf dsa Jungfraujoch,

Schweiz, 35W O;

ab NoveabcT 1502 "sssung der langlebigen ß-A'-: t i vi taet der Luft auf der Bergstation "NaiSsee"

23't3 R, Land Salzburg;

ab Juni 1953 Vergleichsnessungen zwischen per ßsrgstation "Weißsee" und der Talstat ion

"Schneiderau" 1041 a (7,5 kn Horizontalentfernung).

19G1 - 1965 fal lweise Bestinaung der Cs-137-Aktivitaet der Niederschlaege der Hochgebirgs-

l u f t ;

ab Dflzeaber 1005 Schaetzung der Cs-137-Aktivitaet der 'iiederschlaege auf der Bergstation

"h'eiGsee-Rudolfshueite".

2. li'eßaethoden

Bei al len Kessungen werden die Proben im Hochgebirge gesanaelt und in '.Vien ia Laboratoriuni

ausgewertet. Die kont inuier l iche Sanalung von Proben i s t in Hochgebirge ungleich schwieriger

als in Flachland, vor allem dann, wenn der f inanz ie l le Aufwand nicht zu groß sein darf. Die

extremen '.littcruncsverhaeltnisse s te l len an die Geraete grc'Se Anforderungen. Abb.1 zeigt z.

B. die Ansjugejeffnung des Staubprobensamlers bei eines Schneestura. Kan erkennt, daß es

unsoeg 1 ieh, i s t , eine vollautomatisch funktionierende Apparatur in Hochgebirge ohne Aufsicht

zu betreiben; nan suerde kaur v e r l ä ß l i c h e i.'erte erhalten. 7ur Bedienung d t r Apparaturen mues-

sen daher l.sicn herangezogen «erden, die staendig a=3 Me'-.ort «ohnen. Sie nuessan gegebenen-

fa l l s von „icn aus "ferngesttjort11 sieroen koennen.

In Laufe rier Jahrs haben wir eine läethodik sn t - ieke l t , die - aii?.er einigen nicht zu vernei-denden «uif- iaüen - gut funkt ionier t .

ii

2 . 1 . Messung dr-r L u f t a k t i v i t a e t ]

K i t t e l s e iner >Dr i e-Vakuu.-poip? (Typ L 1 0 mit zusaetz l icher Schmierung) w i rd 24 Stunden lang j

Luf t iurch d n F i l t e r gei.iL-;t ( / 50 s s ) . Be'onJers gusnst ig *e(jei ger inger Feur .h t igke f tsau f - j

nahie bei '.eb-1 ; i n j die 'i-:^r , i f i 1 k r Af iCG, die a l l e r d i n g s t=. jcr s ind , » i r r e i c h e r n daher ''i

j e t z t auf F j - i - r f i He r »n.itr.m 5Q1 an, wucrJer. aDer i n Zei ten s t?erkere r A k ü v i t a e t wieder j

'Vc-sbranfi lter v.-.r-«ndBn. 3i» Lu t i n enge e i r d r i t t e i s einer Gasuhr (Trockenhochlu is tungsgas- 1

g e n i e r Typ .-;, .j=r Fj .Car.uMj .'G, . i f ;n ] be^ t i—. t ; der > u c ' - , >n;cr de?, die Lu f t i n der Gasuhr ]

s teh t , wird i t riineü ' ' dn ; : - : t ; r >.,-essen, sod,~ d ie durch d i s F i l t e r g e s ^ t a Luf tsengs a ls

- 33 -

Die Ermittlung der langlebigen G-Akt ivi taet der F i l i e r er fo lgt in ; . ien, 120 Stunden nach

der Beendigung der Probenahme, mi t te ls eines Geiger-En5iensierzae;ilrohres in der ueblicnen

Heise. Das Zaehlrohr wurde mit eine? K-40-Eichpraeparat geeicht. Di- Tages*erte der lang -

lebigen ß-Akt iv i taet in pCi/kg Luft werden nach der Forael : I.E. 76O/("'.p.d.) bestimmt,

«obei I die um den Lserwert verminderte lapulszahl je " inute, V das gemessene Luftvoluaen

in B , p den K i t t e l w i r t des Druckes in der Gasuhr und d die Dichte der Luft bei dar m i t t -

leren Teaperatur des S'eßiages bedeutet. Der Eichfaktor E i s t der Unrechnungsfaktor von Im-

pulsen je Kinute in pCi und betraegt bei der verwendeten Anordnung E - 1,33 pCi/ lsp.min.

Als Kontrol l versuch »urden zunaechst z*ei g le ichar t ige Ansaugeapparaturen as gleichen Kd?ort

15 Tage lang para l le l betrieben. Die jewei ls s rn i t t e l t en Tageswsrte der langlebigen ß-Akt i -

v i t ao t d i f f e r ie r ten in M i t t e l bei dieser Versuchsreihe um etwa 1 % des Ke3wertes.

Je eine Saugapparatur Kurde dann in der Talstat ion "Schneiderau" 1C41 n und in der Berg-s ta t ion "Heißsee" 2343 ei au fgeste l l t . Die Ansaugeoeffnung des dea F i l t e r vorgeschaltetenSchlauches i s t jeweils 2 ia ueber den Boden angebracht.

Die beiden Probensarwler werden von Sundesbahnbediensteten betreut; auf de« Keißsee von den

Bedienungspersonal der Seilbahnbergstation, in der Talstation vom Personal des Kraftwerkes

Schneiderau.

Die F i l t e r werden taegl ich ur 7 Uhr frueh gewechselt, das beaufschlagte F i l t e r wird in

Cellophansaeckchen gegeben, die entsprechenden Daten werden von de?i Beobachter auf einer

von uns angefertigten Karteikarte vermerkt, F i l t e r und Karteikarte in ein vorbereitetes,

adressiertes und f rank ie r tes Kuvert gegeben und sofor t abgeschickt. Wir erhalten die F i l -

te r fast 5 um er vor Ablauf der 5-taegigen Abkl ingzei t .

2.2. Samalung der Niederschlagsprcben

In Dezember 1965 erweiterten wir das Progranun auf eine Schaetzung des Cs-137-Gehaltes der

Niederschlaege in der Bergstation «eißsee-Rudolfshuette.

Die Hiederschlaege werden in einea von uns entwickelten Auffangbehaalier gesammelt. Der

AuffangbehaeVts.- besteht aus den Gehaeuse eines Kuehlschrankes, dessen Decke durch einen

mit Kunststoff uebsrzogenen Ke ia l l t r i ch te r .i.it einer Auffangflasche von C,17 in' ersetzt

wurde. Der Auffangtr ichter wird durch einen in Lafrage-Ze.nent gebetteten Heizdraht stets

auf solchen Temperaturen genaltsn, aaT- der auffal lende Schnee sofor t schmilzt. Sie Heizung

wird von einem 3 Stufen-Transforaab" gespeist , dessen Kaximalspannung aus Sicherheits-

gruenden nur 50 Volt betraegt. Die opticiale Heizleistung is t 150 sat t , ^sr Niederschlag

r i n n t in eine in Schrank stehende Plast ik f lasche (10 1) und wird dort cesaBB-.eit. Die Plas-

t ik f laschen werden mindestens einaal in Yonat gewechselt und in einer entsprechenden Trans-

portvorr ichtung mit der Bahn nach *ien geschickt. Diese Samuel Vorrichtung erwies sich a ls

einfach und so betr iebssicher, daß s i t auch bei den in Hochgebirge herrschenden K I t t s -

rungsverhaeltnissen von Hilfspersonal oetreut werden kann.

Die Hasserproben »erden sonat l ich nach '».'ien gesandt ind hier ausgewertet. Zur Schaetzung

der Cs-137-Gehaltes des 'h'ederjchlaQes werden die -.asserproben e ingezapf t und mit einen

Vielkanalanalysator rja*.TiasDel<tr;>s'<opiert. Dia f:»ito>erte dieser Inpulszanlsn in Cs-137

Peak-Bereich lerden n j ; h einer Standard-EiCiikuf-ve ausgesertet.

1 3. w2?crje':rMsr.s ur.: Dis^ussirn

Die Auswertung der in Hochgebirge gesannelten Proben gibt die u-jblichen Tageswerte der

langlebigen Akt iv ! taet o n Lu't unj '. ie.;erschlag. Von besün:ere^ i r tc reSie s in j i'\ i Erg

' " j •" •, - ! . : - • . ' - . t iv i t : .s i :r~ L>J": i " ; . i z -e i vdr-

i - , :%ri::~"..": i ; ' " . " : r n u n j 7 , : '•'-} ^ ' L b . 2 ) :

J ; r L l s ta i i s -n unj ir. osr Eü-~ t5un1. J!3 iC.'u :-.'''..r}ii :er L i e f e r t e vcri;:u?;?-3Jötcn3 syncon;

2. Ueber la-.-ngare Beocachtuncspericden gebildete ' • ' i t te lver te »rieben *usr die Bergstation

i-scer eine nohere AVtivi::-.;- ,-.ls in d-.--- I.; ] - ta t ion. Aus 23? !>cD=n OSP J-hre 1963 unj 1 ^£4

«urae ein.» mi t t le re lv>y.î iy langhbic^n Ö-:,'-• t i v i t a e t der Luft ua ZI £ fuer eina Hoehen-

differenz van 1307 s Derschnet, aus 352 /ergleichsproben der Jahre 1 955 und 1 9«ö eins n i i t t -

lare Zunahas von 41 L

3. nie eina stat ist ische Analyse der 'iält-ri-i ze ig t , wirJ diese ir'naar.ung weniger durch s i -

ne gleicfis3&T'ige Zunahme der A'Kt?vitast a i t der Hoehfl bdv i rk t , als durch das fa11i»eise

Auftreten wesentlich groeVerer 4kt iv i taeten in der ßsrgs ta t i in .

k. Diese fendc-ru war besonders stark nach den chinesischen Kernwaffenversuchen; heiße Te i l -

chen waren stets zuerst in der Bergstalion nachzuweisen (Abb.3).

In Deutschland (OOR) wurden aehnlichs V.erij 1 eichsêssijrc;an von Reiter (4) durchgefuehrt, die

asnnlicne trg^'cnisss brdcr.ten, Lei ter könntj z,B. die KsrnspaltarodiAtscftvaJe des 3.S=hjra-

versuches in der Hoehsnstation «ank 1782 u nachseisen, »aehrend sie von den Bodenstationen

nicht erfaßt ssrden konnte, [ r s ieht in Sperrschichten i^ 'iivaau unter etâ 2000 in, die im

ü'int'jr, Frutii]nhr und Herbst ssnr haeufiy vor'« wen, • j i 2 U-iacTe d^fusr, da3 kontarciniertä

Aerosole die Tal lagen nicht erreichen, zumindest dann ni- . i i t , «ann der Zustrom des Aerosols

nicht langer als einige Tage andauert.

Oie praktische Folgerung aus den Vsrgleichsmessungen der langlebigen Ak t i v i t as t i s t daher:

eine kont inuier l iche Ueber-vachung der langlebigen Radioakt iv i taet im Hochgebirge fs t eine

unerlaeSliche Ergaenzung des in Flachland adoptierten üeberwachungsnetzes.

Zahlreiche Ki taruei tsr und Helfer sind an diesen Sla?reihen b e t e i l i g t . Ich raoechte ihnen

hier herzl ich danken:

Herr Dr.»1. Krocza, Sundesanstalt fuer VirusS5uchenbekae.-pfung bei Haustieren, Wien,

Harr Dip l . Ing.K.Kuester, Ins t i tu t fuer "edizinische Physik, Tieraerztl.Hoch'schule, Sien

Herr R.Kaiser, ehemals Ins t i tu t fuer .Vedizinischs Physik der Tieraerztl.Hochschule Äien

Herr Dr.Arai Zwi Nathan, Ins t i tu t fuer Medizinische Physik der Tieraerztl.Hochschule Wien

Herr Slupetzky, Geographisches Ins t i t u t der üniversitaet Salzburg und äleißsee-Rudolfshuette

Die Herren der Seilbahnbergstation SeiPsee unter der Leitung von Herrn K e i l .

Die Herren ücs Kraftwerkes Schneiderau unter dsr Leitung von Herrn Ing.Krusch,

Die Herrer, dor Rudolfshuette.

Literatur

[ i ] Keck, G. und Kathan, A.Z.: Dia Naturwissenschaften 14: 332 (1964)

[Z j Keck, G.: kiener Tierarztl iche tfontasschrift 1 1 : 967 (1QG5)

[3J Ksck, G., Krocza, '«., Kuester 55., und Kaiser, R.: S/iensr Tieraerzt l icha Monatsschrift4: 237 (1987)

LM Seiter, R.: Felder, Stroerae und Aerosole in der unteren Troposphaers. Dr. Dietr ich

Steinkopff Verlag, Dr.nstadt, 1954.

- 35 -

Abb. 1 ; Afis2'.<goeffnang des Siaubprobansasslers bei Schneesturm

A_-|-«-.V- •--'»

Abb. 2

- 36

5 -3 rs :'• j ; 1 's V •/ i; Ä

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ili. 3 Ta^tswi-s le dur innijleliL'i-ii ric.i.iDil-l'i'lii-AUIivilfil ilcr I.uft.in Id " u Ci;t3.iin

•1

37 .

RADfCAKTI VI TAETSUNTERSUCHUNGEH DER FIR'IRUECKUGEN EINES OETZTALERGLETSCHERS

iAStSACH und H.EIS*,'ERPhysikalisches I ns t i t u t der Universitaet

Innsbruck

Die bere i ts 1963 auf den Kesselsandferner in den Oetztaler Alpen begonnenen Untersuchungenueber das Vorkommen und die Verteilung radioakt iver Spaltprodukte in Gletscherf irn wurdenzunaechst rait der Zielsetzung durchgefuerht, Datierungen der Firnruecklagen vorzunehnen.

Sehr a l t e Eisproben koennen nach der bekannten C-14-föethode durch Anwendung des rad iuakt i -ven Zerfallsgesetzes da t i e r t werden. Sei juengeren Firn3blagerungen muessen aber (luklidee i t einer sehr v ie l kuerzeren Halbwertszeit verwendet werden. So »urden am Kessel&andfer-ner z.B. Altersbestimmungen mit Pb-210 (Halbwertszeit ca. 20 Jahre) und an Zungeneis desHintereisferners i i t Si-32 (Halbwertszeit ca. 500 Jahre) vorgenonnen. Auch die Halbwerts-ze i t von Trit ium mit ca. 12 Jahren wuerde sich fuer die Datierung juengerer Firnschichtengut eignen, aber diese letztgenannte Methode versagt vollkommen, »e i l der Tritiumgehalt derAtiiiosphaere und des Niederschlages durch die thermonuklearen Bombentests ganz wesentlichbeeinf lußt wurde und auf ein Vielfaches des urspruenglich vorhandenen natuerlichen Tritiura-pegels angestiegen i s t . Durch den atnosphaerischen Fallout kommen aber auch verschiedeneSpaltprodukte mit dem Niederschlag in die Firnruecklagen der Gletscher, so da3 es nahelie-gend aar, durch deren Untersuchung Datierungen von Firnschichten vorzunehmen. Die Datierungs-aethode beruht darauf, die charakteristischen Aenderungen der Spaltproduktakt iv i taet desFirns, bestimmten Perioden von thermonuklearen Borabentests zuzuordnen.

Un fes tzus te l len , ob eine solche Datierungsmethode brauchbare Ergebnisse l i e f e r t , nußtenRadioaktivitaetsuniersuchungen an Firnproben bekannten Alters vorgenommen werden. IΒ Akku-nulaktionsgebiet des Kesselwandferners ( i n 2340 a Seehoehe) wurde im Sommer 1963 ein 20 nt f e f e r , senkrechter Schacht von 2 a Durchmesser gegraben und g l e i c h z e i t i g etua 50 cm h i n -t e r der Schachtwand mit einen Kernbohrer eine kont inu ier l iche Folge von F i rn- und Eis-proben in ver t ika ler Richtung entnommen. Bei einer solchen Probenentnahme i s t anzunehmen,daß die Vert ikal Verteilung der radioaktiven Spaltprodukte in den Firnruecklagen noch weit-gehend ungestoert von aeuQeren Einfluessen angetroffen wird. Diese Voraussetzung iaere nichte r f u e l l t fuer die »esent l ich einfacheren Probensammlungen an Spaltenraendern, weil dortdurch den Z u t r i t t von Luft und Niederschlaegen sowie von Schmelzwasser, das entlang derSpaltensand abfließen und in die ver" -.hiedenen Firnschichten eindringen kann, starke Ver-aenderungen der RadloaktUf taet des Firns zu erearten sind.

Die einzelnen Jahresruecklagen konnten durch Dichtemessungen des F i rns , durch Untersuchungvon Staubablagerungen, welche Schautzschichten zur Folge haben, und durch PoUenuntcrsu-chungen ausgehend von der obersten Schichte bis zur Jahresschichte 1950/51 in 18,50 a l i e -f e eindeutig da t ie r t »erden, wodurch eine Eichskala fuer die Akt iv i taetswerte des Firnsin Abhaengigkeit von der Tiefe aufgeste l l t werden konnte.

Von den Proben arurden die Gesamt-Beta-Aktivitaet und der Tri tiumg ehalt gemessen, ueiterswurden von a l len Proben Gammaspektren aufgenommen. Aus dita^n Spektren konnte die Cs-137-U n i e quant i ta t iv ausgewertet werden. Die Ergebnisse sind aus der Abb. 1 e rs ich t l i ch .

Die Ak t i v i tae t der Firnproben is t in einer Ze i t - bze. Tiefenskala darges ts l l t . BesondereHerknale sind die hohe Gesamt-Beta-Aktivitaet der damals juengsten Jahresschicht 1962/63und der starke Akt iv i taetsanst ieg au Sonmerhorizont 1961. Bekanntlich wurde von 1959 biszun Herbst 1961 ein BoitbenteststoppabkoKoen eingehalten, sodurch eine Aktivl taetsluecke

- 38 -

:.. 'scheint. :\- r e l K i v -,:*: 2 . ; : : t - » - : U - ^ t i v i i - i E l der r i m ;c!n c.itön, d i : in IV-bst 1 -.J

. ' - ^ i : = , - t »•-•.-'ei, is t auf -:"r:c:'rur.;-.ne3 ak t i vi b i t : re i ches Schreizusscr zc.-'j^krufuc-h-

r"T *i'e durch .' -c lcrd jena-c-c L'itcrs'jcr.ur.gsn ft;tg.'.stül H «erdsr. konnte. DouHich i s t

l i ; , ' ;i , t i v i ts 'u ' . ' j ' 1 - . ' - ' ! •-• : ^ i r n -!:s Teststopps jcber da». So-inü-rhorizont 1059 ny^cpraegt .

'. 'nbrnVo -ies ' T W T : tc-3 Y.~.~- stc- :gt die A k t i v i h e t nieder an ur.c erreicht einen Joitzen-

<»rt in Jen Abbgorur.jen aus dei Früh jahr 1 ÖJ'.. Sie i s t auf die ersten gro'?en theriao-

m-klearan Boibentestscrien ziirue:'<zu*uehren.

In der selben -'.bbilJung is t die Cs-127-ikt iv i t - iet der untersuchten firnproben in anderen

t irihei ten d a r y ^ t e l ! t. Fuer der, vorliegenden -Bericht sind nur die Relativwerte- und

-jchaankungen von Eedautung. Efacrkenssert i s t die gute Ueberüinstinciung der Maxiaa und

"\n\7.i der Gä3j-t-?5ta-4tkvitaet, r-'nd der Cs-137-Aktiv!tact des Firns in den unteren

Schichten. Ferner i s t die Aktiv!taetsluecke zwischen 1959 und 1961 fuer die Cs-'<urve deut-

l ich ausgepraegt. Oie hahe Gesa^it-Beta-Akttvitnet in der juengsten Schicht 1982/63 ia Ver-

gleich zur geringen Cs-Aktivi taet b'i?,t sich zun Teil aus dei Unstand erklaeren, da3 sich

hier fuur die Gesa-t-Beta-Aktivitaet noch kurzlebige Spaltprodukte bemerkbar machen kosn-

nen, die in aelteren Schichten schon abgeklungen sind und daß vor allem Aus»ascheffekte

durch Schneizsass'ir le icht »asssflossl fche Spaltprodukte noch nicht verschleppt haben.

Ein achnliches P ro f i l hat sich auch aus den Untersuchungen ueber den Tr i t i uugeh i l l der

Firnproben ergeben (Abb.?).

Kit de;.i Auffinden dieser Akt iv ! tae tspro f i le «urden die Erwartungen bestaet igt , daß eina

Datierung der Firnruecklagen eines Gletschers durch Erkennen charakter ist ischer Var ia t io -

nen der Spaltproduktaktivitaet ues Firns moeglich i s t , obwohl durch den Einfluß des Schmelz-

«assers starke Veraenderungen in Ak t i v i tae tsp ro f i l der Firnschichten zu ermartan sind.

'leben der Festlegung von Bozugshorizonten zur Datierung von Firnschichten koennen aber

aus der Verteilung dor Saaltprodckte wertvol le Aussagen bei lokalen stratigraphischen Stu-

d'en und bei Untersuchungen der chemischen Austauschprozesse zwischen den verschiedenen

Firnschichten eines tenperferten Gletschers gemacht «erden.

In den folgenden Jahren »urden in verschiedenen Hoehenlagen des Kessalwandferners weiterevert ikale Flrnschaechte gegraben, ua die lokale Verteilung der Spaltprodukte in den e in -zelnen Vert ika lprof i len zu untersuchen und Studien ueber die Feinstruktur der r ad ioak t i -ven Schichtung vorzunehmen. In diesen Schlechten »urden die Jahresruecklagen bis vor 1960erfaßt, so daß die interessantesten Variationen der Spaltproduktakt iv i taet noch fes tzu-stel len waren. Bisher liegen darueber folgende Ergebnisse vor:

1- Die Jahresa i t te l ie r te der Gesaut-Beta-Aktivitaet aus al len Schlechten zeigen einen An-stieg von der untersten Jahresrucklage 1950/61 gegen die Jahrcsschichte 1963/6^. In denFirnschichten oberhalb des SoMcrhcrizantes 1 S5<i i s t ein Abklingen der Aktivi taet f es t -zustellen. Die M » er to aus den einzelnen Schaechtcn weisen aber innerhalb derselben Jah-resrueckiage starke Unterschiede auf. Diese sind auf lokale Verschiedenheiten in den Akku-nulations- und Abbtionsbedingungen und im Schcieizaasserfliß, sosvie auf die lokalen Schicht-bed'ngungene s ie bsispiehseise den Sc'rautzgehalt, zurueckzufuehren. Durch den Schnelzsas-serc inf l iß koennen le icht uasserloesliche Spaltprodukteverbindungen in t iefer! iegendeSchichten verschleppt werden, anders Spaltproduktverbindungen serden dagegen durch Ad-sorptionsvargaenge besonders in .Schmutzschichten festgehalten. Auch Rekr is ta l l i sa t ions-vorgaenge des Fi rns, die eine chemische Fraktionierung verursachen, koennen eine Rolle beider Bildung der Feinstruktur eines Sadioakt iv i taetsprof i les spielen. Untersuchungen zurKlaerung dieser noch offenen Fragen sind in Gange.

Trot: dflr lokal stark verschiedenen Vert ikalverte i lung der Spaltprodukte sind aber tu Mi t -te l charakteristische Akt iv i taetsvariat ionen ausgeprägt, ganz besonders der Ak t i v i tae ts -

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ans t i eg in der Jahresruec1-;"läge 1 9o':/02 gcjtn-.icLcr der darunter ! k g enden J j i i r e j r

2. Aus der q u a l i t a t i v e n Analyse der Gaainaspektren geht hervor , d^3 in nahezu a l l e n Probend ie f lu id 5 de Ce-1'i4, Sb-125 und Cs-137 vorkeimen. In e in igen Spä t ren wurde auch die tfn-54-l i n i e I d e n t i f i z i e r t . Q u a n t i t a t i v ausgewertet wurde nur die Cs-1 ? 7 - L i n i s . DJSS C S - 1 3 7 s i r dIn den Schsutzschichten der F imrueck lagen stork a d s o r b i e r t . In fo lge der v e r h a j ! i n i 5 T a e ; i qger ingen Verschleppung von Cs-137 durch Schmelzwasser i s t der A k t i v i tae tsuntc rscr . ied zwi-schen den Jahresruecklagen 1 9C0/61 und 1961/52 im Cs -P ro f i l deu t l i che r ausgepraect , a lsd ies bei der Gesan t -ße ta - ' . k t i v i t ae t beobachtet Bürde. Dieser Anstieg der Cs -137-Ak t i v i t ae ti s t a l s Merkmal fuer Datierungen gut geeignet.

3. Im Gegensatz zu den Ergebnissen der Cs-137-Unter sue hung wurde durch Messungen des Sr -W-Gehaltp? der Firnprcben f e s t g e s t e l l t , da?, dor H a u p t t e i l des u r s p r ü n g l i c h a t g e h g e r t e nSr-90 durch ScliT.elz»asser ausgewaschen w i rd . An Firnproben aus den Jahresruecklaqen zwi-schen 1 9G2 und 1964 wurde b e i s p i e l s s e i s e nur e in Zehntel der zu erwartenden S r - H - A k t i v i -t a e t f e s t g e s t e l l t .

4. Das TrUiuia macht a l s Bes tänd te i l des Basserisolekuels den d i rek ten Schneizsassertrans-p o r t E i l t , wodurch der urspruengl ich vorhandene T r i t i u a g e h a l t der F i rnsch i ch ten besonderss ta rk veraendert werden kann. Die aus der Ze i t vor 1954 stammenden Jahresruecklagen s o l l -ten einen sehr geringen T r i t i u i r g e h a l t aufweisen, der den natuer l ichen A k t i v i t a e t s p e g e l von10 b i s 20 T.E. n i ch t «resentI ich uebers te ig t . An Eisproben sun dem A b l d t i o n s g e b i e i , d ies i che r a l t e r a l s 25 Jahre waren, wurde auch t a t s a e c n l i c h nur ein Tr i t i u n g e h a l t zwischen 2und 5 T.E. f e s t g e s t e l l t . Die Schachtproben aus den Jahresruecklagen zwischen 1951 und 1954veisenaber einen v i e l hoeheren Tri t iu-agshalt ( b i s zu 550 T.E.) auf.Aus der D i c h t e s t r a t i -g raph ie des 20 m-Schachtes i s t zu erkennen, da? an d ieser B i ß s t e l l e das Eis ers t etwa 16 nunter der Gletscherober f laeche «asserun jurch laess ig w i rd . Das bedeutet , da3 s ich der F i rne r s t im Laufe von etwa 10 Jahren i n wasserundurch läss iges Eis umgewandelt h a t . l e h r e n ddieses Zeitraumes kann s ich der T r i t i umgeha l t i n den F i rnsch ichten durch eindringendest r i t iumre iches Schmelzwasser aendern, spaeter jedoch n i ch t mehr.

In den F i rnsch ich ten aus den Jahren 1954 b is 19G1 s i nd deut l i che untersch iede des T r i t i um-geha' l tes f e s t z u s t e l l e n . (Abb.2) . ^ i e Schwankungen s ind jedoch n i ch t so s ta rk ausgepraegt,B'ie d i e s auf Gn.nd der Tr i t iLwuntersuchi ingen an Niederschiaegen fus r d iese Periode zu cr -Barten waere. In den F i r n s c h i c h t e n , die nach der niederaufroh-is der K a s s e r s t o f f l j r b e n v e r -suchc im Herbst 1961 abge lager t wurden, s t e i g t der Trit lumgeha11 auf Berte ueber 3J"0 T.E.an. Auf eine genauere Diskussien kan : M e : n i ch t eingegangen werden.

Die f u e r verschiedene S t e l l e n des Kr ~elsandferngrs aufgenoiisicnen T r i t i u n p r o f i l e »eichens ta rk voneinander ab. Is M i t t e l i s t jedoch eine Grenze zwischen t r i t i u n r e i c h e n und t r i -t ium a eruieren F i rnsch ich ten f e s t z u s t e l l e n , d ie in Bereich der Jahresrueckläge 1951/62l i e g t .

Der hohe T r i t i u a g e h a l t der i n den l e t z t e n Jahren abgelagerten F i rnsch i ch ten kann besondersfue r so lche Untersuchungen ausgenuetzt werden, bei denen T r i t i u n a l s von Natur aus i n -j i z i e r t e r "Tracer" zur Markierung des Schnelznasserf lusses Anwendung f i n d e t . So erg ib tSich z .B . d i e I ' oeg l i chke i t , den Sch ie l znasse r f l u^ innerha lb eines Gletschers und den An-t e i l des sonder l ichen Schselzeassers aus des F i r n g e b i e t in Abfluß zu s tud ie ren . Derart igeUntersuchungen, d ie den s ta rk verschiedenen Tr i t iu-r .gehal t der juengeren F i r r ^ c h i c h h n n i tueber 1000 T.E. gegenueber den T r i t i u s g e h a l t des Gletschereises i i Ab la t i onsgeb ic t •ait 2b is 5 T.E. auszunutzen versuchen, serden derzeli ara Kesselwandferner durchgefuehr t .

Aus diesen Arbe i ten , d is z y u e c r . s t nur die 2. i icrun.; , ; „n : i rn3chic . : ; t ' :n dec '-'esL.-'Jcndff-r-ners f u e r genauere Xassenhaushaltsbest i tTungen z in Z ie l ha t ten , haben s i ch eine 3eihe neuer

- .',0 -

l Γ - I

: ; r , v j l z » J S - i 5 r M u 5 C - : s j . - . d a u s C j - i t z u s a . - T i C i i . ' . J S i r . j L . - J u n F r a ^ n a n d i e e r s t e S t e l l a g e r u e c k t .

„ U s e . ; . t - j r ; : . ' ; i r : .- i : . - J n i c h : n j c f u : r J i e G ! ; ? ? o I c r i • ? , C ' : - J ; . - n a u : h z u r " ! , u r u . i 5 v o n

5 r . . . - . , . , . , . . ; i _ _ - - : ; - ~ ,-.,- " ; - ; . n \ ' : - : c l i ' i ^ h - . - f J t , v ; n : : ; : u h . " ? . D i e -' r --1 -• t n f s u c b e r d i ?

A n r " i n 2 r ' j n ~ r a d i o a k t i v e r A b l a g e r u n g a~ G l 3 i s : h e r d u e r f t e auch das I n t e r e s s a dor S t r a h l e n -

•i;r..jtzf..-.cr 1 •;•.:12 f > . i c i . 3ie -^o •''[•• S^deuiunj j e r G l - l s c h t r u n t v i ' S j c h u n g - n f u c r d m S i r a h l o n -

sci 'utz l U j i *:h\ d a r i n , Ü-:1. n i i r =in . ;rfcai t s f j l d v . : r l i e g t , in ism *an in e in facher Mi i d e -

a ler A3ias dsn i j L t t r -iehre"e -J~.hr/ =i:nte k ^ n - i . r v i e r t e i N'iGi-.rsch 1 ac ve r fue~b j r ha t . Jüan kann

djs A n 51 e i 5 •? n c d : r - t k l i n c e ' <lir " f ä i . - rsch l a g " jk t i vi tae t sen ie a l l e VeraenJerunqen der ab-

g 3 h - : r t c n S,:jl i p roduk ts auf J : h r e zurueck gut ve r fo lgen . In den Gls techsrn s ind i n Fora

d « t i E f c r l i - . - 1 - i d - n , b e r e i t s »JEr t r - unJ l u f t undu rch laess i gsn E i s t s grove IVasserreserven

vorhanden, d ie t r o t z e iner Kjnla.-ii na t i on der G ls tscherober f laeche in vsesent' ichen u n b e ä i n -

f l u ? t b le iben . 'Andere rse i t s i s t a b j r auch zu bedenken, dab m c h dem Abkl ingen izr L u f t - und

'. i c i c r jch laqsj l^ 11 v i tae t das an der kon tam in ie r ten G le tscherubsr f laeche g e b i l d e t e Schnelz*

«asser auf laenje-rc Sicht noch eine r a d i o a k t i v e Verseuchung der Baeche, Finesse und Seen

verursachen kann.

" i t diesen hi er nur kurz an~eochni t ten-n ?rob lc~en sol 1 iangod~utet werden, da? i n der G l e t -

scher forschen ~ s icher e in ige Fragen b e a r b e i t e t werden kaenner», d i e d i e S t rah le r . schu tz fach -

leute bsschaef t fgen.

^ n s n 1 ic?.end sei a l l e n Ste l len gedankt , d i e d iesy A rbe i t u n t e r s i u o t z t und g 's focrder t haben,

so v^r : 1 1 : . T den I n s t i t u t fuer S t rah lenschutz in Reaktorzentrun Sei b e r s d o r f , der Oester -

ra ich ischen Studi enyese l l scha f t fuer Atomenerg ie , der I n t e r n a t i o n a l e n Atooibehoerde, der

Gesterre ic t i ischen Akademie der Wissenschaften und dem Oes te r re i ch i schen Forschungsra t ,

sovn'e den öunde- in is ter iu ra fuer Inneres,

Der vor l iegende Be r i ch t s t e l l t eine kurze Zusalinenfassung der fo lgenden P u b l i k a t i o n e n d a r :

[ i ] Anbach >l., E isner H. : Untersuchungen der R a d i o a k t i v i t a e t der F i r n s c h i c h t e n e ines A lpen -

g l e t s c h - r s zur Fest legung von Dat ierung s t a r k e n , Acta Phys ica A u s t r i a c a , XX, 58-62,1965

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M m p i t on the Xesseluandferner ( O s t z t a l A l ps ) . Journ .o f G l a c i o l . V o l . 6 , No hk,

[ 4 j Aibach W., Eisner H . , P ran t l F.A. : I n v e s t i g a t i o n s on f i s s i o n p roduc ts i n the accumu-

l a t i o n area of an A lp ine g l a c i e r (Kesse lwandferner , Oe te ta l A l p s ) . ZUR Druck e inge-

r e i c h t bei ;ler I n t e r n a t i o n a l Assoc ia t i on o f S c i e n t i f i c Hyd ro lo~y , Comaission o f Snow and

Ice, Fa J U T - 1 967 i n Bern

L J ] Aabich ',/ , Eisoner H , , TnaIchor L. L . : T r i t i u t content i n the f i r n l a y e r s of an A l p i n e

g l a c i e r . ZU.T Iruck e inge re i ch t bei der I n t e r n a t i o n a l A s s o c i a t i o n of S c i e n t i f i c Hydro-

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A k k h t i b i t ei.-es a l p i n e n G l e t s c h e r s . Zu» Druck e i n g e r . b e i Acta Phys.Austr .1S67

A.nbach ;.'., E i s n e r , H.: !'b-?10 Methode zur Dat ierung von Eis e ines a l p i n e n G l e t s c h e r s .

Im Druck e i n g e r e i c h t bei Acta Physica A u s t r i a c a , 1957

3-c: £",

3 Sommer-5 Horizont

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3 f Tiefejm)I, I, I J.I 1.1 I , "

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Schichtenm'l starkemPatlengchatl

Mittelwerte der Tritiumkonzen-tration im Wiener Niederschlag(gemittelt über ein hydrolog. Jahr)

Maximalwerte der Tritiumkonzen -tration im Wiener Niederschlag

Tritiumgehalt der Firnschichtendes 20 m Schachtes

•• i

- 43 -

KORREKTUR V\ GEMESSENEN' KlT.'Ii'.UFRLICHLK y-'i\tUVl H l HILF' y j \ANSPRECHKATR1ZEN UND RECHE'.=R:,GRAMWEK

Hannes AI GIMGERAtOT. ins t i tu t der Oester re ich ischen Hochschulen

Die bei der Ua«andlung eir.er n i t einen KaJ(T l ) K r i s t a l l erhal tene k p u l s r o e h e n v e r t e i l u n gi n das "wahre" Spektrun im Energiebereich zwischen 0-003 keV und 0-2,(V. KeV anzubringen-den Kor rek turen serden d i s k u t i e r t . Die beschriebene ''athc.de b e r u e c k s t c h t i g t durch f o l gen -de E f f e k t e bedingte Ko r rek tu ren : 1 . C o t t o n - E f f e k t , 2. Jad-Escape ( u r . g i ' j c h r 3C ]l bei33,2 keV. 3, besch rank tes Auf loesurgsvornacge-i , 4. Aisprpchvernoe^en des ^ ' r i s t a l l r s ,5. Absorp t ion !e Fenster des S z i n t i H a t i o r u k r i s t a l l t s , 6. Eventuel le ' . ' i c h t l i n e a r l t a e t desNaJ(Tl ) -Spckt roseters und des V o r v e r s t ä r k e r s un te r 180 ktV. Die Kor rek turen 1-t ».erden mi te ine r A n ^ r e c h n a t r i x ivrzhc - r u e h r t . Die fe lhode der Gu--ii.tur.g der AnsprccI iTat r ix und i^randeren Korrekturen serJen in Deta i l beschr ieben. Die !:'e'.hjde i s t teJor.Ji-TS zur Restinnungder Spekt rengesta l t at rbchen-ergieende und zur Gestirniung vün dessen Energie geeignet , f e i -de Eigenschaften s ind o f t von besonderem In te resse (Abschirnung, Fi 11crur.g).

1 . E i n l e i t u n g

Fuer zah l re i che P r c b l e i e der Dcs lne t r i e und des Strahlenschutzes i s t .ran b p s t r e b t , d ieQ u a l i t a e t dsr a u f t r e t t n d e n Strahlung (ß renss t rah lung , gest reute S t rah lung) genau zu kennen.Die genaueste Beschreibung d ieser Qua l i t ae t s t e l l t aber das Spektrum der Strahlung se lbs t dar.

Durch d i e unvollkommene Absorpt ion der Quantenenergie in S z i n t i l l a t i u n s k r i s t a l l und andereE f f e k t e inu- d ie vom Spekt roaeter g e l i e f e r t e I iapulshnehenvertei lung i n das "wahre" Spektrumumgewandelt werden. Aus der L i t e r a t u r s ind e i n i g e Arbei ten bekannt, welche s i ch p r i n z i p i e l lmi t d iesen Problemen beschaef t igen [ i - 7 ] , jedoch ke ine genauen De ta i l s der Methode beschre i -ben und den bei n iedr igen Energien n i ch t vernachlaessigbaren "Jod-Escape1 (s iehe Abschni t t2 , 1 ) n i c h t be ruecks ich t igen . Da die k l e i n s t e d i s k u t i e r t o BreTisstrahl i i t igsrasxinalenergiet fuerr e i c h e auch eine eigene M a t r i x k o n s t r u i e r t su rde ) 180 keV be t raeg t , wurde auch diese Korrek-t u r b e r ü c k s i c h t i g t und e i n Verfahren e n t w i c k e l t , »elches die Spek t renges ta l t des "wahren"Spektruss noeg l i chs t genau e r o i t t e l t .

2. Prob lemste l lung

2 . 1 . Phys ika l i sche Grundlagen

Monochromatische Cuanten werden von einem S z i n t i l l a t i o n s k r i s t a l l i n Form einer Impulshoehen-v e r t e i l u n g r e g i s t r i e r t , d i e s ich im eesen t l i chen aus einer Gau^ver te i lung (Photopeak), einesiCociptonkontinuua bei m i t t l e r e n Irapulshoehen und aus einer z us ae t z l i c hen , .durch Jod-Ejcapeverursachten Ga ißver te i lung zusammensetzt (Abb.1) . Dabei werden in Photo- oder Totalabsorp-t ionspeak a l l e jene Quanten r e g i s t r U - r t , «eiche i h r e gesai te Energie im S z i n t i l l a t i o n s k r i -s t a l l abgeben. Das Co.Tptonkontinuum wird in e r s t e r L in ie von jenen Quanten erzeugt, bei de-ren Sireuung das Coir.ptonquant entkosat und i.i Spektroceter daher nur d i e Energie des Co.rp-tone lek t rons v e r b l e i b t . Der sogenannte Jod-Escapc-Peak des N a J ( T l ) - K r i s t a l l e s hat folgendeEntstehungsursache: Die zu messenden Quanten regen im K r i s t a l l d i r K-Strahlung des Jod(28 ,6 keV) an. Ein T e i l d ieser K-Strahlung kann den K r i s t a l l n ieder ve r lassen . Die Energiedes Quants e i r d daher us d i e Energie der Jod-K- Strahlung zu n i e d r i g r e g i s t r i e r t , ^ane r h a e l t so eine z u s a c t z l i c h e , zse i t e Gat / i - ' vc te i l ' j i i g , welche bei der K-Kanie des Jod(33,5 keV) ueber 3D % der gesa-.ten bei d ieser Energie e inges t rah l ten Strahlung be inha l t e tund be i hoeheren Energien (be i 180 keV mir noch 1 %) verschsindet ( s i ehe auch Abb.' t). S t e l l tE3n s ich ein k o n t i n u i e r l i c h e s Spektrus a l s v\ne Folge w e n e r g e t i s c h e r L in ien vor , so s i e h tnan, da.3 i n f o l ge der unvol lko. iaenen Energ ieabsorpt ion e inzelner Quanten das Spelttromeier

. 44 -

ohne Kor rek tu r einen zu großen A n t e i l n iede renerge t i scher und einen zu k l e i n e n A n t e i lhoche'v .TT' j t icchtr 2-jjnten anzeigen l i r d .

j i e gp-i.jjS'-iien inpu ls ' ioehcnver te i lungen weichen a lso von den wahren Spektren durc.'i d ie[ l i f ] - - ; ^ » f j l j c n d e r Spekt roaetere igc- ischaf ten ab:

a. E: ; r ' -nz tc3 Auf locs- j r / jsvemnegen,b. C^- .p t 'n -Ver tcF l ' - ig u.vJ Jod-Escape-Fr jk ,c. . ' t . - r p t i o n in L u f t d i c h t und S'zint i I Ia t i o n s k r i s t a l l f e n s t e r ,d. K i c f i t l i n e a r i t a e t des Spek t r o a e t e r s ,e. An i f .T ' j c fu . ih rsche i i l i ch l 'e i t des j ' z i n t i 1 l a t i o n ^ r i s t a l l e s .

2 .2 . ! ' ä th<na t i sch° Fornuüerung der Kor rek tu ren r.ach a ,b und e

Ia folgenden s o l l e n elf3 Korrekturen nach a,b und e beschr ieben werdsn. Quanten g l e i c h e rEnergie l i e f e r n a ine Impulshoehenverte i lung , welche s i ch iaathematisch durch e ine Ansprech-funk t ion d a r s t e l l e n laoßt :

f ( h , h )dh . dh a ( h , h ) g(h )O 0 0

g(h ) » Inpu lszah l der fjuanten g l e i c h e r Energ ie, d ie bei einem idealen Spsktrometer d i eI b h h h ha et tenI n p u b o ^ e h et ten

f(h, l i }iJ!i • inpulszahl in litpulshoohenintervdli (h,h - dh), die durch Quanten, »eiche bei

einen idealen Cpektroaetcr die Mpulshoehe h3 hatten, bei den vorhandenen realen,

durch a(h,hQ) ge'ênnheichneten Spektrosieter jedoch in das Impulshoehenlntervall

(h,h-dh) fa l len , verursacht wird.

a(h,h0) • Ansprechfunktion des Spektrometers.

Quanten i>ii kont inuier l icher Energieverteilung ergeben sonit folgende Inpulshoehenver-tel lung:

h max h max/o ô

f[hjdh - dh J f(h,h )dh - dh / a(h,h ) g (h ) dh(f 0 0 / 0 0 0

f ( h ) d h - gemessenes lopulshoehenspektryn

Diese I n teg ra l g l e i chung kann durch e in l i n e a r e s Gle ichungssystsn angen ieher t werden,man d ie k o n t i n u i e r l i c h e n Spektren in e 'ne groe3ere Anzahl Kanaele u n t t - r t e i H .

f - y f Ah .j <— Jt o

M

] ( i ) • Index des Kanals ait der mittleren lopulshoehe h (h )n = Anzahl der Kanaele °

f f J - Zahl derjnpulse io Kanal j die bei einî idealen Spektroiceter in den Kana] Jfal len «urdsn

f. » Zahl der lapylse ia Kanal jg, - "sahre" Zahl der Quanten ia f-ten Kanal

Da 4 h o gleich der Kanalbreite is t , » i rd / \h_ - 1ho

- 45 -

1-1Bei te'<2r:r,iar Ans r - r ecK^ i r i x a i s t es s : - , i t t o c g i i c h , die inverse " s i r i x (a )" zub i l d e n und das wahre S;>e<Irun iu% Jen gcessenen zu c r a i t t e i n :

5. • Z . 12

Zur Bi ldung der Anspreche t r i x a . . i s t es notwendig, d ie AnsprcchfunU tonen a(h,h ) zue n a i t t e l r i . Dabei bedeutet h die zu einer bestis-.nten, in ü a t r i x ' ü n a l 1 1 iegendcn°y-L in iegehoerigr. kpulshoehe des idealen Spectrometers. Eine sJ'che Ansprechfunct ion se tz t s ichi n wesent l ichen aus Photope ik , E$cipe-Pae'< uro Cospton-Kcntinuui?. zusammen

(h - h ) 2 (h - h . ) 2

a(h.hoi) . Vhoi) exp —jL. . A2(hoj) exp —fL. . y^) ^ Jo i o i e

Ah ,,A\\ . / Standardabieichung der Ga ißve r te i l ung des Photopeaks ([scape-Peaks)o i o ie

A, (h ) , A„(h ), A , (h }l o L o 3 o

b ( h , h ) Cooptonkontinuura

Normie r t werden muß a ( h , h , )o i9

; •a ( h . h o | ) d h - 1 - e x p [ - J ( h o i ) L ] - 6 " (

j[h ) to ta ler Sch*aBchungskoeff iz ient des S z i n t i l ^ t i o n s k r i s t a l l e sL Laenge des ü z i n t i l l a t i o n s k r i s t a l l e s&'u Ansprechwahrscheinlichkeit des S z i n t i l l a t i o n s k r i s t a l l e s

Un te r te i l t can die so gewonnene Ansprech funkt ion a(h,h . ) In die einzelnen Kanaeie, so sr

hael t isan als Flaeche die j e te i l i gen f.erte a . . B eobei

a . . g i b t daher d ie Wahrsche in l i chke i t an , mi t welcher ein Photon aus des Kanal I einenImpuls im Kanal J erzeugt .

3. Gesinnung und Anwendung der Ansp-cchsat r ix

3 . 1 . Eichung des Spektroraeters

Der Sz in t i l la t ionsraeßkop- f , eine "Äatched-Kindoe-L ine" fontage der F i rna Harshat, s i t einenz y l i n d r i s c h e n H a J ( T l J - K r i s t a l l ( 5 x 5 Z o l l ) und des Sekundaerelektronenverv ieKacher(RCA 8054) wurde i n e ine r massiven B le iabsch i rnung untergebracht . Der K o l l i a a t o r bestandaus eines j s s i n g z y l i n d e r m i t einer Gohrur.g van S na "jrcd/nesser und b c i i r k t , da?, derS z i n t i l l a t o r nur d ie T a r g e t s t e l l e " s i e h t " , vo d ie [ l ^ t r e n e n a u f t r e f f e n . S z i n t i l l a t o r ,SEV und VorvErstaerker wurden B i t son ienrouat ischen y -St rah ie rn g e e i i h t . Dazu standen f o l -gende Praeparate zur Verfuegung: Am-241 (59,6 keV) , Tm-'i70 ( 8 4 ) , Tb-1 60 (65 ,7 ) , Cd-109(37,C),Ce-144 (134) , Co-57 (137, 123, H ) , Hg-233 ( 2 8 3 ) , Cr.51 (325), Au-1^8 ('»12).

'•\ ' ' l o i n er e i : n : r , i . ? n t u r d e a u c h d i e ' - ' - ü t r j h k ' ' ; f ' j r r d i e iJ».- : ;Lr ; . . -u! ; f - jn; d e - 7-js---<->:nhar; ;sV. ^; a h =.':•:•• i •- ' r . n g i»eh-

r p - » r ^ • / . - . r t o i l . ^ n r - ^ s t r ' : r t , : r j , v u - J i n J i : : - - ^ t s y r - - - , ,.' i en i " . d- : r U t : r 3 t u r [ _ 3 j

a r ^ ^ ü j - p i r " l . t : / . ; i h t - n s ' h s t e n K _ , : ' < n - , : * ..j . K I : v3 : r > r . r . ^ i . ' s o h . i J d K r t . Fs e r g ; b

5 l c i ' , C i ' . 3J3 " j ' i - . - - d-T 1 ?•: i - t v c r t G T1 u r.g "y cf iu. .7 c -d ^ n a u - i t ,j r l i i i e ' < ^ i.'-:! c - e i n G t i 7 . i t .

j i e - L b . 2 . 1 - 3 ^ i ^ i '!r-n « : ! ; ' ^ c i Z u s a T T . r h - - , ] ' . • i : c h c n I . - , . . ; ! v.:• •-•">a unit " ' . . • l n t ' . - ncn^ r c i e

i'.-r i\*. -i tn::. • ' • . i «'' 51 * r. 1! ." . I / ^ J t o r e n , 31 rc:> '-> C L - L "i 2 • ' ^ r o l i ' i : ; n e r s t : i «"r- rju rhsr a i -

h>1 =,1."; LnJ 2 i - <• ^ 7 j JL-- - I3 " a " . i l t.-.i Jen 3 o a e ' . - " i " ^ 3 - j n g e T . ' J : ; d - - c r s ' s n ' . n o r d n ^ g e r -

yab ' . I c h -.-ine G^1 ' ' '1 .)? ' . ' l en t ) i : : : - . r i l . i O t , s e l c h « vor a l l t i i n v c r . 0 1 b t - n • ' o rv j ' - c t i e r ! - :3 . - b e -

g r u o i d o t '»« in j ' . e r f t a . Zur 'j = , ! i ; i v j i g d e r b o i j ^ i ^ - y b e r - e i c h e ( - ^ n - . l 2.";5 d e ; RCL-51 2 - K a n a i -

< ; e r i o t - i e i t : ; r i c i t ?21 h a z i i h j - ^ ^ c i s d -'»75 ' c V ) , , i . r .J i n u r d i e V c - s L e r - k u r g ucs V i a l V a n a l -

I'. u h v i ' i i J " ' """3 Q'• • j> i nd=r t , i.::'r-r'~:nj •.]]? Ho ' th ' .Mn. i ' j nq 3 T 2 [ V nn-J d e r V o r v a r s t j e r k c r u n v e r -

; i r | ? r t b l i e b f i . 'J* j i n . - n ' - J O 1 , i -; r. 31 g c r i r ^ C T i i : i f 1 u2 von S t o - . r . / T : -n , e e l c h a i n den e r s t e n

Ö K a n i e l e n d i i i ^ s G r a c t c j j r ; t r a t - : a , zu e r h a l t e , wurde d e r S c h n i t t p u n k t d e r E i c h ' < u r v e

i r . l t de r - b s i i s s e r . i t H i l f e des ' Z c r u - L a v a l " t ' o t e n t i o i e t e r s J i x i ^ u l i n c h r e c h t s v e r s c h o b e n

(•<inal 3 ) .

Die ' t t b . ? . 2 und 3 z e i g e n a i e b e i d e n n i t dc-s SIGL-'tOO '•"anal a u f ^ n o a i c n e n E ich ' - : u rven f u e r

dc:i CTJ u -d Z U V.,;V ' • ' eTbcrB ic l i . r 'ub. 2 . 3 g i b t o ' n B i l d des n j c - J o r e n c r g e t i s c h e n S s r a i c h e s .

Die l T ; y ! i i i 9 : - " - : i - ; n : ' M i z u c r d n ^ ' : ^ ' " . o i i t p r r ^ t i a c h l i n e a r zu s e i n , de r F e h l e r e v e n t u e l l e r

d j j - r e n t s J i r g i e r ' ' i r r » ' - t u r o n J u c r f t e i n de r i r c C e n o r d n u n g d i r K o r r e k t u r . 1 i e g e n . Daher

b..-i den - i i t tili "! ÜL-403 K j n ^ I d u r c h g e f u c h r t e n Messung c 1 k e i n e K o r r e k t u r ( s i e h e Ab-

:cnni 11 '<) f . angebracht.

3.2 Gesinnung der AnsprethVurve.i a(h,h . ) und der "atrixeleaiante. . 01

Ö3 ' r f on t i nu ie r l i chs Spektren mit e iner J!axisialenr :rgie von 1 SO, 380 und 500 keV aufzunehmen

waren, vurden d ra i q y d r a t i s c h e Matr izen zu je 25 beziehungsweise 32 Ze i len f u c r d i e Ener-

g iefc . re iche Ü - 233 ke'.', 0 - T/5 keV und 0 - G00 keV g e b i l d e t . Dozu waeren j c w u i l s i n s -

g e j j i t 25 (32) Ans,irechkurven a (h ,h ) e r f o r d e r l i c h . Da nur d i e in Aub.1 geze ig ten mono-

ch i ' j -1 t ischen / - S t r a h l e r zur Verfuejur.g s tanden, eurden Ah ,£.h . sowie e in ige andere

ch.ir i"< tec i s t? scha Großen dieser Ansprschfunkt ionen aufgenüiamen und a l s Funkt ion der Ener-

g ie d-r y-Strdh 1 er aufgetragen.

Abb.3 za ig t d i e St jndjrdabseichung Ahr dr-r GauC-verteilung a l s Funk t ion der y - E n e r g i e . Die^urve ze ig t den r>i dei RCL- 512 KanalJaufgeno^/ncne. fi Ver lau f . l'.'egsn der b e r e i t s besproche-nen ' ; i : h t l i r i D a r i t a e t und anderen E f fek ten e n t s p r i c h t s i e n i c h t g.inz einen E'^/2 Gesetz.Uno Diskussion da.s Zusar.ijenh3iR8S m i s c h e n Ha lbwer tsb ra i te und Cuantenenergie f i n d e t s i chunter anderen bM Snai l [ | 1J und j i e g h a h n [ i 2 ] . Dort werden auch d ie Abseichungen vom E " 1 ' 2

Gesetz d i s k u t i e r t .

Alb.-V g i b t den .'»lteM der Jod-Escapo-Strahlung an. Dieser V e r l a u f i s t f us r einen k o l l i s i e r -

i fT Strahl pr£' ' t i s c h von in,- Gro- ;e des NaJ -K r i s ta l les unabhaengig, da d ie Jcd -K -S t rah lung

d e K r i s t a l l p r a k t i s c h nur njeh rueckwaer ts ver lassen kann, wie d ies bei der r e c h n e r i -

schen Behandlung des Problems u.irch Ncvey [ 3 0 ] auch anganoranen wurde. Daraus e r k l a e r t s i c h

auch d ie Uebere ins t iwung unserer Messungen a i t jenen von Z e h [ i 4 ] und anderen Autoren .

Das Coapbn-Kont inuuit entsteht durch d?e unvo l l? laend ige Absorp t ion der Streuquanten im

S z i n t i U a t i o r s k r i s t a l l . Die Energie der Compton-gestreuten E lek t ronen e r g i b t s i ch zu

hr— T (1 - cosf)a ca c

o

~-f- (1-cos If)n c

0

-n . ^ . .

- k l .

If •= Energie des Ruec't:sio3clektrons / .,- S i rc jo i nl- el der h i n t e n

h '{ - Energie der pr i - je rEn 3uanten m c"» Runpcier^le acs -id-, ironsh j -^« Energie der Streuquanten

Rechnet nan n i t '{•-• 1 KD , so be-.o?^t ~:-.n den in Lil\ i .5 dargestsll {•>.•>. thecrctiso'.tn Ver-l a u f (Coaptonkante) . Da aber auch S tn . j quan ien B i t ge r i nge re - Z

i s t d i e Lage des Cc-ptf imaximusis davon etwas ab .e i ch r - rd . . ' ib . •* .

t i o n , d i e Hoehe des Corptoniiiaxisiuss i n Prozenten cer Fhatcpea'-.r.

t s l s zwischen Conpton und Photoptak eben fa l l s i n Prozenten der

r i ß ir.'-cl ent'r.v-• •:n koennen.

L-ho und die Ho du; ces Sat-

i c Scri.-H-cri-j-: l i . r c h

Der g e g e n u e b e r L i t e r a t u r a n g a b e n e h ^ s e r h : . e h t e 2 i t t e l z w i s c h e n

l a e ^ . t s i c h d u r c i i C V t p l c r s s t r e u u n g i n E i n t r i t t s f e n s t i r d j s S z i n 4 . > !

V i ie a u s M e s s u n g e n ( s i e h e A b s c h n i t t 7.'-. und A b b . ? ) h c r v r r g e i t , l i

d i e s e s F e n s t e r i n b c l r i c h t a t e n E n c r g i • . ^ • t r e i c^ r v i i s c h - . n 1 % u n j i ; i .'". I * t n c r q i r V r - < r i ;.h . - i t

d o n J p ; erc f iuEBi C o - ' p { o n s ; f f d ; t , i s i an z i n k e n , d:-'?, e i n e t s j i r g l e i c h e n P ' - o s / c n b c - p i c t : l i s c c n -

d e r P r o z e n t s a t z d e r C u a n t e n i n d » s G e b i e t z w i s c h e n C - . t p t o n und F ' t . j t c p e a k f ä l l t . Da d i e s e r

A n t e i ' a b e r d u r c h d i e K j r r c k t u r n a t r i x c e r u e c k s i c h t i n ' w i r d , g i b t e r 2u k e i n e r V c r f s c h c h u n ?

d e r h 'D? .e^e jehn isse A n l . ; ; ? , D i e c h ? . j ' ^ t e r i ^ i l s - h e n G r o c ? L n f u e r d i e 2 J ( 3 ? ) •'• n G p r e c i • f u r ' ' • t i o n e n

a ( h , h ) k e n n t e n a u i d v T D i a g r a m ? ! ! i n t e r p o l i e r t u n d d i e i n s p r e c h f j n k t i e n e n ' - o n i t r u i i . r t t e r -

rien, L l u r c h F 1 a e c h e r i b c s i u n L , n g u n j ' i o c i u e r u n g v u r d e n d. .nn d i e ' cc r t ' . 1 a . . b c : . t i - - t . D i e so

k o n s t r u i e r t e n 2 5 - z e i l i g e n M a t r i z e n j u r d e n am 3 . ttathinatischen I n s t i l i t d e r TH i ; i e n a u f

e i n e r I P ! ! 70'tO i n v e r t l ' . r t . D i e s e s V e r f a h r e n e r f o r d e r t w?f ;en d e s a n a l y t i s c h e n E ' j u c i d e r i n -

v e r s e n ü a t r i x e i n e h o h o I ä c ? g e n a u i g k e i t , d i e c i t s t c i g e n J e i K = r d l i n : n x zu r ,eh r -cn u r d i n d e r

H a e h e d e r H o c h e n e r g i e g r e n z e d e s S p e ' - ; t r u s s e e s c n t l i c h b e s s e r a l s 1 T s e i n ist1?. Es r e i o t e

s i c h , d a 3 d i e f u e r d i e s e s V e r f a h r e n e r f o r d e r l i c h e f ' e ^ 3 e r i a u i g k e i t n u r f u e r d i e n i e d e r e n e r g e -

t i s c h e S e i t e d e s S p e k t r u m s e r r e i c h b a r w a r . D i e a . . s j r d e n z u b e i d e n S e i t e n d e r H r j p t d i a -

g o n a l s r a s c l i k l e i n e r u n d s i n d p o s i t i v . I n d e r t ' a t r i x ( a . . ) h s t ^ ^ n i n w e s e n i M c h c u a l t c r -

n i e r e n d c ä V o r z e i c h e n b e i g r o ß e n A b s o l u t b e t r a e g e n d a r e i n z e l n e n V . a t r i x e l e T C - n t e . Es verde d a -

h e r s c h o n i n d e n e r s t e n A r b e i t e n [ 9 , 1 9 ] f u e r d e n h n c h e n e r g e t i s c h e n T e i l d e s S p e k t r u m s e i n

i r ' i r c k t e s V e r f a h r e n a n g e w e n d e t .

3 . 3 M t i s c h e D u r c h f u e h r u n g d e r K o r r e k t u r e n n a c h Z11 a , b und e

E i n 2nge. iO9 i .nenes S p e k t r u a g . w i r d u i t d e r ! : ' a t r i y a . . m u J H o l i z i e r t . D i e Ä b s o i c h ' j n y d e s

s o e r h a l t e n e n Spe ' - ü r i ' - ns f ( T ) . v o n g e i e s s t n p r , S p t k t r u * " f . . l L i i r d z u s a n . - c n n i t g / 1 ' v e r -

w e n d e t , un e i n S p t k t r i n g . y zu f ; r d c n , f u e r d a s d i e s e s V e r f a h r e n s i e d e r h o l t u r d , b i s

f ; ^ n ' g e n u s g e n d g e n a u m i t f . u c b o r c i n s t i ü r - t . V a c h d i e s e r l ' : r r - : v t i j ^ - k o n n t e n b e i G : l d d i e

I m p u l s e d e r K - S t r a h l u n g c u t v o n d e n e n d e s B r e s ! s s t r a h l u n g s s p c k t r u ~ s g e t r e n n t w e r d e n . D i e

K - L i n i e n l i e g e n z w i s c h e n 8 0 u n d 67 k und e n t f a l l e n da» i t a u f z w e i . M : a t r i x k a n a e l e ( 3 u n d ? )

d e r 0 - 2 3 0 k e V m a t r i x .

A b b . 7 u n d T a b e l l e 1 z e i g e n d i e K o r r e k t u r e i n e s k o n t i n u i e r l i c h e n B - c s s s p e k t r u m s ( d u e n n e s

T a r g e t , G o l d , B e o b a c h t u n ; s s i n k e l 3 0 ° , 1 8 0 k e V E l e k t r o n e n e n e r g i e ) . I n A b b . 7 s i n d d e u t l i c h

d i e E i n f l u e s s e d e r A b s o r p t i o n i n F e n r ' ; r d e s S z i n t i l l a t i a n s k r i s t a l l e s , d e s J - E s c j p e s u n d

e'er G o l d - K - S t r a h l u n g tu e r k e n n e n . A b b . 7 a s t e l l t d i e ' ' . c ? f u n k t e d e s V i o K - a n a l g e r a e i t s d a r .

D u r c h A d d i t i o n d s r I r p u l s z a h l v o n j C A T i 1 s 1 0 K a n ä l e n tes 51 Z - r ' a n a l a ^ a l y s a t o r s u n d e i n e n

e t s a i g e n g r a p h i s c h e n A u s g l e i c h g e l a n g t n a n z u f . . Abb . 7b b e z i e h u n g s w e i s e T a b e l l e 1 .

S p a l t e ß. I n d e r S p a l t e C d e r T a b e l l e 1 s i n d d i e V e r i e g , , d i e a u s f . d i r e k t r . i t d e r ' ' a t r i x

( a . . ) g e s o n n e n w u r c i c i , e i n g e t r a g e n . Abb . 7 c z e i g t d a - T i t H i l f e d - s o b e n c r w a c ' i r i u ' i , . ^ .

i n d i r e k t e n V e r f a h r e n s g e w o n r . e n e k o r r i g i e r t e S p e k t r u m g ' - ' Das d a z i ^ e h D e r f g c S p c k t r u s f (

s t e l l t S p a l t e F p^, D i e A b a e i c h u n g d e r E i r i z e l p u r . - i e d e ; :;•:'• t r r : <.}"' v o n J e n F u n k t e n

d e s S p c ' d r u . r . s f . ^ ' ' ; i s t d u r c h s c h n i t t l i c h k l » i f - ä l r . ' '•, u n J l i e g t J s n i t i n &<-.<• O o N e u -

o r d n u n g d e s s i a l i s t i s c h e n F j h l s r s . j . ;s S p s k t r u . - s f . 1 " ' . D i e S p a l t e E g i b t i n den - ' a - n e l e n

8 u n d 9 n a c h A b z u g d e r K - S t r a h l u n g s i n p u l s e d e n A n t e i l d-;r . S r e . - i s s t r a h 1 j n g a n . Aus d e r G e -

s t a l t d e r H o c h e n e r g i - C ' - j n t e d e s k o r r i g i e r t e n S p s l - i r i , : : . g v ' i s t r : - . ; • • : ! " , d ie- La.;.? c i ' c -

s e r K a n t e g e n a u e r ; u b j s t i n u s n . E x t r a p o l i e r t s a n d a s i n - b b , 7c g e z e i g t e S p e k t r u - u e t e r

- 46 -

J Μ Kin-1 19 h k ^ ' S u n j U i U » i n d i e h ? u 1 s e des Canals 20 e n t s p r c ^ a i d Abb. 7c ( d i e

- . W f l - r t e n F h e e h s n s ind g l e i c h g r o ' i j so e r h , e l i nan daraus d i e t n v g i e der stoScnden

Elektronen. J l e s s r -ert H s g t i n n e r h a l b der Fehlergrenze (130 • 2 keV) der duren d i s Elek-

tr'jii'jnb=ugt«ig g a e i c h i t n An lag 3.

B

. { 0 ) g . g.- ( 3 ] Q,(3JK a n a l - r . y . y . y • >.

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56739101112131415161718

19202122232425

3-4. I terationsvarfahren zur Spok trcnkorrsktur

Da infolge der gro!?^ Anzahl auszuartender Spektren nur eine Auswertung m i t t e l s Rechen-

E33chino ir. Frage kar., -«urde das geschilderte Korrekturvarfahren spaeter als Tei l eines

koapletten AusverteDrogra.Taes programmiert. Segen der bei der Bestimmung der inversen

Matrix auftretenden Schwierigkeiten, «eiche auch in der L i teratur P l - 7 ] d i s k u t i e r t werden,

»urde dazu ein ia sesentlichen auf das zuerst veraendete, indirekte Verfahren zurueckge-

hendos ltcrationsvsrfahren versendet, '^eses s o l l kurz beschrieben, «erden:

Wenn: f . . . . das gesessene Spektrum - f . ,. „ ,o j i j « 1 - 2aJ,

g. . . . . ein angenommenes Spektrua » g . , . .

i s t und A g1 - f ^ das heißt, das a i t a mu l t i p l i z i e r t e , anger,3w,ene Spektruni g / 1 | ,

•f0 - f.] • . . Abieichung des so erhaltenen Soektruus v>a gemessenen Spektruja

92 " -1 * ^Γ * *1 Korrektur von g a i t t e l s der Abweichung g i b t Spektrum g. ' unnd

o i t (1) und (2) '

317003930031500273C025700243C0212001 8 V J O

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9000

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6120

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25250

40850

34220

3ü"30

25730

27-50

22150

19200

1710015360

14400

25300

40800

34500

31000

27200

27?C0

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15200

13700

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11400

10600

9300

9100

85004550

00000

23S30

21300

32050

39400

3157027500

25900

24380

21260

13330

16200

14500

13110

11880

10S80

9960

3910

7800

6140

3390

1780

53595100

49

9-, - f • O-A)g, - f • (1-A)f • (1-A) g,J 0 L 0 0 1

Formal ergibt dies eine Reihe

f * (1-A)f *n(i-A)2f • (1-A)3f • -0 O 0 0

[1 • (1-A) • (1-A) • 0-A) . . . . ] f • selche summiert

TTTT^ I fo " \ f o ' A"1 fo e r 9 i b i-

Daait is t gezeigt, daß die angegebene Iteration bei unendlich vielen Schritten der Anaen-dung der Kehrinatrix aequivalent ist. \s Verfahren s te l l t daher fuer den Grenzwert unend-l ich vieler Schritte eine Koegliclikeit dar, die Kehrnatrix anzuwenden, ohne sie zu bastiin-•en. In Programm wurden sechs Iterationsschritte der Iteration

9n " fo * ^1"AK.1 " fo * V i " Agn 1

vorgesehen und nach den letzten Schritt ff i herausgeschrieben. Die Konvergenz des Verfah-rens reichte aus, um bei sechs Schritten ein f - f . zu erreichen, welches kleiner als derstatistische Fehler war.

Die Abb. 8 und 9 zeigen ein mit diesen üsrationsverfahren korrigiertes Spektrum, wobeif (0) das gemessene Spektrua und g.'^J das korrigierte Spektrum nach der sechsten Itera-tion, i s t . Die Korrektur am Hochenergieende des 500 keV Spektrums ist wieder wegen derhier nicht t i i t einer Matrixkanalgrenze uebereinstimmenden Hochenergiegrenze noteendig.

K. Korrektur der Nichtlinearitaet des Spektroneters und der Absorption des Eintritts«Tensters'[211~c"ünd d~)7 "

Der verwendete Spektroneterkristall besitzt ein re lat iv starkes Eintrittsfenster (0,81 naAI, 3,2 um Schaumgummi, 3 DO tfigO, 0,5 HG Polyaethylen). Der Korrekturfaktor konnte ausAbsorptionsmessungen mit einer Fensternachbildung bestimmt werden. Abb. 10 zeigt den Kar-rekturfaktor f r in Abhaengigkeit von der Energie der ßreissstrahlungsquanten. Besonders in-teressant ist der rasche Anstieg der Absorption bei niedrigen Energien. Die ausgezogereLinie s te l l t die aus den föaterialdaten berechnete Absorption dar.

Die Korrektur der Hichtlinearitaet der bei den ersten Versuchen verwendeten Spektrometer-anordnung erfolgte durch Beruecksichtigung der in Energieaaßstab energieabhaengigen Kanal-breite der Matrix.

y i

GOO - / g(k)dk .Inpulszahl innerhalb des Energieintervalles k - 0 bis zur Energie k

Die !• Energieintervall A k . gemessene Iispulszahl g. ist dann

k , k. Intervallgrenzen VOR k

1 1U /

- 50 -

Waehlt »an k. fuer den linearer, Teil g le ich 1 , so is t.

g(k ) . g fuer den linearen Teil

g ( k j - f . g . a i t f , - n - fuer den nicht l inearen Teil

In Abb. 11 i s t der Korrekturfaktor f , in Abhaengigkeit von der Energie der Quanten fuer die

den RCL 512 Kanal verwendende Meßanordnung dargestel l t .

Das endgueltige Spektrua ergibt sich dann zu

I . is t die »ah're Zahl ier Photonen, deren Energie \a Kanal i l i e g t und «eiche der K r i s t a l l

durch den Kol l faator sieht.

5. Aufnahme und Auswertung von Breasspekiren «>rt_2i04 KeVJlaxfiaalenergfe

Durch den guten Erfolg der beschriebenen Methode bei 180, 380 und 500 keV Spektren wurde

die Methode auf 2 KeV erweitert. Kachd&a in einer frueheren Arbeit d ie Ansprechfunktionen

als Gäu?verteilungen n i t entsprechenden Rechteckvorteilungen an Stel le der wirkl ichen Conip-

ton etc. Verteilungen angenommen wurden, »urden beiden in dieser Arbeit ausgewerteten und

diskutierten 2,0"i- MeV Breisspcktren zwecks genauer Ermittlung der Kurvengestalt zur Gewin-

nung der "nsprechiP.atrix die in Abschnitt 2 beschriebenen Vorgacnge Qewaehlt. Um den F'^ luSi

des KolHnatordurchmessers auf die Messungen zu untersuchen, wurde mit zwei verschiedenen

Kollimatoren ('t und 10 na Durchmesser) gearbeitet. Man sieht deu t l i ch , daß bei kleinem Ko l l f -

nator der Anteil der an der Kol 1 insatorwand gestreuten Quanten und damit die dadurch notaen-

digen Korrekturen groeSer sind. Die Abb, 1Z und 13 zeigen die zur Bestimmung der Matrix au f .

genommenen lGipuls'ioehenverteilungen, wobei bei f ä a - 2 eine graphische Auftrennung der beiden

Verteilungen durchgefuehrt werden muSte, Die Abb.H-17 zeigen den Photobruchtei l , dfe Hoehe

des Couptoniaaxifituns in Prozenten der Photopeakhoehe und die Hoehe das Sattels zwischen

Corapton- und Photopeak ebenfalls in Prozenten der Photopeakhoehe als Funktion der Quanten-

energie fuer die beiden Kollimatoren. Die Abb,18 zeigt die Lage des Coinptonuaxiaiuns und

der Comp tonkante. Abb.19 zeigt den Verlauf des Aufloesungsvermoegens des Sz in t i l l a t i ons -

spektroineters in der ueblichen Darstellung. Zur physikalischen Deutung dsr Beziehung

[Alii]2 - a *8 /E

und der Abeeichungen von dieser Beziehung !<ann auf die Li teratur verwiesen werden. Dfe Abb.20 zeigt die Korrektur, eines 2,04 HeV Spektrums mit Hi l fe von Ansprechnatrix und I t e ra t i ons -verfahren, wobei f . nieder das gemessene Spektrum i s t , »aehrend g. ' das k o r r i g i e r t eSpektrum nach sechs Iterationen da rs te l l t . Wie man aus der Abbildung'entnahinen kann, be-traegt die Korrektur an HochehergieendG hier schon ueber 100 %, ein Wert, der aus denDaten der Abb,H-17 zu erwarten war.

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. 70 -

ENTWICKLUNG EINER RADIOSONDENSTATION IK REAKTORZENTRUMSEISERSDORF ZUR UNTERSUCHUNG VON BODENNÄHEN INVERSIONS'

LAGEN

Helmut BITTInstitut fuer Strahlenschutz, Reaktorzentrua Seibersdorf

Die radioaktive Kontamination der Atuosphaere s t e l l t ein Problem dar, das in Anbetrachtder rasch fortschreitenden Kerntechnik im Interesse der Sicherheit der Bevoelkerung In -aer uafassendere Maßnahmen erfordert.

Die Ausbrei tungsbod'ngungen von in Lufi geloesten Gasen und Schsebeteikhen, worin auchradioaktives Material inbegriffen is t , unterliegt einerseits der Thermodiffusion von Luft-aassen, die von der Stabilitaet der Luftschichten abhaengt. Die Ausbreitungsvorgaenge in -folge meteorologischer Einfluesse gehen meistens um einige Groeßenordnungen rascher vorsich. Die vertikale Ausbreitung s t e l l t geeisseriBaßen die guenstigste Richtung hinsichtlichder Gefaehrdung der Umgebung dar.

Der Austauschkoeffizient A[CO" g sec" ] gibt jeweils fuer ganz bestimmte meteorologischeBedingungen zahl eras aeßig den Flu3 der betrachteten Grosße durch die Einheit der Querschnltts-flaeche fuer die Einheit des Konzentrationsgradienten an. R.Reiter hat in einer experimen-tellen Untersurhung (1959 bis 1960) die Abhaengigkeit des Austauschkoeffizienten von ver-tikalen Tenperaturgradienten eindrucksvoll gezeigt.

Aus dem Verhaeltnls / d e s RaB-Gehaltes der Luft an der Bergstation Bank 1,779 n NN, 4 kaoestlich von Garaisch-Partenklrchen und der Talstation Farchant, 679 s NN, 3 ks Fluglinienordwestlich von Hank berechnete er aus der Beziehung [ i ]

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den Austauschkoeffizienten, f mittlerer Dichtesert der Luft, 4 Zerfallskonstante von Radon,o Basis des natuerlichen Logarithmus, h Hoehenunterschied (1.100 n) .

In Abb, 1a Ist die Abhaengigkeit des Austauschkoeffizienten vom vertikalen Temperaturgra-dienten fuer die vier Jahreszeiten, in Abb.1b fuer drei verschiedene Tageszeiten darge-ste l l t . Die Uebertragung der Ergebnisse dieser Untersuchungsreihe auf die Verhaeltnissein der freien Atnosphaere sind nur beschraenkt noeglich. Trotz alledem koennen die Ab-ieichungen gegenueber der freien Atnosphaere nur verhaeltnisaaeßlg k le in,sein, sie aus denUeberlegungen des Autors hervorgeht.

In Hinblick auf die außerordentlich schlechten Ausbreitungsbedingungen bei Inversionslagen»urde zur Untersuchung von Teaperaturinversionen der bodennahen Atniosphaere in Zusasnenar-belt oft der ZentralanstaU fuer Beteorologie und Geodynamik in Hien und der Studienge-sellschaft in Reaktorzentrua eine aerologische Station errichtet.

Die Heßuerte, Teiaperatur,'relative Luftfeuchtigkeit und der Luftdruck zur Hoehenzuordnungder Meßierte, »erden a i t Hilfe einer Radiosonde, an die Boden^Erapfangsstation uebernittelt .Die Radiosonde »ird von einea a i t Wasserstoff gefueliten Fesselballon getragen. Die aax i -nale Me?hoehe von 400 es ueber den Boden BU3 eingehalten «erden, da Seibersdorf in der SNcherheftszone des Flughafens Schwechat l iegt und Gegenstaende, die darueber hinausragen,als Flughindernisse gelten.

In Abb.Z ist das Scheia der Radiosonden-Sende- und Empfangsanlage dargestellt. Die Anlagearbeitet an 11 a-Band. Der Sender hat eine Ausgangsleistung von etta 20 oW, als Enpfaengerdient ein handeisuebliches tragbares Sprechfunkgeraet.

- 71 -

In Abb.3 sieht nan in Bild in der Reihenfolge von rechts nach links die Radiosonde, ober-halb der Druckknopfschalter zur Betaetigung der elektrischen Sei Kinde, ein siA-Schreiberzur Registrierung des Senkels der Fesselschnur in Bezug auf die Vertikale (Versuchsanord- ">nung), daneben die zugehoerige Spannungsversorgung, oberhalb der Eapfaenger. Hinter demNetzgeraet steht der liepulsfomer, der schließlich den Potentioueterschreiber ( in Vorder.grund) speist. Die ftinkelciessung sol l te urspruenglich dazu dienen, die Hoehenzuordnung der 'Meßwerte auf einfache Art und «/eise zu erweglichen. Durch die behoerdliche Bestimmung derKennzeichnung der Fesselschnur mit Hilfe geeigneter Gegenstaende, die in Abstaenden von50 eingebracht »erden muesssn, war diese Art der Hoehenzuordnung unbrauchbar geworden.Nunmehr wird die Hoehenzuordnung auf eine empfindliche Drudsessuug zurueckgefuehrt. DieAuslenkung einer Aneroiddose veraendert induktiv die Frequenz eines Sinus-Dszillators. /Die variable Frequenz wird in eine proportionale Gleichspannung uageforat. Sie kann so jden Meßwandler zugefuehrt werden.

Die Temperatur wird nit eines NTC-Widerstand, die Feuchtigkeit n i t Hilfe eines Karbonele- ;mentes gemessen. Alle drei Keßwerte werden alternierend von einen Uhrwerkschalter an den IMeßuandler gelegt, der den Sender s i t einer des Meßwert proportionalen Frequenz noduliert.Die empfangene Frequenz »ird schließlich in der Umformerstufe in eine den Meßwert propor-tionale Gleichspannung umgeformt. Sie »ird asi Potentiometerschreiber festgehalten.

Abb.4 zeigt den Beginn des Aufstieges. Fesselballonhangar, Fesselballon mit Radiosonde,in Hintergrund das Reaktorgebaeude. Der Fesselballon hat 3 a Durchmesser, einen Nettoauf-t r ieb von etwa 8-10 kp. Er besteht aus eines Darex-Gunaiballon und einer Psrlonhuelle, diemit einer lichtreflektierenden Schicht bezogen i s t . Die Lebensdauer so eines Gummiballonswird auf diese '«eise auf etwa 2 i.onate verlaengert. Ohne Huelle zerplatzt die Guaiiblaseinnerhalb »eniger Stunden infolge Sonneneinstrahlung.

Die Se-ilwinde besteht aus einem Elektromotor, einea selbsthestaenden Schneckengetriebe undder Seiltrommel. Die Aufstiegsgescheindigkeit is t 0,5 m/sec. Der gesamte Aufstieg dauert20 min. Genesscn eird nur waehrend des Aufstiegs. Das Fesselballonseil ist aus Nylon undhat eine Bruchlast von 100 kp. Von der Seilwinde ueber Unilenkrollen gelangt das Seil durchdas Dach des Keßraumes, der an den Hangar angebaut i s t ( in Abb.4 dem Bild abgekehrte Seite)ins Freie.

In Abb« 5 i s t als Beispiel das Temperatur- und reuchtigkei tsprof i l des Aufstieges vom 23.12,1966, H.00 Uhr, herausgegriffen. An diesen Tag lag eine schmale Inversionsschichtezwischen 250 und 330 m ueber dem Boden. Die Feuchtigkeitskurve zeigt oberhalb der Inver- ;sionsschichte wesentlich hoehere Feuchtigkeitsserte. Die Sichtverhaeltnisse oberhalb der -;Inversion waren sehr schlecht, es lag Nebel vor. Die Sirkung so einer Inversionsschichtt r i t t hier in diesem Beispiel deu t l k u hervor. Sie wirkt wie eine Sperrschichte jnd er- jscheert wesentlich den Austausch von Luftraassen. \

Die aerologische. Station »urde zur Untersuchung von bodennahen Inversionen errichtet. Auf-stiege sind in diesen Zusaomenhang nur dann sinnvol l , wenn die Koeglichkeit des Bestehens ;solcher Inversionen gegeben i s t . Bei Sindgeschwindigkeiten von mehr als 5 n/sec ist das ,kann mehr anzunehmen. Daher wurde der Ballon so diaensioniert, daS bei diesen »indverhaslt-nissen gerade noch Aufstiege gemacht werden koennen. Der Ausbau zu einer oöb'len Station )n i t H i l fe eines kleinen Fesselhubschraubers, der zudea Aufstiege auch bei hoeheren Wind- jgeschvindigkeiten zulae3t, i s t in Planung. :'\

Uteratur

[ i ] R.Reiter: Felder, Stroeae und Aerosole in der unteren Trophosphaere. S.460, Dr,Dietrich Steinkopf Verlag, Darastadt, 1954.

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Abb. 1a: Abhaengigkeit des Austauschkoeffizienten A vom vertikalen Teniperatirgradientenfuer die vier JahreszeitenAus R. Reiter (1)

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Abb. 1b: Abhaengigkeit des Austauschkoeffizienten A vom vertikalen Te.nperaturgradientenfuer verschiedene Tageszeiten.Aus R. Reiter (1)

Schema der Radiosonden Sende"u. Empfangsanlage

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Abb. 3 Radiosonden Eipfang- und Sendeanlago !B Ke/Srausi der aerologischsn Station

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Sondenaufstieg 23.12.66. 14h

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- 75 -

ERFPDESLICKE FESSSESAEIE Zl'S GEURTEiLU G DE!? AUStflRKtKSE1,' EINES

;:EiiRAEU"iGE-; .'.,;•:LEASES ZWISCHENFALLES

H. 3. PUCCH

Inst i tut fuer Strahlenschutz der Oesterreichischen Studiengesell-

schaft fuer Atoaenergie

1,0 Ursachen eines n»'<lsaren Zwischenfalls

Als Ursachen eines nuklearen Zwischenfalls of t weitraeu.aigen Auseirkungen sind nur

1. Atoriboabsnexplosionen und

2. Reaktorunfaalle

denkbar.

Die Atocbocbenexplosionen kcennen nach den bereits gecachten praktischen Erfahrungen [ je

nach dsn vorherrschenden meteorologischen Verhaeltnissen) o f t noch ueber sehr gro3e Entfer-

nungen die Einachner ganzer Staedte gefaehrden.

Die Gefaehrdung van groeGoren Bevoelkerur.gsgruppen durch Reaktorunfaelie kann auf Unfaeile

bei Kräftserksreaktoren eingeschraenkt «erden, da nur dort die Freisetzung der rad ioak t i -

ven SpaHprodukte gleichzeit ig, bz«. als Folge einer "konventionellen Daopfkesselexplosiion8

Boeglich i s t .

2.0 Auswirkungen eines nuklearen Zwischenfalls

Als Auswirkungen eines solchen nuklearen Zwischenfalls kennen wir die In der Folge ausge-

fuehrtc-n, dia neist geseinsaa in kurzzeit iger Aufeinanderfolge auftreten uuerden.

2.1 Kcntanination von Rahrungsnitiein

Hier ist besonders die aoegüche Kontaaination des Trinkwassers anzufuehren und in »eiterer

Folge die der Silch [sobald das Gras auf den Seidegruenden radioaktive Spaltprodukte aus des

Boden aufgenomen hat), der Genuese, Feldfmechte sosie des Fleisches von Fischen, Viild und

Haustieren, die kontaniniertes Futter fressen,

Kach [ i ] suerden aus dea bedenkenlosen Geniß solcher kontaminierter fiahrungsnittel die groeß-

ten Strahlenschaeden an Personen resul t ieren. Nun i s t es aber in jeden Falle Eoeglich, sich

so lange bedenklicher Kahrungsaittel zu enthalten, bis durch die ßshoerden garant iert un-

kontazinisrte (z.B. Konserven, abgefuellte Geiraenke) herangesch3fft werden konnten. Sofer-

ne die kontaminierten Lebensmittel nicht dach noch (z.8. nach Verarbeitung zu Konserven a l t

entsprechend langer Lagerung) verwendet »erden koennen, handelt es s ich soait , bei recht-

zeitiger Aufklaerung der Eevoelkerung, hierbei ledigl ich us einen Sachschaden und nicht ua

die Gefaehrdung far Gesundheit odar gar des Lebens von Personen.

Dies ist der Grund, seshalb san allgemein die Feststellung der Kontamination von Ilahrungs-

ai t te ln nicht als Sofortna?.nahne in die Katastrophenplaene aufnient, und weshalb auch wir

uns in dieser Arbeit nicht a i t dieses Probisn auseinandersetzen serden.

1:1 J t o n*a" ! l r 2 tTon da- Erdoberflaeche

Durch Scdinentation oder Auswaschung durch Niederschlags gelangen die in der Atoosphaere

suspendierten Spaltprodu'-tte auf die Erdjberflaeche und bewirken vsn hier, solange s ie noch

nicht in t iefere Erdschi-.hten eingedrungen sind, eine ext-rne Bestrahlung der in eines

solchen konteainierteri Linds^ich lebenden Bevoelkering. Das Ausia? dir Gefaehrdung ia

Falle einer externen Sesirahlunj wird :an naturgeaasS in "rea" angeben und aessen. Die

- 7 7 .

dafuer erforderl iche Slißapparatur « i rd aus einen !äe?platz a i t Dosisleistungsanzeige be-stehen, der zweckmaeßigerweise eine Alarsuanzeige und einen SchreiberanschluS besitzenwird. Als Detektoren sind grundsaetzlich Großflaechenzaehlrohre und lonisationskaaaernnoeglich. Zaehlrohre sind erfahrungsgemäß b i l l i ge r und vielfach auch be t r i ebss i che rals Ionisationskammern; a i t letzteren wieder kann nan ohne K^bereichsuaschaltung einegroeßere Anzahl von Dekaden ueberstreichen und bei einea vorgegebenen Quanteniluo aucheine s ta t i s t i sch besser ausgeglichene Keßeertanzeige als bei Zashlrohren erhalten. Des-halb noechten wir dort , wo es auf hohe Empfindlichkeit bei rascher BaJeerteinstellungankörnst, Her lonisationskamaer den Vorzug geben. Bei der Kessung der Kontauination derErdoberflaeche l ieg t dafuer f r e i l i c h noch keine Notsendigkeit vor, da die noteendigeruei»se noch neßbare Dosisleistung (die noch genauer festgelegt serden cueßte] nicht unter e i -nem Zehntel der fuer berufsnaesig strahlenbelasiets Personen eipfohlenen Dosisrata, dassind 0,25 aresi/h [Z ] liegen wird, die auch mit einen Zaehlrohr noch gut aeQbar i s t .

Obwohl «an, i i e ereaehnt, fast stets direkt die durch die Kontamination der Erdober-flaeche bewirkte Dosisleistung messen « i rd , da ja in diesen Einheiten auch die entspre-chenden Toleranzuerte angegeben »erden, i s t doch fuer die Planung der Ueberwachungsein-richtungen, das heilst fuer die Auswahl und Aufstellung der Detektoren, die Kenntnis desZusammenhanges zwischen spezifischer Oberflaechenkontamination (eba in μ ^ e r ) und dea

zu erwartenden Meßeffekt er forder l ich. Letzteres i s t schon deshalb notwendig, da fuer hy-pothetische Katastrophenfaelle meist nur berechnete »erte fuer die Ablagerung dsr Spalt-produkte vorl iegen, fuer deren Messung aber das üebereachungssystes) abgestinnt werden so l l .

Es sol len aber hier nur die diesbezueglich erhaltenen Ergebnisse und dis genachten Annafu«en und Vereinfachungen a i t g e t e i l t »erden, wogegen bezueglich der Berechnung auf einefruehere Arbeit verwiesen sei [ 3 ] .

NlBut nan die a i t t l e r e Energie der y-Strahlung, den Schwaechungskoeffizienten dieser Strah-

lung in Luft und den Kassenschvaechungskoeffizienten zu

E - 0,7 meV

μ - i o " ca"

jj « 0,029 en /sec

entsprechend \_k]

[4]

[5]

(1)

an, erg ibt sich zunaechst der Quantenfluß in Abhaengigkeit von der Seßhoehe ueber dea Bo-

den wie f o l g t :

Hoehe ueber den Boden Quanteqfliß

[Quanten / ca / sec ]

10

100

200

5 . 7.65

I . 5.35

\ . 4.67

s i s t dfe spezifische Kontaoination in Zerfaellen/ca /sec. Die drei angegebenen Hoehenentsprechen et*a der Erdoberflaeche, der Gonadenhoche und der ganzen GroeSe eines Manschen.

Bloat nan Jetzt ferner an, d £ die KeJapparatur gerade nech eine Dosisleistung

R - 4.10"5 [ r /hj (2)

t ••

- 78 -

zu nessen gestattet, aas ziemlich die untere Grenze dessen darstellen s i rd , «as nan in derPraxis (c i t einer Ionisationskammer) noch nessen koennen wird, ergibt dies einen Quanten-

f l i ß von , 2 , n r^\t - 23,7 [Quanten/ca/sec] (3)

loraus =an nach [3 ] die in tieferstehender Tabelle wiedergeg ebenen, gerade noch meßbaren,

spezifischen "Oberflaechenkontasinationen s erhaelt.

Ho ehe ueber dem Boden s [ C I / ]r -i a m

10 2,02100 2.89200 3,32

2.3 Strahlung aus der Wolke

Bevor die in der Atmosphaere aeist an Aerosole gebundenen Spaltprodukte auf die Erdober-flaeche gelangen, bewirken sie auch aus der Luft eine Exposition der sich darunter auf-haltenden Personen. Befinden sich diese Spaltprodukte noch in solchen Hoehsn, daß sienoch nicht mit den lehensraira des Menschen in direkte Seruehrung koicaen, spricht man von"radioaktiven Sfolken", die ausschließlich ueber die von ihnen ausgehende v-Strahlung e i -ne Gefaehrdung von Personen hervorrufen koennen,

Fuer die Uebereachung dieser Strahlung g i l t das in Abschnitt 2,2 Gesagte, auch hier e i rdnan einfach die Dosisleistung messen, bza. n i t te ls eines Schreibers registr ieren.

Um Rschenergebnisse von potentiellen ilnfaellen beruecksichtigen zu koennen, sei Biederdie kleinste noch aeßbare spezifische Luftkontanination angegeben.

Unter Annahme von (2) als niedrigste noch nä3bare Dosisleistung ergibt sich nach [ ö ] , wennnan die Atnosphaere ueber der Erdoberflaeche als unbegrenzt und ueberall gleich kontani-niert annicüst, unsittelbar ueber den Boden

o . . 5,8.10"8UCi/cg3] (4)Din

2.h Gefaehrdung zufolge Inhalation von Spaltprodukten

Sofsrne die radioaktive n'olke n i t ihre.i unteren Rand bis auf die Erdoberflaeche herunterreicht, .~ird nicht nur auch die ß-Strahlung wirksas, sondern, und das kann noch viel f o l -genscr.werer sein, werden Spaltprodukte eingeatmet. Zun Unterschied von kontaminiertenNahrungsmitteln kann sau sich der Ataung kontaninierter Luft nicht enthalten (wohl aberC'ßt es eine Reihe nuetzlicher Maßnahmen, die die Konge eingeatneter Aktivitaet auf einJiindestaa?- beschraenkenjund es könnt zur Inkorporierung von Akt iv i taet a i t der bekannten |Folgeerscheinung einer internen Bestrahlung. .1

-"!Die Ueber?=chung der Aerosolkonzentration o erfolgt , wie bekannt, uebl icherseise (diskon- \t i nu i i ; liehe Aufsagung und Ausnessung) durch Filterung einer genau bekannten Luftaenge iund Ausaessung dsr Ahscheidung n i t te l s eines ß-eapfindlichen Detektors nach der Forciel:

(5)

. . -

altn Nettoinpubrate [cpn]K Unirechnungsfaktor ^ C i / cV . . . . . . gesamter Luftdurchsatz [

'• f i l t e r - und Zaehlersirkungsgrad

Der radioaktive Zerfall eaehrend des Aufsacmelns ist in dieser einfachsten Darstellung derAktivitaetsberechnung vernachlaassigt. Auch bei jungen Spaltproduktcn a i t kurzer Halbwerts.zeit suerde man naeherungsweise nach (5) rechnen koennan, da die Konzentration dann so hoch»sere, daß nan die SaJicelzeiten sehr kurz halten koennte.

Zur Ausmessung werden wegen einsr Reihe von '/orzuegen neist KethandurchfluSzaehlrohre ver-»endet, bei denen aber bei Impulsraten ueber 2.1(P epa erfahrungsgemäß Slsc.sertverfaelschun-gen auftreten, die nan am einfachsten daran erkennt, daS die Meierte nicht Kehr reprodu-ziert Herden koennen.

Setzt can in (5) die tieferstehend angefuehrten Berte ein, die fuär unsere Apparatur zu-t ref fen, na en Hell

n • 200.000 cpn

V °'8 ffiliff 0.5 [j)

VP" 2,4.105 ou3

erhaelt nan somit bei Verwendung eines Hethandurchflu^zaehlers zur Messung der totalenß«Aktfvitaet als naxiaale, gerade noch ßeßbare spezifische Luftkontanination

0,94.10 (7)

Waehrend also bei Durchflußzaehlrohren der Bestinaung kleiner Aktivitaetskonzentrationenpraktisch nur dadurch eine Grenze gesetzt i s t , als die Se3zeiten untragbar lang werden,gibt es eine .definierte obere SIe3grenze fuer ihre Versendung. Natucrlich kann der in (7)angefuehrte Äerte schon sagen der Billkuer bei den Annäiiaen nach (6) nur ein Waeherungs-»ert sein, von dem man sofort angeben kann, «ie nan ihn nach oben verschieben kann: Ver-kleinerung des Luftdurchsatzes oder Ver'-tuerzung der Sssselperioden koennten hier ebensoAbhilfe bringen, sie Verkleinerung der Zaehlrohrgcoaetrie oder ü'ahl eines anderen Fi l ters.In allen Faellen aber wuerde dies auf eine Abaenderung der "fuer gewoehnlich" zu beob-achtenden Me3bedingungen hinauslaufen, «ofern es nicht auch notwendig waere, den Zeit-punkt des Eintretens einer solchen starken Kontasination Ja vorhinein zu kennen, um sichentsprechend einrichten zu kosnnen.

Durch Vergleich von (4) und (7) lae'St sich erkennen, daS raan auch mit des empfindlichstenderzeit auf dem Sarkt befindlichen lonisationskasniergeraet die Ueberaachung der Aerosol-konzentration nicht ohne weiteres von dort nach hoehsren Aktivitaetskonzentrationsssrtenfortsetzen kann, »o äer Hd2bsreich des SethandirchfluSzaehlrohres aufhoert, sondern daßvielmehr dort in deei Uebersachungssystai eine Luecke zu eriqrten is t .

3,0 Zweckaaeßigste Instruaentisrung fuer Zivilschutz

Wegen der hohen Empfindlichkeit und segen der groSen Gefaehrlichkeit inhalierter SpaH-produkte [ ? ] , [8 ] kann auf die Besticnung der Asrosolkonzentration nach der "Filtensethode"nicht verzichtet werden. Die Äufsaaslung und Auswertung kann diskontinuierlich erfolgen,Bodurch die Anschaffungskosten sesentlich herabgesetzt und die Betriebssicherheit erhoeht

. 80 =•

wird. Dea F i l te r gegenueberstehend so l l te (wie das bei einigen kommerziellen Sammelgeraetenschon vorgesehen is.1), ein Zaehlrohr montiert sein, das waehrend des Samraelns die F i l terak-t i v i tae t mißt. Die gesessene Inpulsrate s i rd laufend geschrieben und bes t bei Ueberschrei.ten eines Grenzwertes Alarm aus. Die geschriebene Irapulsrate g ib t auch im nachhinein dengenauen Zeitpunkt des Auftretens erhoehter Kontamination an und laeßt Schluesse ueber dieHalbwertszeit der abgeschiedenen Akt iv i taet zu,

Fuer die genaue Ausnessung wuerden wir einen ß-Szint i l lat ionsdetektor empfehlen, der waeh-rend ein'.- kurzen Unterbrechung des Saamel Vorgang es, a i t der gleichen Elektronik wie dasvorhin ermaehnte Zaehlrohr, betrieben werden koennte. Als Sz in t i I l a to r hat sich bei unsein Plastikphosphor in einen l ichtdichten BleischloS bewaehrt, von dessen Oberflaeche die(zur Vermeidung von Lichteinfal l in den Mul t ip l ier vorgesehene) 0,4 mm dicke Alu-FolJβ

entfernt wurde, wodurch die Zaehlausbeute auf das Doppelte anstieg und die Energieabhaen-

gigkeit entsprechend verkleinert wurde.

In dieser Fora ear der Szinti l lationszaehler in Bezug auf die beiden letztgenannten Eigen-

schaften durchaus einen Methandurchflußzaehlrohr aelteren Typs gleichwert ig, dabei aberwesentlich b i l l i g e r in der Anschaffung und weniger stoerungsanfaeHig im Setrieb. Vor al lenaber ist eine Szintillationssonde mit Plastikphosphor praktisch bis zu beliebig hohen Zaehl-frequenzen verwendbar, wenigstens so weit , als die durch die nachgeschaltete Elektronik be-dingten Totzeitfehler nicht stoeren bzw. noch kor r ig ier t werden koennen. Die zweite an Je-der Keßstelle vorzusehende Apparatur zur Messung der y-Dosisleistung, die wie ausgefuehrt,

' zwei 'ilßiaufgaben durchzufuehren hat, naemlich

1. die Messung der externen y-Strahlung von der Erdoberflaeche und aus bodenfernen radio-

aktiven Wolken und2. die Abschaetzung sehr hoher Aktivitaetskonzentrationen als Ergaenzung zur FiHermethode,

kann dann entsprechend unempfindlicher und damit b i l l i ge r ausgefuehrt werden.

i Die a i t dem Staubprobensauoler gewonnenen Staubproben koennen in Bedarfsfall mi t te ls eines! Itipulshoehenanalysators gleich zur selektiven Bestimmung der einzelnen Spaltprodukte vereen-i det «erden, was natuerlich nur dann geht, wenn sie in hinreichender Konzentration vo r l i e -

gen. Hier wird es gegebenenfalls vor allem notwendig sein, die J-131-Konzentration in derLuft festzustel len, fuer welchen Zweck einige Firmen spezielle Geraete, sogenannte Jodmoni-tore, anbieten.

Wenn wir vorerst davon Abstand nehnen, solche Konitore in unseren Instruwentierungsvorschlag.. fuer die Herstellen zur Strahl ungsuebersachung aufzunehmen und bei dem von uns im Reaktor-': Zentrum Seibersdorf zusammengestellten Prototyp nicht einmal einen EinkanaMnpülshojksn-! analysator vorsahen, so geschah dies, da wir vorschlagen moechten, l ieber weniger, dies: aber mit wirk l ich zweckentsprechenden K i t te ln zu messen. Solange nicht feststeht, daß die

finanziellen K i t te l und auch das dafuer erforderliche Fachpersonal in ausreichendes Kaßefuer die Inpulshoehenanalysatoren zur Verfuegung gestel l t »erden koennten, erscheint es uns

l vernuenftiger, die bestaubten F i l te r fuer diesen Zweck einzelnen zentral gelegenen Ste l len,) die ueber eine entsprechende Ausrüstung verfliegen, zuzustellen.

Unser Instrument!erungsvorschlag sol l sonit nicht der vollkommenste - sondern nur der bestej unter den gegebene! Uasta'enden sein.

in Seibersdorf erprobte Anlagen

In Abb.1 i s t die von uns zusaansengestellte Aerosolueberwachungsanlage zu sehen, Links be-findet sich die Luftpuope a i t dea nach vorn ragenden Keßlcopf, der das Geiger-Bueller-Zaehl-rohr zur Sfnuliansessung der F i l te rak t t v i tae t enthaelt (deutlich i s t die Spannungszufueh-rjng des Zaehlrohres ausneimbar). Nach daa F i l t e r und vor der Puape kann in den Luftstroa

81

noch ein Rotameter zwischengeschaltet werdm, wozu die entsprechenden Schlauchansatz-stuecke schon herausgefuehrt sind. Bei Hichtverwendung eines Luftdurchsatzmessers sinddiese Ansatzstuecke mit einem Schlauch zu verbinden.

Als Elektronik wurden zwei a l te , mit Roehren bestueckte Einschuebe verwendet. Da keiner-le i besondere Anforderungen an erstere gestel l t werden, entspricht hier praktisch jedeZaehlapparatur mit Rateiseter, wenngleich man bei Neuanschaffungen aus Gruenden der hoehe-ren Betriebssicherheit nur t ransistor is ier te Einheiten vorsehen wird.

Auf dea Ratemeter steht der Schreiber fuer die Impulsrate des Fi l ters. In unserem Fall han-delt es sich um einen Fallbuegelschreiber mit einen Papiervorschub von 2 cn/h, dessen ura-schaltbare Meßbereiche die Wahl des jeweils guenstigsten Bereiches gestatten.

In der Abbildung rechts 1st das l ichtd icht ausgefuehrte Bleischloß zu sehen, das in Abb.2nochmals im Detail dargestellt i s t . Zu diesen Zweck wurde der obere Teil desselben abge-nommen, so daß der Blick auf die Gleitschiene freigegeben i s t , auf der der Schuber mit demLu f t f i l t e r in das Innere der Abschirmung gefuehrt « i rd. Durch Federdruck von unten undFilzdichtungen eurde die Lichtdichte des Bleischlosses erreicht, so daS der Plastikphos-phor ohne Alu-Folie veriendet werden konnte.

Links neben den Bleischloß is t die Verkleidung des Photonultipliers mit angebautem Vor-vorstaerker zu sehen.

Abb.3 zeigt den Schrieb, der saehrend der Aufsammlung der Aerosole gesessenen Impulsrate.Der Papier transport erfolgte dabei von rechts nach l inks.

Der oberste Streifen zeigt das charakteristische Anwachsen der l ipulsrate nach Einlegeneines neuen Fi l ters und das Erreichen des Endtsertes nach ca. 2-3 Stunden. Falleeise, z.B.vor Gei i t tern , is t indes auch ein staerkeres Schwanken der Ispulsrate noeglich, jedoch istan dem raschen Abfall nach solch einem Anstieg sofort ersicht l ich, daß es sich nur umkurzlebige (und damit ungefaehrliche) Radioaktivitaet, wahrscheinlich natuerlichen Ur-sprungs, handelt (zweiter Streifen).

Beim d r i t t en und vierten Streifen wurde in der Naehe der Ansaugoeffnung der Pumpe einekleine Menge eines kurzlebigen radioaktiven Gases freigesetzt, San erkennt n i t hoher Ge-nauigkeit den Zeitpunkt der Exposition des F i l ters .

Abb.4 schließlich zeigt einen Vorschlag fuer die Hontage einer Ionisationskammer auf demDach eines Hauses. Bezueglich des Ortes der Montage waere zu sagen, daß die Kaoser nachallen Richtungen einen moeglichst f re ie" Blick haben, aber doch auch leicht und gefahrloszugaenglich sein so l l , da die Montage oder ein etea erforderlicher Austausch der Kansernur durch einen Techniker vorgenommen werden kann.

Literatur

Br i t i sh iiedical Journal, Apri l 11,1959, Seite 967-969Recomnendations of the ICRP, Pergamon Press, 1959 "Maximum permissible doses"Atoakernenergie 8, 1963, Seite 448 - 452Keteorology and Atomic Energy, U.S. Government Printing Office, Washington 25.D.C.Reactor Shielding Design Manual, Hc.Gran-Hill Book Coap. 1956Atomkernen erg ie 8, 1963, Seite 410 - 414Atompraxis 8, 1962, Seite 423-430Nukleonik, Bd.3, 1951, Seite 164-178 und Seite 210-231

- 82

;• | I' I' ILJ

Abb. 1: Uebereachungsanlage fuer die Konzentration radioaktiver Aerosolefn Luft

- 83 -

Abb, 2: Uchtdichtes Dleischloß und dazugehoerige Szintillaiions-sonde mit angebautem Vorverstärker

j » _." f . ._ i !__•"_. 4_ .1. _ 1 _ 1 _ L _ I _ i L- 'l ;0 "'•*-:

Abb, 3: SchrGibersirstfen, die die sisuHan rait der Filterbestaubunggesessene Ir.pulsrate in Abhaengigkeit von dar Zeft zeigen

. 85 -

Abb, 4: Verkleidung und Haüerung e!ner an einen HausBontterten lonisationskaoner

- 86 -

KONTINUIERLICH MESSENDER UND PROMPT ANZEIGENDER LUFTMOMITOR

H. SCHUHTechnisch? Landes-Lehr-und Versuchsanstalt Kaidhofen/' Ybbs

(Kurzfassung d,Referates)

Die Aufsann lung der radioaktiven Aerosole er fo lg t auf ein Filterfaand, das in Form einesZylinders um ein Zashlrohr herum so befestigt i s t , daß waehrend der Aufsasmelzeit gemes-sen werden kann und daher prompt angezeigt » i rd. Es wurden einige theoretische Grenzfael-le laethematisch so erfaßt, daß die Interpretation der aufgezeichneten Aktfvitaetsverlaeu-fe jederzeit nosglich i s t . Ein großer Vortei l des Gereates besteht dar in , daß sowohl derkurzlebige sls auch ötr langlebige Anteil der Luftradioaktivi taet erfaßt werden kann unddie Biittleran Halbwertszeiten aus den Kurvenforman ermittelbar sind.

- 8 7 -

EIN NEUTRQNEHDOSISETER FUD1 iiER REAKTORBETRIEB

E.TSCH1RFAtoainst i tut der Oesterreichischen Hochschulen

1 . Die Bedeutung der Neutronendosis fuer j ien praktischen Strahlenschutz

In der Umgebung von krit ischen Anordnungen t r i t t meist eine in Vergleich zu der Gaaina-dosis sehr betraechtliche Dosis von Neutronen auf (Tabelle 1 ) , die nur deshalb bisherwenig Beachtung fand, weil es an Instrumenten zur Kessung der Heutronei-Personaldosismangelte.

Tabelle 1 : Antei l des Neutronendosisaequivalentes an der Gesaiatdosis

Messungen von 0. Nacht igal l , Juel ich:

Kernkraftwerksreaktor Kahl 39 % bis 95 %Siemens Argonaut 47 % bfs 75 %Reaktor Garching 35 % bis 70 %

Messungen aia Atominstitut der Oesterreichischen Hochschulen:

TRIGA Hark I IAn 2 HeSstellen 11 % bis 50 %An 7 Bißstellen 51 % bis 80 %An 5 Abs te l len 81 % bis 100 %

2. Prinzip des Aktiv!erungsdosineters

Es wurde versucht, fuer die routineiaeßige ^ebervachung von an Reaktoren beschaeftigtenPersonen ein fieutronendosioeter zu entwickeln, das bsi unvorhersehbaren Vorfaellen (Lei-stungsueberschreitung des Reaktors, Verschiebung von Abschirosbloecken, Betreten von ge-sperrten Gebieten us*) noch den .Nachweis einer Dosis von unter 30 arad (RueckstoSpro-tonen und Protonen der Reaktion 1 2 tJi(n.p)^C ira Koerpergaeebe, daher nach der KBS-Üorn e i -nen Dosisaequivalent von 300 nrea entsprechend) erlaubt. Auf Grund von mehr ja ehr igen Ver-suchen wurde das Prinzip des Akttvierungsdosieeters gesaehlt, das die Verteile von sehreinfachen Aufbau, B i l l i gke i t und absoluter L'neupfindlichkeit gegenueber Ganaa-Strahlungvereint.

Eine derartige Anordnung besteht meist aus mehreren Sonden, die aus Katerial wie Schwe-f e l , Phosphor, Gold, Indius und anderen hergestel l t sind und von Neutronen ak t i v i e r twerden koennen. Die in eine« Dosimeter vereinigten Sonden muessen so ausgewaehlt werden,da"3 sie auf a l l e Keutronen-Energiegruppen des interessierenden Spektrums ansprechen. ZurBestimmung der Dosis werden die Sonden einer Aktivitaetsraessung in ueblicher Art unter-zogen und dann aus den so erhaltenen Meßwerten rechnerisch die Teildosen der fuer diebetreffenden Sonden zustaendigen Neutronengruppen e r o ü t e l t , bzw. zur Gesantdosis auf-suraiert werden. Den bisher aus der L i teratur bekannten Verfahren haftet ein durchwegskompliziertes und langwieriges Auswerteverfahren an.

3. Beschreibung des entwickelten Dasieeters

Das hfer vorgestel l te Dosioeter besteht nach Abb.1 aus drei Teilen:

I

Dosfoeterkoerper: Ein Zylinder n i t 10 cm Laenge und 2 ca Durchmesser aus rotem Phosphor,

der n i t einen Bindeaittel gefestigt wurde. Auf dem Zylinder i s t ein Ring aus Goldblech

angebracht.

Kaduiuahuelse: Eine Huelse aus Cd-Blech, die etwa 9o? des Phosphorzylinders abschirat und

so aufgesetzt » i rd , daß sich der Goldring in ihr befindet.

Plastikkappe: Sie wird ueber den aus der Kadinirahuelse reichenden Teil des Phosphorzylin-

ders gesteckt und dient als Verschluß. An ihrer Oberseite i s t eine Folie aus Indiuia (»am-

fo l ie) angebracht.

Die Aktivierungssonden Phosphor und Gold sind im Dosineterkoerper verein igt , wobei die

Phosphorsonde tei lseise und die Goldsonde ganz gegenueber thermischen Neutronen durch die

Kadmiunhuelse abgeschirnt is t . Die Eigenschaften der Sonden sind in der Tabelle 2 zusammen-

gefaxt.

Tabsllc 7: Aktivierungssonden

Teil des üeutronenspektrums Detektor Aktivierungsreaktion aktives Isotop

schnelle Neutronen ueber2„7 MeV

Resonanzneutronen

thernische Neutronen

Schwel leer t reak t ionPhosphor 31p(n,p)3 1Si

31Si

Gold1 9 7

Au(n,7J Au

Phosphor 3 1 P(n,y ) 3 2 P

1,5 KeV3-Str . 2,6 h

198.Au

0,97 und 0,5 MeV ß-St r .0,41 Gasiaastr., 2,69 d

\1,7 MeV ß-Str. , H , 2 d

Die Groe3e der einzelnen Sonden i s t nun so aufeinander abgestimmt, daß ihre Akt iv ierungdurch die verschiedenen fJsutronenenergiegi'uppen proport ional der durch diese Neutronenhervorgerufenen Dosis e r fo lg t , Hird also d ie Ak t i v i t ae t des ganzen Dosimeterkoerpers ge-nessen, so erhaelt aan einen der Gesantdosis proport ionalen 8er t . Dadurch i s t das Aus-«erteverfahren auf eine einzige Messung reduz ie r t und soiait sehr vere in facht .

Die Barnfol ie ernoegl icht es, ohne e igent l i che Ausuertung des Dosimeters i n der Ausserte-apparatur nur unter Verwendung eines der uablichen Handnonitore f e s t z u s t e l l e n , ob ueber-haupt eine Weutronendosis eingestrahl t «orden i s t . Fa l ls eine Akt iv ierung der Indiun-Fol ie nicht nachgewiesen werden kann, i s t eine weitere Messung an des ibs iaeter n ich tnoetig. Diese Kont ro l le kann voia Traeger des Dosimeters selbst durchgefuehrt werdenund b i lde t d ie Grundlage zu den spaeter beschriebenen Dosis-Kontrol lver fahren,

Die Ausserteeinrichtung besteht nach Abb.2 aus einem Bohrloch-Szint i l lat ions-MeSkopf m i tder zugehoerigen elektronischen Einrichtung zur lopulszaehlung. Der Leeraert der Anord-nung betraegt ia KeEraua 'des Atos ins t i tu tes ca. 230 Impulse pro Kinute.

4. Messungen in der Umgebung des Reaktors TRIGA H I I

Ua s icherzus te l len , daß die Angaben des Dosineters von der Form des Neutronenspektrunsin der Itagebung des Reaktors weitgehend unabhaengig s ind, surde folgendes Verfahren an-gesendet:

- 8 9 .

An besonders ausgesuchten MdJpunkten, die aoeglichst extreae Verhaeltnisse bezueglichAbschirmung und Streuung der Neutronen bieten sollten, uurde mittels eines energieunab-haengig messenden Moderatordetektors das Dosisleistungsaequivalent bestfnnt und dann ander gleichen Stelle das Neutronendosineter bestrahlt. Einen Vergleich der so erhaltenenHeßwerte fuer verschiedene Meßttellen zeigt die Tabelle 3.

Tabelle 3: Dosisiessungen In der Umgebung des TRIGA M I I

Heßpunkt

eff. Eapf.lap

ein. rei

Anteile:schnelleNeutronen

Resonanz-neutronen

1

109

89?

11 ?

2

112

67?

33?

31

130

<10?

>90?

127

68 ?

32?

5

101

67?

33?

1 Beßpunkt 3 mitkleiner Dosis ge-nessen (0,28 rem)

5„ Anwendungsverfahren und Fehlerdiskussion

Den Aktivierungsverfahren haftet der Nachteil an, daB sowohl «mehrend der Bestrahlung alsauch in der Zeit zwischen Bestrahlung und Auswertung durch den radioaktiven Zerfall die Ak-t ivitaet abnimmt. Es wird also in den stetsten Faeilen der Praxis eine zu kleine Dosis ge-«essen. Der so auftretende Fehler haer.gt fuer ein. gegebenes Dosimeter von folgenden Fak-toren ab:

Laenge der Bestrahlung,Zeit zwischen Bestrahlung und Auswertung,Spektrale Zusammensetzung des Neutronenfeldes.

Aus umfangreichen Ueberl egungen ergaben sich die teilweise in der Tabelle 4 dargestelltenBaximalfehler fuer bestirnte KeSperioden, d.h. die Zeit zwischen zwei Dosfmeterauswertun-gen.

Tabelle 4: Kaxinale Fehler durch den radioaktiven Zerfall

Keßperiode

1 Stunde

2 Stunden

Anteil von Spaltn. Anteil von epitherm.N. maximaler Fehler

10075

100?75?

25?100?

2 5 ?100 %

- 14.5 %. 9 ?• 11 %

. 30,5 %- 2 1 %• 1 7 , 5 ?

Eine tteßprobe von zwei Stunden l ie fer t danach noch gut brauchbare Angaben, da ein iCO %•tges Spaltspnktrum aißerhaib eines Reaktors kaua zu erwarten ist und daher der saxioaleFehler zwischen • 17,5 % und - 21 % liegen »frd.

. 90 .

Danit die Dosimeter an Ende jedsr Wper iode nicht ausgesrertet srerden muessen, so l l jederBenuetzer o f t Hi l fe seiner K'arnfolie selbst kontro l l ieren, ob der Verdacht einer einge-strahlten Neutronendosis besteht. Erst bei eines Ansprechen des Handmonitors auf die Warn-fo l ie is t das Dosimeter zu einer seiteren Auswertung an den Strahlenschutz abzugeben. Die-ses Verfahren, das nur ein bis zwei Minuten in der He^periode von zwei Stunden in Anspruchnfant, scheint in Anbetracht der dadurch »esentlich erhoehten Sicherheit der Personaldo«sinetr ie gerechtfert igt zu sein.

Schließlich set erwaehnt( da3 durch ein besonderes Verfahren aus dem bekannten Zeitpunktder Bestrahlung (etwa bei nuklearen Unfällen} in Nachhinein die tatsaechlich erhalteneGesaatdosis soofe die Einzeldosen fuer die in Tabelle 2 genannten Energiegruppen bestiegt«erden koennen.

. 91 =

indiumfoHe]

\plastikkappe \

Phosphor,zylinder

Gold ring

.!;•

y

i.Kadmiumhlilsel

Dosimeter-!

kb'rper \

NEUTRONENDOSIMETER.

Abb.1

- 92 -

Abschirmung

V//-////-A7M

Vorverst Zäh/er

AUSWERTEGERATE ,

Abb. 2

- 93 -

DIE HYDROLOGISCHE UND SEDIMENTOLOGISCHE UEBERWACHUNG DES VORFLUTERSDES REAKTORZENTRUKS SEI6ERSD0RF

Eiaerich «ANDERERInst i tu t fuer Strahlenschutz, Reaktorzentrun Seibersdorf

Hydrologie

Nach der Dekontaaination in der Entaktivierungsanlage werden die i i Reaktorzentrum Seibers-dorf anfallenden radioaktiven Abaaesser ueber eine 3 km lange Rohrleitung an den VorfluterLeitha-Muehl-Kanal abgegeben. Der Vorfluter is t ein durch Wehranlagen kontrol l ierbarer Sei-tenarm des Leitha-Flusses, der zu diesem paral lel f l i e ß t [ i ] . Die Wehr fuer die Abzweigungdes Leitha-Kuehl-Kanals vom Leitha-Fli/2 is t in Seibersdorf gelegen. Ca. 1 kn unterhalb die-ser Abzweigung befindet sich das Einlaßbauserk fuer die ".bsaesser des Reaktorzentruss. Eineweitere K'ehranlage i s t 2800 n flußabeaerts vom Einlaßpunki in der Ortschaft ifasenbruck gele-gen. Da der Bau des Kanals bereits laengere Zeit zurueckliegt, hat der Vorfluter ganz denCharakter eines natuerüchcn Fl ißläufes angenosmen.

Der Verlauf des Vorfluters i s t in Kontrollbereich - 100 m oberhalb Einlaßbauwerk bis 500 sunterhalb der 'i/ehr ü'a sen brück - »eitgehend geradlinig. Das Gefaelle des Flußbettes betraegtca. 13 cra/km.

Die an den Vorf luter abgebbare Absassernenge is t von Basserstand und Kasserfuehrung ab-haengig. Ki t H i l fe eines Pegelschrefbers wird der Wasserstand kontinuier l ich gemessen undaufgezeichnet. In Fig. 1 sind dia Ganglinien des ü/asserstandes fuer die Jahre 1961 - 1957dargestel l t . Dabei entspricht, da der Pegelschreiber in Ufernaehc aufgestell t wurde, dieKasserhoehe gemaeS. Pegelstand Null einen tatsaechlichen V/assersiand von 30 ca ueber derFlußsohle, fäaxiua ia Verlauf der Jahresschnarkungen entfal len dabei meist auf die (SonateAp r i l , Mai (Schneeschmelze), Minioa auf die töonate August, September. Kie unterschiedlichdie jaehrl iche Sasserfuehrung sein kann, zeigt ein Vergleich 6er Kurven fuer die Jahre 1962mit 1965.

Zur BestiffiBung der bei verschiedenen Uasserstaenden transportierten Hassermenge »urdenStroeaungsprofile ia Vorfluter aufgenommen. Die an 6 verschiedenen Stellen des Vorfluterserhaltenen Stroenungsprofile lassen deutl ich die Abhaengigkeit des Kurvenverlaufes von derFlißbettbeschaffenheit erkennen. Die Fl ißbreite l i eg t zwichen 10 und 15 a, das Flußbetti s t vorwiegend trogfoeraig mit einer weitgehend ebenen Flußsohle. Der Hoehenunterschiedzwischen Flußsohle und Uferoberkante betraegt durchschnitt l ich 150 ca.

Die B i t t l e r e Stroeaungsgeschuindigkeit betraegt etwa 1,5 m pro Senkunde. Die hoechste ge-aessene DurchfluSrate bsi 75 cm Wasserstand betrug 18 «3 /sec, die niedrigste 5 a /sec inFlußquerschnitt.

Die cheaische Analyse des Leithawassers ergab die in Tabelle 1 aiifgefuehrten Werte

Tabelle 1 ; Cheaische Analyse des Leitha-»assers

pH-»ert 7,6Elektrolyt ische Leitfaehigkeit 409 (Bicro-Sienens)Vsrdaaipfungsrueckstand 303 ag/1

Gluehrueckstand 187 eg/1KMnO4-Verbrauch 19 ag/1Gesanthaerte des üassers 12,9 d.H.Karbonhaerte 10,1° d.H.

C a " 66,5 ng/1Hg«. 15,6 ng/1

Fe total 0,04 ag/1HH* 0,04 ag/1HO2 0,05 »g/1HO' 7,1 «g/1Cl--. 6,0 ng/1SO 62,4 sg/1

206,2 «g/1

- 94 -

Da d ie im V o r f l u t e r i n Suspension m i t i r a n s p o r t i erten Sedimente i n Wechselwirkung m i t äa\ \aus dem Reaktorzentruu abgegebenen Nuklidloosungen treten, aurden die Sedinentm engen, die ;in Fltßquerschnftt transportiert »erden, fuer verschiedene Wasserführungen bestimmt. Dazu \eurden jeweils 200 1 Sasser bei Pegelstaenden von 33 cn und bis 75 cn entnommen. Die Was-

serproban wurden, das I t auch "die feinste Truebung ausfael l t , 13 Tage stehen gelassen. Nach '.AbdekantSeren des nun klaren Wassers wiriie das darin suspendiert gewesene Sediment gesonnen,(Fig.2). Die KorngroeßenVerteilung des so gewonnenen Sedinentes wurde mit dem ATTERBERß Zy-linder bestimmt und ist rait de» organischen Anteil an den einzelnen Fraktionen in Flg.2 dar- ;gestal l t . Der mit t lere Korndurchussser des stroenend transportierten Sedinentes betraegt60 μ, der Sortierungsgrad, der sich aus dem Verlauf der Sunnen'-arve errechnet, \57. Dieser

r e l a t i v hohe Wert deutet an, daß es sich ua ein ueber die KorngroaJenklassen 2,8 μ bfs

500 μ erstreckendes Vielkorngemisch handelt. Aus den dazugehoerigen Histogramm i s t ersicht-

l i c h , daß 2 Maxima in den Sereichen 56 - 75 μ und 160 - 315 \L le icht hervortreten. Der or-

ganischo Ante i l , der mittels Gluahverlust bestimmt «urde, i s t mit bis zu 50 Gewichtsprozent

in der Fraktion 160 - 315 μ am staerksten vertreten.

Die im gesamten Flißquerschnitt transport ierte Sedimentitenge i s t abhaengig von der Basser-fuehrung. Daraus errechnet sich, daß bei 75 ca Pegelstand ca. 5000 g, bei 50 cn ca. 1000 gund bei W cm ca. 500 g Sadiraenl pro Sekunde im Flußquerschnitt t ransport iert werden. DieVerteilung des transportierten Sediments ueber das Stroe.iungsprof i l erwies sich als weit-gehend homogen. Die Konzentrationen des Sedinentes an der Oberflaeche , in 50 Ca und in100 cm Tiefe unterscheiden sich nur um ca. 10 %.

Sedimentologfe

Zu Ueberholungszwecken wird das f/asser dreimal jaehrlich in das a l te Flußbett umgeleitet.Bei dieser Gelegenheft werden, da der Vorf luter weitgehend trockengelegt und begehbari s t , ueber die Strecke vom Einlaßpunkt bis ca. 3,5 ko flißabwaerts Sedimente und b io log i -sche Proben gewonnen.

Fig,3 zeigt ein Sedimentprofil, * ie es durch Abstechen mit Spaten ia begehbaren Flußbett ';erhalten wurde. Deutlich sind zwei Horizonte zu erkennen. Oben eine sandige, hel le Lage,darunter ein Feinschotterhorizont. In Fig.3 sind die mit Hi l fe von Siebsatz und ATTERBERG.Zylinder gewonnenen perzentucllen Anteile in den einzelnen Korngrößenklassen auf 2er -logarithmischer Basis aufgetragen und den Horizonten koordiniert .

Mit Hi l fe eines Glaszylinders «erden Sedimentkerne im Flußbett gewonnen und im Labor aufeine etwaige Kontamination hin untersucht. Diese Art der Probenahme erlaubt es auch, feineWechsellagerungen in der Sandfraktion in der urspruenglichen iiiaechtigkeit zu bewahren undnaclitraeglich auszueerten. Die einzelnen feinen Horizonte spiegeln in der Vertikalen denzeitlichen Ablauf der Sedimentation und ihre Schwankungen aider. Somit is t eine nachtraeg. '\l i ehe Uefceipruafung auf eine eventue l le Kontaminat ion mft Zeitbest immung moegl ich [ 2 ] , i

\Die Untersuchung des Hineralbestandes der einzelnen Fraktionen ergab als Haupfaiinerale des jSedimentes Calci t , Quarz und Glfamerminerale. Eine de ta i l l i e r te Darstellung des Mineral- •]bestandas in den einzelnen Fraktionen i s t in F ig . * fuer eine Probe, die 100 ci unterhalb jdes Einlaßbauvgrks gewonnen wurde, gegeben. j

Von al len Proben abgelagerter Sedinente werden die Suaiaenkurven (Korngroeßenhaeuf igkei ts - .:]kurven) und daraus die Strukturierte, Slediansert und Sortierungsjrad, bestimmt (Fig.5). \Unabhaengig von der KorngroeQsnklasse lassen sich drei Sedineits unterscheiden: ein san- :]diges braungrdues, fast zur Gaonze mineralisches Sediment - Zusammensetzung siehe Fig.4b, '••einQSChwarzer, stark riechender organogener Faulschlaaa a i t bis zu 30 % Gluehverlust (bei600 C) - siehe Fig.4a, sowie ein vorliegend auf die Feinschotterfraktion entfallendes groe-beres Sediment, das auch zwischen den sandigen und den Faulschlamhorizonten eingebettetsein kann (Fig.3).

- 95 -

Außer den Sedinentproben werden routinemäßig auch biologische Proben gewonnen. Die Messungder RadioaktivJtaet in den Proben er fo lg t an bei &QQ°C gegluehten Proben. Es «erden sowohlvon Sedioentproben wie von organischen Proben jeweils 500 mg gegluehtes Sediraent auf Zaeh'l-schaelchen praepariert und im Probenuechsler a i t 30 Hinuten fle^zeit auf 3-Akt iv i taet aus-gemesssn. Von Proben mit erhoehten Äktivitaetswerten werden Ganma-Spektren aufgenosinen.

Tabelle 2 enthaelt einen, Vergleich der Akt?vitaetswerte, die von Proben, die 1966 bzw. 1967geeonnen wurden, erhalten wurden.

Tabelle 2: Rad ioak t iv i tä t der im Vorfluter Leitha-Kuehl-Kanal gesonnenen Proben, aus-gemessen nach, Gluehen bei 600'C

FAULSCHLAMM

SAND

ALGEN

KREBSE

\ Ort

50 ei oberhalb Einlaß

5U m unterhalb Einlaß500 B unterhalb Einlaß100 13 vor H'asenbruck

Wehr H'asenbruckunterhalb Kehr 'Ä'asenbruck

50 m oberhalb Einlaß

50 ei unterhalb Einlaß600 n unterhalb Einlaß100 m vor WassnbruckÄehr Wasenbruckunterhalb Kehr Wasenbruck

50 n oberhalb Einlaß

50 ni unterhalb Einlaß600 ai unterhalb Einlaß100 ei vor ü'asenbrückWehr Wasenbruckunterhalb Wehr Wasenbruck

50 D oberhalb Einlaß

50 E unterhalb Einlaß600 m unterhalb Einlaß100 n vor H'ehr Kasenbruck

pCi/g Asche

4.7.1956

9,33

17,0310,3019,0615,6210,05

3,73

12,5029,6715,9617,33

9,45

17,15

25,5317,1520,1526,8015,28

11,82

20,776,48

14.57

pCi/g Asche

4.7.1967

14,14

20,2716,8717,5618,4714,82

11,86

16,8718,0117,1012,09

8,89

11,63

20,5226,6827,3635,3416,64

16,64

16,8715,7310,03

Neben den Werten fuer die Sedimente Sand und Faulschlaan sind ]ene fuer Wasserpflanzen und- t fe re (Krebse) aufgefuehrt. Es i s t zu erkennen, daß die Verwerte fuer Proben unterhalb desEinlaßpunktes fuer die Abwaesser des Reaktarzentruas in etoa auf das Doppelte des Viertesder Nullprobe ansteigen, un dann in Verlauf der Kontrollstrecke bis unterhalb der «asser-eehr Wasenbruck auf den Ausgangs*ert abzufallen. Die Proben aus dem Staubereich der ü'ehrKasenbruck haben leicht angehobene Meier te . Dies is t auf die laengere Veraeilzeit derSedfciente und die regere Wechselsirlcung der üineralpart ikel a i t den noch ia Wasser geloesten

- 96 -

Radionukliden bei der Ajssedimentation zuruedzufuehren. Daait vo l l z ieh t sich in dieses

Staube.-aich eins Selbstreinigung des Ü'assers gegenueber Radionukliden. Die Werte fuer die

unterhalb der Kehr gewonnenen Proben liegen dementsprechend n iedr iger .

In Tabelle 3 sind die von Fischen nach ihrer Preparat ion erhaltenen 'Äerte zusammengestellt.

TabeUs 3:

FISCHE

RegenbcgenforeUe

8achfarelle3 groß

Bachforelle, k l e i n

B.vba

Weißfisch

HautKnochenFleisch

HautKnochenFleisch

HautKnoch anFleisch

HautKnochenFletsch

HautKrachenFleisch

Fische, Innereien, Scnaedsl

pCi/g Asche

55,6522,57

233,49

37,4747.20

190,38

89,3353,58

232,33

23,74

42,86

57,86

30,1054,2651,63

47,2033,30

In Labcr-2s;iertBenten aird das Sorptions- und Anlagerungsvsnnosge.i von Radionukliden an dieis Vorfluter cittr.-.üsprirUerten Ssdiasnte untersucht. Sien in [1 ] und [ 3 j beschrieben, •surdesin 7,5 - hoher Polyaethylenz/l inder von 20 CD ^urchnesser mit Nu'-tlidloesung gefuel l t undnit Sijiisenten verschiedener Fraktionen beschickt. In einem aai unteren Ends der Sai'ule be-findlichen SediiT.cntaiionskasten »i rd dis nun mit Radionukliden beladene Sediment aufge-

Die f'jec die einzelnen Fraktionen einer faulschlanisprobe und 5 Vochen al te U-Z35-SpiHpro-du1- te, in Leithdsasssr verduennt, bestimmten Sorptionskoeffizienten sind in Fig,6 graphischdargestellt.

Α-JS d=r dstai l i i e r t e n Kenntnis tier «echselxirkungen von Radionukliden mit den in Gberf laechen-

gennsssrn suspendiert transportierten Sediiaente laEßt sich in Verbindung mit den hydrolo-gischen Gs'jebenhei ten l ie SclbstreinigungsWapazi taet des Vorfluters auf Radionuklide best in-sen. Masrbecken, in denen die Sedimente mit den f.'ukliden intensiv reagieren, tragen zurschnelleren Reinigung Jos «assers bei.

l i t era b r

[ l ] Ch. Tr i t resaei, G.Knollnayer, F.. Kar. der er, P.Stipanits, H.G.Heintschel: Studien ueber dasVerhalten von Radionukliden, die an einen Vorfluter abgegeben werden; durchgeführt aaLeitha-Kuehl-Kanal.

Abschlußbericht eines IAEA Forschungsauftrages durchgefuehrt voc Ins t i tu t fuer Strah-lenschutz der Oesterreichischen Studiengesellschaft fuer Atunenergio Ges.m.b.H.

- 9 ? -

[ 2 ] E. Sanderer: Die strahlenschutzmao^igc Uebansachung des Vorfluiers des Reaktorzentru.-.sSelbersdorf ( in Druck).

[3 ] E. Linderer: Uober die Anlagerung von Radionukliden an ßonoofneratische und polyuikteSedicente verschiedener Korngrof&enHasssn, Isotope 1PS8, K.1, S.11

3 'if :.S ' 6 7 ' 8 ' 9 l4OlM'

Fig. 1

= 60Ai Median grainsJze

Sox 5,5? Degree of sorting

CumulativePercent

Grain Size

Korngröße

315/u SOOju

Österreichische Studiengesellschaft für Atornenergt

Reaktor Zentrum Seibersdarf

Institut für Strahlen schütz

I mm

V.r50•40-30•20

Fig. 3

:>.Uji-a tiÄiiS erpao/ic/i

Flg.Va Korngrößenverteilung des Loitha-Fsulschlamms organl-Echer und mlnoralischer Anteil

ES!

FW) Opak

EzB Calzil

I? - i l Guar/

cm103« I0O0U

Flfl,7\) KorngröDenvcitoilung und Zusammensetzung von „mine-ralischem" Leitna-ScrJiment

Flg. h

50 •

40" mm

Flg. 5

w Sorption of 5 Weeks old Fission Products on rotten Mud,

as a Function of Grainsize

Ce 141

Fig. 5

W

ZΓ 95 Nb9

Ru 103

Lα UO

Sorption

Coefficient Q

Grainsize (/u)

7,6 15—i 1 1 1—

JO 56 75 100 300 , I

- 101 -

EIN IONENAUSTAUSCHER AUF KDLZFASIS FüER ESTAKTIVERIUNGSZuECKE

Karl BliGiTELAAtouinstitut der Oesierreichischen Kochschulen

Ionenaustauscher spielen bei der Reinigung radioaktiver Ab«aesser und auch bei der Saeu-berung radioakt iv verseuchter Oberflaechen eine sichtige Rolle. Bei der Abwasserreinigung»erden die radioaktiven Loesungen durch Kationen- und Änionen- bz=. äischbettaustsuscher-kolonnen ge le i te t . Die in diesen Loesungen enthaltenen radioaktiven loner, werden durch dieaa Austauscher vorhandenen inaktiven Ionen ersetzt. Der beladene Austauscher kann anschlie-ßend regeneriert werden, wobei aber wieder eine radioaktive Loesung anfael l t . Keist wirddas lonenaustauscheraaterial als radioaktiver Abfall behandelt und gelagert. Bei der Rei-nigung von radioakt iv verseuchten Oberflaechen, sie z.3. Laborgeraeten, Arbeitsflaechen,Fißboeden usw. wird eine »aessrige Suspension des Austauscherraaterials in engen Kontaktmit der Oberflaeche gebracht, uu das radioaktive Katerial aa Ionenaustauscher zu sorbieren.

Es hat nicht an Versuchen gefehlt , b i l l i g e s ionenaustauschaktives Katerial herzustellen.Meist «erden synthetisch hergestellte Ionenaustauscher verwendet, welche aus einei Kunst-stoffgeruest mit ionenaustauschaktiven Gruppen bestehen. Die Eigenschaften dieser Aus-tauscher, Hie Kapazitaet, Chenikalicnbestaendigkeit, Segenerierbarkeit, Lagerfaehigkeitus« sind ganz ausgezeichnet. Jedoch sind diese Aystauscheraaterialien teuar. Kan hat voral len nach b i l l i gen Gerüstsubstanzen gesucht, da diese den Hauptanteil des Austauscher-eaterialgeeichtes ausmachen. Die Art der funktionellen Gruppen i s t meist durch den Zweck,dem der Austauscher dienen s o l l , vorgegeben.

Von Dejonghe und Mitarbeitern wurden in Kol (Belgien) Oekontaainationsversuche mit verschie-denen ionenaustauschaktiven Materialien durchgeführt. Es »erden vor allen die Vortei le vonSaegeoehl und Braunkohle angefuehrt, da sich diese 3eicht verbrennen lassen und so das Vo-lunen des zu lagernden radioaktiven Abfal ls betraechtlich reduziert wird. Die natuerlicheKationenaustauscherkapazitaat d-'eser Katerial ien is t gering. Dejonghe versuchte, die Kapa-zi taet durch Vorbehandlung des Materials zu erhoehen und arbei tet s i t sogenannten verrot-teten, also te i 1 werse oxidativ zersetzten Saegssehl. In diesen Faellen kann nan nicht mehrmit einer guten mechanischen und chemischen Resistenz des Austauscheraaterials rechnen unddie Anwendungsbereiche sind begrenzt. Holz und Kohle koennen auch mittels geeigneter Re-aktionen ionenaustauschaktive Gruppen eingebaut erhalten. Auf die Behandlung von Kohle mitrauchender Schwefelsaeure sei besonders hingesiesen. Doch sind diese Herstellungsverfahrennicht mehr b i l l i g .

Herstellung imd Eigenschaften des Ionenaustauschers

Aus der Holzcheisie sind Arbeiten bekannt, die sich o i t der Ausnutzung der lonenaustausch-iiirkung von Ligninsulfosaeuren beschaffnen [ i , 2 j . Die besuchen Salze dieser Ligninsulfo-saeu^en sind die Endprodukte beia Holzaufschliß zur Cellulosegewinnung. Kan loest dabei dasunverwertbare Lignin als A lka l i - oder Erdalkalisalz dsr ligninsulfosaeuren aus dea Holz-gerust heraus und die verwertbare Cellulose bleibt uebrig.

Unter den Bedingungen des Sulfitaufschlusses reagiert das Lignin s i t sch*efeliger Saeure,wobei an Stel le der freien sekundaeren Hydroxylgruppen oder der Aether ia Phenylpropanske-l e t t SO H-Gruppsn treten. Das Proton dieser S^H-Gruppen is t seist gegen A lka l i - oderErdalkaiikation ausgetauscht. Loesliches Kalziu-aligninsulfonat besitzt ein durchschni t t l i -ches Holekulargewicht von 10.030 bis 20.000, der SchrefelgehaH betraegt et*a 5 %, d.h. es

auf eine Sulfonsaeuregrupoe 2 Phenylpropaneinhsiten.

V

-102 -

Bei der Hers te l lung van festen Ionenaustauschern *,<£> nan d ie R ia 1 ' l i on dann abbrechen, -<ennsich sehen UgninSul fosaeuren geb i ldet hab=n, aber das L ign ingeru^s t halbst noch n i ch t odernoch ' ' a n abgebaut -erden i s t , also roch n i ch t in Locsung geht. Dies Iaa3t s ich rech t gutverw i rk l i chen , »er.n - ä n s ta t t in wm . " i l i e u , - i e bei der Zsl l s t a f f g a . i i n n . n g , in neu t ra -ler bz«. schi-sch J ' - a Ü s c n . r h e s j n g a r b e i t e t . J k s e t e i l se i sen Au f s c h l ös s e sind auch beider s jg . Ka lbze i l s t o f f he rs te l l ung bekannt.

Fuer die Herste l lung e i n s b i l l i g e n Ionenaustauschers aus Holz i s t es nun eben fa l l s w i c h t i g ,auch .Jc-n Cric- i l r i l ie rmrerauch zur : ir.?u e r r ing der ianenaustauscra ' t iven Gruppen in d ie Ge-r i h t s u ^ h n z n ied r i g zu ha l ten. Zur Herste l lung dss ionenaustauschakt iven Mater ia ls ausHolzabfael len vardzn z. 3. Saegespaene a i i t einer N 'a t r i insu l f i t b e s u n g in einen Atuoklaven bei100 - 1.]°C behandelt. Die Einsparung an Cheaikal isn kann e r z i e l t »erden, wenn man d ie Na-t r i unsu l f i t l oesung nach der Herstel lung des Austauscners n i ch t s e g s i r f t , sondern d ie durchdie Reaktion bedingten '<onzentra:t3nsverluste durch Zugabe von f r i s c h e n Chemikalien nachjedea Ansatz ausg le ich t .

Durch systematische Untersuchungen wurden in frueheren Arbei ten d ie guenst igs ien Reakt ions-

bodinrjungs.n e r n i t t e l t [ 3 ] ,

Die erste Abbildung z e i g t , di2 sich durch Erhoehung der Konzent ra t ion der verwendeten Na-t r i u u s j l f i tloesungon die <apazitaet des Austauschers n icht b e l i e b i g s te igern Iaö3t .

Dlo AuGtausch^apazitaet des Endproduktes haengt auch von der Wassers to f f ionenkonzent ra t ionder Reaktionsloesung ab. In sauren ßeraich Voennen «egen des Au f t re tens l oes l i che r L i g n i n -sulfosaouren keine verwertbaren Produkte erha l ten »erden (Abb.2). Sa l zsaeure l i gn in , e inAbfal lprodukt isr H.olzverzuckerun], l i e f e r t bei der Su l f i tbehar .d l ing einen Ionenaustauscherir.it r e l a t i v hoher ' apaz i t ae t (0,7 l aequ /g ) . Der '.iert i s t l e i c h t v s r s t a e n d l i c h , da der Z e l l u -loseLa l las t , der in don anderen Praeparaten enthal ten i s t , h i e r s reg fae l l t . Abb,3 z e i g t denKurvenverlauf des ' i a t r i u i i s u l f i t v e r l u s t e s i n Prozcntante i len der u rsprueng l i ch in eines An-satz vorhandenen (Senge, Van s ieht auch h ie r den E i n f l i ß der Bi ldung von loes l i ehe r L i g n i n -sulfosaeure im sauren. Bereich , Untersuchungen ueber den E in f luß der Teilchengrocße des zurAustauscherherstel lung verwendeten h o l z n a t e r i a l s ze ig ten , daß in Bereich von 0,05 b i s 1 EUs i t t l e r e lei lchengroeZe die Endprodukte d ie gleichen Austauschereigenschaften aufweisen. Auchfe ine Holzso l le konnte als" Ausgangsprodukt dienen.

Da angenonnen »erden nußte, da" das nc le ' tu la re tragende Geruest der beschriebenen Austau-scher eine etwas ger ingere S t a b i l i t a e t gegsnueber Chemikalien a u f s e i s t , a l s d ie Gerüst-substanz der handelsu2blichen synthet ischen Austauscher, wurde g e p r u e f t , ob s ich d ie Aus-tauschkapazitaet der Hoizaustauscher bei e iederho l te r Beladung und Regenerierung aender t .Auch nach aehr a l s 10 Zyklen t r a t ke ine Aenderung auf. Auch durch cehraionatiges Lagern s u r -de kein Kapaz i taetsver lus t erha l ten. Versuche zur St rah lenbestasnd igke i t ze i g ten , dsß b i szu einer Dosis von 10 rad keine Kapaz i tae tsver lus te nachgewiesen »erden konnten.

Der lu f t t rockene Austauscher laeSt s ich l e i c h t veraschen, d ie Verbrennung erhae l t s i chohne «e i te re '»aeraezufuhr von se lbs t . Die Whrennungsrueckstaende des a i t Saeure be lade-nen Austauschers l iegen unter 0,1 % des Austauschertrockengestchtes.

Kosten des Ionenaustauschers

Die r.'crte fuer die Austauschkapazi taet des Holzaustauschers liegen unter jenen der handels-ueblichen Kunstharzaustauscher. Irotzdea betraegt der Preis fuer 1 val Hoizaustauscher nuretwa ein Dr i t te l der Kosten eines Lewatitaustauschers. Die Kostenrechnung wurde unter Be-rücksichtigung von Bau und Betrieb einer kleineren Anlage von einigen hundert KilogramsTagesproduktion, Rohstoff, und Energiebedarf, Arbeitsloehne, Amortisation und ueblicherHandelsspanne e ru i t t e l t . Die Bezugseirruit »1 val Austauschet surds gesaehlt, da der K i l o -preis Bogen der verschiedenen Austauschkapazitaeten keine vergleichbaren Ergebnisse l i e f e r t .

- 103

idunjb'bei s p i e l e fuer den Kolz- Ionenaustauscher

K i t einer Seihe von ak t iven Abfa l l -Loesungsn wurden Entäktv i e-ungsversuche a n g e s t e l l t . Er-

*artungsrjC7.as;. wurden d ie k a t i o n i s c h vor l iegenden t r a e T i r f r e i e n und traegerhal t i gen ÜuMide

aus dzr Loesung p rak t i s ch v o l l s t a e n d i g an :en Austduscher s s r b i c r i , f . i l l s s ie in Konzen-

t ra t i onen vo r l agen , d ie dar e ingesetz ten Ionen3usiausch<--ipaziiaet tntspraci ien. Nur bai zn-

ionischen Kop.ploxen, s ie s ie i n sa l zsau re r Loesung bei Ruthen und CuahUoesungen bei Z i r -

kon und Kiob v o r l i e g e n , wird in der Loesunj ein großer Te i l der e ingtsät . ' ten A k t i v i t a e t

nachgasissen. der Austausctier eurde sowohl in Saeulen e i n q u e l l t , a ls auch ira "batch-Ver-

fah ren " g e t e s t e t .

Eine we i te re Anwendungyjioeglichkei t d ieses Austauschern- i t - r ia ls l i e g t in d i r Reinigung r a -

d i o a k t i v v e r u n r e i n i g t e r Gberf laechen, Fuer d ie Versuche wunde a l s Testsubstanz eine Koha l l -

60-Loesung, eine Hatriura-2'i-Loesung und eine Loesung von Ui-anspaltprodiAten (Caesiun-137,

Stront iur.-GO, Rutheni t in- ICo, Z i rkon- f iS , Ccr-144) ver tendet . Die A k t i v i t a e t betrug bei a l l e n

Loesungen etwa 2 μ C i ^ l . Die Loesungen surden auf P r o b c p l a t t e n gensben. Der a k t i v e F l u c s s i g -

k e i t s t r o p f e n »urde eine Stunde auf der P l a t t e belasstn und dann der Rest reit saugende*

Papier e n t f e r n t ; anschließend wurden d i e Proben unter den Geigcrzachler gemessen. Un einen

Vergle ich f u c r d i e Reinigungssirkung der Kolzaustauscher zu e r h a l t e n , wurde j e w e i l s eine

dera r t vorbehandel te Probcnpla t te m i t 5 1 Vasser mit einn.-n duennen ' .assers l rah l gewaschen und

eine- P a r a l l e l p r o L s n i l etan 0,2 g Ionenaustauscher in 1 R I n'osser 1 " i n u t e lang behandel t ,

'nie aus äe.r fo lgenden Tabelle 1 he rvo rgeh t , i s t d ie Ln t rA l i v ie ru r .g nach dar Austauscher-

behandlung m i t etva 1 n l Suspension besser a ls nach dea gruendl ichen naschen r i t e iner

großen Vi'assermenge. In v ie len Fae l len gelangte der Holzaust juscher i n unseren I n s t i t u t zur

Reinigung r a d i o a k t i v verseuchter Gegenstacnde zur Anwendung.

Tabelle 1 : Reinigung a i l ffesser und m i t Holzaustauschcr. A ls Dckcinlair. inationsfaktor wurde

der Quot ient aus der genossenen I n p u l s r a t e vor und na;h der Dekontauinat ion e r m i t t e l t .

Kontamin ier tes Mate r ia l

Wasser

Dekontaan'nal ionsfaktor

Koba l t -60 Natr ium-24

Austauscher Wasser Austauscher

Uranspaltungsprodukte

Kasse." Austauscher

Holz L lobelt]

PVC

Gummi

Keramik (unglasisrt)

Aluminium

Edelstahl

10

2.3

18

27

53

3.6

17

12.5

140

25fl

250

15

50

20

120

65

220

20

75

45

215

105

300

1.2

12

2.5

12

5

30

5.0

45

15

205

150

210

Auf die le ichte Veraschbark ei t wurde bereits hingewiesen. K i t radioaktivem Material be-ladene Holzausiauscher nuessen i n einem Ofen n i t F i l t e r e i n r i c h t u n g verbrannt werden, um

ein Einbr ingen von radioakt ivem Staub in d ie Atmospli3ere zu verh indern. Tuer Laborver-

suche eurde e in Tiegelofen mi t einem G l a s w o l l e f i l t e r verwendet. Der An te i l der im F i l t e r

nachgewiesenen A k t i v i t a e t haengt von der Vsrbrnnnungstenperatur und von der Lu f t zu fuh r ab.

Anionen.iustauscher aus Holz

Es besteht auch d ie Sloegl ichkeit , aus Holzmater ia l n i ch t nur Kat ionen- sondern auch An-

ionenaustauscher he rzus te l l en . Man s e t z t h i e r den C e l l u l o s n a n t e i l B i t geeigneten Rcakt lons-

p a r t n e r n , wie ß -D iae thy lam ino -Ae thy l ch lo r i d un. Diese Verfahren sind zur Hers te l l ung von

Anionenaustauscher ^uf Ce l lu loss tas io oekannt. Diese Produkte b ie ten p r e i s l i c h k e i n e r l e i

Vor te i l e gegenüber /unst !ur . . i ' J3 t^ ' jsch. : rn . Die Eigenschaften lass-js es fuer s p e z i e l l e che-

n i i d i e Problems QCÜfgnet erscheinen. U^ber diocen Anionenaustauscher surde b e r e i t s an an-

der«- S te l l e be r i ch tü t [ s ] .

L i t r ; r ; i tur

[1 ] Crafzl K., Si'e.-niclM H.: " i t t a i lunycn der Oestc-rr. Ges. f.Koliforschung 7, 51(1955}

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I.3] Oestorr.Patent Kr. 215 976 (1960)

[4 ] Gobleter 0 . , Q-chtela K.: A tonkernen erg ie 5, 475 (1951)

[5 ] Bobletar 0 . , Buchteta K.: Atomkcrnenergie 8, 415 (1963)

E]

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.2 No *—-c oc -c, r §o o

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0,1

F

B

t -a>"TD

co

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co

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COt .

- C( Ju>rs

vt•

u>

CT ai

sirr- O> ^-*

lo o 3

10 15 20

Prozentgehalt der Natriumsulfitlösung

106 -

Austauschkapazität mval/g

CO

(0

CO

H-O(i)So3NO3e+

O

Ol

13

o•«0

Mo

F . . . . . Fichtenholz

B Buchenholz

L Salzsaeurelignin

1'4

Abb. 2: AbhaengIgkeft der Austauschkapazitaet von der Hasssrstofffonenkonzantratfon derReaSttionsloesung. £s trurde eine 10%fge Natriuiasulfftloesung ver»endet. Die Reactions,bedingungen waren nie bal Abb. 1 ervaehnt.

- 107

Natriurasulfitverlust in %

too o

Olo

jawtoR>>-iCO<+oHJ

H-oSS

&o53NOS3+

O3

Ol

w

Abb.3:. Abhaengigkeft des Sulfitverlustes von der Wasserstoffionenkonzentration bei der

Umsetzung von Fichtenholz ai t 10%igcr Natriugisulfitloasung bei 150 C «iehrend

drei Stunden.

- 108

U : ' G E 3 L ^ G J J E = L R V ; C H J N G NA?) MJK'LEA^J b'.'r AELLEJJ

oph n\nvt"iiInst i tut fuer Strahlenschutz

O53 td r re ic i i JC e I tuJiengc^l 1 ten* f t fucr Atu-unergi e

••<:',n r a n d i e E r ; e l n i s a c v i e l e r e ' n s c V i a e - j i g e r T a i - i j e n s t u d i e r t , dann f a e l l t a u f , dao n i t z u -ncr, -••.:; ü er p r j > t h c . V : r E r f . ^ .n ru " ; - P I " : " s r f r i t d u c,v;n / n r ' - e n ^ n i vun A t o m e n e r g i e d i e A n g s t v o r: t r a i , 1 c n 3 c h a e J ' ; n eins-3 G e f u e h ! d e r S i c h e r h e i t « e i c h t . A t o n ' - r a f b o r ^ e , v o r e i n i g e r Z e i t n o c h f na i e >• , ? 3 t e v r . r L - : ; i n t , j e r d s n b e r e i t s i n de r ' I j n h t } von S t a e r t t s n g - . p l a n t . F u e r d i e Verwendung v o nr ; . d i O 2 ' t i v i . n S t u f f e n f u ' i r I n d u s t r i e , K c d i z i n u n d L a n d w i r t s c h a f t t e s t eh t V a u - , - t h r e i n e A b n e i g u n g .E r s t 1.3 verg. in>;enon J . i h r h a t d i e I n t e r n a t i o n a l e T r a n s p o r t O r g a n i s a t i o n i n « i c n r e g u l a t i o n s f u e r•Jen I r . j n = | j o r t von r a d i o a k t i v e n S t o f f e n e i n v e r n a h - 1 i c h v e r a b s c h i e d e t . I n d e n i r e i s t e n e u r o p a e i s c h e n" t d . i t e n i s t d i e f r i e d l i c h e V ? r ; ' C " d u p ; de r A b r . e n c r g i e und s o ^ i t d e r S t r a h l e n s c h u t z g e s e t z l i c hg : r c g . i l t . Durch den A to 1 ; p r r v r t r a g s c h e i n t zun T o i l d e r A u s w e i t u n g d e r P r o d u k t i o n von n u k l e a r e nn a f f e . ' i E i n h 3 1 1 g e b o t e n zu s e i n .

D i e 3ecu - ; l r j ngcn u i e i n e n z i v i l e n S t r a h l e n e c h u t z e r f a h r e n d u r c h das i n d e n H i n t e r g r u n d t r e t e n d e r

G e f a h r e i n e r n i M s a r o n > \ u s 3 i n . i i i 1 o r 3 e t z u n g e i n s Seh'., er pur.1'. t v e r U g e r u n g , u n d z ^ a r h i n zum Ungang

- i t r<^ J i J-.'.- t i v e n j t j f f e n j n j ; , : r V ä r . c n d u n g i , ; r A t o - e n a r g i e i n t - j e g l i e h g n L e h e n . D i e s b e d e u t e t ,J „ ? j t r a h l r . n ' j a f j h r s n n u r i n U j i n ' - a c - u . n i g e r f o r . n 0 3 t r a c h t n t >.- i rden, i i ' i r b i s s e n , da1; s e l b s t e i n

? . e j ' t o r g a t r e c l t c i i n e inen; G ro . j t c i ' < e r n ' - r a f tu er'-; n u r e i n b e g r e n z t e s G e b i e t i n e i n e S t r a h l e n g a f a h rl _ r i n ; t . Fue r d i e s e n F a l l s o l l e n h i j r K i t t e l und .1 ege a j i g e z - i i g t *zrdzr\, j / i e n a c h n u k l e a r e n U n -

r . i e l l c n e r f o I g r e i c i i v j r g e g a n g e n -.• e rden l u n n .

Ln n u k l e a r e f j t . i 3 t r a ; ' . h e n b e i d ^ r f r i e d l i c h e n V a r w e n d u n g von K e r n e n e r g i e zu v e r n e i d e n , h a t manohne v j eck s i e h t a u f i h r e n i r t s c h a f t l i c h k c i t M c h o r h c i t s n a ^ n a r . f.n v ^ r y e s c n r i e b j n , d i e i h r e s g l e i c h e nn u r r . j eh i n d e r i . . ?H"a i -n fo r3C n . ' j r . . j zu f i r j e n s i n d . D i e t e c h n i s c h e n C i c h s r h s i t - ~ e i n r i c h t u n g e n » e r d e nso j u s y e l e g t , d^7. J a p p e l t e B a r r i e r e n e i n e n S t a e r f a l l i n K s r n e n o r g i e a n l a g e n a u j S c h a l t e n . F u e r d e nI r j n s p j r t v j n ' i u k l u a r i r a t e r i a l haben j a u c h e L a e n d e r 00 s t r e n g e V o r s c h r i f t e n e r l a s s e n , d a ^ es H i n d e r -n i s s e y a b , s u l c h o s " j t e r i a l fn Land zu t r a n s p o r t i e r e n . 3e r S t r a h l e n s c h u t z f u e r S e s c h a e f t i g t e , a b e rj j c h f u e r d i e S - ' v o n l k e r u n g , d i e i n de r Hingebung v o n K e r n e n e r g i c a n l a g e n l e b t , a u r d e a i i t s a l c h e i nf i n a n z i e l l e n A ' j f ^ a n J e i n g e r i c h t e t , d i l ".an a f t v o r d e r F r a g e s t a n d , ob d i e s e o d e r j e n e V o r k e h -r u n g e n n. ich e i n : n S i n n h a t e n . ü ^ b s r den Vier t r a n c h s o l c h e r S t r a h l e n s c h u t z e i n r i c h t u n g e n u n d S i c h e r -h e i t s v j r k enrun- jen s o l l I n e i n e n a n d e r e n Z u s a v a i n h a n g b e r i c h t e t w e r d e n .

nenn nun n u k l e a r e Z . i s c h e n f a e H » t r o t z g r o e T i t c r S i c h e r h e i t s v ü r k e h r u n g e n v a r s t e l l b a r s i n d , d a n n "ü.ßu.in s i c h auch den d e r z e i t i g e n S t a n d Je r t e c h n i s c h e n und o r g a n i s a t o r i s c h e n föoagl i c h k ? i t e n z u r ß e -k . i . i r p t u n g s a l c h o r / « i s c h s n f a e l l e v e r g e g e n w a e r t i g e n .

D i u E n t w i c k l u n g van S t r a h l e n i e ^ g e r a e t o n i s t h e u t e s c h o n so w e i t v o r g e s c h r i t t e n , da? m i t H i l f ed i e s e r G e r s c t a weder S t r a h l e n ' v i s c h e n f a e l l e u n e n t d e c k t noch d s s Aus-na'J d e r V e r s t r a h l u n g u n e r k a n n tb l ü i b o n k a n n . Es i s t h e u t e - e i t o r s - D c g i i c h , a u f s c h n e l l s t e ^ ,.-:oe d i e o e r t ü c h - : j n d z e i t l i c h eZ . i o i s v e r t e i k n j s c i i d d i e S t r a h l c n z j s a T a e n s e t z u n . ] f e s t z u s t e l l e n , Ebenso i s t es n i c h t s c h w e r , d i oi n t e r n e j o s i s L f l , i s t u , - g an d u r c h .•JΜ Z w i s c h e n f a l l b e t r o f f e n e n P e r s o n e n zu b e s t i c k e n . Aus d i e s e n

G r ü n d e n k o n n t e zun S c h l i / 3 d e r Tagung i n I n t e r l a k e n , d i e den S t r a n l e n s c h u t z d e r B e v o e l k e r u n g b e in u ' l s j r e n K a t a s t r o p h e n b e h a n d e l t e , von den T e i l n e h m e r n f e s t g s s i e l H » e r d e n , d ^ d i e F . e a t e c h n i k a u fd p i G e b i e t des z i v i l e n S t r j s i e n s c t . u i ^ s s das s t a e r k s t e G l i e d i n d e r f e t t e d e r S i c h e r h e i t s v o r k e h -r t . - . ; s n i s t . A n J c r o t - o a l t s v v r d a j e d ^ h b e i d i e s e r Tagung das F e h l e n v j n R i c h t l i n i e n f u e r e i n h e i t -l i c h e o r g a n i s a t o r i s c h e 1 „ ? n a t - i e n zur B s k a e i p f u n g van S t r a h l e n z w i s c h r . n f a e l 1 en zua A u s d r u c k g e b r a c h t .I n . e n i g e n V n r t r j e g e n w u r d e d i e s e s P rob lem n u r g e s t r e i f t , o b * o h l d e r w i r k s a m e E i n s a t z t e c h n i s c h e rh i l f ^ i t t e l e r s t d u r c h e : n e g u t » O r g a n i s a t i o n b e g l i c h ' w i r d . Tn. G i n - 3 b u r g s p r i c h t das d e u t l i c h i ns e i n e m R e f e r a t u e b s r b a u l i c h e "a^naha ien a u s , i n d e n e r s a g t , d a ; o r g a n i s a t o r i s c h e »abnahmen von

-109 -

derselben «ichtigkeit sind wie die baulichen und technischen Sa3naheen, da sie erst durch dieseKaßnahien voll ausgenustzt werden koennen. Jede Organisation zur Sskaespfung von StrahlenunfasUenEU3 einerseits den gegebenen oertlichen so*ie den nationalen Verhaeltnissen angepaSt sein, anderer-seits sorgfaeltig und ausreichend geplant »erden. Selche Kriterien einer guten Organisation beiStrahlenzüischenfaellen zugrunde gelegt »erden koennen, soll in nachfolgenden aufgezeigt werden.

IΒ Gegensatz zu anderen Katastraphenfaellen, wie Hochwasser, Braende und Erdbeben, sind unver-gleichlich sehr Faktoren bei nuklearen Zsischenfaellen zu beruecksichtigen:

1} Die Strahlengefaehrdung Biß allseit ig ua der. Katastrophenherd angenor.asn »erden. Dabei istgeseint, dsJ die direkte Strahlengefahr durch ionisierende Strahlen von Unfallsort nach allenSeiten hin besteht; «ie bekannt is t , niast diese eit des Quadrat der Entfernung ab. Durch denTransport von radioaktiven Stoffen aus dea 'Katastrophenherd in die Umgebung besteht nebendieser allseitigen Strahl engefahr auch noch eine, in eine bestiaate Richiung gehende. Zurdirekten Bestrahlung von aißen koent zusaetziieh noch eine innere Strahlenb^Rstung durch In-korporation von radioaktiven Stoffen.

Ita Kernenergieanlagen ist die Auschließungszone, deren aeussere so angenoasen wird, daß inner-halb von zwei Stunden die Ganzkoerperdosis nicht sehr als 25 rea und die Schilddruesendosisnicht sehr als 300 ren nach einea eaxioalen Zwischenfall betragen darf.

Die Zone der geringen Bevoelkerungsdichte un diese AusschiisSungszcne at i Radius S 2 soll soceit gezogen sein, da3 bei unendlich langer Aufenthaltszeit Personen in dieser Zone ebenfallskeine groessere Dosisbelastung erleiden als in der Ausschließungszone. Der Kindestabstand vor.der Kernenergieanlage zu einem Bevoelkerungszentrus soll aindestens 1 1/3 des Abstandes fuerdie Zone geringer Bevoelkerungsdichte haben.

Bei Betrachtung dieser Forderungen der üSAEC ist es verstae.ndl5ch,-ds3 bis heute noch keineKernenergienanlage, obeonl laengst geplant, in stark bevoelkerten Gebieten tie in einer Groß-stadt, zur Ausfuehrung gelangte.

Die einzelnen Radien solcher Zonen von Kernenergieanlagen sind uiso groeßer, je risikoreichersin noch glaubhafter Stoerfall angenoeaen «erden kann. In Sicherheitsbericht einer jedenKernenergieanlage suessen -solche Zonen angegeben werden.

2) Bei eines ZsischenfaU sind nun die »etierverhasHnJsse, die zur Zsit 2o Unfallsort herrschen,von esinenter ßedeutung. Die Windrichtung und «findstaerke koennen die Ausbreitung der in dieAtaosphaere eintretenden radioaktiven Stoffe in jede Richitng hin ermöglichen. Ui nichtbei einen Zwischenfall von einer unvorhergesehenen Windrichtung ueberrascht zu «erden, ist es«ecknaeSig, die Umgebung mn Kernenergieanlagen in Sektoren einzuteilen. Es ist heute schonueblich, «ie aus Alanaplaenen ersichil ich, daS diese Sektoren zu je 30 Grad ua das Zentruaangelegt werden, das ergibt 12 Sektoren je Kreis, Die Sektoren werden ia Uhrzeigersinn n i tden Großbuchstaben Abis 8, wobei nan das " I " wegen der Vernechslungsaoeglichkeit » i t deaBuchstaben "J" auslast, bezeichnet. Wenn ueber die is Sicherheitsbericht angefuehrten Zonensolch ein Raster von Kreissektoren darueber l iegt, dann ergibt sich ein perfektes, fuer dieUebersachung der Uagebung sehr geeignetes Bild. UΒ dieses Bild zu vervollstaendigen, sinddarueber noch die jahrelang eraittelten Haupttindrichtungsn aufzutragen. Als unbekannterFaktor bei einea Zwischenfall verbleibt dann nur sehr die Xir.dggschwindigkeit, wobei das Auf-treten von Niederschleegen waehrend des Zwischenfalles die Gefahr fuer die naechste Umgebungerhoeht, da sie die Ausbreitung der radioaktiven Stoffe nicht unwesentlich beeinflußt.

In den einzelnen Kreissektoren sind je nach Groeße und Art der Kernenergieanlagen verschiedeneSicherheits- und Schutzeinrichtungen erforderlich:

- 1 1 0 . j , |i i

2.1 Die Zsntralzone, d . i . die Zone, die sich unaittelbar der Kernenergieanlage anschließe,hat al le notwendigen stationaeren Jieoeinrichtungen zur Verfuegung zu haben, die dasEintreten eines Stoerfalles sofort anzeigen. Es gibt bereits genuegsnd verschiedenartigestationaere Anlagen, die rechtzeitig das Aufvreten eines Zwischenfalles »ahrnehnen undAlara geben koennen.

Die Geraete in der Ze.niralzone muessen aißerdea soveranlagt sein, daü e!t ihrer H i l fedie Ortsdosis unnittelbar festgestel l t »erden kann. Dies i s t notaendig, us hohe Strahlen*belastungsn der Seschaeftigten zu verneiden und die bevorstehende Strahlenbelastung fusrdie Umgebung berechnen zu koennen. Nur in der Zentralzone hat es also Sinn, stationaereMsisinrichtungen n i t zusaetzlichen Warn- und Alarmeinrichtungen kontinuierl ich zu be-treiben.

2.2 In den Kreissektoren der Ausschiie?ungszone kann nan von stationaeren Meßeinrichtungenbereits absehen. ZsscknasSiger is t die Anlage von fixen He'spunkten in jeden Sektor, dieu i t Fahrzeugen gut erreichbar sind. Die üeßpunkte sollen so »ei t voneinander angelegt se in,da3 c»i verschiedener ^Endgeschwindigkeit die "sJwerte noch eine Aussage fuer den Schutzder dort lebenden Bevoelkerung geben kann. In den ersien zwei Stunden nach dem Zwischen-f a l l «"ird bei den Se3pu.nkten in dieser Zone die flestisaung der örisdosis den Vorranghaben. Erst darnach serden zur Feststellung des Ausnasses der Kontanination des Bodensund dss Bewuchses sowie von bestißsiten Gesaessern Ke?proben*gezogen.

2.3 In den Sektoren der aeusseren Zone werden ebenfalls f ixe Seßpunkte besh'raist, die ver-neh.-lich in der zugewandten Seite von Siedlungen zu dea Katastrophenherd liegen sol len.Auch diest cuessen n i t Fahrzeugen gut erreichbar sein. Je nach Bindgeschrindigkelt»erden an diesen Ke?punkten frueher oder spaeier Orisdosis fes tgeste l l t und Heßprobengenossen.

3) Organisation des Einsatzes bei Strahlenzeischenfaellen:

liachdsa in den Sektoren in der Ausschiießungszone und in der aeusseren Zone keine statfonaerenXeSeinrichtunger. vorgesehen werden, sind gut ausgerüstete bensgliche Einsatztrupps er fo rder l i ch ,die 'Strahlenspuertrüpps" genannt »erden. Diese bestehen in Qesterreich, nachdw» eine e in-heit l iche Ausbildung erreicht wurde, aus drei Personen: dea Koiwandanten

den Sarkierer unddsa Spuerer.

Sie koennen zu Fiß oder n i t Fahrzeug oder auch a i t Flugzeug ihre Strahlenspuertaetfgkeit aus-fuehren. Ihre üe?ausruesiung und Probeentnahaegeraete sind einhei t l ich ausreichend. Zun psrsoen-lichsn Schutz sind s;e selbstvarstaendlich o i t entsprechender Kleidung und Personendosineternausgestattet.

Diese Einsatztrupps sind zuaeist in Sondereinheiten bei ihrer Organisationen zusanaengefaSt.Die (Vganisaiionep »ie Faaersehr, Rotes Kreuz soi ie die Exekutive und das Bundesheer habensolche Einsatztrupps aufgestell t .

Dsr Einsatz i i r d von der Einsatzleitung, in Oesterreich is t diese bei den regionalen Behoerden(Sezirksbehoerden) angeordnet und gefuehrt.

Von der Einsatzleitung -.erden die Spuertrupps zu den vorbestiasien Zonen entsandt. Es bestehtauch die l'aejlichfcelt, da1; die Spuertrupps nach einen Alars sich ohne Aufforderung in das iihnen vorher zugewiesene Kejgebiet begeben. 3is üäßergebnisse aerder. ueber Funk oder per "'Felder der Einsatzleitur.g ueberait tel i . 1

1

-111 -

Der Aufbau der Organisation is t folgender:

Einsatz!ei tuna

E-Platz

Spuertrupp I

Aussrertcstab(lieSlabors

Held J

fSpusrtrupp 11

Krankenhaeuser

Spuarirupp I I I

Messungen und Probennahmen:

Die Spuertrupps haben in der zugciiiesenen Zone und an vorgegebenen Keßpunkten die Dosis-leistung Festzustellen und die geforderten Proben einzusanaeln. Fuer die Aufgaben habeni i i r zun Teil eigene taktische Zeichen geschaffen.

5) Ausbildung von ßeßtrupps:

Uu schlagkraeftige Einsatztrupps aufstel len zu kofinnen, Bißie eine entsprechende Ausbildunggeschaffen »erden. Diese wird von den zustaendigen ßehoerden des Bundesoinistcriuas fuerInneres in Zusammenwirken mit dta Reaktorzentrua Seibcrsdorf durchgeführt. Angehoerigeeines Spuertrupps snuessen einen Grundkurs und einen Fortbildungskurs ia Strahl enspuerenabsolvieren und in einen Strahlenschutz-teisturgsbeserb ihre Kenntnisee nachweisen. NachAbsolvierung der Kurse sowie nach erfolgreiches Bestehen des ßeserbes »-halten dis Teilnehmerals aeusseres Zeichen eine Strahlenschutz-Plakette, die sie an der Ur.ifo.-n aäer aa Schutz-anzug tragen koennen. Als ßestaetigung erhalten sie von der staat l ich autorisierten Ver-suchsanstalt, der Cesterreichischen Studi sng es el lschaft fuer Atomenergie, eine LVkunds.

Eine »eitere Ausbildung besteht fuer Fachkraefte, die bei der Einsatzleitung tast ig »erden.Da diese Ausbildung einheit l ir.h fuer das ganze Bundesgebiet durchgefuehrt « i rd, i s t zueruarten, daß bei einem Sirahlenunfall SleSeerte und Mproben, obwohl sie von verschiedenenSpuertrupps fes tgeste l l t bz». genomaen »urden, von gleicher Qualitaet sind.

Kit desi vorher aufgefuehrten Progrssia zur l/ragebungsueberiachung nach nuklearen linfaellen i s t an-zunehssn, daß a l les getan «orden i s t , da3 eine Ausoeitung des eventuellen Strahlanunfalles ver-mieden und eine Eindaecaung der Unfallsfolgen ersirkt serden kann.

i-li •

1

- 1 1 2 -

ORGANISATION UND AUSTESTUNG EINER STRAHLENSCHUTZ- 1SONDEREIKHEIT DER fiIEDEROESTERREICHISCHEN LANDES- |

REGIERUNG |"1

K. Spalek |Inst i tu t fuer Strahlenschutz.ReaktorzentrunSeibersdorf

(Kurzfassung d.Referates)

Das Niederoesterreichische Landes-Feueruehrkonrondo besitzt in fiahiKi des ueberoertlichenEinsatzdienstes, kurz genannt F- und S-Qienst (Feusrloesch- und Sergungsdienst) eine Son.doreinheit Strahlenschutz.

Die Hauptaufgaben dieser Einheit sind es, bei L'nfaellsn und Zwischenfaellen in Verbindungmit radioaktiven Stoffen die im Einsatz stehenden Feuereehrkraefte hinsicht l ich der Strah-lenbelastung zu uebersachung und das Strahlenrisiko durch verschiedene Ka?nahnen herabzu-setzen. Außerdem iiat dio Sondereinheit die Aufgabe, bei Spezialfaellen, die den Strahlen-spuareinsatz aus der Luft oder unter nasser erforcern, diesen durchzufuehren. Fuer dieSicherstellung und doa Abtransport von radioaktiven Material i s t die Änaesenhdt dieserEinheit in Katastruphenfaellen noisenJig. Das tüederoesterreichische Landes-Feuersehrkoa-uando verfuegt derzeit ueber 12 Strahlenschutzgruppen (1:5) , die standardiaaeSig mit Strah-lennöJgeraeten und persoenlichen Strahl enschutzgeraeten aurgeniestet sind. Der Gesasntnann-schaftsstand dieser Sondcreinheit balraegt 100 Mann.

Die F.- u. B-Sondereinheit Strahlenschutz verfuegt derzeit ueber ein Fahrzeug, das a lsKoamandofahrzeug ausgeruestet i s t und mit StrahlenncSgeraeten bestueckt i s t , a i t denenes ffloeglicli i s t , Alpha-, Beta- und Gasuaa-Strahlung nachzuieisen. Ebenfalls koennen Kon-zentrationen von radioaktiven Stoffen in der Luft und ia Basser nachgesiiesen »erden.

. • ! ' •

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- 113

SPEZIELLE FRAGEN DES BETRIEBLICHE,1,1 STRAHLE'.'SCHUTZES SEI DER ISOTOPEN.ANWENDUNG UND DEM AUFTRETEN ENERGIEREICHER STRAHLUNG BZK! ELEKTROMAG-

NETISCHER KELLEN VOM STANDPUNKT DES DIESSTNEHSERSCHUTZES.

H.STUERZERArbeitsinspektorat Br. Neustadt

(Kurzfassung d.Referates)

Die Organisation des Strahlenscnutzes bei der industr ie l len Anwendung von Isotopen i s t ve i t -gehenst i n d i v i d u e l l , weil die Anwendungsgebiete fuer jeden Fa l l typisch sind. Das Anwendungs-gebiet bestinmt die Auswahl der Isotopen. Die Palette i s t nach dea modernen Stand der Tech-nik sehr umfangreich. Vom Standpunkt des Dienstnehnerschutzes sind Elemente geringer Toxi-zJ iaet , in chesiisch beg l i chs t inakt iver Verbindung, vorzuziehen. Zerfallsprodukte sol lenvermieden werden. Die Ak t iv i tae t wird ebenfalls von der Anaendung bestiaot, ebenso nu?> eineentsprechende Energie gegeben sein. Dementsprechend sind die Anforderungen an die Abschir-mung bedeutend, Die Frage des Strahlenschutzes so l l inaer zuerst von der Entstehungsstelle,also der Quelle, her geloest werden. Es i s t daher bei der Planung zu trachten, moeglichstgeringe Ak t iv i tae ten , niedrige Energien der Gaoma- und Roentgenstrahlen einzuhalten, die Um-gebung ausreichend abzuschirmen und-dan Abstand von den Arbeitsplaetzen noeglichsi groß zugestalten. Diese Maßnahmen sind verhaeltnissaeSig le icht zu erreichen, wenn die Geraete nachden technischen Regeln gebaut s ind. Die Beurteilung des Arbeitsplatzes unj seiner UmgebungBiß I Β E i n z e l f a l l erfolgen. Die Feststel lung der Ortsdosis kann entfal len, venn der Liefe-rant Isodosiskurven b e i s t e l l t und diese nach strengeren Auslegungen als Grundlage fuer dieAbgrenzung der K o n t r o l l - und Ueberwschungsbereiche dienen. Eine Dosisuebereachung i s t nichtunbedingt notwendig. Sie erg ibt sich aus den oertl ichen Gegebenheiten und dor tatsaechlichenAufenthaltsdauer in Strahlenfeld, dies sind also Faktoren, die voraus bestisinbar sind. Beia l len Insta l la t ionen so l l getrachtet »erden, s ie so einzurichten, daß unter Beachtung derErapfehlungen der ICRP eine Personenuebereachung einschl ie3l ich der aer2tlichen Uebersachungnicht notwendig wird. Al le diese Forderungen sind unschwer zu erreichen und ergeben fuer denNoraalbetrieb keine Schwierigkeiten, Groeßere Schsierigkeiten ergeben sich bei der Abschaet-zung von Zwischenfaellen'und der Festlegung praeventiver'J'aßnahnien. Die Gruende hiefuersind folgende:

1 . Es i s t der groeßtnoegliche Zwischenfall zu erfassen,

2. der Zwischenfall niß nicht inner sofort erkenntlich se in , kont inuier l iche und per iod i -sche Uebereachung Sind kos t sp ie l i g , zeitraubend und die Methode miß in einen vernuenf-t igen Verhaeltnis zua Risiko stehen,

3. d ie Versender haben In vielen Faellen keine Vorstellung von derartigen Zsischenfaellen,die i n a l l en Faellen cheaischer und physikalisch-chemischer Natur sind,

4. I Β Hinbl ick auf die Sicherheit des Lebens und der Gesundheit der Dienstneheer I s t dieFrage der inneren Kontamination von Bedeutung, eaehrend die aeißere Einstrahlung beiaZwischenfall meistens eine untergeordnete Rolle s p i e l t ,

5. i s t jeder Zwischenfall auf das Versagen eines a ls absolut "sicher" angenoaaenen Para-neters zurueckzufuehren,

6. wird in die Konstruktion von Anlagen, die nach den "Regeln der Technik" gebaut s ind,zu großes Vertrauen gesetzt,

7. «erden in Fal le austretender Akt iv i taeten extrea hohe Anforderungen an dis Arbeltsver-fahren g e s t e l l t , die o f t nur von spezie l l ausgebildetes Personal e r f u e l l t werden koennen,

if

.(, fragen problematisch.

- in

3

8. ist die Ausbildung des "Strahlenschutzbeauftragten" meistens fuer die Sonderfaelle nicht iausreichend, J

9. sind fuer die Beherrschung der Zaischenfaeile schon bei kleinen Anlagen abnahmen erfor- !.:"|derlich, die dea Halter der Anlage finanziell und technologisch nicht ohne «eUers zusut- ' "\bar sind und sie koennen daher auch verwaltungsrechtlich nicht gefordert werden, .-3

10. sir.d fuer die Afcschaetzung des groe3tnoeglichen Zwischenfalles auch nicht radfologische

Uawelteinfluesse zu beachten.

Auch unter diesen Gesichtspunkten sind in erster Linie Anforderungen an die Quelle und ihrenEinbau zu ste l len. Anzustreben is t die hochsichere Quelle, l'si a l l e Fragen nach einheit l ichenGesichtspunkten zu beurteilen, waere neben einer grundlegenden Gesetzgebung eine ausreichen-de Normung anzustreben.

Gesundheitliche Gefahren durch Strahlen treten aber in der Industrie auch bei vielen Arbeits-vorgaengen und Verfahren auf. Ihnen wird noch zu '«enig Beachtung geschenkt und es rauessendaher die Strahltuschutzsisfnah-Gn meistens an der Person und unter Beachtung zahlreicherVorschriften getroffen- werden, t!a^nahnen, die staendig von der psychologischen Bereitschaftder Betroffenen abhaer.gen. Hierunter fa l lennicht nur die ionisierenden- und die Teilchen-strahlungen, sondern die Strahlengefaehrdung erstreckt sich ueber das gesamte elektromagne-tische nellenspektrün. Es handelt sich un typische, fuer das betrachtete Spektralgebietcharakteristische Schieden, Physiologisch reicht die Problematik bis in das Gebiet der op t i -malen "Benaglichkeits"-Fragen. Die Besprechung der Schaeden an Auge und der Haut so l l ze i -gen, daß eingestrahlte Energien mannigfachster Art besondere Strahlenschutzcia-nahnen er-fordern.

An Hand der Besprechungen des Plasnaschseißens und Scheidens, der Industrie von Materialienoit natueriieh vorkosmenden Isotopen, der Lassrstrahlentechnik und der Nachrichtentechniksarden typische Gebiete erhoehter Anforderungen an den Strahlenschutz dargestel l t .

Die Wirkung verschiedener Strahlenarten t r i t t auch als indirekte Gefahr auf. Der Strahlen-sch.uiztechniker hat auch hier ein Arbeitsgebiet. Sprengstoff- und Munitionsfabriken sind inStrahlenfeld von Anlagen der Nachrichtentechnik gefaehrdet. Strahlen, z.B. UV-Strahlung,koennen cheaische Reaktionen an Arbeitsstoffen ausloesen, so daS in der Ateialuft die aaxi-oal zulaessigen Konzentrationen bedeutend ueberschritten «erden.

Bei Großanlagoi, wie Reaktorbetrieben, sind die lanissionsrisken von besonderer Bedeutungund die speziellen Probleme erstrecken sich auf hydrologische und meteorologische Einflues- .se. Zwischenfaelle in diesen Anlagen und in Uafange der maximalsten Auswirkung erfordernnach den derzeitigen Stand auf jeden Fal l einen Großeinsatz, der vom Unternehmen a l l e i nnicht geleistet »erden kann. Mangels gesetzlicher Grundlagen und in der Einsicht der Not-wendigkeit sind die Selbsthilfs-Qrgnnisationen, sie Feuerwehr e tc . , zu Selbsthilfe geschri t -ten.

Die zahlreichen noch offenen Probleme beeinflussen selbstverstaendlich auch die s t ra f - undver*3ltungsrechtlidie Situation. Strafrechtl ich is t auf jeden Fal l das Strafgesetz raaGge-bend, z iv i l rech t l i ch lurde fuer bestiaate Ansprueche das Atonhaftpflichtgesetz gaschaffen.!Q Zustaendigkeüsbereich der Arbeitsinspektion gelten aehrere Verordnungen, die auch Be-Stillungen ueber Strahlenschutz enthalten. In Hinblick auf die Kontamination sind auch ver-schiedentlich Erweiterungen izr gesetzlichen floraen noeglich, ohne daß verfassunfsnad3fggesicherte Recht.' verletzt «erden. Die Schsierigkeiten liegen, von der Praxis aus gesehen,nicht so sehr ia Fehlen einer besonderen gesetzlichen Korn, sondern auf technisches Gebiet,insbesondere der Meßtechnik und dei Kangel ausreichender Noroen, vor allem ueber MsSgeraeteund Keiverfahren. Die Oenoria A 6501, Atomschutz-Begriffe, hat unter diesen Gesichtspunktenkeinen tfert, nach Ansicht des Vortragenden is t sie selbst fuer Zivi lschutz und Verteidigungs-

- 1 1 5 .

HOECHSTZULAESSIGE DOSISWERTE - IESSTECH«ISCHE PROBLEME

Gerd KKOLLHAYERI n s t i t u t fuer Strahlenschutz, Reaktorzentruu Seibersdorf

Vorwort

Das o i r ges te l l t e Thema, Probleme der maximal zulaessigen Dosen einerseits und deren Messungandererseits, wird zumeist von einen der rout in ier ten Altmeister des Strahlenschutzes mit ent-sprechender Autor i taet vorgetragen, daß nun ich - als so ziemlich das genaue Gegenteil einersolchen Person - darueber sprechen werde, l i eg t daran, daß das vorgegebene The.ua keinen dermehr berufenen Routiniers genuegend stark zu eine« Vortrag r e i z t e - vermutlich wohl deswegen,weil schon soviel ueber dieses Thema geredet und geschrieben wurde.

Nun bin ich keineswegs ?o vermessen* bahnbrechendes Heues darueber aussagen zu wollen. Ichsehe die mir ges te l l t e Aufgabe dar in , einige der vielen in diesen Bereich noch immer bestehen-den Probleme aufzuzeigen und Loesungsversuche dazu zu beleuchten.

Einleitung

Bekanntlich haben die grundlegenden Konzeptionen des Strahlenschutzes, auf welchen die Ein-heiten, die festgesetzten zulaessigen Dosiswerte, die Meßmethoden und die Interpretationender lüe^ierte basieren, bis in die l e t z t e Zei t ismer wieder Aenderungen erfahren, wobei einAbschluß nicht abzusehen i s t .

Einige dieser Aenderungen, etwa bei den Meßgroeßen selbst, wurden ia Interesse der theore t i -schen Klarlegung von Begriffen notwendig und blieben daher zun Teil ohne Auswirkungen auf dieroutinemäßigen Praktiken des Strahlenschutzes.

Daneben g ib t es aber in diesem Zusammenhang eine Reihe VOM Fragen, die nicht nur theore t i -sches Interesse beanspruchen, sondern einen in routinemäßigen Strahlenschutz in die Querekönnen.

Fuer beide Problemarten sollen einige ausgewaehltu Beispiele zunaechst der Vorbereitung deranschließenden systematischen Behandlung der Probleastel'.ung dienen. Fragen der Inkorporationradioaktiven Materials sind dabei ausgek'jranert; ihnen i s t auf dieser Tagung ein Vortrag vonL,6oz6ky und I,Feher gewidmet.

Beispiele von Problemen in den grundlegenden KonzepHonenjies Strahlerschutzes

Festlegen von Meßgroeßen des Strahlenschutzes

Schon be! der Festlegung der Ke?groeßen und Haßeinheiten des Strahlenschutzes i s t eine sehrsechselvolle geschichtl iche Entwicklung festzuste l len, die kaua ein Analogen ia Bereich vonphysikalischen fleßgroeßen hat. Kan erinnere sich nur an die jahrzehntelang besiehende Un-k la rhe i t In der Def in i t ion des Roentgen, das als Einheit festgelegt wurde, ohne daß die zu-gehoerige Meßgrocße de f in ie r t worden taere. Auch die Unterlassung einer Def in i t ion von Be-g r i f f en s ie "Dosis" und "Strahlenmenge" verhinderte bekanntlich lange eine k la re , al igeaeinge te i l t e Auffassung ueber die Grundneßgrotßen des Strahle.ischutzes.

Physikalisch befriedigende Def ini t ionen der Meßgrößen des Strahlenschutzes mit den Anschlußan das physikal ische Einheitensystea wurden eigentl ich erst 1952 von der ICRU, der Internat io-nalen KoEusfssion fuer radiologische Einheiten, Im Bericht 10a gegeben, der j e t z t in gering-fuegig geaenderter For« a ls Report 11 vor l ieg t [ i ] .

jf

•HC

- 1 1 6 -

Da3 die Einheiten und Meßgroeßen des Strahlenschutzes nie aus der Diskussion gekoraraen s ind, , jzeigt eine Zei t ta fe l der wesentlichen Neufestsetzungen von solchen Großen. , |

Tabel le^ i

Aenderungen von Strahlenschutzgroröen

1928 ICRU Festlegung des Roentgen als Einheit der nicht def in ier ten "Menge von X-Strahlen"(Quantity of X-Radiation)

1937 ICRU Festlegung des Roentgen als Einheit der nicht def in ier ten "Menge oder Dosis vonX-Strahlung"(Quantity or dose)

1948 Parker: Vorschlag des rep (Roentgen equivalent physical) und des-RBE'-Faktors (Relativebiologische Wirksamkeit)

1950 ICRU Festlegung der Dosis als absorbierte Energie pro Grans

1953 ICRU Festlegung der "absorbed dose" mit der Einheit rad

1956 ICRU Festlegung des Roentgen sis Einheit der nicht def in ier ten "Exposure dose": Fest-legung der Aequivalenzdosis mit der Einheit reia

1961 ICRU/ICRP Aufspaltung des RBE-Faktors in RBE- und QF-Faktor: R8E (re lat ive biologicaleffectiveness) fuer Strahlenbiologie; CF (quality fac to r ) fuer Strahlenschutz

1962 ICRU Generelle Revision der Definitionen der Ke?groe?en und Anschlu?, an das physi- jkaiische Einheitensystem; •]Exposure mit Einheit Roentgen ' jAbsorbed dose mit Einheit rad ;1Kerna mit Einheit erg/gramm (Klaerung des Begriffes " f i r s t co l l is ion dose")

1967 NCRP ERU-Konzept

Diese Neufestsetzungen von grundlegenden Meßgrößen sind keineswegs abgeschlossen. Im letztenICRU-Report Kr.11 voa September 1S6S kusndigte der Vorsitzende L.S.Taylor wegen der Notwendig-keit zusaetzücher Groeßen und zur Klaerung der bereits bestehenden Groeßen neue ICRU-Reportsan, In denen auf Konzepte fuer den Strahlenschutz und seiters auf makroskopische und mikros-kopische Konzepte eingegangen werden s o l l .

Um dem Vorwurf eines in der Praxis «enig bedeutsaoen theoretischen Aesthetisierens zu ent-gehen, sol l besonderer Kachdruck auf die folgenden Beispiele von Problemen aus der Strahlen-schutzroutine gelegt werden.

Konzeption von re.u-'iid3geraeten

Bei einan Syoposium in Kadrid 1963 [2 ] wurde in der Diskussion die Kalibrierung eines Nsutro-nenaeßgeraetes in reu von einea Kann mit wissenschaftlicher Autor i taet , naemlich den Ameri-kaner L.S.Taylor, als vosl l ig unnoeglich bezeichnet, der Kanadier Co*per nannte die Angabevon Mtßresultaten in ren schlicht Unsinn und Huebner aus Deutschland s te l l t e fes t , dsß diePhysikalisch-Technische Bundesanstalt eine Kalibrierung von Mfßgerasten mit rem-Skala ablehnt.Andererseits b ietet derzeit fast jede Erzeugerfirna von Strahlenschutzme£geraeten Neutronen-reu-Counter an und diese Geraete haben weiten Eingang in die Me?praxis des Strahlenschutzesgefunden. Dies i s t eine Diskrepanz, ueber die spaeter noch zu sprechen sein « i rd .

- 1 1 7

•I

' '] Energieabhaengigkeit von Personendosinietern4

|| Fuer die Auslegung und Interpretation von Personendosinetern s t e l l t u.B. Dunster [ 3 ] die For-derung auf, Personendasimeter nueßten auch eine Information ueber das Energiespektrua bzw. ue-faer die ef fekt ive Energie l ie fern. Deiagegenueber steht die Sioeglichkeit, die Energieabhaengig-ke i t der Dosimeter durch F i l ter so "zurech {Zuschneidern", daß nicht Exposition in Roentgen,sondern - zumindest bei bestimmter Bestrahlungsgeometrie - Organdasen dsr Meflanzeige propor-tional sind, und zwar im speziellen Dosiswerte der blutbildenden Organe bei UnfaUsdosimetcroder der Genitalorgane bei Routinebereichs-Dosiaetern. Die Moeglichkeit wurde von Jones [ A ] ,At i ix [ 5 ] und besonders ausgearbeitet von Piesch [ß] aufgezeigt (Abb.1).

Damit s t e l l t sich die Frage, ob man von Personendosinietern eine moeglichst genaue Anzeige derExposition in Roentgen oder von Ürgandosen verlangen so l l . Auch diese Frage wird in den spae-teren Ausfuehrungen noch behandelt.

Au Rande vermerkt sei hier, daß aus der Sicht von'Definitionsfanatikern " nur in Deutschlandin Roentgen ausgedruckte Kerte den -Nanen Dosis haben duerfen, sonst aber rait "exposure" be-zeichnet werden wessen, da die GrundgrodSenfestsetzungen von Deutschland und von der ICftUverschieden sind.

Summieren von externer und interner Strahlenbelastung

Eine weitere frage i s t die Beschraenkung der zulaessigen Werte bei gleichzeitiger ßxiernerund interner Strahlenbelastung. Dunster meint dazu, da? die entsprechenden ICRP,Empfehlun-gen zu einer r i t ua l i s i e r ten Manipulation von Zahlen verleiten koennten, deren Aufwand voel l igunangemessen der praktischen Wichtigkeit des Problems waere, da hoechstens in E inze l fä l leneine Ueberbelastung um einen Faktor 2 vermieden wird.

Ueber diese Frage hat das NCRP (National Coiamision on Radiation Protection, USA) in Jahre 1957ein neues Konzept veroeffentl icht und zur Diskussion ges te l l t , das eine «eitere neue Strahlen,schutzgroeße, das ERU (Exposure record uni t ) beinhaltet. Ueber diesen Vorschlag wird spaeternoch berichtet [ 7 ] ,

Festlegen der notwendigen M^5genauigkeit von Strahlenschutzmessungen und von Geraeten

Eine weitere schwierige Frage b e t r i f f t die erforderliche Mgenauigkeit von Strahlenschutzndi-geraeten, die derzeit besonders aktuel l i s t . So besteht z.B. in Deutschland die Absicht, eineVerordnung ueber iSinieialanforderungen an jtrahlenschuizsär.geraefe fue'" rechtserhebliche Mes-sungen zu erlassen, üun f indet man in der Literatur wohl verschiedentlich Vorschlaege fuersolche Fehlergrenzen, wobei aber zumeist die dahinterstehenden Ueberlegungen verschwiegen»erden, Eine interessante Ausnahme macht A.R.Keene [ ß ] , der mit folgender groben Ueberlegungzumindest ein Gefuehl fuer die notwendigen Genauigkeitsansprueche bei Personendosimetern ge-

j ben w i l l : wenn die zulaessige Dosis von 13 bis 65 Jahre, also 235 ren, auf 10 % mit einer

j Vertrauensgrenze von 95 % bestimmt «erden s o l l , so is t die Feststellung der Jahresiiosis von5 reu üiH einem Fehler von etwa 70 % notwendig, der monatliche Viert mß dann mit etura 240 %Fehler bekannt sein. Diese Fehler duerfen allerdings natuerlich nicht systematisch in eineRichtung gehen. Kenn diese Fehler»erte als hoch erscheinen, so sei doch an die Untersuchun-gen ueber die MeSwertestreuungen t e i routinemäßigen Ueberwachungen erinnert, die besondersrea l is t isch von Piesch [9 ] durchgefuehrt wurden. Er s te l l t e dabei besonders bei Filadosisieternerhebliche Streuungen fes t , »aehrend Glasdosioieter bessere Übereinstimmungen ergaben. (Abb.2).

Allgenrin i s t zur Frage von Genauigkeitsanspruechen an Strahlenschutznessungen zu bemerken, daßman den Zveck des Strahlenschutzes auch durch zu hohe Genauigkeitsanforderungen ad absurdumfuehren kann; dies nuß schon auf Grund der theoretischen Grundlagen her behauptet «erden, nicht

i -i

-118 -

nur deswegen, sei l solche hohen Anforderungen in der Praxis nicht durchgehalten eerden koennen.

Da3 diesa Frage dar S^genauigkeit von Strahlenschutzssessungen starke Auswirkungen auf j u r i - |.,|dische Interpretationen und Folgerungen und weiters auf die psychische Haltung der Ueberaach- [••'

ten hat, l iegt auf d=r Hand.

Interpretationen und Folgerungen aus zulaessigen Berten

In Gebiet der Folgerangen und Interpretationen von Strahlenschutznessungen und von zulaes-sigen Werten eroeffnet sich zunaechst die lebenslange Aufgabe, als Strahlenschutzfarimnnselbst zu einer fundierten Einstellung ueber Risken, biologische Folgen und seiters uebernotaendige Aktionen zu können.

Parallel dazu l iegt die Aufgabe, bei fachfreuden Personen !ilil?verstaendnisse zu beseitigen undsie zu einer angesessenen Haltung zu fuehren. Diese Aufgabe ciifl durch Ausbildung, Informa-t ion , Oeffentlichkei tsartei t (Public re lat ion) oahrgenosinien »erden. Im Satrieb ergeben sichSchwierigkeiten aus der 'lotwer.dickeit, dieses Ziel in zwei, drei Saetzen der kurzen taeg l i -chen Interaktionen ,-ait 'lÜtarbeitern erreichen zu ouessen; fuer dozierende Vortraege mit An-fang bei den Grundlagen fehl t ganz natuerlich gerade bei diesen sichtigen Gelegenheiten so-wohl Zeit «ie Interesse.

Hebsn diesen Probienen, die nan etsa in den Bereich der Sissens-Saziologie einordnen koennte,liegen auch handfeste sachliche Fragen der Interpretation als kuenftige Arbeitslast fuer denStrahlenschutzfachnann vor.

Eine davon is t die Frage der Entschaedigung von Arbeitnehmern fuer Schaeden infolge vonStrahlenbelastung, die "«orksaien coepensation". Eng damit verbunden i s t die Frage der Be-handlung bzw. zentralen Fushrung von Personendosislisten (Exposure records). Seide Problemsstehen derzeit in den USA im Brennpunkt lebhafter Diskussionen ( v g l / O ) . Da dabei r-atusriichsehr viele v i ta le Interessen von Arbeitnehmern und von Firmen ia Spiele sind, lassen sichJiese Fragen nicht durch unverbindliche akademische Dafuerhaltungen und Meinungen bereinigen,also etwa durch objektiv r icht ige Sachverstaendigenurteile sie folgendes: "Die in der Per-sonendosisliste (exposure record) aufscheinende Strahlenbelastung der Person X ist als Ur-sache seiner Krebserkrankung nicht auszuschließen, dies kann aber a ls sienig wahrscheinlichangesehen werden".

Gerade bei dsn Fragen der Interpretation l i e g t , wie es Dunster [11] sehr r i ch t ig ausgespro-chen hat, ein DileT.na fuer den Strahlenschutzfachaann. Einerseits au3 er nach seinen Strah-lenschutzgewissen handeln und mß sich eine Schwalle setzen, hinter d is er nicht zurueck-seicht, Andererseits hat er die nicht v ie l neniger wichtige Verpfl ichtung, seines Betriebunnoetig kostenverursjchsnde Strahlenschutznaßnahsien zu ersparen, die ein Hemonis bei der An-wendung von Kernstrahlung bilden koennten. Diese beiden Aufgaben ni/? er erfuel len, ohne aufder einen Seite das Vertrauen der Arbeitnehmer, und auf der anderen Seite die Unterstuetzungder Betriebsleitung zu verlieren.

Gesantuebersicht ueber die Problematik zulaessiger Dosisserte

Die bisher angefuahrtei Beispiele soll ten die Aktualitaet der Problematik zulaessiger Dosis-werte in Erinnerung rufen. Niaat nan die Probleabaispiele naehe;- unter die Lupe, so erkennt 'nan, da3 sie nicht durch ad-hac-Arguaente und vielmehr ueberhaupt nicht einzeln in sich ab-geschlossen zu behandeln sind.

Denn es a iß z.B. die Festlegung der ü-ßgroEfier schon ia Hinblick auf die Praxis der Böae-thoden erfolgen, He£groe?-2n und Ssrnethoden Buessen auf einfache routinemäßige Änsendbarkeft

119

zugeschnitten sein, Folgerungen aus fttfieerien Euessen unter anderes deren Kd?genauig'<eit inDeir3cht ziehen, usw.

Kan kann als Stra'nlenschutzphysiker oder als Kd?techniker seiner Meinung nach einfach nichtdie Ke2groeSen unj zulaessigen «,'erte als "von oben11 oder sozusagen "gesetzlich" gegebenansahen, sian darf sie nicht einfach ahne Ueberlegurig ueberneh-en ur.i seine einzies Aufgabedarin erblicken, diese Vierte nur posglichst genau ^Μtechnisch zu erfassen. Ebensowenig kannnan die Festsetzung von irgendselchen Grenzeerten tuer Aktionen den Juristen oder Kedizinernal le in ueberlassen.

K i l l man brauchbare Esftsethoden aufstellen und sinnvolle Aktionen festlegen, so bleibt eseinea nicht erspart, die ganze sehr komplexe Prob!s-siiuaiion saxir.al zulaessiger Oasis-»erie in Gesanten zu ueberblicken.

Fucr fundierte Stellungnahmen wird es daher notwendig sein, sich zunaechst ein^ol durch In-ventarisieren a l l e r dabei hereinspielenden Faktoren das notwendige Proble-beiT?tseir. zu ver-schaffen. Es sollen daher im folgenden in einer kurzen Zusaascnsie'lung die verschiedenenProbleskreise in Zuss-senhang n i t naxioal zulaessigen Dosiswerten in Erinnerung gerufen»erden. Daran anschließend werden dann derzeit vorhandene loesunosversuche skizziert.

Tabelle 2

Probleskreise in Zusammenhang uiit zulaessigen Dosisserten

Probieai Art der Prob)Erstellung Zustaendige Stelle

1. Festlegen derStrahlenaeogroeSe

1. Festlegen der zu-laessigen Vierte

Physikalisch,biologisch,nie?technisch

Biologischwirtschaft l ich in-dustr ie l le Arbeits-erfahrung

2a. Festlegen von abge- Forschungleiteten zulaessi- organisatorischgen Vierten ("Sekundaer- raeStechnisc1"Standard-Werten")

3. Ausarbeitung vonKe?aethoden undfiießgeraeten

4. Ancendung der Ke"-methoden und &!e?.ge-raete ia Routinebe-tr ieb

5. Aktionen auf Grund v.• Messungen und ra l .

Berten (Arbeitsorgani-satorische Aktionen,Medizinische Aktio-nen, Juridische Fol-gerungen

Physikalischtechnischwirtschaft l ich

Technisch»irtsch3filichorganisatorisch

TechnischorganisatorischKirtschaftlichciedizinischjuridischpsychologisch

ICRU

ICRP

ICRP, NationaleGreiaien,Firaen

Sissenschaftl-l icher

Strahlenschutz

OperationaierStrahlenschutz

Sei spiel

Festlegung von Roent-gen, rad, rE i , Qr,etc.

Zulaessige Orgando-sen; zulaessiga t-odyburden bei R3226

Zulaessiqe Konzentra-tionsirerte, zul.öber-flaechenkontaninatio-nen, zul. Sofort- uhdk'oehendosen, Aktions-»erte bei Unfaelien

Personcndos5rieterf

Rca-S'£ßgeraete, etc.

Personendosiactri e-service, Arbeitsplatz-ueberwachung, etc.

Ärbeitsverbesserungen,sedizinische Untersu-

OperationaierStrahlenschutz,Strahler.nedi-zin.VersaUungs- ccnpsnsation" etc.stel "> en

ffr --

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. 1 2 0 -

la folgenden soll nun ueber einige neuere Uebarlegungen zu einzelnen Probleakreisen gespro- ^chen werden. j

Festlegen der Md3groeße f-i

'IDas Grundproblea der Festlegung der Heßgroe3e fuer den Strahlenschutz l iegt bekanntlich In *folgendes: ,,:|

Bei der Bestrahlung eines Koerpers unfaßt das Gesamtbild der Ionisation die Daten, l i e Orteund Zeiten, jedes einzelnen lonisationsvorganges. Dieser großen Anzahl von Daten gegenuebersteht das Erfordernis des operationalen Strahlenschutzes, auf Grund der Hessung eines ein-zigen oder von wenigen Herten Ja-Nein-Entscheidungen ueber notwendige Aktionen durchfuehrenzu koennen.

Bei dieser Datenreduktion auf eine Groeße is t nun nicht die wissenschaftlich bestfundierieKe3groe3e die geeignetste, sondern es ist eine optinale anzustreben, »eiche auch die Beßtech-nischen und organisatorischen tftoeglichkeiten berücksichtigt. Danit scheiden fuer den Strah-lenschutz Hoeglichkeiten wie die folgende aus, da3 naealich, wie Sullivan [12] angibt, derBetrag der biologischen Schaedigung direkt proportional der Haeufigkeit der Erzeugung vonzwei oder nehreren Ionen in einen Abstand unter 30 A° in Gewebe i s t , und dies unabhaenglgvon der Strahlenart.

Aehnliches g i l t von den Ha3groeaen der Hikrodosinetrie, die von H.H. Roisi[i3] konzipiertwurden. Die fuer mikroskopisch kleine Bereiche in der Größenordnung einer Zelle definiertenGroeßen "Event size Y" und "Local energy density Z" geben ein sehr d i f f i z i les Bild der Ver-teilung der lonisationsvorgaenge; sie werden fuer die Strahlenbiologie sicher noch an Bedeu-tung gewinnen, fuer den Strahlenschutz vuerden sie jedoch ein zu uxfangreiches Datenmaterialausmachen.

Fuer Strahlenschutzzsecke werden "die lonisationsverteilungen bekanntlich auf zwei Be3groe3enreduziert, naeilich der absorbierten Energiedosis in rad und des linearen Energietransfer(LEI), welcher die QF-Vierte besannt. Fuer den operationalen Strahlenschutz »erden die Tie-fenverteilungen dieser beiden Großen ia Koerper ueber einzelne Organe gealttelt und da i i tein einziger Wert als Qrgandö'iis festgelegt.

Einen anderen Beg bei der Festlegung eines Konzepts fuer den operationalen Strahlenschutzgeht der bereits ersaehnte Vorschlag des NCRP[7] der USA a i t des ERU-Konzept. Es beruht nichtauf Organdosen, sondern bezieht Strahlenbelastungen unterschiedlicher Tiefenverteilungen e i t .Hilfe eines effectiveness-Faktors ef auf eine gleichnamige 6anzkoerperbestrahlung. Das ERU-Konzept entwickelte sich aus einer Kritik an den REE-Faktaren und der Aequivalenzdosis, «obel,wie das Koaitee erkiaert, diese Kritik nicht von einer Behandlung der aaxinal zulaessigen Do-sis zu trennen war; dies ist ein weiterer ^achseis fuer die vorhin getroffene Behauptung derKonplexheft der SitLation.

Ziel des Koaitees war nicht eine theorstische Trennung von Begriffen, wie es etwa die vonder ICRU/ICRP getroffene Unterscheidung von RBE und QF war, sondern erklaertensaSen ein prak-tisch einfaches Strahlenschutzsystea fuer die Ueberaachung und besonders fuer die Buch-fuehrung der Personendosislisten {Exposure records), das auch von relat iv unerfahrenes Per-sonal verwendet werden kann.

Das Systes soll a l le Arten von Strahlenbelastung einer Person, externe von allen Strahlenar-ten uiid interne, in einer einzigen Groe3e zusaaaenfassen, der exposure record unit (eru], diein die exposure records eingetragen wird.

: "I

1- 121 -

Bei externer Strahlenbelastung sird die Dosis an dsr KoerpEroberflaeche s i t des bereits sr-saehnten nau definierten Faktor ef (effectiveness factor) au l t ip l i z ie r t , der die Relationzu einer gleichnamigen Ganzkoerperbestrahlung ai t Gassä-Strahlung angibt. Dieser sf-Faktorist das Produkt der drei Faktoren QF (Qualitaetsfaktor), PSF (Partial body factor) und PF(Penetration factor).

Tabelle 3

ef-Werte -fuer Roentgen- und Gasnastrahlung (nach: SubcossSttee E-4 der NCRP, 1957)

X or i Radiation

Effective energy,keV

Whole -body exoosure

0 . 40> 40

Head exposure only

0 - 40y 40

Trunk exposure only

Dose-liaitir.gtissue

•arro»earrow

lenslens

0 - 4 0 uarroj) 40 sarroa

Extreaity exposure only

0 - 4 0> 40

skinskin

QF

11

11

11

11

SubfactorPBF PF

11

0,30,3

11

0.10.1

0,51

1i

0.51 .

11

ef

0,51

0.30.3

.0,51

0.10,1

Bei interner Strahlenbelastung nach Inkorporation ist der Ausgangspunkt das Produkt body-burdental Zeit in Uebereinstinsung s i t der Dosis bei externer Belastung. Dieses Produkt gibt •sitden entsprechend berechneten ef-Faktoren ebenfalls eru-Einheiten, sada3 externe und innereStrahlenbelastung zu eines einzigen Wert e i t der Einheit eru addiert eerden koennen (Tab.4)

Tabelle^

ef-Serie fuer einige Radionuklide bei Inkorporation (nach: Subcocnitt.ee B-4 der K'CRC.1957}

Huclide KPBB^Cief

eru/μCi-yr

n23338 9Sr9 0 f 90Y? Y

6569

131

0,10,o40,0542

30®

2.5

50125100

1.32.50,20,0824,2

123125

0.30,60,050,020,51

-122. I

ADas Systea ist in allen Einzelheiten durchdacht und nit praktischen Beispielen ist die Durch- '.'';\fuehrbarkeit aufgezeigt, f

: 4Interessant i s t dabei le i te rs , da? zaar die Fornel fuer die Lebenssltsrsdosis .nit S(N-18) eru jgleichjelassen wird, die Vierteljahresdosis bei 'uchterreichen der Leiensaltwsdosis jedoch '. 4erhosht auf 6 eru, die Jahresdosis auf 2* eru vorgeschlagen » i rd .

Bevor njn als letztes Kapitel K^nethsden besprochen werden so i len, coechte ich noch eineM=;ijn; eines Fachnsnnes usber zulässige Konzentrations-serte z i t i e ren , die a i r eines Gedan-kens i.=rt erscheint. Er b°z?ichnet die zulaessigen Konzentrations-.erte als "elastische Zahlen«und sagt in Uebersinstinaurg a i t einEa internationalen Gresiu=: ss i s t ein Mißbrauch dieserSerte, s i s a l s ver-eintl iche Sicherheiiskonstanten zur Gründlage irgendwelcher gesetzlichenVorschriften oder aehniieher Regulationen zu Eachen. Dieser Ausspruch »urde allerdings ueberdie zu'aessigen Serie chemisch g i f t i ge r Stoffe, ueber die "AK-Werte gesacht.

Das ERu-Konzept i s t zunaechst nur ein Diskussionsvorschlag; nachdem zeischen NC3P und ICRPFersenilunionen bestehen, »ird sich v ie l l e i ch t auch das internationale Grenitra mit aehnl l -chen Gsdankepgaengen in Zukunft befassen. Al le in das jirchder.Ven des NCRP-Vorschlages i s t«eines Erachtens fuer Strahlenschutzfachleute sehr ergiebig.

Zulaessige 3osis«erte

la Hinblick auf zulaessige serte Bürde bereits erjaehnt, daS sich auch jeder 5i2"techniker n i tihrer Entstehungsseise vertraut machen s o l l t e , un die r icht ige Kertschaetzung fuer die Ge-nauickeit seiner Messungen zu erreichen. Er wird dann nicht die Exaktheit von Meßergebnissendes üoutina-Strahlenschutzes ueberbäcsrten etwa bei GroeSen »ie den zulaessigen Konzentra-tionen, so diese Exaktheit schon auf dta Wege der Festlegung dieser Karte infolge vielfacherungefaehrer Annahmen verloren gehen au?te. Dies sol l nicht hei"en, da3 Sieogenauigkeit beiSoutineiessungen in Strahlenschutz nicht erstrebenswert saere, dies aber in loanchen Faellenwegen der ebenso sichtigen Gruende der Diszipl in oder der Vermeidung eines psychologischenUnsicherheitsgefuehles als aus sachlichen Erlegungen. Auf jeden Fal l hat jedoch die Inter-pretation der Ee?.certe die r icht ige Einschaetzung der Genauigkeit ins Kalkuei zu ziehen. Keinguter Ound fuer einen hohen Gerauigkeitsanspruch erscheint mir z.B. die noeglichst «eitge-hends Ausnuetzung von in Verordnungen vergegebenen Fallgrenzen oder andere rechtl iche Gruendezu sein.

Als »eitere Seserkung zu den zulaessigen Dosisaerten sei fes tges te l l t , daß eigentlich selbs i -verstaendlich diese äerte ihren Sinn erst nii i den Aktionen erhalten, die mit ihrem Ueber-schreiten verbunden sind; «ohlgefuehrte exposure-records a l l e i n nachen natuerlich noch 'ieinenStrahleischutz aus. Diese Deutung van zulaessigen Berten als Hinlenkung zu Aktionen i s t ueber-haupt ein Trend, der fruahere Einstellungen ueber zulaessige üerte abzuloesen scheint. Zu Be-ginn his3 es Toleranzdosis, die den Begriff Sicherheit mit sich verknuepfte. Es folgten Be-zeichnungen ohne Hinneis auf eine Schwelle, wie zulaessige Serte, Strahlenschutz-Leitwerte{Radiation protection guides) od=r nur Konzentrat1onsserte »ie in der deutschen Strahlenschutz-verordnung. Hinter diesen Ausdruecken steht das Konzept des Risikos in Abwaegung n i t dea Nutzendurch ionisierende Strahlung.

Der Segriff Aktionsssrt -action level- i s t zear bis je tz t nur fuer Unfallssituationsn gedacht,er saere seines Erachter.s aber a'jch fuer den Routinefall nicht schlecht gesaehlt. Sir er-scheint es naei l ich eine gesuendere Auffassung der zulaessigen ü'erte zu sein, sie als Kon-t ro l l i e r te fuer Aktionen zu sehen, un saubere Arbeitsbedingungen und Arbeitsweisen zu ge«aehr-Isisten, als in ihnen ein Ka3 der Schasdigung der Gesundhaft zu erblicken und der Psyche derBeschäftigten s i t jeder, erhaltenen rea einen veraeintlichen Gesundhsiisschaden aufzulasten. ,

Dazu sei hingesiesen, da?- z.B. die '.'CRP is bereits besprochenen ERL'-Konzept ausgiebigen Ge- |brauch dis bisher verpoenten Begriffs "Schaellenaert (Threshold)* cacht.

IT

ß.- 1 2 3 -

Beßaathoden

Kit den verschiedenen stfUechni sehen Eigenschaften von Dosiaetern neuerer Art, säe Festko-.rper-dosimeter e t c , beschaeftigen sich auf dieser Tagung eine Reihe von Vortraegen. fchmoeehiedaher einige allgemeine Fragen ueber Me?konzepte aufgreifen, wie sie in dun Zusanunennang die-ses allgemeinen Ueberblickss passen.

Da saere zunaechst die unerlaubt sinpel klingende Frage: 'ias soll nit Personendosiaetern undUebersachungsgeraeten gemessen werden? Zur Auscahl stehen allerdings eine Vielzahl von MOBD-lichkeiten; so z.B. Exposition von Gasraastrahlung in Roentgen, Obarflaechendosis von Gaima-und Betasirahlung in rad, mittlere oder saxbale Organdosis in rad, bei Neutronen der üeu-tronenfliß in n|cn , die f irs t collision dose bzs. das Keraa, die Aequivalenzdosis in re.n, us».

Die Antwort des Radiologen und des Physikers auf diese Frage waere: Hessen koennen sir in.Phantonen prinzipiell absorbierte Dosis in radt außerhalb, also fuer den Strahlenschutz, Expo-sition in RoEntgen oder lieiiironenfliß. Daher kosnt auch die berichtete Ablehnung von Ren-Geraeten fuer NeutronenRessangen durch Taylor, Cosper und Husbner. Das ist aber nicht die Ant-wort des Strahlenschutzes. Dort haben sich aus Gruenden dar Einfachheit und der gusnstigen An-wendbarkeit Meßmethoden besaehrt, die zunaechst nicht der. analysierenden physikalischen oderradiologischen Geiste standhalten koennen. Das sind eben z.B. die Rea-^e?gerbete fuer Neutro-nen (Anderson-Counter etc.) und die Messung von Organdosen durch entsprechende Ausbildung derEnergie-Abhaengigkeit von Psrsonendos5netern.

llun is t es ein beruhigendes Gefuehl, daß es hinterher der radiologisdicn iiieurie inner ge-lingt, solche Eskapaden der Strahlenschutzpraxis durch entsprechende Erweiterungen der theo-retischen Konzepte zu legitinieren, aehnlich sie dies bei den oft gesagten ciatheitatisehenMethoden der Physil-er die Mathematik hinterher tun miß - uebrigens in jeden Fall mit Nutzenfuer beide Seiten. In unser ca Fall le i s te t dies das generalisierte Konzept der Strahltndosi-netrie von Hurst und Rikhie [

Vereinfacht ausgedruckt sieht dieses verallgemeinerte Konzept vor, eine beliebige beschreiben-de GroöJe D fuer eine Bestrahlungssituation, einschliö?' 1 >L v,.n nicM Jir'1 i nePbarcn Groc?ennie der Aequivalenzdosis in res, durch den Anzeigesert fitresponse) P'VH.-- h I I- "i/u-naehern, sods? dar DiffD^cnzbetrag 1D-RI kleiner als ein vorgegebener Fehler bleiül - zumin-dest in einer, bestiianten Energiebereich der Priuaerstrahlung, Die Angleichung des Anzeigewer-tes R an den gesuchten n'ert D kann dabei entweder durch geeignete geometrische und physikali-sche Ausgestaltung des Tests/siens erfolgen oder auch durch rechnerische bzw. elektronischeAnwendung sines geeigneten Operators a_" die HeSvierte des Testsystejis erreicht eerden.

Anschaulich gesprochen nueSte sian in Sinne dieses Konzepts, die Keutronen-Ren-Counter nichtals Dosisae3geraete, sondern als Analogrechner bezeichnen. Kas sonst die Rechnung leis tet ,naenlich von der Hessung der Strahlenschutz-GrundgrodSen rad-Dosis und LET-Verteilung zurResi-Aequivalenzdosis zu können, gibt dj$ Geraet sofort an. 1st die Eigenschaft , ein /nalog-rechner zu sein, bei den Kugel-Reia-Countern noch etffas verborgen, so wird sie sehr deutlichbei einer von J.fi. Baua [15] angegebenen Geraeteanordnung. Die lopulse eines sphaerisch ge-vrebea'äquivalenten Proportionalzaehlrohrs »erden von eines LET-abhaengigen Verstaerker KitQF-proportionaler Verstasrkungscharakteristik (QF-Verstaerker) verstaerkt und geben nachSuaaaiion direkt eine Rca-Anzeige.

Betrachtet man diese Problematik der Kifeiethoden i« Hinblick auf den routineaatßigen Strahlen-schutz, so erscheint es einen von selbst als vorteilhaft, »enn die ganze vorhin angegebeneProblematik, ob Organdasen oder Exposition oder Dbsrflaechendosen usw. gesessen werden sollen,aus dea rou^iriEiaeSigen Strahlenschutz herausgenonnen uerden koennte; dies geschieht zsarnatuerlich stilhchteigend in der Praxis, sollte aber senan von Konzept her sosein. Dos opera-tionalen Strahlenschutz sollte die Unsicherheit genocaen »erden, ia Prinzip vielleicht eine ]

I;

' 1 -•'

in

. 1 2 4 -

falsche GroöJe zu messen und dies noch dazu mil einen unbestimmbaren, aber sicher grcßen Feh-ler. Dem leichten Wunsch soll auch sls Vorschlag ein gangbarer :.-.cg dazu folgen. Der Vorschlagor ient ier t sich an Praktiken der SicherheitsaeCanordnungen fuer andere Gereiche als Strahlung.Es Bird dort meist nicht das Risiko eines Gebrechens direkt gemessen, sondern ein Stßsysteafestgelegt und dessen Anzeige als Kontrollgroe'.o bestinnt.

!'an kosnnte also fuer den routine1-.'.ewigen Strahlensenut* eine Meßanordnung n i t Kal ibr iervor-schr i f t -u.ß. Personcndosineter, ortsfeste Eonitore etc. - als Testanordnung festlegen, deren••Sc?anzeige man nicht als OrganJosis oder Oberflaachendosis oder dergleichen in te rpre t ie r t ,sendern als KontroihroeTe fusr Arbeitsplatz und Arbeitsseise heranzieht. Überschreitet die-se Kontrollgroeßa einen bestiasten Aktionssert, so hat als Aktion eine Ueberpruefung der Ar-beitsbedingungen zu erfolgen. De wissenschaftlichen Strahlenschutz, der solche geeigneteTestsysteme als Kontrellgeraete anzugeben hat, verbleibt d^nn d;s Frage ob bei Ueberschrei-tung des erlaubten Kontrol l- bzw. Aktionswertes auch die zulasssigrn Dosisaerte in irgend-welchen Organen bei dsr betreffenden Bestrahlungsgeonetrie und bei den Strahlenarten und Ener-gic-verteilungen, fuer welche das Testsystea zur Versendung können s o l l , nicht «esentlich -etva hoechstens u.u einen Faktor 2 - ueberschritten sierdsn.

Im .i'ortlaut des generalisierten Konzepts von Hurst und Ritchie laeßt sich dieser Vorschlags;ie folgt ausdrucken: nenn nan eine Dosisgroe?e D und die Keßgeraeteanzeige R (response) her*ninnt, so sol l voi routine?,ae?i;jen Strahlenschutz nicht D geüessen »erden. Es sol l vielmehrdie 5!e?geraeteanzeige R direkt nach entsprecherd-.r Kal ibr iervorschr i f t als KontrollqroeSefunr Arbeitsbedingungen und Arbeits*aisa dienen. D.is ganze Problen des Nachweises, ob dieDifferenz zwischen D und R in Bstrag unter einen vorgegebenen Fehler l i eg t , sol l a l l e i n denwissenschaftlichen Strahlenschütz beruehren und soiait aus der Routine herausgenommen werden.

Ein tei tercr posit iver Aspekt einer solchen Auffassung waere neiner Meinung nach die k lareHerausstellung der Differenz zwischen routinetiaeT-igei "e^wert als Kontrollaert und der ta t -saechlichen Strahlenbelastung. Damit koennte auch von fachfrender Seite, etwa bei Rechts-fragen, eine angsnessenere Einschätzung der routinemäßigen Me?.serte erreicht werden.

Die obigen Ueberleyurgen gelten fuor die Ueberaachung cro!?er Anzahlen von Personen in Bereichder zulaessigen Josiswerte; bei L'nfaellen mit hoher Strahl anbei astung muessen natuerlichuafangreiche "o?Jiethoden unter Rekonstruktion der Bestrahlungsbedingungen, eventuell n i tPhantomen, eingesetzt werden.

Uteratur

[1 ] ICRU Report 1 1 , Radiation Quantities and Units 1958

[2'j Personnel Ibsiastry Techniques for External Radiation EK'EA-Sy.ip.Sadrid 1953[3 ] H.J.3unster, Health Physics Vol.12, Ho 1 (19G6), p.77[4] A.R.Jones, Health Physics Vol. 12, No 5 (I95ö) ; p.663[5] At t ix , Health Physics Vol.13, So 2 (1957), p.219[6 E.Riesch, Health Physics Vol.13, «0 7 (1857) p, 759

[ 7 j Dose-Effect '-adfying Factors in Radiation Protection, Report of Subcommittee !i'-4 of the'.CRP f M 50073 (T-471), 1957

[e j A.R.Keene, E'lEA-Synp. Stock ho In, 1957 Radiation Oose Keasureient, p.49[5 j E.Riesch, Z\£,\ Sy.r? .Siockhola 1987, Radiation Dose seasurenent, p.15110] Ha l th Physics Vol.13, K3 1 (I'-o?) p. 103.11J hJ.Dunätep, Health Physics Vol.11, f.'o 4 (1955), P 30712J A.U.Sullivan, Health Physics Vol.14, Nα 4 51963)

.13] H.H.Rossi, Microscopic Energy Distr ibut ion in Irradiated Matter, in F.H. Attox et alr , o ! a c ! i ! t l 0 n D o s i " e t r : / V o 1 - 1 . Acadeslc Press 19CÖ. He3 York and Londonp*J G.S.Hurst, R.H. Ritchie, Health Physics Vol.3 (1?62) p.117

i L15J I.S.Baua, Health Physics Vol.13 ffc 7 (1967) p. 775

• • l i •',

. 1 2 5 -

\

664 CALIBRATION FACTORS FOR VARIOUS DOSIMETERS AT DIFFERENT ENERGIES

r.75

1.50

I.Z5

I.OO1

10.75

0.50

0.25

OVARIES

BONE MARROW

D D D D FRONT

O O O O ROTATIONAL

X X X X BACK

30 40 60 60 100 140 200 300 400 600 BOO 1.0keV PHOTON ENERGY. MeV

FIG. 1. The dose absorbed ia the gonnds and blood-forming organs for 1 R of free-air exposure.

Abb. 1: Die in den Gonaden und den blutbildenden Organen absorbierte Dosis bei 1 RFrei-Luft-Exposition(nach: A.R. Jones, 1966)

- 1 2 6 -

«, bnisation chamber doslmrtef voll»

TOO

mf?

500

Fig. 3. The dose reading of fthe phosphate glass dosimeter 3referred to the corresponding „dose reading of the ionisa- °tion chamber dosimeter which,were worn together in routinepersonnel dosimetry

too

Fig. 2. The dose reading ofthe film dosimeter referred tothe corresponding'dose readingof the Ionisation chamber dosi-meter which were worn togetherin routine personnel dosimetry

• • • • *

0 too 500 mR

bnsalion chanter dosimeter wlutwoo

Abb. 2: Uebereinstlnnung von File- und Glasdosfaetern nit Ic «sationskawaerdosfinetern befroutlneaaessfg durchgefuehrter Personendosloetrla(nach: PJesch, 1967)

- 1 2 7 -

I 1

Table 3

X or y Radiation

Effective Dose-energy, limiting

keV tissue

Whole-body exposure

0-40 marrow> 4 0 marrow

Head exposure only0-40 lens> 4 0 lens

Trunk exposure only

0-40 marrow> 4 0 marrow

Extremity exposure.only

0-40 skin> 4 0 skin

Q.F

11

11

11

11

Subfactor

PBF

1I

0.30.3

11

0.10.1

PF

0.51

11

0.51

11

ef

0.S1

0.30.3

0.51

0.10.1

Abb. 3: ef-fierte fusr Roentgen- und Gammastrahlung• (nach: Subcoraaittee HW der NCRP, 1967)

. j

Table 7

ef Values for Representative Radionuclides

Nuclide

«6Ra238pu

233U89Sr80Sr-90Y«Ca»Zn«»Zn131J

MPBB, ;iCi

0.10.040.0542

3060

2.51.2

eru/pCi-yr

50125100

1.32.50.20.0824.2

cru/^Ci-qtr

1231250.30.60.050.020.51

Abb.' 4: ef-Werte fuer einige Radionuklide beiInkorporation(nach: Subcoealttee SW 4er NCRP, 1967) 1 Sh

- 128 -

HAEBAWLOfilSCHE VERAEXDERUBGE» DE! CH.TOMISCH-STRAHLEKEXPOJ!IERTEM AS8EITEHII

G.GYEfiES und A. FARKASStaatliches Onkologisches Ins t i tu t

Budapest ,

Die Hoeglichkeiten, eine chronische Strahlenschaedigung rechtzei t ig entdecken zu koennen,sind auch heute ncc'n gering. Dies um so nehr, «ei l es in den meisten Faellen um Arbeiter,bzw. Patienten geht, die nicht nur ionisierenden Strahlen, sondern gleichzeit ig auch an-deren, z.B. chemischen f.'oxen ausgesetzt sind. Auch heute stehen uns, b.ei der Beurteilungeiner eventuellen chronischen Strahlenbelastung vorwiegend die haematologischen Angabenzur Verfuegung. Es miß aber betont »erden, icß hier z»ar ein umfangreiches tierexperimen-tal les Material vor l iegt , die Mitteilungen, die Kenschen betreffend, sind re la t i v wenig.Sie Rajesrsfcy [ i j f e s t s t e l l t , rufen Dosen unter 0.1 R/Tag nur selten Blutbildveraenderungenhervor. So scheint die zur Zeit zulaessige Ganzkoerperdosis fuer beruf l ich strahlenexpo -nierte Personen mit 15 ren pro Tag eine zureichende untere Grenze zu bi lden, obisohl z.B.Peters [2 ] an Hala Zellkulturen B i t Co-60-Dosen von 0,02 R eine signi f ikante Abnahme dertfitosehaeufigkeit beobachtet hatte. Nach den Mitteilungen von Bauer [ 3 ] is t es wich t ig ,nach "Kriterien zu suchen, die uns einen fruehen, gerade haenatologischen Strahlenschadenanzuzeigen ver.toegen", trie z.B. die Eisenkinetikpruefung ciit dem Isotop Fe 59. Nach denneueren Mitteilungen von Chsne [ 4 ] kann eine morphologische Fruehdiagnose eines haetnatolo-gischen Strahlenschadens durch elektronische Registrierung leukocytaerer Volussschwankungenfestgestel l t werden.

In Zentralforschungsinstitut fuer Physik in Budapest, gemeinsam mit der Radiologischen Ab-teilung des Onkologischen Inst i tutes, werden sei t Jahren systematische Untersuchungen durch-gefuehrt, un eventuelle strahlenbedingte Veraenderungen des Blutbi ldes zu erfassen. Dabei»erden, je nach der Strahlenbelastung der einzelnen Arbeitsplaetze jaehrl ich 1-2 bzw. 4-raalErythrozytenzahl, Haemoglobin, bza. Haenatokritsert, Leukozytenzahl und das Di f fe ren t ia lb lu t -bi ld untersucht, in bestimmten Faellen, «o Verdacht, oder mit groPer WahrscheinlichkeitStrahl enschaedigung besteht, »erden Thrombozytenzahl und auch gewisse Seruiakonponente/Se-ruaeiaeiStiter, Leberfunktionspruefungen, Enzymbestiramungen/ durchgefuehrt.

In folgenden wollen srir einige Angaben h ins icht l ich der Ergebnisse dieser Untersuchungen ta-bellarisch varstel len:

Tabelle 1

Veraenderungen_jn peripheren Blutbi ld in den Jahren 1951 - 1365

Zahl der untersuchten Personen: 349

Zahl der Veraenderungen: 101/ 28.2 % /

Verteilung der Veraenderungen in den verschiedenen Arbeitsplaetzen:

Arbeitsplatz Zahl der Untersuchten Veraenderungen

Teilchenbeschleuniger 43 9/20.9?/Abtlg.Kernphysik I 25 j /20.0 %/ iAbtlg.Kernphysik I I 26 10 738^4 %/ ]Abtlg.Kernchaafe I 46 22 /47,8 %l \Abt ig. Kernchemie I I 42 13 ß^TJJAbtlg.Reaktorphysik 42 l/iQ,t%lSeaktoranlage 76 22 /23.*9 %l ]Abtlg. Strahlenschutz 31 g /2Q o %/ !Abtlg.Festkosrperphysik 18 4 /22*0 %/ \

Zusaanen: 349 101 i

- 129

ft'ie aus der Tabelle zu entnehmen i s t t waren die neisten ha'r.atolog'.schen Veraenderungen,fast in der Haelfte a l le r , in der Abteilung Kernchemie I zu verzeichnen. Dies bedeutet abernicht, üsß hier die zulaossigen Dosisserte ueberschritten worden earen, sondern r ich te t dieHufjicrksamkeit auf die üoeglichkeit der kombinierten Schaedigungen, »obei neben der Sirah-lenbelastung auch die verwendeten chesnsche.n Substanzen sowie CiSe in Betracht koanen.

Ueberprueft man die einzelnen haenatologischen Veraenderungen an verschiedenen Arbeitsplaetzen,so kommt nan zu folgenden Ergebnis:

Zahl der Untersuchungen: 250

Kernchemie!, und I I :

AnaenieLeukopenieLeukopenie + r e l .

LyniphocytoseAnaenie • LeukopenieLyiiiphocytoseLeukocytose

Reaktorphysik:

AnaeinieLymphocytose

Teilchenbeschleunioer:

Anaemie

Leukopenie

15 Faelle /37,6 %/

3 Faelle<i

3222

zusansnen

2 Faelle A .5 %l

1 Fall1

2 Faelle A . 6 %/

1 Fall1

Reaktorsnlage:

AnaenieLeukopenieLeukopenie • re l .

Ly,-phocytoseAnaeoie • LeukopenieLymphocytoseLeukocytose

72 2

Fesikoerperphysik:

Lyrphocytose

Kernphysik I • I I :

Anaenie • LeukopenieLeukopenieLeukopenie • re l .

Lynphocytose

15 Faelle /34 14

1 Fal l7

0313

1 Fall /2,3 11

1 Fal l

5 Faelle/11,6 %

\ Fal l2

2

Strahlenschutzabieihjng: __2_FaeHe A ,6_? /

Anaeitie • Leukopenie 1 FallLeukopenie 1

zusammen 28

Auffallend i s t wiederua die r e l a t i v gro'r.e Beteiligung der Leukopenien in der Abteilung Korn-

chemie ! und I ! , sowie Reaktoranlagen.

Um naehere Einzelheiten ueber die Korrelation zwischen Dlutbildveraenderungcn und Dosisver-

naeltnissen zu erreichen, haben wir die diesbezueglichen Angaben des Jahres 1956 einander

gegenuebergestellt.

. 1 3 0 .

Tabelle 3

Haeaa to logische Veraenderungen in den einzelnen Arbeitsplaetzen:

Typ der Veraenderung

Teilchenbeschleu- Kernphysik Kernphysik

niger ' II

LeukopenieLeukocytoseLyaphocytoseLymphopenieAnaenie

LeukopenieLeukocytoseLyaphocytoseLynphopenie

Anaemia

LeukopenieLeukocytoseLyaphocytoseLyciphopenieAnaenie

23520

Kernchenie 1

14

803

Reaktoranlage

14

701

'iOrnalwerte:

Leukopenie <4 ,000Leukocytose j > 9.000Lyniphocytose .>45 %Lyaphopenie <C15 %

40300

Kernchemie 11

106600

Strahlenschutz

44301

haIm2

81600

Reaktorphysik

22300

Festkoerperphysik

3 •

0300

Anaeaie• Frauen 3,4 K i l l . / n a .• Kaenner 4,0 K i l l / aa

Wie ersicht l ich, geben die Ueberzahl der Veraenderungen die beiden sirahlenchenischen Abtei-lungen geneinsan n i t der Seaktoranlage .

Ste l l t nan die in diesen Jahr gesessenen Ganzkoerperdosen gegenüber, korant nan zu folgende!Ergebnis:

Tabelle 4

Ganzkoerper Ganinastrahlendosen ia Jahre 1966

oft Kernchemie Reaktoranlage Reaktor- Festkoerper- Teilchen- Ksrnphys. Strahlen-1 • " Physik physik bsschl. I u. I I schutzabtlg.

^500 99 % 99 % gg %>500 -.<1CöO 1 1 1

>10Ü0 0 0 0

100 % 100 % 99?1

93 %7

131 -

Aus diesen Angaben i s t zu entnehmen,daß es sich hier un keine unmittelbare Korrelation ze i -schen ßlutbildveraenderungen und Ganzfcoerperdosen handelt.

Unsere Ergebnisse stinnen mit denjenigen von Horst zur Horst JSeyer [ 5 ] ueberein, der fast-s t e l l t , d 3 bis zu einer Jahresdosis von 3 R keins signifikanten und strahUnbedingten Leuko-bzs. Granulozytopenie feststel lbar se i . S'orczek [ o j s t e l l t ebenso fes t , da", die haeiato-logischen Kr i ter ien keine annehnbare biologische Vergleichung c i t dar physikalischen ibs is -belastung bieten. Deshalb is t Sorczek der Meinung, da? bei der Auswertung al le klinischen Ein-zelheiten in Betracht gezogen werden müssen und nur so ueber das Bestehen siner Strahlen-ueberlastung oder gar Sirahlenschaedigung entschieden werden darf, Sanders [7 ] und f ' i tarb.(üben an mehr als 4.000 chronisch strahlen exponier ten Personen festgeste l l t , d ? das Blut-b i ld nicht ausreicht, um kleinere strahlenbedingte Veraendsrungen zu bestisasn.

Aufgrund unserer Erfahrungen, die auch in den weiteren Jahren ausgewertet surdsn, jedoch indieser Zusa-nnenstellung nicht n i t einbezogen «rden waren, vertreten wir auch die Ansicht,da3 uebliche strahlenhaeniatolagischs Angaben nicht dazu ausreichen, ua ueber das Bestehen einerchronischen Strahl enschaedigung entscheiden zu duerfen. Aus cJiesEa Grunds hahai s i r es alsempfehlenswert, bei der Beurteilung der chronischen Strahlenbelastung folgende Kri ter ien insAuge zu fassen:

1 . Klinische Untersuchung, i nc l . Haut, Augen, neurologischer und gynaecologischer Status,2. Peripheres B lu tb i l d .3. Knochtmiarkpruefung.4„ SerunieiBei3bild und geaisse Enzyme.5. Physikalischer Dosiswert6. Vorhandensein anderer Noxen.

Zusammenfassend koennen wir fes ts te l len, dä3, uebereinstiissend p.it den anderen Autoren, die Blut-bHdveraendsrungen nur als Glied einer Reihe van Untersuchungen bei der Beurteilung einer chro-nischen Strahlenschaedigung betrachtet eerden koennen. An und fuer sich stellen die haeaa-tologischen Veraenderungen nur den Verdacht, der n i t anderen klinischen fiethoden bestae-t i g t oder ausgeschlossen eerden s o l l .

Li teratur

[1] Rajewsky, B., cit.Bauer R., Strahlenth. 135, 337, 1963

[2] Petars, K. Strahlenth. 118, 4SI, 1F:2

[3] Bauer, R. Strahlenth. 13o, 387, 1968

[4] Chonl, B. Sdbd. zur Strahlenth. 64, 197 . 19G7

[5] H.zur Horst Keyer . Strahlenth. 135, 428, 1958

[6] Korczek, A., RadiobioUadioth. 9, 107, 1958

[7] Sanders, C , Orr, R.G., Evans R.J., Research Group Report 1968

=4!

f ii'l

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. 1 3 2 -

jnitrnar.i»! l^ cerltfiertn Blutbild In ita Jilir« « 6 1 - 1 9 « .

fafcl 3*r uaUra-jcMca fgraoarai 3*9

Zahl der VgrticiiennEcni 1*>1 /2B.2 £ /

7«rtelligij; Jcr Vertcier-a.«» In Jm TerschUämen trb«lt3»l*tx«n

ArSeltsplatg

Abt. .-.GinpLyslk I .

Abt. Eeznchtsie I .

Ibt. Kexnckesla II .

»bt. I

Abt. Strahleancluiti

Zahl der untersuchten

25

46

42

42

76

31

IB .

9 /Zo.9 % I5 /2o.o % I

Iβ /38.« * /

22 /«7.e * I

13 /3o.9 * /

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Bild 1: Haeaaialogische Veraenderungsn, etc.

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Of Id 2: Haeiataloglsr.hs Vzraendsrungen, etc.

- 1 3 3 -

3i—l . l« t«a . t »a a,, .L-xr.li.^

Bild 3: Haeaaialogische Veraenderungen, etc.

Caazicorper Caaaaatrahlendpsan In Jahra 196fii

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BfId 4: Haeaaiaiogische Veraenderungen, etc.

LEICHT ABLESBARES KLEINES PERSOEKLICHES DOSIMETER FUER KACHWEISK O ^ P I I E R T E I G-."!'A- U"-:3 ?.'EUTSD\E'.'-SIRAHLUHG MIT GEXOEHNLICHES

CHARAKTERISTIK

E. KOWALSKILand i s '•• Gyr AG, Zug

Es arird ein neuartiges lonirationska-ner-Dasineier beschrieben, das dank seiner flachen Foraauch als Bestandteil einer Idantitaetsaarke verwandet werden kann und soait insbesondere fuerAnwendungen in z iv i len Qevoelkerungsschutz und fuer n i l itaerfehan Einsatz geeignet i s t . Dasneue Dosimeter besitzt a l le bekannten Vortei le der uäblichen lonisationskax.aer-Dasiaeter, zu-sasnen n i t einer wesentlich erweiterten Betriebsbereitschaft. Unter dem Beg r i f f ßetriebsbe-reitschdft" wird hier die Zeitspanne verstanden, »aehrend der das Dosimeter eine Strahlungs-dasis n i t nur kleinen Fehlern aufzeichnet.

Mißprinzip

Die Kondensatorentladung ueber eine lonisationskaniner ist schon sei t den ersten Anfaengen desStrahlenschutzes zur Dosinatrie angewendet worden. Die Tatsache, da? die Dosisaessung auf denPrinzip des Lädungsveriustes besteht, erschwert, ja nacht eine Anwendung sogar unmoeglichueberall dort, EO eine lange Betriebsbereitschaft gefordert werden miß.

Dies deshalb, sei l -Me unvermeidliche Entladung ueber das Isolationsnaterial eine mit der Zeitanwachsende Dosis vortaeuscht. Dieser Nachteil kann durch das folgende läaSprinzip weitgehendbehoben aarüen (F ig . i ) . Ein» Ionisationskammer n i t zsei Elektroden i s t an zviei KondensatorenZ\ und C2 angeschlossen. Die Kondensatoren liegen zwischen je einer der Kanüierelektroden undeines Bezugspotentional, seiches an der Dosiaeterhuelse l ieg t . Die Konstruktion der Kaaraeris t so geloest, daß zwischen den beiden Elektroden keine Abstuetzung aus Isolierraaterial besteht,selche nicht curch einen auf den Hualsenpotential liegenden Leiter unterbrochen waere(Schutzring-Prinzip). Sämtliche Isolationsniderstaende, insbesondere auch die Eigenniderstaen-de der beiden Kapazitaaten, liegen daher zsischen der jeweiligen Elektrode und der Huelse, derLadungstransport von einer Elektrode zur anderen kann nur durch Icnenbewegung erfolgen.

Zu Beginn der Bereitschaftsperiode des Dosimeters wird die Kapazitaet C auf ein Potential auf-geladen. C-2 wird entladen. Die Spannung an C, sinkt je tz t ohne Bestrahlung durch die Eigenent-ladung dieser Kapazitaet nach einer Exponentialfunktion ab. Das Dosimeter is t demzufolge be-triebsbereit, solange die Spannung an Ci die zurSaettigung notwendige Kanmerspannung nichtunterschreitet.

Bird das Dosinjter bestrahlt, f l i eß t durch die lonisationskanner ein Stroo, dessen Zei t integral(- transportizr-te Ladung) dsr Dosis proportional i s t . Denzufolge is t die des Kondensator C, zu-geflossene Spannung ein direktes Maß fuer die eapfangens Dosis.

Die FehlerbiHung djrch Eigenentladung des Kondensators se t i t erst nach der Bestrahlung e in ,der Fehler dD betraegt:

1 \f B0 D d i ä ^pfanjene Dosis, t^ der Zeitpunkt der Ablesung, t der Zeitpunkt isr Bestrahlung und jfi R,C, die Zeitkonstante des Kondensators C is t '

2 ä

Dsi relat ive Fehler i s t sonit dosisunabhaengig. Ueb°r die sehr kleine Kaiierkapazitaet C wirdf..- "=' '«"«"VB re.iisr i s t sonn oosisunannaengig. Ueo°r die sehr kleine Kanxerkapazltaet C wird j*j ' d e r Spannungsabfall C auch ohne Bestrahlung auf C2 uebartragen. An C2 t r i t t deshalb auch ohne j,H, Bestrahlung ein» F;hls?annur.g auf, da jedoch C, viel groaSer i s t als die Kannerkapazitaet C , i% \, ^ann d i e s e r E f f e ' : t vernachläessigt »erden. Das Fahlresuitat betraegt nach einer Wartezeit von

- 1 3 5 .

einen Jahr ca. V% des Bereiches.

Konstruktive Realisierung

Das Dosimeter besteht aus zwei hochisolierten Kondensatoren, die in eines hoch isolierendenPolymer eingespritzt sind, Teile der Gberflaeche der Spritzlinga sind leitend gesacht unddienen als Elektroden der Ionisationskammer. Den Kontakt rait den Elektroden besorgen z»eiKagnetschalter, welche durch aeußere Magnetfelder [in Lade- und Ablesegeraet erzeugt] be«taetigt »erden. Saehrend der Setriebsbereitschaft stehen die Elektroden nit den Qlasdurch-fuehrungen as Dosinstergehaeuse nicht in Kontakt. Das Dosinetergehaeuse ist luftdicht ver-schlössen.

Eigenschaften

1. Dieses Dosimeter stirde ia Hinblick auf die Anforderungen der zivilen und ailitaerischenfiassendosiraetrie konzipiert. Es i s t ausgelegt fuer Dosismessung von Gaanastrahlung undschnellen Neutronen,

Seil bekanntlich nach den Bragg-Gray-Prinzip der Stron einer kleinen lonisationskataner iawesentlichen durch die Wechseleirkung der Strahlung ni t dea üfandicaterial bestioiat i s t , ge-nuegt es, ein Kandmatarial geeebeaehnlicher Zusausensetzung zu benuetzen, un eins Anzeigeder wahren absorbierten Dosis in rad-Einheiten auch in gemischten Gaeaa- und Keutronen-Strahlungsfeld zu erhalten. Andererseits kann fuer schnelle Neutronen ia Bezug auf akutesomatische Effekte - welche ja a l le in in der zivilen und ailitaerischen iSassendosinetrieausschlaggebend sind - eine RB&'jSi angenomaen werden . flie Dosiaeter kosnnen soait direktin rea-Einheiten geeicht werden.

Praktische Ressungen s i t einem selchen ren-soaatisehen Dosimeter ergaben, da1? in Neutronen-energiebereich 0,1 . . . 15 KeV der Anzeigefehler unterhalb • 20 % bleibt. Die Energieab-haengigkeit fuer Ganinastrahlung der Energie 0,25 . . . 3 KeV is t besser als * 15 %.

1. Der HeSbereich Ist in weiten Grenzen »aahlbar, bis ueber 1000 rad, Meßunfang betraegt ca.2 Dskaden pro Typ. Die Gunauigkeit der Dosiswerte betraegt ca. • 10 %.Anzeigeaenderungen nach Bestrahlung <10 % der angezeigten Dosis pro Konat ab Bestrahlung.

3. Temp eratursch*ankungen sind erlaubt innerhalb -30 . . . «40 C. Luftdruckschwankungen zwi-schen 0 . . . 1500 nb. Relative Luftfeuchtigkeit zwischen 0 . . . 100 %.

4-, Die geringe Eigenkapazitaet der Ablesevorrichtung ernoeglicht mehrmaliges Ablesen desBe^resultates ohne sesenHiche Verfälschung der Anzeige. Eine Beeinflussung der Anzeigedurch irgendwelche Kanipulationen is t zufolge der Sagnetschalter praktisch ausgeschlossen.

5. Dank der sehr einfachen Inbetriebsetzung und Ablesung kann die Kontrolle dezentralisiertdurchgefuehrt werden. Gleichwohl is t aber auch die Moeglichkeit vorhanden, eine Verbindungmit datenverarbeitsiden Geraeten sicherzustellen, s ie dies bei lonisaticnskanmerobsiaeternni t direkter Spannungsuessung einfach durchgefuehrt serden kann.

] ^ Vergleiche z.B. USAEC Publication "The Effects of Nuclear Seapons', Edition 1952, Seite 570, | ff;j Absatz 11.88 und Fißnote, sot ie Zusaaaenstellung der Literaturangaben ueber RBS schneller 4 | ;i Neutronen durch K.Becker, Direct Infcrnation 5 M , ESG-Europaeische Strahlenschutzgeseli- •] ';

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Folgerungen

Das vorliegende Prinzip »eist folgende Charakteristiken auf:

- Ohne Bestrahlung praktisch keine Anzeige.

- C'e Fehlerbildung setzt erst nach der Bestrahlung ein. Ist die potent ie l le Sloeglichkeit einerBestrahlung [Bosbenexplosion oder ReaktorunfallJ feststel lbar und kann die Ablesung der Dosi-oeter re la t iv kurz darauf vorgenoniaen «erden, is t eine sehr genaue Feststellung der Strahlungs-gefaehrdung noeglich.

Neben diesen genannten Vorteilen sind folgende Eigenschaften nicht bei al len bekannten Dosi-astrieverfahren gleichzeit ig vorhanden:

- Rasche und niederholte indirekte Ablesung.

- Einfache Ablesen et hode.

- Mehrmalige Verwendung des Dosimeters moeglich.

Diese Eigenschaften sind besonders ersuenschi in Falle der Kassendosicietrie.

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Fig. 1 - Prinzipschema des Dosimeters

Parasitäre Kammerkapazit!

Ionisations-Kammermit Schutz-Ring

Mess-Kondensator

Isolations-Widerstände

Lade-Kondensator

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DIE STRAHLENSCHUTZPROBLEKE BEI DER ROENTGEKKISEKATQGRAPHIE UND HAGNETISCHENB1LDBAHDAUFZEICHHUI16

IstvSn TOEROEK, Laszlfi B3R0S und lure KASARadiologische Universitactskl infk und Angewandte Chemie der TH Budapest

Die Roentgenkinanatographie und die magnetische Bildbandaufzeichnung stellen die nodernsten Er-rungenschaften auf den Gebiet der funktionellen Roenfgendiagnostik dar. Diese Einrichtungen sindheutzutage Bestandteile eines modernen roentgendiagnostischen Laboratoriußs und finden routine-maeSig Ansendung bei der Durchfuehrung spezieller Untersuchungen. Abb.1,

Ihr Anwendungsgebiet i s t in großen und ganzen das gleiche, K i t Hi l fe dieser Einrichtungen koennenwir mit großer Genauigkeit den Verlauf der einzelnen Vorgaenge bei den verschiedenen Untersuchun-gen so festhal ten, daß s i r bein Zurueckspielen die Ablaeufe genau reproduzieren koennen. DieseUntersuchungsnethoden nehmen »i r am haeufigsten dann in Anspruch, wenn die Vorgaenge in einersä kurzen Zeit ablaufcn t daß dies mit der gewoehnlichen seriographischen Untersuchung, wegender verhaelinisGiaeßig niedrigen Bildfrequenz nicht festgehalten serden kann. In erster Liniedenken s i r hier an die verschiedenen angiographischen, angio-cardiographischen Methoden, dieBronchographie und die Funktionsuntersuchung des Verdauungstraktes. Außerdem versenden wir inzahlreichen Faellen die rcentgenkinesatographischen Untersucbungsneihoden bei der Analysierungvon Bewegungsveraenderungen des Knochensystercs.- Die Verwirklichung der elektronischen Bildver-staerkung ertnoeglichte die Anwendung sowohl der Roentgenkinenatographie als auch der nagneti-schen Bildbandaufzeichnung. Bei der roentgenkineitalographischen 'Methode nennen » i r n i t einerSpezial-Fikkaraera das auf des Ausgangsschirn der Bildverstaerkerroehre erscheinende, sehr i n .tensive Bi ld auf. Bei der isagnetischen Bildbandaufzeichnung dagegen schalten wir in die Kette"Roentgen-Bildvarstaerker-Television" eine magnetische Bildbandaufzeichnungsanlage ein. Der aufeiner Drehscheibe angebrachte föagnetkopf schreibt die erforderlichen, verstaerkten Video-Zeichenauf ein sp i ra l vor ihm angelegtes 5'ag.iotband, welches von einer mechanischen Vorrichtung in ver-haelinisciae3ig geringer Geschwindigkeit getrieben wird. Bein Zurueckspielen geschieht dies um-gekehrt. Die auf dem oagnetischen Bildband festgehaltenen Informationen des Fernsehbildes forntder Magnetkopf durch Induktion in elektronische Inpulse ura, deren notwendigerweise synchroni-s ier te Reihen das urspruengl ichs Bi ld beio Zurueckspielen mehr oder weniger verzerrt siedergeben.

Bei der sagnetischen Bildbandaufzeichnung geschieht also die Bildaufzeicl.nung vollkommen elek-tronisch, waehrend bei der Roentgcnkinematographie die infornsationen auf ein Filaband aufgeros-nen »-erden. Von Grundprinzip des Fernsehe,.3 ausgehend ergibt sich bei der magnetischen Bildband-aufzeichnung eine wesentliche Verstaerkung. Dieser i s t es zu verdanken, daß bei Anwendung dermagnetischen Bildbandaufzeichnungsanlage, sowohl die Strahlenbelastung des Patienten als auchdie des untersuchenden Personals f as t us eine Groe?enordnung niedriger i s t .

In allgemeinen sind die Roentgenologen der Ansicht, da3 die Versendung des Bildverstaerkers, bzs.der Roentgentelevision, die Strahlenbelastung auf so niedrige Berte herabsetzt, da? diese unbe-achtet bleiben koennen. Dies is t jedoch nur teilweise gerechtfert igt. In solchen Faellen, beidenen keine besonderen Ansprueche an die Qualitaet des Bildes gestel l t werden wie z.B. bei derLokalisation von Freadkoerpern, Reposition von Frakturen i s t die Strahlenbelastung is Vergleichzu der klassischen Durchleuchtung tatsaechlich vesenilich niedriger. Handelt es sich aber vasolche Untersuchungen, bei denen das Erkennen von Details sehr sichtig i s t , sie z.B. bei derLunge, der Magen-Danspassage, so i s t die BildqualitSt nur a i t verhaeltnisnae"ig hoher Dosis-leistung zu sichern, *as natuerlich zur Erhoehung der Strahlenbelastung fuehrt. In Faellen vonextremen Haßen an Koerpergeeicht des Patienten naehern sich bei Anwendung der Televisions-untersuchungsnethode der Roehrenstron bz». die Roehrenspannungswerte den bei der konventionellenDurchleuchtung angeeandten 'forten. Darin zeigt sich der Vortei l der Roentgen-lelevisions-Bethode,da die QuaUiaet des gewonnenen Bildes das konventionelle Schinbi ld wesentlich, ueber t r i f f t .

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Zur Erlangung einc-s feh ler f re ien Hagnetbildes i s t ein solcher Roehrenstrom bz». eine solche JRoehrenspannung notwendig, da? der Kontrest und die Schaerfe des auf dem Monitor erscheinen- i ^den Bildes optimal sein s o l l . Deshalb sind fuer die magnetische ßildfaandaufzeichnung 0,5 - [-\j- 2,0 oiA Strom und 50 - 80 kV Roehrenspannung er forder l i ch . Vergleichsweise noechten wir er- \j%»aehnen, daß bei der von uns benutzten und j e t z t schon nicht rcehr modernsten Roentgenkine- j j joatographie-Einrichtung, abhaengig von den Koerperna?cn des Patienten und dem Typ der Unter- j "!

suchung, 5 - 2ü mA Strom und EO - 80 kV Roshrenspar.nung angewendet serden muessen.

Da wir in unserem I n s t i t u t in großer Anzahl roentgwdiagnostische Funktionsuntersuchungendurchführen, machten v.'ir uns zua Kont ro i lob jsk t , n i t welchen Strahlenbelastungsxerten wirbei angio-kinenalographischen-, broncho-kinefiiatographisehen- bzw. kinesiatographi sehen Unter -suchungen des Verdauungstraktes rechnen muessen, sowohl vom Standpunkt des Patienten a ls auchvon den des untersuchenden Teaws aus.

Zu unseren Untersuchungen versendeten » i r ein Sie-ens Sirescop Durchleuchtungsgeraet in ge-kippter Stellung, an i.elches ein 9-Zol l -Phi l ips ßildverstaerker angebracht war. An dessen Aus-gang schlössen wir uine 35 i»ra Ari f 1 ex-F ilnkarsera bze. die Fernsehkamera an. Fuer die Messungenbenutzten wir Wasser-- und 't'techs^hantcwe. Bei einigen Untersuchungen nahmen s i r die Messungenan Patienten in i/ivo vor. Dazu verwendeten » i r geeichte Strahleiwoßgeraete, so z.B. die l u f t -aoquivalenten lonijaüoriSkannern von Frieseke £ Hocpfner, Kondioneter von Pichlau, P lex i - undArgc>n-Ka."asrn, VictarL'.jn-'nnon&tfcr-laaChankanqcrp, so«ie das Vakutronik VAJ 15-A-Dosimeter.Außerdeji benutzten \\r auch mangan-äktivierte Calciu-n-S'jlphai-Thernolutiiinsszenzdosiaeter, de-ren tr.pf indl ichke-ii dfln V,ert vor. 1 n!) erre ichte. Die Energieabhasngigkeit kompensierten wirin dsr Forc, da" wir vergleichende ^iianiom-Kessunc;e'i vornahnen, neben der gleichen Roehren-spatinung n i t geeichten, energieunabhaengigen Kair.ir.crn, zu deren Ergebnissen a i r Korrektions-fakiurnn tenutzton. Abb.2.,3.

Zur Ausaortung dar Th(.r-,iuluT,ineszenz - Dosimeter verwendeten wir das Vakutronik-Garaot VAfiI-30.DJS F i l nna te r ia l , zu den kimwatographisehen Untersuchungen bestand auj Kodak 2-X-Filiaen, wel-che die [i'jtiäirJige Empfindlichkeit besagen unJ g le ichze i t ig auch ein gutes Aufloesungsvermoegen.Zur magnetischen Hild'.-andaufZeichnung fand die Odelca DDX-Einriclitung Verwendung, uelche n i tcin2n Scotch-Band von 1 Zol l Breite versehen war.

Zur Inbotriebnahne des Fernsehens h?u. des ciagneiischen BiidbandvprEtaorkers bei Angiocardio-graphion bunutzten wir 1 nA Strow und 70 kV RoehronspHnnunü. In diesen Fal l betrug die Dosis,>>b ca voo-Rochrenfckus entfernt f re i Luft gc-aessan, 1,52 S/Kinute. Bei Jen gleichen Patienten»urden auch roentcien'.iinor'.atogcaphischen Aufnahmen anoefert ig i ura bei einer Frequenz von 21* Auf-nafiaen pro Sekunde war ein Roehrensinvi von 10 mh urjd eine Roehrenspannung von 70 kV notwendig.Die genossene lu f tebs is beirug dabei, ebenso in 45 cn Entfernung, 1 4 , j R/Hinute.

In ersten Fal l / oaennlicher Patient/ betrug die Gonadendosis 1,9 nR/Stunde, die waehrend derKinaaufnahnen gesessenD Oasis dagegen machte 20 r.R/Stunde aus.

-•- Der am Kopfende des Patienten p la tz ie r te Arzt e rh i e l t in der Stirnhoehe eine Strahlenbelastung;, von G0 iriR/Stunde waehrend der magnetischen Bildauf nahaen, bei den Kinoauf nahmen dagegen 400"\ ciR/Stunde. Bei de- den Apparat bedienenden Arzt waren io Verlauf der Bildbandaufnahnien an der;•- rechten Hand 0,0 nR/Stunde zu nesssn, washrend bei dar Anfertigung von Kinoaufnahmen 4,2 BR\- /Stiinds regist r ier t wurden. An der Einfushrungsstelle des Katheters am Oberschenkel stamm betrug;. die gesessene Dosis in ersten Fall 1,3 nR/Stunde, ie zweiten Fall iaehr als den 10-fachen Wert,| : 21 ciR/Siunde.

! . D i 0 v o n d e r R o e h r B 1 1/2 Keter entfernt stehende Operationsscheester erh ie l t eine Strahlen-; | : d o s i s i n d e r H o e n e d s s K°Pfes von 0,25 nR/Stunda bei den magnetischen Bildbandaufnahmen, bei den-:| ' kinoaufnahmen hingegen 3,5 aR/Stunde.

•4- 1 3 9 -

In Verbindung mit der Hagen - Roentgenuntersuchung, saehrend wir diese auf ISagentband aufnahmen,waren folgende Strablenbelastungs«erte meßbar: bei der BV-Ourchleuchtung arbeiteten wir mit 1 nARoehrenstroni und 80 kV Roehrenspannung. Die Lusisleistur.g «ar h ie rbe i , in 45 cm Abst?nd vomRoehrenfokus f re i Luft gemessen, 1,9 R/Minute. Bei dem raaennlichsn Patienten betrug s ie in derGonadengegend gesessen 1 A,5 ir.R/Stunde. An der rechten Hand des untersuchenden Arztes, welche derStrahlenquelle am naehesten »ar, konnten 8 mR/Stunde, in Hoahe des Kopfes, der sich vom Roehren-fokus 1 Meter entfernt in s e i t l i che r Richtung befand, 1,2 mR/Stunde gemessen »erden. An derGon3denregion des Arztes waren untsr der Gunnischuerze keine meßbaren 1','erte zu verzeichnen, inlioehe der Seine, 10 ca von Fißboden ent fernt unJ 100 cm vom Fokus war eine Dosisleistung von2,4 mR/Stunde zu messen.

Die magnetischen Bildbandauf nahmen f e r t i g t e n wir zu Lehrzviecken an, die Untersuchungszeit betrug5 Minuten. Während dieser Zeitspanne e r h i e l t der Patient an den Gonaden eine Strahlenbelastungvon 1,2 rsR. Bei des untersuchenden Arzt betrug die Strahlenexposition an der rechten Hand 0,15iüR, am Kopf 0,1 nR, an den Beinen 0,2 nR, siae'nrend die Gonaden entsprechend geschuetzt waren undIceine Strahlen»erte gemessen warden konnten.

Die gleiche Untersuchung fuehrten wir auch mit ier roentgenkinanatographischen Methode durch.Die Zeitspanne der Untersuchung betrug ebenfalls 5 Minuten, die Untersuchungsbedingungen rarenfclgende: aehnlich nie zu der ersten Uniersuchur.p verwendeten wir ein 12-Ventil Diagnostik-ßrundgeraet sowie 80 kV Roehrenspatinung und 10 ir.A Roehrenstrora. Der Abstand zwischen Roehren-fokus und Tischplat te betrug 45 cm. Die h ier ntßbare Dosisleistung zeigte 18,7 R/Minute freiluft . Die Kinoaufnahraen fer t ig ten s i r ^ i t einer Frequenz von 24 Aufnahmen pro Sekunde aufeinen 35 nn Kodak Double X-Film an.

Bei den obigen Parametern e rh ie l t der Pa t ien t uaehrend der Untersuchung von 5 Minuten eineStrahlenbelastung von 14 IBR an den Gonaden. Diessr Kert macht fas t das 10-fachc der bei denmagnetischen Bildbandaufnahaen e r l i t t enen Strahlendosis aus.

An der rechten Hand des Arztes »arsn im Verlauf der Untersuchung 1,8 mR Strahlenbelastung zumessen. An dor St irn des untersuchenden Arztes lag die Strahlenbelastung ebenfalls um eineGroeSenordnung hoeher und er re ich te den Slert von 1,1 mR. An den Beinen, 10 cm vos Fiöboden ent-fern t , wo die Gummischuerze die Deine nicht nehr bedeckte, betrugen die ÜleSverte 24,5 uR/Stunde.

Die iß Verlauf unserer Messungen gewonnenen Ergebnisse demonstrieren gut, da? «ir bei roentgen-kinematographischen Aufnahmen ungefaehr mit einer ua eine Größenordnung hoeher liegenden Strah-lenbelastung rechnen muessen, a l s bei dei. aagnetischen Bildbandauf nahmen. Dies t r i f f t soeohlfuer den Patienten a ls auch fuer das Personal zu. Deshalb sind wir der Ansicht, daS in a l lsolchen Fael len , »o wir c i t geringerer Bildqualitaet auskommen koennen, be isp ie lsse ise bei 6erAnfertigung von Filmen fuer den Gruppenunterricht der Studenten, ferner, so ein geringeres Auf-loesungsvermoegcn ausreichend i s t , z.B. bei der Untersuchung der hlotil i taetsveriiaeUnisse destiiagen-Darmtraktes, unbedingt der magnetischen Bildbandaufzeichnung der Vorzug gegeben »erdenso l l .

Kit d ieser Methode kann nicht nur d ie Strahlenbelastung »esentüch reduziert »erden, sondern dieKosten fuer die Aufnahmen sind bedeutend b i l l i ge r a l s die bei den roentgenkinematographischenAufnahmen.

In solchen Faellen s e l b s t v e r s t ä n d l i c h , wo wir das naxinale Aufloesungsvensoegen der kinemato-graphischen Aufnahmen anstreben wie 2.8. bei angiocardiographischen Aufnahmen und solchen kine-matographisehen Untersuchungsverfahren, m wir beschleunigte oder verlangsamte Aufnahiaen anfer-tigen Buessen, benutzen wir weiterhin die konventionelle kincaatographischB Methode, Dabei r ich-ten wir jedoch ein besonderes Augenmerk auf d ie , wegen der hohen Strahlenbelastung besondersnichtigen Strahlenschutznaßnalwen.

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Literatur

1.2.3.

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Abb. 1

Die bei den Vergleichsuntersuchungen be-nutzte Kinematographie-Einrichtung unddas OD-X Bildbandgeraet

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Abb. 2

Kessanordnung laehrend der Untersuchungen

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Abb. 3

Die, zu den Untersuchungen angewandten, verschie-denen Typen der Theraoluiineszsnz-Oosiaeter

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DIE STRAHLENBELASTUNG DES PATIENTEN BEI DER BETATRONTHERAPIE

F. HAWLIC2EKSonderabteilung fuer Strahlentherapie d.Krankenhauses d.Stadt Bien -Lainz

Der Gedanke, schnelle, kuenstlich erzeugte Elektronen fuer die Strahlentherapie zu verwenden,geht bereits auf Gentner, Rajessky und Schnitt zurueck, die diesbezuegliche Versuche schon inJahre 1934 n i t einem 220 keV-Beschleuniger unternahmen. Fusr die praktische Ansendung wurdenschnalle Elektronen erst interessant, als es Anfang der Fuenfzigerjähre gelang, Betatrone zubauen, deren Energie 30 ffleV ueberschritt. In Europa waren es die Firmen Brown Boveri in derSchweiz und Siemens Reiniger in Deutschland, die sich mit der Entwicklung befaßten. Auf Grundder gedachten medizinischen Erfahrungen fuehrte die Entwicklung schließlich Anfang der Sech-zigerjahre zua 35 MeV-Betatron der Firma Brosn-Boveri und zua 42 !;'sV-Betatron der Firma Sic-Bens-Reiniger.

Der wesentliche Vortei l und zugleich Unterschied zur Roentgentherapie bei der therapeutischenAmendung von schnellan Elektronen l ieg t dar in, daß sie im absorbierenden Hiediws, nacnilich deaGewebe, eine endliche Reichweite haben und daher die Dosis nicht expanentiell abnirant, wiedies bei Roentgenstrahlen oder bei Gansiastrahlen von ^Co und 137j;s $ir pa ] j \s\t ^ D b j ze\g\in kurvenmae3iger Darstellung den Tiefendosisverlauf fuer schnelle Elektronen im fiasserphantoia,und zwar fuer Energien von 5 - 3 5 KeV. San ersieht daraus, daß bei schnellen Elektronen einste i ler Dosis2bfa'l vorhanden i s t und der Raum dahinter nur eine sehr geringe Dosis von etwa3 % des Dosissaximuas aufweist. Diese geringe Reststrahlung resu l t i e r t aus der Abbreusung derElektronen in Gewabe und i s t Roentgenstrahlung. Abb.2 zeigt photographisch io Wasserphanionaufgenommene Strahlenbuendel von 35 KeV-Roentgenstrehlung ( l inks) und daneben (rechi^ von 35-und 10 KeV-Elekironenstrahlung. Bißt nan die Dosisver^.ilung der Elektronen mittels Photometeraus, so erhaelt can die in Abb.3 dargestellten lsodossn.

Aus den bisher Gesagten geht hervor, daß raan es bei der Anwendung von schnellen Elektronen zurTherapie in der Hand hat, durch geeignete Kahl der Energie nur bis 2ur gesuenschten Tiefe e i -nen therapeutischen Effekt zu erzielen und dahinter liegende Organe zu schonen. Als typischesBeispiel ooechte ich als Biodellfall die Maaabestrahlung mit schnellen Elektronsn anfuehren.Wie Abb.4 ze ig t , nu3 dabei ein groPes Feld bestrahlt werden, was erstens eine hohe Intsgral-dosis und zseitens eine Strahlenbelastung der Lunge Zur Folge hat , die ja unmittelbar hinterden Rippen l i e g t . Hohe lo!"1« Do?." in der Lunge aber bergen als Bestrahlungsrisiko den UistandIn sich, daß es zu einer c: l.)z"'•• iduzier*=n Pneunoniß oder Strahlenfibroso konasn kann unddann die Bestrahlung abgebrochen werden avß. Ein besonders unguenstiger Instand is t bei derLunge der, daß das luf tgefuel l te Gewebe nur etwa 1/3 der Dichte des noraalen Gesebes hat, »aszu einer erheblich besseren Tiefenwirkung der Strahlung fuehrt. Diese Erhoehung der Tiefenwir-kung in der Lunge zeigt die Abb.5. Die Kessung erfolgte Qit 20 KeV -Elektronen an einea ge»ebs-aehnlichen Phantosi (Alderson-Phantoa), das in Phäntooaaterial auch ein echtes Skelett einge-baut hat. Vermindert man nun die Elektronenergie auf 15 KeV, so kann, nie die folgende Ab-bildung 6 ze ig t , die Dosis in der Lunge ganz wesentlich herabgesetzt «erden.

Fuer die Strahlenbelastung des Organissus interessant ist die Integraldosis ueber das gesantebestrahlte Gewebsvolunen. Jones (1) g ib t den Zusannenhang der Integraldosis in Abhaengigkeitvon der Tunortiefe fuer verschiedene Strahlenqualjtaeten an, wobei er sich auf 6UCo bezieht,und die Tuiaordosis dafuer in jeder Tiere als 1 annisnt. Abb.7 zeigt, daß die Integraldosis um-so gusnstiger e i r d , je hoeher die Elektronenensrgie i s t und nur einen Bruchteil der Integral-dosis anderer Strahlungen, besonders in Vergleich zu '•'onventSoneller 200 kV-Roentgenstrahlungausmacht. Ott (2) konnte an Hand von chemischen 81utanalyse.n waehrend der Soeben,ueber diesich die Strahlentherapie hinzog, nachweisen, da?- es bei SJ0o-Therapie zu eine» Anstieg desCholesterins und des Kalziua-, Kaliuci- und Kagnssiusspiegels könnt, hingegen bei dsr mit ge-ringer Integraldosis verbundenen Elektronentherapie sogar zu einer Abnahoe.

m

Zu einer zusaetzlichen Strahlenbelastung koiaat es auch durch die Brensstrahlung und durch die j'jFreisetzung von Neutronen durch die bei den hohen Energien auftretenden (y,n)-Prozesse. Frost U;|und Xichel (3) schaetzen die Meutroneidosis ( in rea) bei 35 MeV Elektronenenergie auf etwa 0,35 % V'iider applizierten Dosis ira bestrahlten Volumen. Die Ganzkoerperbelastung durch radioaktive \.-MIsotope, die bei diesen (v,n)-Prozessen entstehen, wurden von Stroerae (4) untersucht. Es ent- [• Istehen dabei ssehrere Isotope, von densn aber nur 2 von Bedeutung sind, naeailich 1 j 0 , der ab <•'-$einer Schnellenenergie von 15,5 KeV ents teh t , und ^ C mit einer Schaellenenergie von 18,7 föeV. )•'<Diese beiden Isotope «erden durch den Kreislauf in ganzen Koerper ve r te i l t . Auf Grund von ße- •]rechnungen Stroeanes kann diese Ganzkoerperbelastung mit 100 b i s 200 IBR angenommen werden, -\wenn nan eine mitt lere FeldgroeSe bei einer Energie von 35 KeV und 300 R bezogen auf das Tie- : : ' ifendosisnaxißun in Rechnung s te l l t .

r j1

Abschließend kann gesagt eerden, daS die Integraldosisverringerung durch die Aneendung schnel-ler Elektronen einen wesentlichen Faktor fyer die gute Vertraeglichkeit dieser Art der Therapiedarstel l t und sich n i t den klinischen Erfahrungen durchaus deckt.

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\h* EETHQDS TO MEASURE RADIATION EXPOSURE TO THE POPULATION FP.:M X-RAY DIAGNOSTICS

f l COMPARISON OF RESULTS OBTAINED WITH 8IG SIZE FILK D3SIKETER AND BIG SURFACEtj IONISATION CHAMBER, RES?.[•.-! <r \f Ivan BOJTOR, Barna SOSDA.'.'Y, Gyula KGCZKAS; -1 F .Jo l i o t -Cur ie ?iational Research I ns t i t u te f o r Radiobiology

I and Radiohygiene,Budapest

• 5 X-ray doses reaching the body nay be seasured in d i f fe ren t «ays. Soae dosineters areequipped w i th a b ig surface i on i za t i on charaber and neasure e i the r in R.ca", or - a f t e r ade-quate c a l i b r a t i o n - they become su i t ab l e to neasure the absorbed energy [ 4 , 5 , 7 , 1 ] . Osing inthe f i r s t place to their construction, these dosiseters are used .;obily in the f ield of ne-dical X-ray diagnostics and record the dose to the patient sicultaneoulsy to fluoroscopy orradiographing.

The diagnostic dosimeters with an ionization chasber, such as e.g. the PT3 DIAME'lTQR, areextensively used ineans for measuring X-ray exposure [9,3,2], The aeasurenent result? ob-tained by thea furnish satisfactorily evaluable data both for radiation exposure resul-ting from the various diagnostic examinations and for the cosparison of the various exa-eination nethods as regards exposure to the patient. On the other hand, the diagnostic f i l adosineter does not measure the dose to the individual, but the total dase to a number ofpatients. Since both types of dosineters are used to raeasure diagnostic X-ray exposure tothe population, authors feel that the t«o raethods should be co-spared. The present paper isconsecrated to this problem. Doses measured in R.cn"- for 800 subjecis, by PT» DIA3ESIÜR andby a diagnostic f i l n dosimeter simultaneously served as a basis for comparison,

Measurement nethods

Surface dose neasurements were performed during chest fluoroscopy, under identical condi-tions for both nethods. The sane type of examination, done always by the sane physician,and the high number of measurement data exeapt the coaparison of the too aethods froa sub-jective factors resulting frora different X-ray exacination techniques /aperture, fluoros-copy tine, adaptation/, froa the varying habitus of the physician and froa eventually non-identical diagnoses /qualifying the case as negative or positive/. Accordingly, the neanvalue deriving froa the high number of measureaents are, indeed, suitable for the compari-son of the systematic paraneters of these oeasuresent raethods. Therefore, the total dosevalue established for the 800 subjects participating in the survey was taken into conside-ration »hen «sparing the too aethods.

The seasurexents sere performed sisultaneously. The ionization chanber of the DIAKE'ITOR «asf i t ted onto the diaphraga behind the aperture. The PVC-covered f i l a , representing the dia-gnostic f i l e dosimeter, «as carried on the back by each Subject during the exasinaticn, on jthe so-called "entry-side" in relation to the source. One such f i la was carried by 400 sub- . jjects. ; j

Keasurenent conditions .il

The measuresents vere carried out during fluoroscopy perforeed by an Auto-Progress diagnostic ; \X-ray unit, under 75 kV and 3.5 nA. The dose rate oeasured by a Sickens dosioeter icraedia- ,1tely behind the aperture was 10.3 R/cin. The focus-subject distance /entry side/ ran to |52.5 cs. 1

•-•3

• i« - '•:§

The surface dose values obtained by the DIAKEJTOR sere stamped onto the f i l e of the sub jec ts . [, jAt the saae tiae, the total dose value for the 800 subjects »as also read off. This double V)|registering enables to establish the proportions screening fluorscopy and fluoroscopy »ith a ; jpositive finding, resp., represent in the total dose for 800 subjects. Since only chest f luoro- [•'%scopies »ere involved, positive diagnoses »ere found mainly for organs within the chest. I tfollows that, in csse of pathological lesions, a high proportion of the voluae dose to thepatient results fron the direct irradiation of the diagnosticated part of the body. Osing tothis, the part covering the lungs and the heart - in general, the upper part of the chest -of the f i l n designed to measure the total surface dose to 400 patients displays a higher de-gree of density, in proportion to the nuaber of pathological cases found during screening.As i t » i l l be pointed out in the following, this proportionality nay be demonstrated whenevaluating the f i l e .

Forte's KIKROFCRT f i l n , 35.5 x 35.5 ca in size, sas used as a diagnostic f i lm dosiaeter. Thesensitivity and neasuring range of the f i l n in the range of X-rays excited by 75 kV/H. V. L.1,3 ES Al/ are shot-n in Fig.1. Ths f i lns were developed in developer FD-2, at 13°C, for 4 min.

• [5 ] , BUDü'iÜ-S JIK 4 B type densiiometer was used to Beasure density in 595 points on eachfiIs;. The 6 and 8 distribution curves, resp. /Figs.2 and 3/ were taken up for each on the fi lmson this basis. The width of the film in en is expressed on the horizontal axis. The result ofDultiplying the dose measured in the various points of the f i l n by the height reckoned froa i t sbottoa edge, is indicated in R.cra on the vertical axis. The distr ibution curves shown in Fig^2.iere taken up at the follosing heights /from belon upaards/ reckoned from the bottoa edge ofthe fUs : 6.7, 9.8, 12.7, 18.6, 24.5, 33.3 ca; those sho»n in Fig.3. at heights 6.3, 9.3,12.1, 15.1, 18.1, 21.1, 30.1 ca. The surface dose »as calculated as described in Part I . , on ~.\the basis of the curves in Figs. 2 and 3. '-[

The calibration curve for the evaluation of the f i lns was taken up with f u l l consideration of i >the ceasurenent conditions. Both the irradiation and development of the calibration film ser-ies sere done as those of the aeasuring f i l ns . To include the effect of backscatter due to '•the body, a 20 en thick paraffine block was placed behind the films for calibration purposes.

During fluoroscopy time sas also neasured for each of the 800 subjects, the mean value oftine, as i t appears froic the data obtained by the DIAHEHTOR, being required for the calcu-lation of the average aperture size.

Keasurenent results

Kcasuresent results obtained by the D1AKENT0R and by the diagnostic f i l a dosimeter are summa- ;

rized in Table 1 .

Table 1 j

taber of per- Fluoroscopy for Pathological Average f i e ld isons subjected screening cases Surface size(cs^) Ito screening average tine average entry ]

of fluorosc. time of dose Body j_N°._ ..(o>n) No _ flOsin] (R.cn ) Aperture area ]

!._._ 2 3 4 5 6 7 8 9

0 i i W e n i o r 225630 45,23 179,50 :

Diagnostic f i l n bJO 320 0,31 480 0 60 I.. dosiseter 52778Z ]

I:1'. 1

•if !fti ...

-y

147

The average aperture size shosn in column 8 of the Table »as calculated froa the Deasure-nen results obtained by the DIAKEKTOR according to the follosing fornula:

D. tsrhere

¥ • average aperture size /ca /D„«= averagely measured surface dose /R.en /

dose rate aeasured behind the aperture /R/nin/'average t iae of fluoroscopy la\nl.

Since, from the aspect of the volume dose, i t is the f i e l d size one nay aeasure at the entryside of the body that is of interest, the aperture size calculated according to tha fornulahas to be projected for the knosn distances among ihr; focus-aperture-subject. This value,asthe average f i e l d size for 800 patients, is given in colur.n 9 of the Table.

Discussion

The comparison of the neasureraent results obtained by the DIAKENTOR and by the diagnosticfi lm dosimeter, resp., enables to dras the fol loting conclusions.

1. Appreciable differences show among the measured surface dose values. The difference staysappreciable even i f one considers that the f i I n dosisieter measures less accurately, with anerror of about • 15 to • 20 %. Apart frosi this, the higher neasurenent value obtained by thefi lm dosimeter may be interpreted mainly by two factors:

a) In contrast to the DIABENTDR, the fiIradosfraeter is localized on the body surface i t s e l f ,so i t registers also the components resulting fron backscaiter, i.e. fron the non-perpendi-cular rays, the part of the α-incidencs angle that is proportional with the angle cos a. I tis an established fact that provided X-radiation is excited by 75 kV, the f i e l d size ransto 200 cm , the dose increase resulting froa backscatter nay amount to as nuch as 29 %. Ifone considers thai in the present case the area of the f i l n runs to about 1260 cm^, then scattered radiation registered by this surface nay play an inportant role.

b] The higher surface dose measured byf i lm is f ixed onto the body i t s e l f , i tSurface than the ionization chamber ofthe diaphragm, so, during fluoroscopyprojected onto the body. On the othera bigger surface of the f i lm in the va;changes in the position of the f i e l d «increase in density.

the fi lm day be due also to the fact that since thecontacts ihn radiation beaa at an appreciably biggerthe DIAMENTOR. This latter is, naraely, fixed onto

U does not feel the position changes of the f ie ldhand, the f ie ld outlined by the radiation bezz coversrious positions during fluoroscopy. Naturally, anyi l l be registered and suasaarized by the f i lm as an

2. The DIAKENTOR displays the undisputable advantage that i t enables the registration ofthe R.cn^ value for each subject individually. Accordingly, one nay "differentiate" the"negative" and "positive" diagnoses, i.e. differentiate the exposures for the above sub-jects, nith f i k dosimetry, exposure nay be demonstrated only as a total value, provided oneknows the nunber of "screened" and pathological cases =ho had been «earing the sane f f l nduring exposure. However, the f i l a enables also to establish differences both in dose d i s t r i -bution and in R.CB2 resulting fror, two types of exasinations. This appears also from Table Z.,shoeing dose distribution quantitatively for the iso f u n s included in the survey reportedon. As snay be seen on Figs.2 and 3., the f i les sere divided into ihres parts and both thesurface dose and surface size »ere calculated for each of thei separately. ! t clearly appears

I

- 1 4 8 - • '-::

• • 1that provided aore positive cases are located by fluoroscopy /2nd f i W , the total dose on the L |f i l n differs fron the data on filta Kr.1., both in distribution and in quantity. This evi- U |dences that oeing to prolonged fluortscopy , the middle part of the chest has been exposed ; :|to an appreciably higher dose, nainly to rays fron the direct bean. Consequently, the parts [ jon the right and left of the aiddle have also been exposed to higher doses of scattered ; 4

l 2

gradiation, as i t appears frcai coiuins ^ to 9 of Table 2.

Table 2

1

I.filp(fig.2)

2,f i l i i(fig.3)

tiusiber ofscreeningfluoroscopies

2

208

112

Nusber ofpathological

cases

3

192

288

SurfacfI .

part

4

38974

68052

! entryII.

part

5

170550

212941

dose /R.

III.part

6

14483

22782

cm /

I.part

7

176,5

247,1

areaII.

part

8

635,

635,

/CB.7

M l ,part

9

4 423,

4 282,

6

4

3, The measurements performed by the DIAXEKTüR say enable to determine tl.e size of the aper-ture. This is of importance because of the radiation exposure to be expected. At the sametirao they nay enable an objective comparison of the various examination methods.

4. The diagnostic fi lm dosimeter does not provide direct information about the factorsaffecting radiation exposure to the single individual /as e.g.aperture, body surfaceto be irradiated/. On the other hand, provided a high nunber of aeasurenents are involved,i t furnished information about dose distribution owing to nhich exposure to the gonads andhaenopoietic organs of the population sample studied « i l l be easier and raore reliable toevaluate.

The oeasureasnis just in progress are designed to determine the annual radiation exposureto the population of a certain district in Hungary. The measuresents referred-to are beingperformed during various X-ray examinations. The results will be reported in a followingpaper.

In addition to neasuring the surface dose, the absorbed dose of the population should alsobe established. As i t is well-knosn, this nay be achieved by calculation and Eieasurenent.Taking into account the aspects rep orted, «e have the intention of approaching this problem\n the following E3nner: surface exposure to the population e i l l be measured during thegiven X-ray examination, »lext, the dose values obtained will be delivered to a phantom andthe dose absorbed by the critical organs wi l l be aeasured. Although, in our opinion, the soobtained value is far fros being a final one, we consider i t as being of a good use in assessingradiation effects.

Authors express their thanks to Siss Eva Bobok for her help in performing the calculations.

Sunmary

The paper presents teo nethods of iteasuring X-ray diagnostic exposure; the application ofthe big surface ionization chamber and of the big size f i ln dosineier to determine radiationexposure to the population. On the basis of the surface dose measured on account of the

fluoroscopy of BOG persons, authors conpare the results obtained by the siaultaneous appli-

; 4

i l l•I I «

-149 -

cation of the two methods. They point to the reasons of the differences. On the basis of themeasurement results obtained by the DlAiSE'i'TOR and by the diagnostic f i b dosfaeter, they'assess the advantages of the two methods anJ the informations each of then say furnish asregards the determination of radiation exposure to the population.

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WOO R

Abb. 1

-150 -

if;,

Rcm10000-1

5000'-

20

10

Rcm10000

5000-

10

• J

I I

1 5 10 15 20 25 30 35 cm

1 5 10 15 20 25 30 33 cm

-'151

TABLE I.

T

D/AMENTOR

DIAGNOSTIC FILMDOSIMETER

NUMBER OFPERSONS

SUBJECTED TOSCREENING

2

800

FLUOROSDOPY FORSCREENING

NO.

320

AVEDAMMtOF

nuoßoscopyIminl

0,31

PATHOLOGICALCASES

NO.

5

480

miwumOf

FlUOßDSCOPyIminl

6

0,60

SURFACEENTRYDOSE/fi.cm1/

7

225650

527761• i i i •

AVERAGE FIELDS/ZEIcm2!

APERTURE

8

65,23

i

wayAREA

9

179,50

TABLE 2.

f

I.FILM/Fig.2/

2.FILMIFig.51

NUMBEROFSCREENINGFLUQPOSCOPIES

2

208

112

NUMBEPOFPATHOLOGICAL

CASES

3

192

288

•SURFACE ENTWDOSE/Rjonl

1.PART

18Q7k

68052

ii.PART

5

170550

2129M

in.PART

6

M85

22782

AREA Icrrfl

1.PART

7

176,5

247,/

H.PART

8

635,1/

635,4

in.PART

9

423,6

282,4

I

. 152 -

HESSUKG DER BFSTRAHHH63D3SIS VON FOETI IK VERSCHIEDENEM ALTER BAEHREK9 RCE'ITGEK-DURCHLEUCHTUNG UND SOENTGEMUFNAfMN.

Kessung en am Phantom

I. NIKLF . J o l i o t - C u r i e Forschungs ins t i tu t f ue r Radiobiologie und Radiohygiene

Obwohl das Maß der auf den Foetus ausgeuebten Wirkung niedriger Strahlendosen noch immer eineungaloeste Frage dars te l l t , enthalten di s diesbezüglichen l i terar ischen Angaben und die Pub-likationen der internationalen Organisationen ernste Warnungen ueber die Gefahr der in t ra-uterinen Strahlenbelastung.

Gelegentlich diagnostischer Roentgenuntersuchungen in der Fruehperiode der Schwangerschaft -wenn darueber weder der Arzt, noch die Patientin selbst, Kenntnis hat - taucht in der k l i -nischen Praxis of t das Problem der durch den Foetus tatsaechlich absorbierten Dosis auf.Die Roentgenuntersuchungen, die gegen Ende der Schwangerschaft durchgefuerht werden musssen,sind in der Regel vorsichtiger vorgenommen.

Abgesehen von den dosiuietrischen Problemen, die bei Messungen in einen Medium immer vorhandensind, sollen bei mit Roentgendurchleuchtungen zusamnenhaengenden Messungen und bei deren Aus-wertung, auch Folgende in Betracht genommen werden.

Seiner subjektiven Beurteilung gemao? fuehrt der Arzt am Patienten zumeist eine sog. "Be-wegungsbestrahlung" auf einer wechselnden Bahn, in Feldern von verschiedenen Groeßen undfucr verschiedene Zeitdauer durch. Die "Bestrahlung" haengt in bedeutendem Maße auch vom Typdes Patienten - z.B. Form und Lage des Magens - und von der in Rede stehenden Krankheit ab.Auch der Typ und der Zustand des Apparates, der fuer die Durchleuchtung verwendet wird, be-einflussen die erhaltenen Ergebnisse. Von den obigen Bedingungen abhaengend koennen die Meß-ergebnisse ganz verschieden sein.

Abb, 1 und 2 stel len unser Phantom aus Mix-D, sowohl in komplettem (zusammengesetztem) alsauch in auseinandergelegtem Zustand dar. Die Bohrung in der Mitte repraesentiert den hypo-thetischen, jungen Foetus, die Bohrungen an den beiden Raendern sind die Stellen der Ovarien,worin die zylinderfoermigen Kondensatorkammern eingelegt werden koennen. In Tabelle 1 sinddie Bestrahlungsdosen des jungen Foetus gelegentlich Kagendirchleuchtung und Irrigoskopie,geraessen sotohl an Phantom, a:,s auch in vivo , angegeben. Dem die "Roentgenuntersuchung"durchfahrenden Arzt wurde die InstrukTTöiTgegeben, da3 er keine "Veraenderung" finden so l lund daß er die Untersuchungen in derselben Weise wiederhole. Die Bestrahlungszeit «urde j e -tbch d=K Arzt Mehrend dor Untr.rsuc lung nicht zur Kenntnis gebracht, nachden, laut unserer Er-fahrung , er im Falle einer in voraus bestimmten Zeitduuer die Untersuchung "nicht lebenstreu11

durchführte.

l"1 Zusannenhang mit den Angaben in der Tabelle moechten wir folgendes bemerken:

1 . Die Dauer der Durchleuchtung weist bei beiden Radiologen eine ziemlich große Fluktuation 1auf. (Bei X is t sie lacnger als 1 , bei Y laenger als 2 Minuten) ]

2. Die fuer 1 Minute kalkulierten Durchschnittswerte der Bestrahlungsdosen zeigen, daß die <durch den Arzt fuer identisch genommenen "Bewegungsbeslrahlungen" doch nicht identischwaren.

% •] 3« F a ^ s e s sich m denselben Patient (Phantom) handelt, is t die Abnahme der Strahlenbelastung,| ; : . d ' 6 d u r c n d e n entsprechenden F i l ter e rz ie l t werden kann, indiskutabel (241 nR - 196 mR).

:| p *• Bei der Vergleichung der Untersuchungen von Arzt X und Arzt Y sind fuer die hoeheren Wertej . j : v o n Y a u c t l d i e weniger zeitgeaae^e Vorrichtung und die Lage des 5'agens verantwortlich.

IFi

, ;,} - 1 5 3 -

'••' 4

5. Die geringe Differenz zwischen den in_W_vo und Phantom essungen ist nur anscheinend, nach-dem die föessungsbedingungt.n nicht identisch »aren.

6. Bei gezielten Aufnahmen ist die Bestrahlungsdosis das Foetus bedeutend niedriger als die

Bestrahlungsdosis, die r.sr Durchleuchtung zugeschrieben serdon kann (5 Aufnatinen: 'i2 nR).

7. Die Bestrahlungsdosis der Ovarien nachte in unseren MeCpunkten das Dreifache der Bestrah-lungsdosis des Foetus aus.

8. Die Irrigoskopie ergibt eine groeßere Bestrahlungsdosis fuer den Foetus als die Durch-leuchtung.

Aus unseren Kessungen anhand von Roentgenaufnahnen cioechten wir nur zwei erwaehnen:

1. Die Aenderung der Bestrahlungsdosis des jungen Foetus, als Funktion der Lage des Uterusund dar Strahlenqualitaet:

Die in Rede stehende Messung wurde in dem, in Abb.3 i l l us t r i e r ten zerlegbaren inhomogenenPhantom durchgefuehrt. Die Stellen der Kesspunkte in Abb.4- wurden in Tab.2, fuer die PA Auf-nahme ösr Symphyse, laut der Gruppierung in Abb,4 angegeben. Von der verwendeten Strahlenquäl i tae t abhaengend und laut der Lage des Foetus, nag die tsaximale Bestrahlungsdosis das^,9 bis 6,6-fache der Minimalen ausmachen. Dieses Vsrhaeltnis ninnt mit der Haerte der Strah-len ab und aendert sich je nach dem Typ der Aufnahme.

Man kann also die Folgerung ziehen, daß eine, gar 6G0 % ueberschreitende Differenz zwi-schen den Ifießergebnissen nur einem einzigen Faktor, der Lage des Foetus, zugeschriebenwerden kann.

2. Ferner te i len wir noch einige Angaben ueber die Aufnahmen, die AP, PA und lateral imletzten Stadium der Schwangerschaft ver fer t igt wurden, mit.Abb.5 s t e l l t ein variables Beckenphantom mit einem notnogenen Foetus dar. Die Ergebnisse,ueber die wir berichten, wurden in 25 fi!s3punkten in diesem Foetus in der Kopflage erz ie l t .In Tabelle 3 sind, Samt den Angaben von Bewley und Hamm er-Jacobson, nur die naximalen undminimalen Bestrahlungsdosen des Foetus angegeben. Jede Aufnahme wurde rait drei Strahlen-qualitaetßn ver fer t ig t , aas auch durch die Angaben wiedergespiegelt wird.

Ein großer Teil der in diesem Vortrag z i t ier ten Angaben stammte aus Messungen an einemPhantora. Wir schreiben den Phantonraessungen keine groeßere Wichtigkeit zu und haben dieseAngaben in erster Linie nur itegen der einheitlicheren Besprechung verwendet. Im Gegenteil,wir sind ueberzeugt davon, da!? auf diese... Gebiet der Vergleich von üi_\nvo und von Kadaver-messungen unentberhlicb sind. Zusammen mit der Piiantou-Kethode »erden alT~diese-solche Mes-sungen ermo eg liehen, die uebrigens nicht rea l is ie r t «erden koennten. Die Darlegung desLetzteren ueber t r i f f t jedoch den Rahmen des gegenwaeriigen Vortrages.

lä

154 .! ,S

TABELLE I.

IIr ^

LAGE DESMAGENS

2 UNGERN OBER-HALB DER l INI Ed.CRISTA ILIAGA

in vivo

IN HÖHE d.CRISTA ILIACA

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Rtg-app.

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III.L

kV

85

60

85

85

UWScfi/mm ALI

3,43

2,74

3,30

2,55

2,553,1/3

mA

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5

DUßCM:ZEIT

ii'50"3'35"

3'W5'2'55"2'I5"VW5'f

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34

5'26"

GE2IELAUFN.

I

b3

mR

198,513k

203

173

265253,3202,3W8.6300,3

4215001150

FOTUS

mR/lmin

4137,550,845,553809042,660

-216230

mR/Swin

196

241

265

3W

—13801150

Bessung der Bestrahlungsdosis von Foeti im verschiedenen Alter faehrendRoentgtndurchleuchung und Roentgenaufnahmen

TABELLE 2 .

SVMPUVSEP.A.FELD = 11,5x 17'cm1

F.F.A. = lOOcm

77 kV 150 mAs f.iSmmAL

77 kV 150 mAs 3,i5mmAL

110 kV 50 mAs 4l0mmAL

1

94,3

79,6

60,0

2

125,7

89,9

88,9

FÖTUS 1

* \ 4192,3

152,1

Wl),5

330,3

229,3

176,3

mPf

5

2M,7

173,6

6

1/56,0

270,5

205,7

7

624,8

M8,8

295,8

6

1/75,6

328,3

221,8

Maxmin

6,6

5,1

Bessung der Bestrahlungsdosis von foeti la verschiedenen Alter waehrendRoentgeiidurchleuditung und Roentgenaufnahsrn

i i -155

\l TABÜLE3.

AUFNAHMEN

SCHWANGERSCHAFTFELD =50x26 cm2

F.F. A.=100 cm

81 kV 125mAs 1,15mmAL

81 I<V 125 mAs 3,15mm AL

HOkV liOmAs hfimmAL

SCHWANGERSCHAFTFELD~ 28x26 cm2

F.F. A = 100cm

8t kV 160 mAs 1,15 mm AL

81 kV 160 mAs 3,15mmAL110 kV 60 mAs U.OmmAL

BFWLLV UNO AMTAR8.

HAMMLQ- JACOBSON

FÖTUS (mg)

AP I PA

63,6 2136 52,8 100650,5 1308 35,7 66258,k 61 f 17,3 379

S£ITL.

165 6t 7127 474101 U05

kOO1568

Messung der Bestrahlungsdosis von Foeti la verschiedenes Alterwehrend Roentgendurcbleuchtung und Roentgenauf nahmen

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Abb. 1

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Abb. 5

158t.„.:

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81

81

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Abb. 6

159 -

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AUTOMATISCH REGULIERTE TIEFEÜDLLÜE-E FUE3 ROE!;TG[i;;,?PARATEKIT STREUSIRAHLE'tf-iSTES

Slr.dor BISZTRAY-BA'KU, KJroly DOSAY. Gyula KGCZKA'SF.Joliot-Curie Forschungsinstitut fusr Strahlenbiologie und Sirah-

ien'iygiene.Sudöpcst

hi

Bekanntlich i s t der ueüerwiegende Teil der Strahlenbelastung der Uevcelkerung den medizini-schen Röntgenuntersuchungen zuzuschreiben. Es scheint also begruendet zu sein, die durchdie Röntgendiagnostik verursachte Strahlenbelastung djrch Vervolikonaung der Technik zunindern.

Um die Strahlenbelastung der ßevoelkerung in der Tat herabzusetzen, kann die Technik beiRoentgenuntersuchungen, insbesonders bei Aufnahmen, am wirksamsten dadurch verbessert werden,«enn bei jeder einzelnen Aufnahme der Strahlenkegel n i t der groe3tcn Sorgfalt auf die Größedes Filns eingeschraenkt wird, bz». nocht vortei lhafter, auf ein kleineres Bildformat, danitauf der Aufnahme eine etua 1 cn b re i te , strahlenfreie Randzone verbleibt. Dadurch wird naem-1 ich die Strahlenbelastung der Patienten noch «reiter bedeutend veniindsrt, nie dies unserefrushßren SScssungen besiesen haben [ i ] . Ferner wird dadurch auch die Qualitaet der Aufnahmenverbessert, da ihnen weniger Streustrahlung zukommt. Es i s t ja wohlbekannt, daß jede primaereStrahlung, die außerhalb der Bildflaecho durch den Koerper dr ingt , zur Strahlenbelastung un-noetig beitraegt und zur gleichen Zeit auch die Cualitaet der Aufnahme vcrnindert.

Den Verfassern i s t es gelungen, eine Konstruktion zu entwickeln (Patentschrift Nr.153735), diebei Rαentgsnaufnahmen n i t Streustrahlenraster und bei Sehichtaufnahaan die automatischeEinblendung des Strahlenkegels auf d ie FikgroeSe, oder was noch vorteilhafter i s t , aufein Ausisaß, das kleiner als die Filmgroeße i s t , ercio eg l i c h t , soda3 aa Rande der Aufnahmeeine ungefaehr 1 cm brei te, unbestrahite Zone verbleibt (Abb,1).

Die in der Praxis ueblichen handbetaetigten Blenden mit Lichtvisier zur Einsteilung desStrahlenbuendels haben bei Aufnahmen mit Streustrahlenraster den gemeinsamen Nachteil, daßdie Einstellung laengere Zeit in Anspruch niraist und einen routinierten Assistenten erfor-dert. D'? unsererseits entwickelte Vorrichtung regul iert autoeiatisch den Strahlenbuendelinner auf die eben erforderliche FilngroaSe, oder a>jf ein kleineres Fornat. Dies geschiehtgelegentlich der Zentrierung und Fixierung der Aufnahnekassette auf die Kassettenhalteplattedes Streustrahlenrasters. Die Einschraeiwung regul iert die Oeffnung der Blende der Groeße desFilms entsprechend, der sich in der Aufnahnekassette hinter den bseegten Raster befindet. Ander Kassettenhalteplatte des Streustrahlenrasters (Abb.2.,3.) befinden sich elektrische Kon-ta'-.tfc zur Steuerung der rejul ierbaren Blende. Uis auf der K-isctiBnhüliapiatie Qslc-jis und f i -x ierte Kassette schließt oder ce f f n i t a'isss Kontakte in dsr „L ISS , da'o die regulierbare Blandeden Strahlenkegel auf das eben benuetzk Biidfornat {oder auf ein noch kleineres Fornatj ein-s t e l l t . Un auf dem entwickelten Fi Im die Einschraen!wng Jes Strahlenkegels objektiv kontro l l ie-ren zu kaennen, schlagen air vor, in Interesse d&r »eiteren Herabsetzung der Strahlenbelastung,die regulierende Automatik der Blende zo einzustellen, dzi an Rande risr Film« ein ungefaehr1 cm b re i t e r , unbestrafter Rand bleibe (Abb.'i.,5.) Eine einfache mechanische Kupplung derRoentgenroehre n i t dem Streustrahlenraster sichert , da3 der eingeschränkte Strahlenkegel,soifohl befn vert ikalen, wie auch bei um 30° verschobenem Stand des Hauptstrahlers, »ie z.B.bei Schichtaufnahraen, imraer aa Film unbestrahlten Randes verbleibt.

Bei den Versuchen wurden Sessungen an einen 20 cm dicken Paraffinphantoia n i t einen Rcentgen-apparat n i t vier Ventilen, mit Victoreen Kinocieter und n i t Kondior.ster-KaEnern vorgenoaaen.Zuerst wurde bei ganz gaoeffneter Blende, dann eingeblendet auf ein Di Idfornat 18 x 2h cut undzuletzt auf ein Bildformat 16 x 22 cn gemessen. Die !<o?punkte in den verschiedenen Tiefen wa-ren 10 cn fern von Bildrande, bzw. bei beschraenkter Blends, von Rande des, der nuetzlichen

i

- 160 -

Strahlung ausgesetzten Feldes, Dabei gingen »,ir von der Erwae;ur;a WS, daß z.S. bei dar Abjo^en-Aufrahns einer Frau die Ginaden etsa liier l iegen.

Aus Miosen "Ersuchen konnte die Folgerung gezocen szrden, da3 bei einer Abdonen-Aüfnahas mitganz rc-oeffneier i' 1 e"Ja die Esr.i-deri.Jasis um eUa -'£-> bis 1279 h größer i s t als bei Einblen-'Jjn, Jes l i rdf i l i< <s-_sli nuf d^; D> Ufonr.at 16 x 2!= cm.

33.7er'ren3;ert i s t i-ei isrhin, tia?i di23a auffallend greis Kindeninc der Strahlenbelastung desPaiie'i'.e.i durch - Ü ; i;~re EinbleicJjrg des f.'utzatr^hlen1-'sgsls noch -.jcsentiich groe?er i s t ; Saz.S. bat einer Auf.-.a.tae 18 x 24 cc, n i t 1 cc unbestrahltep 'iur.izzn'i, also bsi Einblendungauf ein 8ildfor,-ai 1C x 22 ra, un [70 bis 1393 % großer is t .

Ur.Gtro l'essjngan bei/iesen, da" die Einblendung auf das Bildformat, inssbssonders n i t einerfor cnric, auch Lei grüben BilJforrntr: ' i , z.B. bei r i l l en 40 >: TC cn, sowohl vor.' Gesichtspunktdes Strahlenschutzes, als auch im Inieresse der Qualiiast der Aufnahae angezeigt i s t .

ZusaT'-erpfassung

Die Verfasser beschreiben eine ihrerseits entwickelte, patentierte Vorrichtung, dis bei Roent-gen^ufnahaen n i t bs.;cj tfcm Streustrjhlenrastcr, jer, angewandten Fi In format entsprechend, auf einBilJforsai in jeJsr Richtung ui» 1 eis kleiner als dir Fun Jis regulierbare 81er.de automatischeinste l l t . Die Vjrmindsrung d?.r Strahlenbelastung der Patienten Bird durch Messungen nschge-eiestn. Es wird auch darauf hingewiesen, daß so wegen weniger Streustrahlung die Aufnahmen kon-trastreicher werden.

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Literatur

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[1] Roentgenblaetter 1953, Heft 3.

Die ai ' teat i jchc Lichtblende mit derKassetlcnhalteplatte auf provisorlschea

Stativ

- 151

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Abb. 2 :

Abb. 2: • Abb. 3:

Die zwei Seiten der hinterdas Strcustrafilen/Bucky/rasterverschiebbaren Platte.

Auf einer der Abbildungen Istder unbestrahltc Rand derKassettenhaUepiatte gutauszunehmen.

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Abb. 3 :

162 -

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Abb. 4:

Die innere Kontage derLichtblende

Aufnahme nit der auioaaiisehenLichtblendc, n i t einer stra.'ilsr.-freien KonturiOnü an denRacndcrn

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- 1G3 -

DEVELDP L'.'T DF KEASL^V.EM TECHNICS l.'i IH[ r,[LD OfRADiATiOfi f-'RjTECTIO'f

Central Research inst i tute for Physics,Budapest

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In this paper questions of the deleraination of neutron dess ars discussed, "easuring tech-niques fo r internal exposure are discussed in detail in other sections of the conference, ihuswe do not deal with this f i e l d .

Gaiasia, neutron, as «ell as beta radiat ion are the sources of external exposures. Fron amongthese radiations the one, posing the most problems is selected and discussed in t ins lecture.

The determination of ths dose which is characteristic for the biological effect of neutronsis a nore complex task than that of. X and gansa rays. According to this fact the techniquesavailable up to the present are far less satisfactory than those used for other types ofradiations.

The main d i f f i c u l t i e s are due to the following facts:

1 . The energy range to be measured is side. In nost practical cases - when a fast neutronsource is surrounded by heavy shield - the energy range extends fro» 10 - 20 MeV down tothermal energies. I t is impossible to cover this range of 8 - 9 orders of ciagnitude by asingle detector, moreover there are no detectors with adequate sensit ivi ty for internediate-ensrgy neutrons at a l l .

2. As the CF fo r neutrons is strongly energy-dependent, the deternination of the physicaldose / i n terns of rads/ is inadequate. Lacking additional information /average energy or QF/for rad dose a nisiake in dose-equivalent evaluation by a factor ranging from t*o to fouror so may occur.

3. In some cases the neasurenent of neutron radiation is disturbed by garcma radiat ion accom-panying i t .

In the fol lowing the dif ferent BO niter5ng techniques are discussed in sone detai l and con-pared from the point of view of the i r u t i l i za t ion for pract ical purposes.

Measurement of fast neutron rad dose

The physic-ii (toss of *d~i r-sj^row, i .e. neutrons in thereadily be deicrr.ln=J by several ways.

i'.r-^y range f ro : 0,2 - r;.;y

S c i n t i l l a t i o n c o u n t e r s , mak ing use o f p r o t o n r e c i i i l s , a r e w i d e l y used i n f a s t n e u t r o n Rot ö f i n g " i n " s p i t e " o r t n e i r d r a w b a c k s . T h a i r r e s p o n s e i s n o t a c l o s e f i t t o t h e dase c u r v e , andin order to obtain gaaoa rejection the discrimination level hjs to be set high, resulting inthe rejection of pulses due to neyirons »ith an energy lower than round i f'eV, too. Simpli-city and relatively high sensitivity /0,1 to 1,0 pulses for unit fluence are typical values/are the advantages of These aonitors. A typical response is shown in Fig.1. [ i j . As seen thedeviation of the response fron ideal reaches a factor of two to three.

Threshold and activation detectors are widely used as nuclear accident dosineters. ActivationSelectors hays"'nlgn"sensTtivU"in the low energy range only, the eres section for thresholddetectors are rather hv, resulting in a poor sensitivity, typically not exceeding 1-5 rads.

Complicated and expensive s/st&ES consisting of four - f ive or even t h i r t y different detec-tors are no I far superior to simpler ones. One of the widely used systeas /introduced in ourlaboratory, too/ consists of sulphur and phosphorus pellets and gold fo i l s (Fig.Z) [ Z ] ,

Tissue-equivalent gas- f i l led cavity detectors based on the Bragg-Gray principle have found

äppTTcätTrn'Tn'rZst'neütrön'ö'öSiiüetry'Eüi'cömpared to gasca-dosimetry some additional d i f f i -

cult ies are to b» ovc.rcoce.

One d i f f i cu l ty is duo to material problems. The »al« of the cavity absorbs f i l l i n g gas re-sulting in charges pressure and composition, i f the cavity is hermetically sealed. Recoilprotons kpar t a signif icant fraction of their energy to the f i l l i n g gas. This fact dependsthe use of tissue-"aquivalent f i l l i n g gas. The properties of the used wall material andf i l l i n g gases arc far Trom ideal frora the point of vie« of counter characterist ics; thisresults in the need of constant gas circulat ion which in turn increases the complexity ofthe device.

Another d i f f i cu l t y comes from tha ionizaticn of gaiama-rays. There are two ways of separating

the effects of neutron and gar« radiation.

By using paired iunization chambers , one of then with a high sens i t i v i ty for neutrons and alow one for garcmä räysi while'the other with a high sensit iv i ty for gamma rays and a low onefor neutrons, the effect of gamma radiation nay be esteemed. This technique ensures sat is -factory results i f the gamma dose-rate is lower or not higher than that of neutron radiat ion.Ion chamber techniques are used for radiobiological dosimetry rather than for health physicsapplications.

The disturbing effect of gamma radiation may be avoided by the use of proportional countertechniques. The Hurst-type dosimeter is a proportional counter. Both tiie walls and the T i l -ITng'gäs arc tissue equivalent. The pulses of neutrons can be completely separated fromthe pulses of gaasia quanta by using this device (Fig. 2 ) . By multiplying each pulse by aweight factor proportional to the height of the pulse in question and by sunning up, theoutput information of the counter wi l l be proportional to the absorbed dose. If one deter-mines the gas-araplification of the counter / this can be done by an internal alpha-source,or by otiier means/ the counter nay be used as an absolute dosimeter [ r e f . 3 ,4 ] ,

Oalng to i t s conplicated construction and bulky accessories / gas pressure bot t le , electro-nics/ the Hurst-counter has l i t t l e application in survey work.

Several fast neutron dosimeters have been developed, shich are not related physically to thesystem in vhich the dose is to be determined, A group Df them makes use of proper combinationsof proton radiators ?.nd absorber lr.yer:. Thaso noasurini syst ens nay readily be treated on theba;c- af Kur^ i ' j girier.. 1 izod principle of ra j i - i i ion dJirinctry [ ä j .

As early as 1951 Hurst and his co-workers developed a hidrogen-fi 1 led proportional counterwith two proton rauiaiör fo i ls [ö ' j . ßy the proper choice of the f o i l s thickness and surfacearea and using an aluminium fo i l absorber on one of the radiators, a close f i t to singlecol l is ion rad doss curve WJS obtained.

A dosimeter similar to the counter mentioned preciously, in Us physical pr inciples, butusing a nuclear e.n.u'sion for detector is being used in our laboratory for personnel moni-toring. The effect of the emulsion and the two successive radiator f o i l s is shown in F ig .3 . ,their overall sensi t iv i ty in Fig.4. The response of the systea could be flattened by the useof a more complicated radiator /absorber system but several factors/ e.g. the shielding andscattering of neutrons by the huian body, the angular dependence of sensi t iv i ty etc causeerrors in he dose determination, so i t is no use »king a closer f i t to dose response.

- 165 -

A triple-radiaior and double-absorber arrangeasnt in conjunction with a surface-barriersilicon seisiconductor detector, used by Deae ptraits a very accurate dose determin?lionfor neutron beaas in the energy range froa 0,5 MeV to 1D KeY. The aain features of thissystem are shown in Fig.5. The sensitivity of this dosinetcr (1 rad/H7 is too los formost of the health physics applications [ ? ] .

Monitoring techniques for sloE_nsuiro_ns, such as by boron-loaded scintillators, or 6r~-coun-ter survey instruments, or caciaiun-coversd dosinsier-fik personnel laonitors nay supplementfast neutron nonitoring. However these are of l i t t l e use, as the dose due to slow neutrons,is several tines loser as a ruls than thai due to fast neutrons.

Sone Indirect Methods of Dase Evaluation Using Paraffin-embedded Thercal Detectors

The energy gap between several electronvolts and several hundred keV-s not measured by slowand fast detectors eay be covered/ or at ledst partially covered/ by various techniques, dis-cussed in sone detail belos.

The well-knovin long counter, developed by Hanson and HcKibben [ B . r l is essentially paraffin-enbedded 8F~ counter, with a uniform sensitivity in terns of neutron flux in the energyinterval from a fraction of an electro-volt up to 14 HeV. However owing to the strong energydependence of the flux-to-dose conversion factor, the error in the obtained dose value mayreach a factor of 40, when determining the flux without the knowledge of the neutron spectra'sshape.

This drawback is partially overcome by the double noderator dosimeter of DΒ Pangher [ lO],The double moderator - a BF. counter located at the center of a paraffin cylinder, equipped«ith an outer reaovable shell of paraffin, is suitable for the deiernination of the neutrons'flux dose, and average energy. Its energy range extends from 0,1 SeV to 5 KeV, the lowerlimit of the energy being less than in the case of the proion recoil counters, but i t is s t i l linsufficient for the detection of the greater part of the intermediate neutron spectrum. Theaverage energy also provided by the double noderator is a useful information for the crudeestimation of neutron spectra.

Another technique for the determination of average neutron energies is based on the deternUnation of the space distribution of thermalized nsutrons in ihe bulk ofa moderator . Thedevice described by Block and Shon f i i ] and by us [12] makes use of a thermal neutron coun-ter tube and a set of polyethylene discs (Fig.6). The counting rate of the tube plotted againstBoderator thickness (Fig.7). can be represented by an exponential, »hen aoderator thicknessare high. The slope of the curve is related to the neutron energy. The device was used success-ful ly in our laboratory for shielding measurements of different reactors [13],

RO-COüntars

(Jo one of the techniques, sentioned hare possesses the ino basic properties required in healthphysics applications, nanely the dose-eauivalent-rate response, and the sice energy range.These requirements »ere attained f i r s t by the aoderator-sphere REtl-counter of Hank ins [H.15J.

The principle of the Hanklns counter is based on the fortunate fact, ihat in the centre of asolid paraffin sax sphere the flux density of thernal neutrons due to the epithernal neutronsstriking the surface of the sphere depends OR energy in a sUi lar nanner, as the dose-equiva-lent-rate. The cross sectional view of such a counter as well as i ts response are shoun inFig.8 and 9.

The sensitivity of Such a counter, i f equipped with a good thersal neutron detector is high{several thousand pulses/nilliraa) and i ts gaGna-rejection is excellent (hundred roentgens/h},or so) however i ts response f i t s the required one only approx'tately and its «eight is ratherhigh.

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- 1 6 6 - ,;|

Anderson and Brain's REK -counter is a more sophisticated device [1O], which avoids to some ..]extent the awvc mentioned two disadvantages of the Hankins counter. Instead of the sc in t i l l a - K|t ion counter a Er., tube is u s d , 'jhich pcraits the use of simpler and l ighter Height c i r - i;jcui try. Instead of a homogeneous moderator an assembly of a nodsrating layer a boron absor- i jbtr end a moderator is used, which by reason of i t s several adjustable parameters - allows a jbettor f i t of the desired response, than a homogeneous bulk of moderator. I'crs recent con-structions of the Anderson and Braun counter reduced detector dimensions and weight at ihesame tisie practically leaving i ts response and sensit ivity intact.

J.n.Leake uses a nodsrator-absurber-noderator assembly too, but in a spherical geometry [16Jwhile Bidetschek and Tschirf inporve the response of their detector by 55 holes of differentdiameters and depths in 2 sphere of dian.30 csi making use of a similar idea, as Hanson andtilcKibben in the long counter construction [ i ? l .

Sose raore sophisticated techniques ais at obtaining nore information on neutron radiation andnore accurate determination of dose. This can be done either by using a set of detectors « i thdifferent moderators, a single coaplicated assembly, consisting of several counters in thesane nodsrator.

An early approbation of the f i r s t «sy is the douole moderator. Modern techniques - known asnulti-sphere nei'nods - nai;e use of a set of homogeneous sioderator spheres of different dia-cieters. By the successive sea surer* en t with four cr f ive spheres of proper diameters, and makingdifferent linear coobinations of the results, dose-equivalent-rates, f lux-rates, dose-rates oraverage energies can be obtained. A "best conbination" of spheres does not exist seeminglybut there is a wide variety of assemblies consisting of different numbers of spheres with d i f fe -rent diaaeters, yielding plmost equally good results. The details of these techniques arethoroughly discussed by "achtigall and Zaboroaski [18,19],

A single ooderating sphere with a series of bu i l t - i n activation detectors is used by Dvorakand Dyer of Argnnne "ational Lab.[20], Their paraff in sphere of diaa.25 en standard size forREVi counters, contains six activation fo i l s located near tiie surface and three in the centre.The act iv i ty of the outer f o i l s is proportional to the fluence ehile the dose equivalent isdeteroined by the inner f o i l s .

A REft-counter caking use of four BF. counters embedded in a paraffin cylinder of diara 30 CQand 32 cm height have been constructed recently in Tokai-l'ura, Japan [21 \ 8y using thiscounter dose equivalent rates can be measured with a good accuracy and a rough estiniationof spectra can also be obtained.

The soviet-made DN-A-1 REH-counter differs to some extent from other devices. Its cylinder-shaped T'^-iohss !T3o:.-:.:cr 'F : ; . " ! i ) n f c!h?.1O5 *r. x 10H T* , serves 2s z l inht-pipe fnr afast arutrun sc in i i i la ipr p l j r . i^ :<, {••,-; io|i or : i i - cy|i-,d-:.- too. Th2 sensit ivi ty of theuoJtr^ttJ dctectcr tor ntutrorts :•"' energies higher than ü,1 R2V is poor, but the combinedefff-ct of the two detectors re;uHs in an approxisate f i t of REK-response (Fig, S) [ZIJ.

Sonc Question of the Usefulness of neutron Surveys

üp to this point a wide variety of neutron oonitors «as presented by this lecture. I t is noteasy to say, how to select the proper one or coapare the values, obtained for neutron dosesby ihe different techniques, values which nay d i f fer from each other by an order of nagnj-tude or eyen core /E.g. the readings of proton recoi l monitors, REH-counters or nuclear eaui-sion personnel oonitors./

I t i s quite evident that e.g. for the isonitoring of a Cock croft -r/alton generator producingneutrons of 2,5 KeV energy no activation detectors nith threshold ensrgies higher than theenergy of the neutrons produced, are of any use. However, i t is not so evident that in some

;? - 157 -

cases in the v i c i n i t y of a heavily shielded.renctor where the spectrum of neutrons energingfron the shield is peaked at an ensrgy several tises lo*er than the source energy, iherp isno pract ical use of a monitor which is f a i r l y sensitive for the peak energy of the source/e.g. 1,0 BeV or so / , but is insensit ive For loser energies.

Taking into account the above nenticned facts, in the following sone questions, influencingthe r e l i a b i l i t y of neutron surveys are discussed in sone deta i l .

hotq these the theoretically predictable neutron spectra, the fract ion of the actual dose-rate, monitored by dif ferent survey nethods and neasured dos-i-fractions of slow, intermedia-te and fast neutrons are presented for a couple of various reactor sites.

Monitoring techniques are compared based on these as well as some further dats/ such as thevariations in space of dose rates , the influence of a person on the dosinetcr he is wearing,etc/.

Using the so-called albedo nethod several calculations sere carried out for the determinationof the spectra of neutrons emerging from shields of various composition and thickness [23,24].

Let us consider the spectra of nautronc after having passed through shielding sai ls made of. sofie commonly used materials s i th thicknesses typical for reactor shields. (Fig.12-15) [ /3J.j I t can be seen that the source spscirun / f iss ion spectrur./ in a l l cases is considerably a l -j tered. However the shape of the spsctra for the different ca te r i i l s dif fers considerably| fron each other. In the case of materials of nediun or high atonic nucbers / leid and ironj in our case/ the siaxiraa of spectra shi f ted towards lower energies, resulting in a great cn-i hanceaent of intermediate energy neutrons while slow neutrons are practically not exist ing.

For nater ia ls , containing l ight nuclei there is a conponent in the spectra of approximatelythe same energy as that of the source /only i t s shape changed s l i gh t l y / , but considerablecomponents of both intermediate and slow neutrons appear as wel l .

In the fol lowing figures sorce quantit ies derived from the above spectra are presented. Thesequantities are used direct ly in designing neutron survey techniques.

in Fig,16 the ra t i o of the dose equivalent rates of slow neutrons to neutrons of a l l ener-gies is shown.

I t may be stated that the fract ion of sloa.' neutrons depends on both natsrial composition andwa1! thickness. Kasever, for the cocRonly used shielding materials sone general conclusionsnay be drawn. With the exception of soir.e special cases not occurring in practice, such asl ight concrete shield without any neutron-absorbing aggregate or unshielded heavy-saterassc'bly /ro '; ir.ovin in jv.r M.v.::-;-/ i;i.-. _.! - ::-.•j-.--'t r" :'••.: c> r. 1 v i r : ; f r c r r t or *V.T>. y->-:

teni'.ä of 4 percent. As u cinso ;U:;-CJ cr tins f i c i i 1 . . . • J n i t.".r s - iot.i p;ri t.' ir):i t,v:; br.dlocated at f i x : d positions - have no use j i such f ,ci t i t ies. Thy evptric.ncts of several yzsrzin our ins t i tu te Loth in reader and no.,iron ccr--!\,i-.r la torator ics, proveu tnis sbtenentto be true thus we flo not rmnitor slow neutrtms separately ^ l a l l .

In the fol lowing t«o figures s i n i l a r quantities are plotted as in the previous F ig . , but forintermediate energy neutrons [23] . Froa the results presented here so cone to two inportantconclusions. F i r s t that in the ctse of well shielded neutron sources the fract ion of " in ter-nediate" neuirons strongly depends on the setting of the upper energy-linit of the range inquestion. This r-.eäns ihat turning our attentiun to the f i s t fraction of the total dose - aconsiderable error aay be introduced in fast Joss dsternin^tion by the inaccurate sett ing ofthe detector bias. An additional consä .uencc is that - even in the case of careful ly adjustedfast neutron nonitors - i t is almost impossible to extrapolate intermediate doses froa fastdose data, the fortier being higher than the lat ter and greatly dependent on material parameter:

1 6 3 -

As a f inal conclusion we have to point out the inporiance of monitoring intermediate energy ianeutrons. In the following two hystogra.-s some data concerning to intermediate dose f r a c t i - ;sjons arc presented. The averaged acasuring data for 135 different neasuring si tes, duo to .|D. Nachtigall, [18] show th?t the intermediate f ract ion of neutron dose varies in a f a i r l y /:"•Hide range, but in cost cases reaches ab_ut 40-59 %. The iseasurenents aere perforned ut -;jneutron generator installations as «en as at dif ferent reactors, /research reactors of ?

Argonaut, Dido and Kerl in type and Leistungsraal-rior Kahl/. The energy range :onsidered asintermediate extends fron a lower Uni t of 0,5 eV up to 100 ksV.

The next figure (Fig. 19) shoes results obtained by u i t different locations of the Hun-garian l ight water research reactor of V.-.R-S type. In addition to neutron data values forganaa dose fractions are also inclujed. The l imits of intermediate range are set at 1 eVand 1,0 SeV, respectively. This corresponds to the energy gap not covered by conventionalfast and slow neutron .nonitors. !,'ote the. negligible slow neutron contribution and the extre-sely high ones for intermediate neutrons,

i t is worthwhile to discuss at some length the question of obtaining the best availablevalues for doses, for instance those presented in f ig . I 1 - . If ere solve the basic problems ofaccurate neasurement such as long-tent s tab i l i ty /essential «hsn dose-rates reach onlytenths or hundrcths of one nrem/hour, thus long counting periods are necessary/ or thedetermination of counter sensit iv i ty /by careful cal ibrat ion/ i t is s t i l l not sure thatneter readings wi l l correspond to the true values of dose rates. Variations in angularresponse of the detector when non nonadirectional radiation is nonitcred are not easy totake into account. This is the case for instance for a long counter locatsd in the v ic in i tyof a well-shielded reacior. This d i f f i cu l t y can be overcome by usir-g omnidirectional detec-tors.

Another source of error is due to the deviation of counter response from the desired valua-By the way of i l lust rat ion in the case of our surveys carried out in the hal l of the Hh'R-Sreactor, Budapest, average neutron energies.were dstsrr.insd by both attenuation techniqueand three sphere methods, and correction factors »ere applied for instrument readings.

At most cicasuring sites average energies »ere found to ba round 0,6 NeV and based upon thisvalue correction factors of 1,2 and 2,8 sere applied for Hanson sphere and KJ-A-1 readings,respectively /see the concerning responses in Fig.9/.

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170

AI housing

thin Au foil

Cd disc

thin Au foil

thick Au foil

P pellet

5 pelletCd boäom cover

Abb. 2 ;

Emergency dosfneter used In CentralResearch Institute for Physics, Budapest.

1cm

lraek[neulnn emulsionPVCpaperMai

HeV

Abb. 3: ?. obability of track production versus neutron- energy for a sandwich-radiator nuclear eaulsion

-171 -

too

so,

•'S MvV

Abb, ki Ratio of sensitivity and re» dose as a function ofneutron energy for the sand«ich radiator nuclearemulsion

! Iffkiency - OS6X!*x £q, (mrr/.anfd)" in pu/se/nta/rai cm

Nominal meujured doie(Ka.di.ti6.0"raa/pulse

Neutron energy fMeVj

Abb. 5; Configuration of a sandnich-radiator semi,conductor detector and the energy responsecalculated for 200 KeV discrimination level

if'i'i

172 -

130 0

horatsd

noutron \/counter

polyethylene "polyethylene/ discs bloci:

Abb. 6; Section through the Block S Shon average~ ~ energy measuring device

Abb. 7: Space-distribution curves of thenalized neutrons•easured by the Block & Shon device

- 1 7 3

Multiplier

Pre-amp

Polyethylenesphere

Abb. 8:

Sectional vie» of a sphericalrea counter

Abb. 9:

Response of a sphericaland a combined scintillatorre« counter

470mm

6

I•6-

\ \ •> • \ \ \ \ \

\ < £Fa counterter pf

y j polyethylene^\\\\\ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ \ x . \ - .

holes

Abb. 1C:_

Sectional vitw of theAnderson 4 Brovn res counter

f

174 -

Fast n.sdrit.

Pjauglasejir<der

Abb. 11: The DS-A-1 coabined scinti l laior res counter

25lefharqy

10 5 1

IHtYEnergy

\

Abb. 12: Fission spectrua and fission spectruaafter penetration trough later layersof various thicknesses

175

lelhurgy

Fission spectrun after penetration troughconcrete of various ihicknessss

Mbryy

Abb. 14:

Vectra after penetration trough iron ofvarious thicknesses, in the case of 20 co ironthe effect of differences in input spectra Isalso sham; the broken curve is for fissionspectrus, ihile the solid curve is for 75 CBwater filtered fission spectrun. The dips inspectra ar» in direct rthiicn ;-ifh the resonanceof the crGss E:cticn of iron /laser curve/.

I

- 1 7 5 -

ttV fOOtV /OMf

Mhargtj

imv

Abb, 15:

Fission spectrtra after penetration through lead of various thicknesses. The blackenedarea at the right side of the spectra represents the fraction of neutrons neasursd by

a fast neutron sonitor

ISO XOcm

ffirc&ness

Abb. 15:

Dose fraction of slo* neutrons plotted against shield thickness, for various saterfals.The value aeasured for iron by a conventional sloi neutron sonitar is an order of "agni-tudt higher than ins calculated one, » ing to the high intermediate fraction of thespectrua in question /see Fig. H / . Cadsiun difference seasureient gives saae resultas calculation.

!1

- 1 7 7 -

-75cm /£O moderatedinput spectrum

/I 1—I I ! I I I I I I I l l I

Abb. 17:

Dose fractions of neutrons of theenergy range of1 eV - 0.1 üeV1 eV - 0.4 SeV1 eV - 1.0 EeV1 eV - 1.4 KeVTso neasured values for the 1 eV - 0.1 HeVrange /Nachtigall [18J/ , and a calculatedby Leypunksky [25] are also sho»n.

concrete

Abb. 1 8 :

Dose fraction of intersediateenergy neutrons, plotted «gainstshield thickness for various«aterials. Measured data for40 ca water and 80 en iron arealso shorn.

XOcm

Mic&ness

1 7 8 -

J3

!

25

20

15

10

5

0-10% ff-2QX 21-30% 3/-4GX4/-SDy. Sf-60% 61-70% 7i-6QX &-90X QHOOX

Abb, 19: Dose fraclion of internediate energy neutrons averaged fop 135 neasuring" *~ sites /Nachtigall/.

IO0T r - ,

CM IO

L_j—iS 8

Ln ^( / rreactor

top

concrete

/for

s i t rftp

(TOO

s . f rstfe

5 i f yshield

ottiologicatchew!

5 i f rreactor

ball

Abb. 20: Dose fractions as slow, internediate and fast neutrons as cell as ofgaiea-rays for different sites of the Hungarian Wnft-S reactor. Each coiuinrepresents average of sevsral neasureaents /except that of for the shieldof the biological channel/. The dashed areas show the saxiaua deviation ofthe measured values.

i-r

1 7 9 -

STAND UND E'ITWICKÜMGSTENDEKZEN BEIB BAU VOB GAHZKOERPQtZAEHLERH

R. MAUSHARTLabnrator iuß P r o f . Dr.Berthold.Wi ldbad

I.Einfuehrimg

Ganzkoerperzaehler sind hochentwickelte Strahlungsme?geraete, die dazu dienen, radioaktiveStoffe im menschlichen Koerper festzustel len. Sie werden soaohl in der Medizin als auch inStrahlenschutz eingesetzt.

Vor nunnehr vier Jahren is t eine ausgezeichnete Uebersicht ( i ) a l l e r damals in Bau oder inBetrieb befindlichen Ganzkoerperzaehler erschienen, der sich eine Keage interessierender Ein-zeldaten entnehmen lassen, lehrend seinerzeit 111 Ganzkoerperzaehler reg is t r ier t »urden, hatihre Anzahl inzwischen noch erheblich zugenonatn. Die Abschaetzung von 25Q derzeit in Be-t r ieb befindlichen Anlagen mit einer jaehrlichen Zuwachsrate von 20 bis 30 Anlagen duerfte eherzu niedrig als zu hoch gegriffen sein.

Dabei kann nan wohl behaupten, dsß zur Zeit die d r i t t e Generation von Ganzkoerperzaehlern ent-steht. Zur ersten Generation rechne ich a l l e diejenigen Geraete, die bis etwa 1955-56 gebautwurden und mit denen sich ineist der natuerliche Kaliuugehalt des Koerpers ueberhaupt nichtoder gerade noch nachieisen l ieß. Auch die Ganzkoerperzaehler der zweiten Generation, diedann etwa Mitte der 50iger bfs Ende der OOiger Jahre fo lgte, saren prioaer noch v ie l mehrselbst Gegenstand und nicht Werkzeug der Forschung.

Sie sind geplant und ers te l l t worden,us ueberhaupt Erfahrung in Bau und in Betrieb von Ganz-koerperzaehlern zu gewinnen, um verschiedene Meßmethoden zu erproben und um neue Ansiendungs-moeglichkeiten zu entwickeln. Ulan darf jedoch sagen, da3 die Erschließung von Einsatzgebietenfuer den Ganzkoerperzaehler heute im großen und ganzen als beendet betrachtet werden kann.Rein von der medizinischen Anwendung her verfliegt rann inzwischen u.'brr genuegend Kenntnissemit ausgearbeiteten und erprobten Verfahren, um den Ganikoerperzdchler - in "ehr viel staerkerenBaße als bisher - zu ?5ncsi routinesaeßigen Hilfsgeraet in der klinischen Forschung und Praxiswerden zu lassen (2). in Strahlenschutz i s t die Notwendigkeit van reqelnam?igen InWporat ions-untersuchungen bai den in Kernforschung und Technik Beschäftigten ln i«b i l i :n Mer j t nml aner-kannt. Auch hier rueckt somit der Ganzkoerperzaehler vom Forschungsgeraet in die Rolle einesRoutinewerkzeuges.

im Hinblick auf diese beiden Ansjsndungsschserpunkte is t in der juengsten Zeit nun die d r i t t eGeneration von Ganzkoerperzaehlern entstanden. Ihr Hauptent*icklungsz«eig aird gekennzeichnetdurch die v ie l fae l t ige Bewegungsnoeglichkeit der Szintülationsaeßkoepfe entlang des Koerpers,in Verbindung a i t einen »eitestgehend variablen, elektronisch programs!erbaren Geschwindig-keitsverlauf des Abtastvorgangs, sowie durch eine hohe Langzeitstabilitaet der elektronischenBauelemente. Zur raschen und vollstaendigen Auswertung der Ergebnisse koant teuer haeufigereine automatische Datenverarbeitung zum Einsatz. Kit Hi l fe einer solcherart verfeinerten Keßtech-nik lassen sich die medizinisch-diagnostischen Soeglichkeiien und Verfahren erweitern and inihrer Zuverlaessigkeit steigern. Als Ergaenzung dieser universellen Anlagen stehen heute aberauch einfachere Inkorporationsmonitoren zur Verfuegung, die bei fuer Strahlenschutzzwecke undbestirrate medizinische Aufgaben voel l ig ausreichender KeJeapfindlichkeit mit Abschirnungsge-wichten von wenigen Tonnen auskornsen und in Preis etna n i t eines Fluessigkeitsszint i l lat ions-neßplatz zur Trftiuabestinnung vergleichbar geeorden sind.

2. HachaeiseiapfindUchkeit und iÜeSgenaufgkeit

Hacheeiseapfindlichkeit und Heßgenauigkeit sind eesentliche Charakteristika eines Ganzkoerper-zaehlersysteas. Die Nachweiseapfindlichkeit kann - bei vorgegebener Geometrie des Kißobjektes

- 1ft[! -

"nen—hlicher Koerper" i.-nd bei einer csstiMten üaizeit - prinaer nur durch Vergrößerung desgesagten jetEîorvolunens gestaigtrt r.er-den.

Bei der Verwendung vor, '.'sJ-Kri stallen is t die Vergrößerung der Volumina wenigeren techni-sches .ils ein ff runziel I ts Prob1«::. Haute «erden Kristal lvoluisina bis zu 7000 cn verwendet,meistens irehrere Kr is ta l le unter te i l t .

In Nonaalfall (Strahlur-gsen'rcisn nicl.t utber 1,75 iileV) bringt ee vvnnig ein, die Kr is ta l l -dicke grosser als.,75 - 100 qa zu nchnen. Da-,ii ergibt sich eins erreichbare Kristall-Ober-flaeche us 300 n*" entsprechend eiêr geoaetrisclien Ausbeute van 2 %, Die Anzahl dor Kr is ta l lewird weitgehend durch die re lat ive Aiordnung des Patienten (Stuhl, Liege) faestiitat. HitKr i sU l l sz in t i i l a to re j i sind 3olch;r-.a?-en is guensiigsten Fall fusr in Koerper glaichaae'Sigverte i l tes Cs in einer. Energistand von ca. 0,2 1.1 eV HeSaapf indlicli!:ei ten von 15-20 cps/nCierreichbar (entsprechend einer in guten Abschfrafcasnern bei 5 Minuten üeßzeit und • 10 % sta-tistischen Fehler ne?,baren Aktivitaetsr.enge von 0-8 nCi), Anlagen mit 4 odai mehr Kristal lenhaben sich nicht zuletzt auch deshalb durchgesetzt, »eil inzwischen automatisch arbeitendeAbglsichelektroniken (3) zur Verfuegung stehen, welche die Stabi 1 i iae t der Keßanordnung ver-bessern und die Bedienung wesentlich erleichtern.

Indirekt erhaelt nan eine hoehero l!ach»eisejipf indl ichkeit auch durch Verringerung des Nul l -e'ffektes. Diese kann durch sorgfaelticje Auswahl a l l e r Konstruktionsrnaterialien, sowohl zur..bschiraung als auch in der Stahlkasner selbst, und dort vor allem in K r i s ta l l und Photo-o u l t i p l i ü r , erreicht serdfcn. Ferner ergibt sich eine flull-effektsreduktion - bei gleichemGewicht der Gesamtabschirsung - durch geschickten Aufbau der Abschirmung, z.B. gestufte An-ordnung mit von außen nach innen steigender Ordnungszahl, Allerdings scheinen die hier erreich-baren Gewinns nicht so erheblich, da1?, in Zukunft durch diese letztgenannte Maßnahme mit ver-tretbaren Aufwand Fortschri t te zu erwarten sind.

Eine hohe 'lacheeiseispfindlichkeit is t durchaus nicht gleichbedeutend n i t einer guten Me3ge-nauigkeit fuer die Absolutbestinnung der Gesarataktivitaet im Koorper. Die Kcßgsnauigkeit wirdau3er von dssi statistischen Zaehlferiler vor allein durch die Variationsbreits des KeJobjektes,also durch den verschiedenen Koerperbau der auszulassenden Personen und damit durch die ver-schiedene Ktßgeonetrie, sowie durch die Variationsbreite der Aktivitaetsvertei lung innerhalbdes lilcSobjektes begrenzt. Generell is t fuer eine hohe «leßgenauigkeit auch eine gute Langzeit-Siabi l i taet der versendeten elektronischen fc'e'ägeraete notwendig.

Der Ei nf 1 iß der vera end er liehen Eeßgeocetrie kann bei Anlagen n i i Kristal ldetektoren durcheine ganze Reihe von üethoden herabeüindert oder kor r ig ier t werden. Eei starrer Anordnungder Detektoren plaziert r^n den Pationten zur Messung rcit einen Kr i s ta l l auf einer Kreis-bogenlicge oder auf eine.-; el l ipt ischsn Stuhl oder ssan verwendet ir.ehr"-e Kr is ta l le (bis zu 8)ober- und unterhalb des gestreckt liegenden Patienten. Die besten Ergebnisse '»erden jedoch tai tbewegten Detektoren erh ie l t . As bekanntesten i s t die Abtastung in Koerperlaengs^chse (linearerScan); aber auch reit spiralfoeritiger Abtastung (Rotiscan, (4)) is t schon gearbeitet worden.

3. Detektor-Bewegung (Scan)

Die autonntische Steegunj der Detektoren entlang des Kosrpers, der sogenannte lineare Scan,dient zwei Zwecken: eimal kann durch "integrales Scanning" n i i Aufsuaaierung der Inpulse dieGESdTtaktivitaet in Kojrper unabiiaer.gig von ihrer Verteilung bestiirot »erden. Zun Ausgleich der Ver-aenderung ies Georistriäfaktors vsenrend 6zr Kr istal lbeêgung re la t iv zua Koerper arLeitst an:n i t veraenderliciicn Gc;r.h>,-irdi.;Veiten «ehrend eines Scandurchganges. Durch d! esa Kelhode las-sen sich auch, -enn t-chnisch die entsprechenden Variationsaasglid-keiicn der Ge:,ch.'indigkeitgegeben sind, aubnatisch die Einf lösse von Kosrpcrgrooje unü Gtafchi bei versehtedenen He?..Personen ausgleichen. Dirch d i f ferent ie l les Scanning, als durch die Bestieinung der lapulsraie

181 -

als Funktion der Detektorposition re la t i v zun Koerper lassen sich Aussagen ueber die Vertei-lung der Radioaktivitaet im Koerper gewinnen. Durch die vielen Üoeglichkeiten, die sich sobeio Einsatz von Ganzkoerperzaehlern n i t bewegten Kr ista l l ergeben, kommen solche Anlageniiwer haeufiger zur Anwendung. Deshalb wird auch auf diesen Gebiet und besonders Bieder beimScanbotrieb und der Variation der Scanbewegung z.Zt. wohl as neisten Entwicklungsarbeit ge-le istet .

Die urspruenglich gern verwendete hydromechanisclie Antriebssieuerung fuer die Detektoren nachtimmer mehr einer elektronischen Scansteuerung Platz, die nicht nur e:ne differenziertere Ver-aenderung der Belegung an sich erlaubt, sondern auch fuer »eitere Entwicklungen sehr ausbau-fachig i s t . Fuer die Zukunft zeichnet sich hier bereits eine coaputer-gefuehrte Steuerung ab,die z.B. in der Lage i s t , durch Geschwindigkeitsveraenderungen automatisch Zaehlratenverlustebei hohen Aktivitaeten zu korrigieren oder die Abfal lzsit bei radioaktiven Isotopen, derenHalbsertszeit in der Größenordnung der Scanzeit l i eg t , auszugleichen (5).

Sie Geschwindigkeitssteuerung kann außerdem von einanTonband oder einem Lochstreifen erfolgen(6,7). Man kann sich fuer die Zukunft sine Tonbandprogramm-Bibliothek vorstellen, die von einemwissenschaftlichen Ins t i tu t einmal erarbeitet wird und dann al len Benutzern gleichartiger Ganz-koerperzaehler zur Verfuegung steht. Fuer die einzelne Klinik koennte sonnt die doch schwierigeAufstellung solcher Geschwindigkeitsprogramrae entfallen. In klinischen Routinebetrieb wird manjedoch auf die so erzielbare hoechste Jwiauigkeü fuer jeden einzelnen Heßfall verzichten koen-nen und a i t einigen Standardprogrammen fuer^Exicejafaelle - wie etwa besonders große oder be-sonders dicke Personen oder Kinder - auskonmen. ~"-

4. Teilabschiraungen

Gerade beim routinemäßigen Strahlenschutz, bei dem haeufige und regelmäßige Messungen an vielenverschiedenen Stellen und an einer großen Zahl von Personen durchgefuehrt werden muessen, und wodeshalb eine erhebliche Anzahl von einfachen Geraeten zaieckaaeßig sein kann, s te l l t sich dieFrage nach einer Entwicklung in Richtung auf Kostensenkung durch Verzicht auf optimale ISeß-eapfindlichkeit und auf eine universelle Anwendungsraoeglichkeit der Anlage, z.B. in der For-schung. Besonders fuer fahrbaren Einsatz i s t außerdem der Gesichtspunkt der Gewichtsersparnis aus-schlaggebend. Aber auch fuer bestinate k l in ische Ansendungen koennen solche Anlagen bei vEr-haeltnisiiiaeßig geringem Preis durchaus interessant sein. Hier wurden in der letzten Zeit ent-scheidende For tschr i t te durch moderne Konstruktionen von Teilabschirmungen erziel t . Man benuetztkeine geschlossene Äbschinlcarainer, sondern schirmt Detektor und Patient jeweils fuer sich ab, sodaß eine mehr oder weniger offene Anordnung entsteht.

Infolge der gegenueber eines Ganzkosrper: shler mit geschlossener Abschirnkaiwer jedoch meist

verringerten föeTlgeoraetrie spricht nan bei Geraeten n i t offenen Abschirmungen gern \on Koerper-

zaehlern.

Die Entwicklung koaraerzieller Anlagen mit Teilabschirnmng is t vor allea auf niedriges Gewicht-nd geringen Platzbedarf ausgerichtet. Als Beispiel sei ein kuerzlich auf den Karkt gekommenesGeraet beschrieben (7). Es wird in zwei Ausführungen angeboten, eine fuer sitzende und eine fuerliegende Patienten.

Bei der Ausführung n i t sitzenden Patienten , die fuer die Routinastrahlenschutz und Gewerbe-aufsicht besticht i s t , kann ein nininaler Hul1eff£'<t und daait eine naxicalc KeßenpfIndlfchkefterreicht werden. Bei -er Ausfuehrung n i t liegenden Patienten, der durch eine U-foernige Abschir-oung durchgefahren w .-den kann, ist vor al lea an die Messung von Kranken oder Verletzten ge-dacht. Hier wird - bei etwa gleichen Abschimgcsicht von 2 Tannen - eine nicht ganz so starkeNulleffEkisreduzierung erreicht; dafuer besteht die KoeglickkeM, auch Kopf und Bslne des Pat i -enten ins Ecßfeld zu bringen oder ihn vos Ruecken her zu messen.

Zusammenfassend kann gesagt werden, d 3 die Ganzkoerperzaehler heute technisch und uethodischgenuegend ausgert i f t sind, m in (.V-:1 earnedizin und Strahlenschutz als notwendige und wertvolle

" RcTitine-^geraeie dienen zu koennen. Die -weitere Entaicklung wird Verbesserungen in Deta i l , aberkeine grundlegenden üe--eningen nchr bringen, solar.gn auf der Basis der SzintillationsdeteV.toren

gearbeitet

-182 -

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- 183 -

DIGITAL-PRAEZISlOKSDOSrETER

an ZSDAKiZKY und Jözsef HIZOStaaiüches Aat fuer Kcßcesen, Budapest,Ungarn

Zusammenfassung

Die !i!e3genauigkeit von Dosisetem wird a iß er den Fehler des KeSsystems htuptsaechlich durch dieEnergieabhaengigkeit des Strahlungsoete'-ttors begrenzt. Es wurde die Energieabhasngigkeit von lo-nisationskamtiern verschiedener KaterialzuSaMensetzung untersucht . Die von uns hergestelltenbesten Ionisationskammern weisen eine Enenjisabhaengigkeit von • 2 % in Energiebereich ueber30 keV auf. Zur Hessung dss Strones der Ionisationskammern uurde ein föeßgoraet n i t d ig i ta lerAnzeige gebaut. Der Heßfehler der Strorisessung is t bei Stroemen von 1O-13 A kleiner als • 0,5 %.

1. Einleitung

Bei der Roentgen- und GaRnaStrahlung i s t die Kessung der Exposition (Dosis) mittels der ge-nauesten Primaeretalons mit einer Genauigkeit von etsa «1,5 Inoeg l i ch . In der Strahlungs-physikalischen Abteilung des Staatlichen Astas fuer Kesswesen, Ungarn, wurde als Ziel gesetzt,ein Sekundacretalon zu entwickeln, dessen L-Ießgenauigkeit sich den genauesten Prinaeretalonsnaehert, zugleich aber auch zu Messungen an Ort und Stelle sich eignet.

Ua einen noeglichst breiten Energiebereich zu erfassen, surden als Strahlungsdetektoren Ioni-sationskammern gewaehlt. Zur Messung des Stromes der Ionisationskammern wurde ein.Geraet ent-wickel t , das zwecks Beseitigung der subjektiven Fehlerquellen das ftleßergebnis i r rd ig i ta le rFora l i e f e r t .

2. Ionisationskammern

Wie bekannt, bezieht sich die Bestinaung dsr Einheit der Exposition (Dosis) auf die lonisa-'"tiBfl—In der Luft. Deswegen suessen die aus festen Katerial hergestellten lonisationskaiasern

eine sogenannte Luftaequivalente Äand haben. Die Bedingung der Luftaequivalenz besteht da-r i n , daß die ef fekt ive Ordnungszahl der die Kanaierwand bildenden Materien mit jener der Luftuebereinstimmt. Somit fndet oan zwischen der Strahlung und Jen Kasineriaaterien die gleicheWechselwirkung l i e zwischen Strahlung und Luft. Die einzelnen Literaturquellen [1,2,3J gebenfuer die effekt ive Ordnungszahl der Luft in Abhaengigkeit von der Rechennethode Vierte von7,4 bis 7,7 an.

Zur Entwicklung von unseren Zwecken entsprechenden Ionisationskammern wurde die Energieab-haengigkeit aus verschiedenen Materien angefertigter Kasnern untersucht. Fuer 8ie3zwecks wur-den die im Bi ld 1 dargestellten zylindrischen Ionisationskammern aus Materien hergestel l t ,deren effektive Ordnungszahl jener der Luft naheliegt. Die Sißergebnisse sind ebenfalls inBild 1 angefuehrt. Daraus kann festgeste l l t werden, da3 die Energieabhaengigkeit aus ver-schiedenen luftaequivalenten Siatsrien angefertigter K'aaoern unterschfedlich is t . 3er Sertder Energieabhaengigkeit i s t aehr als 5 %. Die verschiedenen Mischungen enthalten - n i tAusnahme von C • CJ \ - auch 25 % Bindemittel (Epoxyharz). Daher war Ban der Ansicht, daßdie guenstigen Ergebnisse durch die Kischung von Graphit und Teflon (C„F() ohne Beigabe vonBindemitteln erreicht werden kann. Dabei hat das Graphit die jener der Luft aa naechsten l i e -gende Ordnungszahl Z - 6 und das Teflon enthaclt Fluor e i l der Ordnungszahl Z - 9, die jenerder Luft ebenfalls nahe l iegt .

In Bi ld Z i s t die Energieabhaengigkeit aus sseki-okopisch reines Graphit sowie aus verschie-denen Anteilen von Graphit und Teflon enthaltenden Mischungen hergestellter Kaa>aern angefuehrt.

•T

184

Aus den läe'jcrgebnissen kann festgeste l l t werden, daß die- EnnrgieabhaengIgkeit der Mischunga i t der effektiven Ordnungszahl 7,41 dea theoretisch zu erwartenden V,'ert aq naechsten l iegt .Wie bekannt is t selbst bei aus luftaequivalenten Katerien angefertigten Kaianerwaenden mitdar durch die Wandabscrptian hervorgerufenen Energieabhaengigkeit zu rechnen. Bei der Mes-sung von Strahlungen mit geringer Energie werden naemlich die Sechselstirkung der zu messen-den Strahlung und der in aeißeren Teil dtr Kannerwand befindlichen ülaterialteilchen erzeugtenElektronen durch die Kaamerwand absorbiert und dadurch an Eindringen in das Innere dor Ioni-sationskammer gehindert. An der in inneren Teil der Kamsierwand vorhandenen R'echselwlrltung nimmtdagegen, wegen der in der Kair.raerjiand vor sich gehenden Absorption, bei niedrigeren Energie-werten, eine vsrhaeltnisisaüöig geringere Zahl von Photonen t e i l .

Zur Kompensation dieses Effektes haben einige Verfasser [4 ,5 ] anstelle homogener fliaterialrci-schungen eine bestinnte Kenge "ä ta l l n i t einer hoeheren Ordnungszahl ins Kaaeiennnere einge-baut. Dieses Verfahren ergab jedoch, sowohl laut der Mitteilungen als auch nach unseren Mes-sungen keine Ergebnisse, die als gusnstiger als die vorgenannten betrachtet werden koennten.

Auf Grund des i& Verangehenden beschriebenen ü'irkungsmechanismus und unserer frueheren Ergeb-nisse [ß ] wurde das Material ir.it der hoeheren Ordnungszahl in der Form einer.duennen Schichtvan einigen Zehntel |in auf die gesamte Innenflaeche ätr Kammer aufgetragen . Durch Berech-nungen kann na cm lieh nachgewiesen werden, da's die Anwendung einer Kotapensationsschicht, de-ren Staerke in Ifcichstrahlgebiet kleiner als die Reichweite der Sekundaerelektronen i s t , vor-te i lha f te r als diu Methode der genannten Verfasser i s t .

Bi ld 3 zeigt die bei einer mit diesem Verfahren hergestellten Kammer erhaltenen Iiießergabnis-sß. Die Kamnierwano wurde aus 2 I M starkem Material gefer t ig t und auf diese Wand wurde eineetwa 0,2 usn starke Hutiniunschicht als Koupensationsschicht aufgetragen. Bei dieser Kaninerbetrug die En.ergieatnaengigkeit im Enorgiebereich ueber 30 keV etwa + 2%. Auf Grund unse-rer bislang durchr, efu ehr ten Versuche i s t zu hoffen, daß die Energ'sabhaengigkeit durch dieentsprechende wähl der Schichtdicke unter * 1 % herabgesetzt «erden kann,

3. StrocimeSeinrichtung

Der Bert des zu messenden Stroses wird durch die Empfindlichkeit der Ionisationskammernbestimmt. Desnuch beiraecjt die Staerke des zu messenden geringsten Stromes 10-1 •^Α, die beimErreichen der Gesaatgenauigkeit rät einer Genauigkeit von • 0,5 gemessen werden miß.

Die Messung eines so geringen Stromes mit hoher Genauigkeit kann mit te ls der Kondensatorla- rdungsnethode [7J verwirklicht »erden. Der zu Messende Strom laedt einen Kondensator, dessen ' ! •Kapazitaet C bekannt i s t , auf. In der Kenntnis der Ladadauer und der Aenderung der Konden- !•satorspannung Iae3t sich der zu messende Strom bestißnien. Zwecks Erreichung einer hohen fiGenauigkeit is t die Kondensatorspannijng unter Anwendung der Konipdnsationsmethode zu in essen. [']Im Interesse der leichten Bedienung eapfiehli es sich fuer eine automatische Konpensationzu sorgen. Bei der Verwendung des von Vi.Huebner entwickelten automatischen Fotozellenkonpen-sators betraegt der KsSfehlsr beia Hessen von IG" 1 3 A etwa • 1,5 % [ e j . Bei dieser Einrieb -tung wird nur die Koapensation automatisch verr ichtet , die 2eitnessung er fo lg t n i t Hi l feeiner Stopuhr. Zuden enthaelt die Einrichtung sin statisches Sjuegelelektroseter und einoptisches Systea, die beide gegen Erschütterungen empfindlich sind und die Einrichtung fuerKessungen an Ort und Stelle ungeeignet nachen.

Gei der von uns entsiegelten Stronncßeinrichtung wird die automatische Kompensation durch dieAnwendung eines vol l t ransistor is ierten EleUros-eter-Operaiionsversiaerkers in Integrations-schaltung geloest (Bild 4).

0 Patent angeneidet

185 -

ösr angewendete Operationsvsrstaerker vtrfuegt uefcer sine "OS-FEr-Einodriosstufe. Dir Fineanns-sidersiand bt l raegt 1 0 ' - Gh-.. Da der Hobchsüert des S-^tätr-o-es der Eimancsstufe 1i}"' f f A be-traegt, nt-'ö beim Wessen von 10-13 A zwecks Sicherung einer gesteigerten Ssnauinkeit eine Kor-rektion vorgenommen werden. Kit dem v'intorecn-Operstior.sverstaerker^Typ 5Ü1C lassen si diguenstigere Ergebnisse erzielen, da hier der Eingangs.iJurstand lO1^ Ohm und der NoechsUertdes Reststroses b.1Q-'J A betraegt.

Bei Verwendung der in Bi ld angefuehrten Bezeichnungen laeSt sich die Äusgangsspannung desOperationsverstaerkers wie fo lg t bestimmen:

UA T/1

Q • it- - + KC

In dieser Formel Is t K eine Konstante und Q die Zahl der saehrend dar Dauer des Kd?.vorgangeseintreffenden Ladungen. Die Ho ehe der -Spannung ist also den Integral des Stromes bzw. derGrotße der Ladung proportional.

Bei Dosisnessungen i s t die '«enge der aus ücr lonisations'-.anner in das Kefgeraet gelangendenelektrischen Ladungen der Dosisgr3e3e proportional. Daher kann bei solchen Messungen das demAusgang des Operationsverstaerkers angeschlossene DigitalvoHnater unaittelfcar in Dosisucrtenka l i b r i e r t »erden.

Bei der Kessang von Dosisleistungen nu8 auch die Zeit genessen »erden. Zu diesem Zweck bedientman sich eines Digitalzeitinessers , der die aus einea Quarzoszillator korkenden Signale zaehlt.Falls die Meßzeit im Einklang rait der Empfindl ichkei ts!;onscar.ie (A/'R/h) ier angewendetenlonisaticnsk-aanern ge»aehlt wird, kann an DigilalvoHneter unnittelbar die Dosisleistungabgelesen werden.

Die n i t unserer Stronraeseinrichtung erreichbare Reproduzierbarkeit is t besser als 0,1 %. Beider Bestürmung dar absoluten Genauigkeit sind auch die Fehler der Kapazitaetsnsssung, derSpannungsnessung und der Zeitmessung in Betracht zu ziehen. Von diesen sind die Fehler darSpannungsnessung und der Strommessung in Vergleich zun Fehler der Kapaziiaetspessung ver-nachlaessigbar.

Auch hat san rait dem aus der langzeitigen Instabi l i taet dos Kapazitaetswertes rasuliicroridenFehler zu rechnen. Als Integrationskondcr^tor wurden hurnctiscii aLgtschlossene Styrofhx!:onden-satoren verwendet, die den verschiedenen Meßbereichen entsprechend gesechsslt werden koennen.flach unseren Messungen betrug die Aenderung der Kapazitaetsserie in einer Zeitspanne van 3Jahren weniger als 0,2 %. Die Unsicherh i t der Kapazitaetsnesstng botraegt selbst bei der ver-wendeten kleinsten Kapazitaet weniger als + 2 %. Dadurch wird der Fühler der Strosincssungbestimmt weniger als + 0,5 % betragen.

Es nißte natuerl ich auch gesichert werden, daß der Isolations»iderstdnJ du:- ingü-eii.lt.tc'1 KJII -

densatoren keinen bedeutenden Fehler hervorruft.

Wir danken unseren Mitarbeitern.G'eza L.Halr.agyi, Andras Ja'<;<b und JSzsef Kr.ijsovszky fucr ihrewertvolle Kitwirkung bei der Herstellung der Einrichtung und der Durchführung der zahlrei-chen Kessungen.

Patent angemeldet

-185 -

Literatur

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2. GIasser,ü.-Qiiinfay,£.H.- Taylor,L.S.-'r.sathsrsax.J.L.-Vjrgan, R.H.:Physical Foundation:; of Radiology. London, Pitnan tledical Publ.Co, 19C1

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1,10

1,05

I!

I•I13

wo

0,95

0,90

23 mm

Luftäquiv.Mischung

— SchutzringTeflon

Kammermaterial

/. C+MgO*25°/o Epoxyharz

2.0 6* + »< »

3.C*CzFk Ohne Bindemittel

4. C+ NaCl+25% Epoxyharz

5.C*NaN03*'< "6,C*A12O3 + * M

^.-7,65

u =7,65

n =7,65

>' =7,65

" =7,60

50 WO 150

h*Eff

Abb. 1 : Energleabhaenglgkeft aus verschfedenen luf i aequlvaienien Haterfen angeferifgter lonisaifonskaaoern

200

188

1,05 —

*. woII

SOl

0.9C1—

0S5

Kammermaterial •.ZEff=7ß5

M =7,52» =7,41„ =7,18

Z =6Wandstärke: 0,5mm

23

150(keV)

200

Abb. 2: Energieabhaengfgkefi sus Grsphit und Graphit»Teflongefertigter Kanaern

7,05

- 189 -

7.00

Je

I%0,95

Uj

5 0/90

0,<9550

Wandstärke: 2 mm

1. Mit" 0,2/um AI-Schicht

2. Ohne AI-Schicht

100 150 200

Abb. 3: Energieabhaenglgicelt « H t-nd ohne Al-Koapensationsschicht hergestellter

" ~ ~ ^ " lonisatfonskasaern

ELEKTROMETEROPERATIONSVERS TÄRKER

Q DIGITAL -

VOLTMETER

DIGITAL -

ZEITMESSER

Abb. * : ßlac'-cschaitbild der Stroi-Keßeitiriehtuivg

- 201 -

BCSTIWWG DrS ::S!3iEIST-':3SS:h^rrh ; ;-^0£'-Fi2l["; lL' : VO'.1 BE1OV-

P.F. SAUERVA1.".1 und ;.'. SCHAEFER '«

Z s n t r a l a h i o i l j n g i t rahienäcr.u iz der Xernforschurgsanlage J u e l i c h

h .er. .

die Aequivalentdosisleistung D der "ie-tronen berechnet »erden.

(F (E ) [nRe-i . h ,cr. .sec] : Konversionsfakior)

Da jedoch die Energieverteikr.g der Sejironen hinter Abschirmungen in allgemeinen nicht be-kannt i s t , kann diese ihrscr.ajr.g nur_vorg=.iO3nen «erden, -enn nenr oder weniger wi l lkusrl icheAnnahmen ueliy die c i t t l e r e Energie E ier '.'eutronen ger,acht »erden.Diess 'lachtsile koennen ver-ieaen t er Jen, isnn nan die in jsr Schsaachungsgleichung

D - 3 . B . e "Mn ' x (3)n no n v '

verwendeten Schjaeüiungskseffizienten ^ und Auft-ufakferer, 3 unter VertenJung van Keßgeraetenermi t te l t , »eiche die «s.-.aivaler.tJ3stsieisi-jr.g der 'leutro^cn ?a gesanten in praktischen Strahlen-schutz vorkoE-enden Ensrj i j tsreich zu testieren gestatten. Ein derartiges Eeßgeraet (Rea-Countür) surds erst^ j ls i:n Ardersson unj Bräun wrjesciilagen [ Z l .

^

Bei der Abschirrung ven schri l len !;=utrorjr, sp ie l t Beter, eine wichtige Rcl le. Jie Abschira-parasieter, wie Schs3echi;n;E-:effi2i=n{-^ LRJ Auftäufa^teren, af t »eichen die Schichtdic'j-ender AbschirEur.gsn berechnst werden kcenneri, werden g=v.oehnlich durch Messungen an Versuchs-platten ern i t te l t . Da jed.r.n in der Praxis eine Vielzahl vsrschiedsner Bebncischungan ver-sendet werden kann, «acre hiΓ-ZU eine sehr gr;2e Anzahl vor. f'eßreihen erforderl ich. In un-seres Vortrag ;'ird uelsr dir. Versuch berichtet, aus ."essungen an losen Sehuettungen der Be-tonbestsndteile uassensch-.ascr.ungskoeffizisnten zu gewinnen, n i t welchen unter Anwendungeiner Siischungsfornel die- Ssrv-iechunsskaeffizisnten beliebiger, aus diesen Bestandteilen zu- ]saanengesetzter Betone bar sehnst ierizr, kienngn. Die auf diese f/ef se an Normal beton und L i - !

monitbeton go-onrienen >.erie -erden =it Schvaechüngskoaffizienten verglichen, welche aus Eies- ' ]sungen an Versüchsplatten srh?lien »erden. '.]

Die Uebereinstiuaung ist gut. Jie Kassenschvaechungskoeffizienten fuer Wasser, Sand, Zeaieni, !.|Liaonit , liornalbeton unj Ligor.iibeton lereian in einer Tabelle zusammengestellt. |

1 . Einfuehrung :]

Die Schaacchung dir Msütronenflißdichte ?n schneller l.'eutronen in «-asssrstoffhaltigen Kedienkann nach ä^r Reaoval-Theorie [ i j a l t Hi l fe ier einfachen Beziehung

n no p

berechnet t/erden, so f> die ungeschsaechte '.'eutronenfluPdichte, x die Schichtdicke und deneffektiven cakroskopischei BeseiMgungswirkungsquerschnitt bedeuten. Die FluSdichteaufbaufaktorEni (E ) ist ein Korrekfurfa-äor, jarch «eichen der Anteil an interüiediaeren Neutronen, welcherdurch Streuung und Abbrecsuig in Abschirs-iaterial entsteht, beruecksichtigt werden so l l . Aus0 kann n i t

n

D - t . F (2)n n n -

4

- 191 -

M)i H i l f e des Rsn-Couniars Joannen d i e Scii i-aecriungsknerfizitntrin j : analog zur Sssti-.-jr.g

der Schwaechungskoef Fizic-nien ^ _ , »elche fuer die Sc:,k3rchjng van y-Sl r .w! jr-.g in ! ' 3 t s r i e

entsprechend der f u e r das sogenannte sc'male SirahU-nbuendel ['s] gelie-.dsn Beziehung

D - D . ey r°

(4)

[D, bzsi. D_ D o s i s l e i s t u n g Her γ - s t r a h i u n r ; n i t bzv;. oi.n: /wädi i rcur .g) c h a r ^ . t s r i s t i s c h s i n d , aus

äef Steigung der exper imente l l s r a i i t ä l i e n Schiaechangs-L'-ve s r s i t t e l i usrisn, da mch dsr Vor-

aussetzung, da? a l l e durch e las t i schen und ine laa t iäcn fn Sto?> in to r -ed i . i e r oder therr. iscl i ge-

wordenen Neutronen rosisproportional genessen «-erden, 0 * 1 se in - i ß .

Traegt aar, dan Schssaecnungsfaktor

Dno V*

(5)

halblogarithn-isch gegen die Fiaechendichte j>.x auf, so kann can aus der Steigung der Kurve denKassenschk'aechungskoeffizienien M'/i> e rn i t te ln .

n>

Fuehrt nan dieses Verfahren an einem aus mehreren Bestandteilen zusammengesetzten Stoff, z.B.an Beton durch, so kann Ran durch Vergleich der an Detoriversi-chspiatten gaiessenen Schv-aechungs-koeffizienten μ mit an Scnujttungen der SetonbestandlsiU bestimmten ••iassenschtiaechunjskoeffi-

zienten ( n/o )'. der Betonbestandteila ueber die töischungsforrael' i u

4 (6)

nachweisen, äsß die direkt und ueber die Mischungsformel bestinrater. pn-'n'erte befriedigenduebereinstinaen.

Der Dichteanteil J . der Eatonbestandtsile an der Gesaatdichta v1 des Betons kann aus den siaus der Rezeptur ergebenden Gäwichtsanteilen {GΑ). a i t

ch

(7)

berechnet w&rden.

Unter Versendung dar unter 2. beschriebe:,j\ punktfoernigen N'äutronenquellen i i rden in denVersuchseinrichtungen nach Abschnitt 3. dis fassensen^aechungskoeffizienten der Betonbsstand-te i l e und von Normal beton und Limoni ibeton in Energiebereich von U0 keV bis 14.2 EeV ge-messen.

2. Neutronenquelien

In der Strahlsnschutzpraxis hat es sich als vortei lhaft herausgestellt, die in Strahlenfeldernin der Umgebung von kerntechnischen Anlagen auftretenden !.'eatronen -n drei Gruppen einzuteilen:

thermische Keutronen

interaediasre Neutronen

schnelle Neutronen

0.5n

e V <

E >n

< 0.5 eV

E <10Q keVn100 keV

Da d ie Pr inaerenerg ien der Keutronenquel len, selche in prak t ischen Strahlenschutz vorVonaen,

groe^er a l s 1 DD keV und, von se l tenen Ausnaheefaeüen abgesshen, k l e i ne r a l s 15 KeV s i n d , war

- 192 -

es Buenschsnswert, das in Abschnitt 1 bsscrriotene Yirf-.frer. in die;e- [nergiebereicr: unwWir waehlt&n hierzu die in Tabelle 1 aufgEfuehrien ' .er.ro.vr.êl len tvs.

Tabelle^

Reaktion ä f t t b - e [n^g ie Li teraturstel lo

U3 • U / » " i - f i "

M ^ n - n *r

Ka-r.» Be y,nCf Sponi. Spaltungn-Generatar Q(d,n) He

Am.?r • ße a.nRa • Be a.nn-Generator T(d,nJ He4

02245

1* .

,3'

,5.''70 L°j

Die a-n-Keutronenquellen (A'cb.1 und 2) hatten Jüel1staer--en van et«j 10 ssc , dis Cf 252-Spaltneutronenquellc (/,bb.3) zos\e die γ-o-Neutronen-:^dlsn (s./Xb.1. ur.j D) Quelisiaerken von

etwa 10 sec"1, saehrend der "eutronengenerstor, a i i -elcha-i 'feutronen s i t den Energien 2.5

bzs. U . 2 KeV erzeugt wurden, eine Guells:aer!<e von ""'' •••"" ;Z.5 ',';'/} bzw. 1&11 sec"1 (14.2

BeV) besaß.

3. Versuchssinrichtungerc

Die Messungen vurden in den in dan Abbildungen 7 bis 9 dargestellten Versuchseinrichlungen inBestrahlungsstind der Zentralabteilung Stranlenschutz und an 'ieutronengsnerator des Institutesfuer Reaktoreniwicklung Air Kernfürschungsanlage Jueiich durchgefuehri.

Der Bestrahlungsstand '.Ach.5) besieht sus eines Bestrahlur5Sr3i.n c i t angrenzenden Labor- undßueroraeumen. Zur Kalibrit-rurg von SeEgera-jtan in strejstrahlungsfreier Umgebung is t ein 25 eihoher Bestrahlungsaast ous Leicbisetall vcrhaiden, -älciier in einer Ceffnung in der Bstonab-schirwung des Dsches de3 Eestrshlungsstar-ies err ichtet Bürde. An diese?. >'ast sind zse: elek-t r isch betriebene Ausleger von 2 n Las^5e ancecracht, an denen Strahlenquelle und ü!a3gcraet biszu 25 a hoch ausgefatre.n verden koennen. 3sr Abstand der leiden Ausleger i s t variabel unj kannan eines Steuergeraei bis auf # 1 es gsaau eingestel l t serden. Dadurch wird ein besondersschnelles und exa'ctes Ar lo i t i ' * errosgl ichi. Die SchâechurgsTessungen an den ßetonbestandtei-len in der Versuchsanordnun; nicn Atb.7 mrden a- E'.si.-ihljngsnast, die anderen Kessungen inder VercucttSiinDrdniing n.!cn -.tb." auf ätz Dach des Saitra'.'iirgsstand es durchgeführt. Hier-durch \,urdc der bei Abschir-urgsiessunzen r i i 'isuirenen hasufig die "sTergebnisse in Fragestellende Einflt/ i der Streustrari'ung «eUgshgnd ausgescnaltet.

Der Versuchs.->.ufl'3u nach , '/.o.", an welche d;e Exp=--i-r£nte - i t Neutronen äsr Energien 2,55 KeVund 14,2 l!eV curchgefuehrl .-jrcsn, befand sich ssn'<r?:ht yefcer den T:rgei des Generators aufdw n i t cintr.'n'asserjbächinj-ic; versehenen 2icn des Peta^lijr^grs, in -elcnea der Generatoraufgestel l t i s i . *aend= Jr-i JccKei izr [scj.eri-.er.üsmjiie fcäfanjen sich in genuegend gro?-erEntfernung, so da3 die I'e/ärêtnisse nicht :u.-ch Stre-strahlung verfaetscht serden kennten.Als Ke?geract utrie ein R-:--Co unter r<2Cn r=^ Wsch '^g v;n A-.aersson und 5r3un ver*endet, »el-cher T:i i einen l-,?ulsajS3.:r..j virsanen ihr, sa W: 7\i H i l f» ei nss lr;^lszjenlgeraetes Zdehl-ratenaessunjs.i durchg oft ehrt serjen konnten,

Bei der von uns veruendeicT geoietrischen Anordnung vor, fieüironenquslie, Abschirnsate''ial undRtögrragt baetten, . ie Vsrvtrsjche (s.Abschnitt 4.1) ;?25int h;ben, Flaschsniuerschnftts von1200 es ausgereicht. Da JtoDcn bereits i'jrsuchspiatisr. - i t den X3?en 5G cn x 50 er. vorhanden

. 193 .

waren, v/urden diese fuer die Messungen verwendet. Die Zuschlagstoffe Sand, Zeaent und Limonitwurden in put getrockneter. Zustand verwendet. Bei den Sard handelte es sich un Grobsand mitden Korrgr-jppen 0/3 und 3/7 nn, bei dea Zenent un Portiandzement der Güteklasse Z 275.

ser 'Kr is ia ! kasser) v;-- .-- .schirnurg tjir schrei k I .

4. VecsuchssrQebrilssa

?•- Eisenerz, das wegen seines hohen Anteils an gebundenem K'as-als Zuschlagstoff fuer Beton geeignet i s t , »elcher als Äb-

. ..rzssenen i s t .

4.1 Untersuchungen ueber de- L inf l iß von Geonetrie und PlatiengroeSe

Der Ren-CountEr nach Andersson und Braun [ 2 ] , der in praktischen Strahlenschutz vielfach alsfieutronendosisleistungsnieogeraet verwendet wird, wurde auch zur Ermittlung von Abschirapara-metern an Versuchsplatten verwendet. Hierbei hat sich jedoch gezeigt, daß die Ergebnisse sehrstark von der Georaetrie des Versuchsaufbaus, d.h. von der Anordnung von Neutronen-* e i l e , Ver-suchsplatten und Meßgeraet abhaengen. Nachtigall [ß] erhiel t z.B. bei drei verschiedenen Geo-metrien drei verschiedene Kertepaare fuer die Dosisleistungsschwaechungskoeffizienten p undKorrekturfaktoren ("Aufbaufaktoren") Bn der Beziehung (3), mit welcher die Abhaengigkeit derAequivalentdosisleistung von der Schichtdicke dss Abschinraaterials dargestellt »erden kann.

Da der Reni-Counter jedoch a l le in Versuchskoerper gestreuten, mehr oder weniger moderiertenNeutronen dosisproportional erfaßt, so l l t e es eine Geonetrie geben, bei welcher der Korrek-turfaktor • 1 und damit der aus der Steigung der Schwaechungskurve sich ergebende Dosis-leistungsschwaechungskoeffizient eindeutig i s t . Die Schsiaechungskurve Gueßte eine Geradesein.

Ein weiterer Einfluß auf die Versuchsergebnisse i s t , wie nan aus Messungen mit ^-Strahlungschließen kann, durch zu geringe Abmessungen des Querschnittes der Versuchskoerper zu er-warten. Aus diesen Gruenden hatten mir uns folgende Aufgaben geste l l t :

1 . Eine Geometrie zu finden, bei welcher der Korrekturfaktor 8 • 1 i s t .n

2. Den kleinsten erforderlichen Querschnitt der Versuchsplatten zu ermitteln.

Die Messungen wurden in den in Abb.10 und 11 dargestellten Experiraentanordnungen in streu-strahlungsarner Umgebung auf den Dach des ßestrahlungsstandes der Zentralabteilung Strahlen-schutz durchgefuehrt. Der Detektor (Rem-Counter) befand sich 2,0 o ueber den Dach. Es wurdeeine 10 Ci-Ani-241-Be-Neutronenquelle mit einer mittleren Energie von 4,5 SäeV und einer Quell-staerke von 2,1 . 107 n/sec. verwendet.

Iα ersten Versuch wurde der Einf l iß des Abstandes zwischen Quelle und Detektor an Korraalbeton( y - 2,1 g/ca^) mit einer Querschnittsflaeche von 3C00 cur untersucht. Es wurden bei den Ab-slaenden 50, 90, 120 und 150 cm Dosisleistungsinessungan hinter insgesamt 35 ci» 'lorcialbetondurchgefuehrt. Der Detektor befand sich dabei unmittelbar hinter den Versuchsplatten.

Die Schwaechungsfaktoren (Gleichung 5) »urden bestinnt und in Abb. 12 balblogarithnischgegen die Schichtdicke (ein) aufgetragen. Die Dosisleistungsschuaechungskoeffizienten undKorrekturfaktoren, die aus den Steigungen der Kurven e n i t t e l t wurden, sind in Tab,2 zusaa-nengefaSt.

}]

- 194 -

Tabelle 2

Dosisleistungsschwaechungskoeffizienten und Korrektorfaktoren

Schwaechungskoeff i z i en t

n

Abstand Quelle-Detektor

(ci)

KorrekturfaktorB

n

6090

120150

0.05290.0G090,057?0,0514

1,301,691,291,00

In zweiten Versuch wurden Messungen an 5 Aluminiumbehaeltern mit den Durchmessern 20, 30, 40,CO und 80 cm durchgefuehrt (Abb.1i). Als Abschirmung wurde Kasser bis zu einer Hoehe von 40 cmverwendet. Wie bei Versuch eins wurden die Schcaechungsfaktoren bestimmt und in Abb.13 einge-tragen. Sie die Ergebnisse zeigen, sind der Dosisleistungskoeffizient und der Korrekturfaktorvon der Geometrie abhasngig.

Durch eine sinnvolle Anordnung von Neutronenquelle, Abschirsinaterial und MeSgeraet laeßt-sichjedoch erreichen, daß der Korrekturfaktor B ("Aufbaufaktor") • 1 i s t . Dann laeßt sich, wieAbb.12 zeigt , die Schwaechung der fleutronen in halblogarithmischen Maßstab durch eine Geradedarstel len. _ —

Die von uns ermittelte Geometrie entspricht der vom Fachnormenausschuß Radiologie im Deut-schen Normenausschuß in der Norm 6B45 "Pruefung von Strahlenschutzstoffen fuer Roentgen- undGammastrahlung" empfohlenen Geometrie.

Die Untersuchung ueber den Ein f l iß des Plattenquerschnitts hat ergeben (Abb.13), daß darQuerschnitt des Versuchskoerpers bei stark moderierenden Systemen sie Wasser wenigstens1200 cur betragen sol l te. Gleichartige Untersuchuno?" bei anderen Neutronanenergien und Ab-schirastoffen sind vorgesehen.

4.2. Schsaechungskoeffizienten

Die Schwaechungskoeffizienten warden nach dem in Abschnitt 1 beschriebenen Verfahren aus derSteigung der Sciiwaechungskurve errait teit und in den Abbildungen T4 und 15 als Funktion derEnergie der Neutronen aufgetragen. Die Messungen an Norraalbetcn worden an Versuchsplatten mitder Dichte 2,1 (g/cis-') durchgefuehrt. Die hierbei ermittelten Schsaechungskoeffizienten wurdenmit

"2,3 2.3 (8)

3,fuer (lornalbeton mit äer Dichte 2.3 (g/cß ) umgerechnet. D«e aus der Direktnessung an Beton-platten gesonnenen Schiaechungskoeffizienten wurden mit den mit äsr Mischungsformel (ä) be-rechneten Berten verglichen und eine in allgemeinen guts Üebereinstiinniung fes tgeste l l t (Ta-bellen 3 und 4).Die naxiraale Abweichung betraegt 5.7 %.

Damit Kurde gezeigt, dfß die Schsaechungskoeffizienten beliebiger Betonaischungen rechnerischermi t te l t werden koennen, wenn die Schwaechungskoeffizienten der Betonbestand t e i l e in Abhaengig-ket t von der Keiitronenenergie bekannt sind. Fuer $2nd, Limonit, Zement, k'asser, Korcialbetonund Lioanitbeton haben -,"ir die Kassenschsaechungskosffizienten in Tabelle 5 angegeben, Messun-gen an andEren ZuschiagstoFfen, wie Bauxit, ßagnetit und ßaryt sind vorgesehen.

Zuschlagstoff Gewichtanteil Dichteanteil kg/cm

E - 0,26 MeVn

E - 0,78 MeV E - 0,90 MeVn

K's ]\ ftcm

-1WO

cra-1 CB-1

Sand

Portiandzement

Hqsser

Normal beton

7,00

1,00

0,75

Summe

1,840

0,263

0,197

2.300

an fJorraalbeton gemessen

0,0381

0,0426

0,201

Summe

0,0701

0,0112

0,0514

0,1327

0,1275

0,0346

0,0387

0,254

Summe

gentessen

0,0636

0,0102

O.ObOO

0,1238

0,1228

i 0,0338

\ 0,0377

\ 0,0255

\1 Summe

i

^gemessen

0,0022

0,0099

0,0443

0,1164

0,1195

«CO

t

Sand

Portiandzenent

Wasser

Normal beton

7,00

1,00

0,75

Suirae

an No mal beton

1,840

0,263

0,197

2,300

gecessen

E -n

0,0216

0,0258

0,129

Susine

2,34 MeV

0,0397

0,0068

0,0254

0,0719

0,0701

E .n

0,0172

0,021

0,1022

Suiii3ie

gemessen

4r5 ffleV

0,0316

0,0055

0,0201

0.0572

0,0553

E n '

0,0149

0,0179

0,085

Suimsc

gemessen

• 14,2 MeV

0,0274

0,0047

0,0157

O.O4B9

0,0509

Tabella 3: SchBaechungskoefftzientEn von Kor-a ibeton. Verg le ich der Ergebnisse der Direktaessungen mi t denen der Rechnung nach der Suicmenformel

Zuschlagstoff Gewichtanteil Dichteanteilg/cm

cm g

0,26 HeV E - 0,78 MeVn.

cm'

E - 0,95 MeVn _

LlMonit

Portiandzenent

Wasser

Umonitboton

4,50

1,00

0,78

Summe

1

0

0

2

,603

,358

,279

.240

0,o568

0,0426

0,261

0,091

0,0152

0,0728

0,0495

0,0387

0,254

0,0793

0,0138

0,0709

0,0483

0,0377

0,225

0,775

0,135

0,0628

Summe 0,1790 Summe 0,1640 Summe 0,1538

Limonit

Portlandzement

Wasser

Lfaonftbeton

4,50

1,00

0,78

Summe

Am Limoni tbeton

1,603

0,358

0,279

2,240

gemessen

E -: n

0,0309

0,0258

0,129

Summe

2.34 MeV

0,0495

0,0092

0,0360

0,0947

0,0893

E • 4n

0,02305

0,021

0,1022

Summe

gemessen

,5 MeV

0,037

0,0075

0,0286

0,0731

0,0758

E •n

0,0198

0,0179

0,085

Summe

14,2 MeV

0,0318

• 0,0064

0,0237

0,0619

Tabe l le 4 : SchwaechungskoeffJzienten von L imoni tbeton. Verg le ich der Ergebnisse der Direktmessungen mi t denen der Rechnung nach der Sumraenformel.

i ,„j* ^«•^^«f>jii^^^Vi;Ä'.^^w^:iÄi^äi^iiyÄ

Limoni tbeton( j> - 2.24 g/cni )

0,080 **J

0,073 **'

0,040

0,034

0,033

0,028

Die Schwaechungskoefffzienten fuer E « 14,2 MeV wurden aus der Kurve (Abb.14) durch Extrapolation ermit te l tno

Aus der Mischungsformel berechnets Schwacchungskoeff1zienten

EnergieL«!eV] •

0,14

0,26

0,78

0,96

2,34

2,55

*.5

5.*

U.2

Sand

_

0,0381

0,0346

0,0338

0,0216

-

0,0172

0,0165

0,0149 * '

ZuschlagstoffeLimonit Zement

0,0568

0,0495

0,0483

0,0309

-

0,02305

0,0229

0,0198*'

0,0426

0,0387

0,0377

0,0258

-

0,021

0,0194

0,0179*'

Wasser

.

0,251

0,254

0,225

0,129

-

0,1022

0,0985

0,085.* '

Normalbeton( j> . 2.3 g/cm3)

0,056

0,055

0,053

0,052

0,033

0,033

0,024

0,023

0,022

7 1

Tabelle 5: Massendoslsleistungsschyacchungskoeffizienten [\i l<? ) . [cm . g" ] von Seton und Betonzuschlagstoffen fuer verschiedene

" ~ ~ ~ ~ ~ ~ Neutronenenergien!

-193 -

Literatur

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[ 2 ] AKDERSSOH, I.O. und BRAU?.', I . : Aktiebolaget Atonenergi, Report AE-13Z (1964)

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[ 8 ] COPPOLA, B. und KF.MTTER, H.H.: Kerntechnik, (1957), 10, 479

j

i

. A

Stahlbehälter

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i n

+3

1

1

i

•Lj z.

32,3*

;1 OL UnUuOati

α-n 'Neutronenquelle Dr. Sα.

Ahb. 1

1 9 9 -

•ki

. 2.

Radium - Beryllium

— Nickel (massiv)

bmfondiungumlgg!«JOIich

Abt. Sitnhlensihutzα-n Neutronenquelle Dr. Sα.

März 19690239

1 Lit

-15*

6*

2> Monel-Behälter3SCf in Goldfolie

Cf - 252

Abb. 2IJ1I\

1

•jI

:l,1

\

1

?1

Abb. 3

iiiiti SpaltneutronenquelleDr. Sα.

März 19690237

- 200 -

Beryllium - Zylinder—

AI-Platte—

Harwell - Kapsel-—

Quarzampulle —

CNa-24Aktiver Teil j bzw. ^

CGa-72

80

/// / /

V1___\ r Abb. 4

KfrnfondiungsanlagaJülich

Abi. Siratiliiudiufz

Y- n - NeutronenquelleDr. Sα.

März 19690243

fNa-24Aktiver Teil -j bzw.

<-Ga-72

AI-Behälter

KtmfsndiungsanlagiJüficfi

kit 5!roHi9?diuti

Münchener - Kapsel

γ - n NeutronenquelleDΓ. Sα.

März 19690241

Abb. 5"

H

- 2 0 1

SCHNITT

10.00

Alle MaDe in m !

Abb. Ö

(etnforsdiungsanlageJOI ich

Abt. SlmhlensthutiBESTRAHLUNGSSTAND DER KFA JÜUCH

Dr. Sα.

März 1969_0236

Abb. =7

I . oberer Ausleger

Nsulronenquelle

Menbehalter

Rem-Counter

• unlerer Ausleger

Oberkante FuRboden

liralonrfiuni)uinlogiJSIith

Akt. StroMntdiuH

Veraucliiaufb.iu zur Boat immune von Un'Pam Uo«trahlunKama»t

Dr. Sα.März 1963

0248

/jbb. 7

- 202 -

Atokx

Neutronen quelle

Versuchs platten

Rem-Counier

Abb. 8

Jmpulskcbel z Meßplotz

Alle Maß» in cm <

Oberkante Dach

jKimforsdiiragsonlng« Jv„rSuchsciulbDU out dem Doch des Besuohlungsstandesj ^ „ ^ ^ ^

Abi. StrohlensthuttJülicb Irjer Zemrolabteilung Strahlenschutz j Q238

100*100

^Impulskobel z. Meßplotz

Rem-Counter bzw Rückstöße

3Versuchsplatten

60*60X570*7015

Belonbehaller

Abb. 9

Mille Target

Alle Mafte m

Oberkante Fußboden

iillcfe| t | Versuchsaufbau Über dem Target de«

I Neutronengcnerators Im Ins t i tut. I für Keaktnrontwicklung

DrSa.März 1969

0249

. i

1-311

. 203 -

-S

oooo

inCO

: f

60° , ,

•

- AQ

• Arn -Be -Neutronenquelle

-Normalbetonplatten (p = 2,Jg/cm3)

. _ __ --^-Rem-Counter mit Impulsausgang

tbt.

sJOIIck

Versuchsaufbau zu:Einfluß des Abstandes

Dt Sα.März 1969

oin

i n

Jl

60» _.

Abb. AA

.Absorber: Wasser

_ AI-Behälter Abb. 11

JillilVereuchsaufbau zu:

Einfluß dor FlächotigrBDeDr. Sα.

März 19690245

- 204 .

Schwachungefaktorun In Abhängigkeitvon tier Schichtdick« (Normalb>ton)

Kcraforsdiimg'onlogcJOIich

Atl. Slrahlensdiutz

EinfluO des Ahetandes zwischen n-Quelleund DetoKtor auf den Vorlauf der Schvä-

chuRgakurven

DrSaMärz 1969

0246

10'ttn _

Sdwächuogsfaktorenin der Abhängigkeitvon der Schichldicke(Wasser)

10'

Ahh: AS-

Behäüerdurchmesser _x—x20cm _• »30cm• — * AO.eO.eOcm _ .

1

Schicbtdickefon)

20 30 «0

Jillik EinUuO der Fldchengrbße der Versuchskörper beiAbschirmungsmessungen mit Neutronen

Dt SαMärz 1969

02«

: I

Abb. 12

Abb. 1 3

. 205 -

Abb.

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8

6

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[ 4 -En(MeV)

Wasser

jLimonitZement

; Sand

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Kemfondiunguinlagi)Jü l lch

Abt. StroMunthtriz

G 8 10 G 8 10

Massendosisleistungsschwächungskoeffizientenvon Betonzuschlagstoffen

Dr5a.März 1969

0253

Abb.

10'

Abb. AS

•* Wasser

LimonitbetonNormalbeton

En(MeV)

6 B G 8 10'

ICtinfiimhimgwnltijtJCIUh

All. SlroMiiKdiiitz

Dosisleistungsschwächungskoeffizienten von Wasserund Beton in Abhängigkeit von der Neutronenensrgie

Dr. Sα.März 1969

0251

Abb. 15

U

- 206 -

A THERHQIUBISESCENT GLASS DOSIMETER

E. BEKES, I . FEHER, S. DEKE and Z. SUHAZentralforschungsinstitut fuer Physik,

Budapest

Summary

The hose production of therisoluminescent glass dosimeters and their main (bsimetrical pro-perties are described. The composition of the glass dosimeters produced by us agrees approxi-mately with that found in l i te ra ture [ 3 ] . The optimum concentration of the fön activator »asfound to be 0,06 - 0,08 t. The dosimeter and the evaluating arrangement produced are linearin the range of 30 nR - 3000 R. The energy dependence of the glass may be s ign i f icant ly da-creased by a 0,5 no Cd - f i l t e r . Glass dosimeters are used mainly for emergency and local(e.g. f inger - ) dosimetry.

Introductjon

Dosimeters based on the pr inc ip le of thsroioluminescence luve found recently an ever wider app-l i ca t ion because nearly a l l personal dosinetry problems connected with external beta and gon-na irradiat ions Bay be solved by their application combined with radiophotolucuneäcent dosi-meters [1,2J. Both types are characterized by compactness, high sens i t i v i t y , a wide linearrange and conplete each other well considering that while reading out the thsrnoluminescentdosineter involves the deletion of the information and so i t is suitable mainly for the de-termination of cumulative doses. I t the poss ib i l i t y of the combined application of the abovetwo dosimeters is compared with the combined use of a condenser chamber and a filmdosicietor,as i t Is widespread presently, i t can be stated that the thenaoluwescent dosiinetsr - apartfroa the relat ive d i f f i cu l t y in reading out - nay be essentially more favourably u t i l i zedthan the condenser chamber, as i t is always ready for rsoasureaent (no need of charging upbefore use), i ts dose range is by 2-3 orders of magnitude more extensive, i t is inexpensiveand mechanically insensitive.

For s ia i la r reasons the pbotoluswnescent dosimeter is more advantageous than the fi lmdosi-meter. The advantages of the photoluninescent dosimeter against the f i lm are in the f i r s tplace i t s easy evaluation nethod, the possib i l i ty of i t s use after evaluation (decreasingthereby essentially the cumulative error) and i t s low sensi t iv i ty for external effect.

From among bath ne» types we have dealt with the home production of the thermoluminescentdosimeters, fiunerous problems could be solved with the äelp of theihernoluminescent glass(emergency dosiaetry, loca l , f i r s t of a l l finger dosinetry) which could be less effectivelysolved by the earlier devices.

Out of the crystals used for routine dosimetry purposes according to l i te ra ture (LiF, CaF ,etc.) and the thernoluninescent glass ae hive prepared the lat ter one. 5?e have chosenthercioluminascent glass because i t s activator is manganese of a »ell know» nacraquantityand i t s mechanical and chemical resistance (ussd in the torn of glass p i l l s ) is niore favou-rable and cheaper than therrtoluniinescent aaterials in the form of monocrystals or powdercrystals.

The preparation of thernoluainescent glass

The composition, method of preparation and nain dosiaetry characteristics of ihe thermo-luainescent glass were f i r s t described by Soviet \k\, then by Czechoslovak [ 5 j authors.

- 2 0 7 -

According to thei r data manganese is best used for activating the aluminiumphosphate basematerial. On the basis of the data found in l i terature the folloviing molecular glass formu-lae were used i n i t i a l l y :

!i|g0.B203 - .3P2O5 • Mn activator

3.3P2O. • Mn activator

Yet the f i r s t ir.elting experiments proved that no stable and clear glass could be nelted onthe basis of the above molecular glass formulae.- Therefore we used nainly zinc oxide fora bivalent oxide instead of HgO, as the mechanical strenghi, the chemical resistance andthe raelting s t a b i l i t y of the aluniniiwphosohate glasses are greatly increased by zinc oxide.The melting temperature was 1300üC, then the glass «as stress relieved at GZG°C. The glasscakes »ere ground and their plane surfaces_aolished.

About 40 glass compositions v;ere tested during the experiments. On the basis of sens i t iv i -ty , glow curve and technological r e l i a b i l i t y on production the following compositionproved the best:

702; SiO2 2%; 9,52; ZnO 9,5?; SrO 4,52; Bg3 1& 1,52; ZnS 2%.

Several samples of th is composition were prepared si th different "n contents. As seen byF ig .1 , the highest sensi t iv i ty was provided by a Mn activator cf 0,0'j - 0,03 %. «In. Thedosimeters are perfect ly translucent, water-clear, with a dimension of 12 mra diam x 1,5 I M ,weighing about 0,5 g. After hsat treatment they were free of stresses and neither duringstorage nor on glow tests showed any breakage.

Investigation of tho dosiroetnc properties

e glass dosimeters - apart from the energy response measurements - were irradiated by aCo source with the use of the i r radiat ing f a c i l i t y described in [ G ] , permitting an

irradiat ion wiih an accuracy of • 1 sec in a f ie ld of 250 R/h maximun intensity.

The energy response was measured by an X ray apparatus (type Stabi l ivo l t 200).

Thn glasses sere evaluated s'ith the help of the arrangement sliosn in Fig.2, which alloweda heating rate up to 3°C/s or a constant temperature heaiing. The former nod« was used formeasuring the glow curve and the lat ter for neasuring the total l i gh t output. The headassembly is water cooled in order to avoid background variations by the heating.

The glow curve, characterist ic for the glass, in Fig.3 shows a rather side naxiiaum with the

peak at 250° C.

Gamma doses between 30 mR - 3000 R are measured l inear i ly by ths glass dosineter; in thecase of higher doses ths transit ion of die curve into saturation is observed (Fig.h).

Tha sensi t iv i ty reproducibi l i ty of glasses from tne scae melting and normalized by weightis • k %. Deviations among dif ferent series reached even 1i) - 15 %.

Light is enitted by the glasses under the effect of heating even without irradiation. This

quantity of l ight is called predose.

In our case i t corresponds to an i r rad ia t ion of about 20 nR anj i i s rsproducibi l i iy (withina probabil i ty of 90 %) did not exceed the value corresponding to an irradiat ion of • 5 ir.R.

•v,4

208

The energy response of the glasses ms determined both by calculation and experimentally.

Fig.5 shows the calculated and Measured energy responses »ithout a f i l t e r and with a 0,5

inn Cd-f i l ter .

The quantity of l ight stored in the glasses is decreasing si th the t ine even at room tem-

perature with a rate sheen in Fig. 0,

The resttKs of our fading oxperinents are in no agreement with the data found in l i t e ra -

ture concerning themoijninesceni glasses, »e assize that this is due to the low tespera-

ture s tar t of the glo* curve. The fading is disturbing only in the case when ihe i r rad i -

ation occurred at an unknown t ine. Future experiuents are foreseen for n in in iz ing this

fading error.

Application

The abeve dosiueter is being u t i l i zed by the Central Research Inst i tute for Physics as anemergency dosimeter for the F.ensure-ent of gan.-? doses as descrihou in [_7j. The C'J-filterfor decreasing the energy respsnse of the dosirstor is provided by tnc badge of the emer-gency dosimeter.

These dosimeters are suitable by their cosp-jctness for cc.nbined Lsta-gaoma dosimetry as

se l l (glasses without f i l t e r shovi a thrice 'lower sens i t iv i ty fcr perpendicularly incidentSr --^Y beta irradiat ion than for hard gaaira i r r a j i a i i on ) . Finger doses are swasured

by ti'O glasses placed alongside each other, one of which is only in a th in polyethylene-badge, v.hi 1 e the other one is covered by a 0,5 an thick Cd plate. If also soft gamnair radiat ion is expected during i r rad ia t ion, the above two dosineters must be completed bya th i rd one placed in a 2-3 as thick plexi-badge.

Rsforences

[1] F.H.Atiix, KRL 5777 (1952)

[z] J.F.Fowler, Phys.i'ed.Biol. 8 (1953) 1

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\h\ M./V -MAPlcüC , »Ü-H.

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[ 7 ] E.DekSs, S.Dane, KFKI Koezl. 12 (1964) W

- 2 0 9 .

I

0,1 02 0,3 0Atlr> 0% concentration (wei

Abb. 2:

Scheme of the glass evaluating

arrangements

Abb._1_:

Sensitivity of the glass found to beoptinus as Kn concentration

9

<

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S

5

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I

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7

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Abb. 3 :

Glow curve

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PhchimJti-plier EW

High vu«pge

[

Valercoothg

Tntmocoufi

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Heater

tnpavtmrwgu-

Ovrgt-pulieconverter

*

Momcticline printer

sealer

Sealer

\

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iOO

2 1 0 -

Abb. 4:

Response of the glass as a function of

gating dose

Abb. 5:

Calculated and measured energy

response of the glass

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Fading curve at rooi Itemperature '

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x> u> so so

211

ESTIMATE OF A MEASURING KIT:-::3 CF LOv, EKERGX X.RAY DOSES

BIIH EXERGY.DEPEJSE'iT Fl LS DOSirTER

Ivan BGJTOR and Karoly DOSAYF.Jalict-Curie !:ational Research Insti tute for Radiobiology jnd

Radiohygiene, Budapest

Introduction

The dosisetry of the loa energy X-ray range, regarding the r.easuring nethod and accuracyis a less cult ivated area.

The correlation betaeen the absorbed dose in the c r i t i ca l organs and the energy of i r ra -diation is kr.om frc-s tne publications of JONES, ATT IX and other authors [ i , 2 , 3 ] . Relyingupon th i s , i f «e «snt to assess a'more distinguished wüy ihe i'use and the radiation ener-gy fror, the point of vie» of the Biological effect expected, i t is desired to have neti'.ousin the wide energy range of spproachingly adequate accuracy.

Although ina saxisal permissible dose levels for the c r i t i ca l organs are not ordered toenergy, in view of radiation effect the doses due to 0,01 - 3 SeV energy range are not ofths saiie signif icance. I t is beyond question that middle and high energy doses are ofgreater ir ' .ortance, but at the sass t ine i t is aciviseab'e to give certain evidence forthe low energy range toa. Fcr exacple, the question orisss, »hen en the basis of thshaeaatologic examination of the periphery the effect of the st.all doses are estimatedi.4-,5.6j on ih ich energy threshold the observed lesion is to be ordered. In the case ofdaisages due to occupaticnal radiation exposure what the hard ganisa radiat ion, the aiddleenergy X-ray and the los- energy X-ray exposures art sustaining? Therefore i t is reasonableto deal with the di rect nessuring problems of X-ray doses of energies belou 30 keV.

Practical ly the aeasnring of soft X-rays doses is reckoned mainly at f i I n dosinetry andglass d&sisetry. Hereinafter we are discussion the neasuring problens of the f i l a Joci-Retry.

Short survey of ths eeasuring aethods of f i lm dosfcetry in the los energy range

The known fac t , that the sensi t iv i ty of the f i l n is depending on the radiation energy is sur-eiounted on two ways at the different nensuring raethods. The f i l n doss.seters based on f i l t e r -analysis are sui table to seasure doses above energy about 30 keV. The energy dependence ofthe sensi t iv i ty is taken into consideration on the absorpiion difference of the energycorrection factors obtained by f i l t e r s of dif ferent atonic weight cftd thickness [7J. Thisevaluation tiethod * i t h tne usual copper f i l t e r s are not suitable for the neasureiaent ofdoses below 30 keV. Adopting cixed energy exposure the rseasuring systen leads to further i n -accuracy. Other nsthods cased on the energy conper.sation. Such is the A.E.R.E. f i l a dosene-ter as se l l as the f i l n doseneter developed by RÖTHE, which enables us to reduce the doss tosore cociponents, gives a sua of thsa and this renders the neasuring even in the range of 12keV - 2 KeV, « i t h i n the i i s i t s of error of -40 to « 53 I in an interval of 12 - 93 ksV[8,9j.The independent-energy iseasuring cethod carried out by cul i i -s leaent f i l t e r s is not suitablefor eeasurenents below ^0 '<eVj the syst es published by STJWI and SHLAER gives a result froa«J keV to 1,2 SeV within the accuracy of 30 % [1O], Adapting th is neihod id the to« energyregion seets » i th d i f f i c u l t i e s . F i rs t of a l l , a f i l t e r consisting o4 elenents of high ato-Eiic numbers, nsans a higher absorption for lo* energies.Secondly, the coapensation of f i l nsensi t iv i ty in ths rar.gs of 12 - 9Ü keV is sore conplicated ihan in the ints"val of 40-1-0keV. The EOdification of the f i l a sens i t i v i t y can be coapensated by a f i l t e r consisting ofaverage K-sdge elements, in the range of 22 - 100 keV. Owing to the increasing absorption th is

212 -

uethod is not advantageous in case of low energy. The energy compensation systems aredoubtlessly suitable even for the measurements of raixed X-ray, gsr.-na and beta doses.

The question of the censuring of lo.i energy X-rsy doses in the ID - 30 keV range is tobe siniarized as follows. Measuring in the loa range «ilh energy-ir.dependent f i In dose-meters i t is not possible to ensjre the adequate compensation of energy in ihe whole ener-gy region centfoned. Djssseters Lassd on the pr inc ip le of energy ca-.pensation generallyoeasure lo« energy X-ra/ doSoS ni i i i a greater errnr ÜS above *O i:eV. Tor the low range theenergy-dependent nell.od u t i l i z i ng trie energy correction factors /Dresel's system/ canbe adapted uhen selecting f i l t e r s on? has to take consideration the demands of low absorp-t ion.

Dresol's method was investigated fro- this point of view. The investigations are jus t i f iedby the n/posures vJiicfi can he obtain^J by X-ray screen amplifier and electron nicroscope.As ihcre was no denand for measuring of nixed radiat ion, i i sesTCd io be advisable of deve-loping a f i lm dosewetsr for direct neisuripy of soft X-ray doses. Investigations have notbeen finished. In following cur r ' j s j l i s are reviewed, i'hich have been obtained up to thepresent.

Experimental conditions and results

For ihe ncasurenents C'-J'/O 3D h f i l - s -ere used. For the selection of the adequate f i l t e r s18 Al f i l t e r s of dif ferent thickness were tested. In point of vie* o f Dresel's extrapolation3 f i l t e r s were taken into consideration. According tn io , the f i lm response naasure-aentswere rude with thu open t indos; 0,53 an A l ; 1,0 RIB A.; 1,5 ran (,]. The i r rad ia t ion was per-forr.ed c i th a Siemens Dercopan X-rsy apparatus » i i h in the dose intervals of 20 nR - 6 R.The standard doses were measured v i th Siaiens Dosc-ieter. Houogeneous radiation was used;the effective energy was determined by «ensuring of h-jlf value layer t Table l j . Accordingthe aentioned f i l t e r s , the energy correcting factors f , f^, f , in depending on the apparentdoss-ratio are shown in F ig .1 .

According the control neasurenents tiis films evaluated on the vay ner.tioned above, hss ariExinal l i n i t of error at 30 % in ths interval of 12 - 25 ke'/, Tiie inaccuracy crises mostlyat the graphic extrapolation, 'hmcly, ins selection of f i l t e r s of optimal thickness is veryc r i t i c a l , because the re^hod is rcore sensitive for lhs alternation of the absorption con-dit ions than at higher energies, i.'odifying the f i l t e r s used up tc no» we hope to obtain raoreaccurate results below 12 keV and above 25 keV. Regarding th is , our investigations areprsceeding.

Abstract

The doses of different radiat ion energies are no't of the sanie importance regarding both the .iradiat ian effect and tha nessuring nsthod. The snsrgy-inaepenjent and enaray-dependent !netiiods of the f i l r , ibsinetry are discussed in ihe respect of neasi'.-ing of sof t X-ray doses.- ;Cxperiacnts were rude to employ iht- Cresel's nethod using Al f i l t e r s . Prelrninary results arepublished in the paper, accordingly the X-ray doses of 12-25 keV energy region can be aeasu-rcd with an accuracy of • 3 j %.

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213 -

EXCITINGPOTENTIAL

fkV)

10

292929

29

lib

X-rayCURRENT

fmA)

252525

252525

FILTER(mm)

1,0 Be+ 0,66AL

1,0 Be+0,568At

1,0Be +1,02 AL

1,0 Be+5,58 AL

1,0Be +10,63 4L

1,0 Be + 5,01 AL

UVLf'mmALJ

0,120,280,5020,91,5(3,0)

^ Eefp(keV)

91215

2023

(31)

Table 1: X-ray qualities used at irradiation

20\15

10]86 +

§ *

1,5 2,0

Ftg. 1 ;

APPARENT DOSE-RATIO

Curves of the energy correction factors F»ith the apparent dose ratios

D*open tinda» D* 0,53 Al D*1.0S Al

0* 0,53 AI ' D* 1,06 AI ' D* 1.5 Al

2,5

connected

- 214 -

1EEARKS TO THE CALIBRATION GF KODAK FAST NEUTRO'i KOWITiiRlMinu:s

L.KE3VECZKY and P. B2RNEKISZA-PAU ERTLInstitute of 'iuciear Research of the Hungarian Acadeay of

Sciences, Debrecen

Abstract

KODAK Fast Neutron Monitoring Files of different ages «ere irradiated for calibration withfast neutrons of the reaction /3»J/ and /Q*T/, respectively, The energy distributions ofthe neutrons also sere aeasirsd using l l ford K2 nuclsar plates irradiated sinultaneously.

According to the results: the density of the "tracks" containing less than f ive grains isindependent of the dosis on s vide range; the track-counting was performed with an accu-racy of • 20 % under a real is t ic scanning t ine; aging tendency »as not observed.

The fast neutron personal dosimeiry of those working sith neutron generators is mainly basedon nuclear track counting, and even today i t is performed by the aid of nuclear esulsion.Several comprehensive «arks have fcsen published as to the description of the method (e.g. |B 6G; D 66], The KODAK Personal 'leu iron Jäonitoring Fi Ins of type A are used most widely. :,1I t is this above type of f i l n that has been used in this Institute since 1964. •.'}

A number of papers have been published relating to the calibration of the KODAK fast , \neutron nonitoring f i k s [ A 61; D 51; L &1; B 53; P 63; H.w. 64; K 67; Be 68]. Within thescope of the present art ic le no systematic study of the factors deternining the calibrationof the fiIras is given. Here we only atterapt to dra» the attention to a fes phenomena andconditions that »ere observed during the study of the f i les used for the calibration.

As a rule, in every sereis calibration expositions «.ere sade m'th both neutrons originatingfron ths D»T and D*0 nuclear reactions of known yield. The ft las to be irradiated were pla-ced at 50° as related to ths direction of the deuteron bean and at 0° in other cases. Ineach case the badges sere irradiated on front normal.

The tine-integrated neutron f lux received »ere neasured with a long counter, which sas ca l i -brated by using Po-3e cr 3a-Ee r.-3jtr:n sources. The conditions of irradiation sere chosen insuch a say that the error of riisi.ince neasurenent could be regarded negligible. The films .»ere always irradiated simultaneously at different distances. \

The films t-ere processed in an hour or tso - but always within 24 hours - following exposure,and also, they were sealed in a 4,5 ag ca-^ thick polythene bag before processing, thus thenecessity of considering the fading cf the tracks *as reaoved. Formerly processing the filman a-.idol developer was used, sines 1557 se have used the DX 80 KODAK X-ray f i l a developer,in the f i Ins no diffsrencss in base veil due to processing were noticeable. The f i k s pro-cessed without being irraJIsted are, in both says of processing, v i s i l l y clear and trans-parent. On the bisis of the atave the differences, to be described below, cannot be explained |by causes of processing.

Counting of the trsc!<s vas carried out erfth line scanning with a signif icat ion of 900 to 1CC0-x.If the trade sere aunted in rore than one l ine, the distance of ths detected areas froa oneanother eas 0,5 EB at the

The neutron energy spsctra used to the calibrations »ere aeasured, too, with the nuclear eaul-sicn technique. SiauHaneoysiy -.iit; the füas to be calibrated, c-iulsicns of 2C0 sicron thick-ness of type IHord KZ sere exposed to the neutrons. The 1 " x 3" plates upre placed by twos,

- 215 .

their eaulsior. surfaces facing each oiner, in liQhtproof «rapping and theirware paral le l ; i t h the axis of tne deuteron bea^.

The 3CC5?ted trades far the energy d is t r ibut ion sf neutrons started dnu pnJaj i-itnin ine c.-ul-sion and tire containea »ithin s furnard cone <,itn a sssi-apsrtur? of 1CU relatei to the lon-gitudinal axis o* tr.a plate. The «-.easureoent of irsck-lenjin •. .5 ;,erf-jrned l i t i i 3 ihre*-coordinate d ig i t i zed Lei iz Ortnolux rio-oscope. U,e oicoderr •'-, love J /t>p; LID I I . producedby the f i r s Dr.Heider.hain GFR/ give at "least step ?.f 1 nicran in a l l throe coz-.-rin.ites. Thescanning of the tracks took plact •-•ith a magri f tcation of 51'D x. /s slusp. b> tue detectedD*T fast neutron energy spectrm (Fig.1) although there was ng other scatteriivj subsi.i.-ice thana i r within a 2,1 seire «initial oistance fron tna target and the f i l - is tc be calibrated, thereess a considerable scount of stray neutrons with energies lo<-;r than twsc reSuiiir.j f r c : thenuclear reaction. Under 1,2 ''•;;'•', ware only a sn;ill naxiaur emerges fron the Sä! ;-target, th =spectrua could not &e datectsd because the track density in tne control pl^te, kjs of aboutthe sane value, oinse i t is veil-knosr. thai the rtr.-dfipenaence of the bad:us is net linear aitnthe energy; th is spectrun providis a warning for applying of 3 r.sasured S|iecirua instead o» acalculated one at the cal ibrat ion.

In the case of cal ibrat ion uifh 3'j te also measured the neutron energy spectrun but s i th avies io the shorter tracks the scanning in th is case HAS carried out with a r. 'gnificativn of1000 x. On the bases of the knr.lsJge fron the spectrua (Fig.2) i t should be t ^sn into ac-count that about 1 per cent of the neutrons nay be originated by the possible t r i t iua con-tamination of the accelerator.

For the purpose of investigating the quantity of the stray neutrons also ihe spectrum of therecoi l protons 2t 1Su° direction v;as measured and referring to the investigated area theymeant an approximately 3 per cent increase.

Soae authors [ D 6u] , from the point of vieu of the energy sensi t iv i ty of the wsineters

ciaintain a 0,24 "eV lower l i a i t »hich »Bans that the three-grain "tracks" are also taken in-

to account when determining the dose value. To see whether or not such short traces should be

taken into account several investigations sere carried out, simultaneously counting the

tracks containing 3, 4 and sore than k grains. As shown in Fig. 3 i t was made certain, it-A

the nunber of three grain "tracks", in 3 dose range investigated - i i h i n wide Un i ts , is in -

dependent of the dose values «hich reach the badges. The nunber of the configurations con-

sist ing of h grains is likewise considerably less tut independent of the dose value. 8Gth

are l i ke ly to be caused by a fcg of high intensity gacaa radiation ahicn exists at the ac-

celerator. The poss ib i l i t y of a che.r.ical fog mist be excluded because in the control t i l n the

nunber of the configurations consisting _f either 3 or 3 grains was negligible. On the basis

of these countings for the determination of the dose value we regard as reliable only the dota

of tracks consisting of 7 or nore grains, and consequently, the data published beloB « i l l a l -

says refer to a neutron energy range higher than 0,5 KeV.

Several papers deal s i th the accuracy of the deternination of the dose value. The angular de-pendence of the badges and also the fading must be taken into account. As the error of thecounting of tracks soie authors published 5-10 % which seens to be very low. In a s in i la r ?

neasureaent of us (Fig.4), the average standard deviation «as 20 % and the track nuabsrs/nsiwould be sore than 50 % probabil i ty in th is l i s i t , supposing a binonial distr ibut ion.

I t vas investigated whether in the case of f i b s of different ages, there is a discrepancy intrack density ?nd dose value. For this purpose dosineters of d i f ferent badges *er5 simultane-ously irradiated and evaluated. The difference in track density nay be caused by the variat ionin the thickness of the esuision or in the quantity of the irapping t ia ter ia l / rad iabrs / [L o1 j .The track density values (Fig.5) belonging to films of different &g?s, which wsra irradiated

an identical D»T neutron yisld but tne dependences upon age was not signif icant.

216 -

I t is nore evident in i n - rspresentation used in the Fig,6. According to th i s , there is notendency in track density ^»usured on badges of d i f ferent ages. S i n i h r observations sirsoade or: f i Irs exposei to 3*3 neutron; too, (Fig. 7). Though Loth of the observers countedloser values in the in ?.o'itr.3 old f i lm, than in the 2 months old one, hut taken into ac-count the error of the cal ibrat ion l ines, the difference is not s igni f icant .

Conclusions

According to the results:

1 . For the calibration is necessary to Wiow the actual energy d is t r ibut ion of the neutrons,2. Traces CJnt-jinirg les?; Hin 5 grains are to bs negUcled.3. The counting of trac-s can be aade in an area 1.5 rss'' with an accuracy • 20 %.k, A calibration line iur 3 Latch BUS valid after 18 nonths, too.

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250-

2OO\

150 \

fOO-i

soA

250-

200-

150

100-

I

50-

is En(MeV)"ST

F5g.

The energy distribution of D • T neutrons at thecalibration neasured by the nuclear emulsion

aethod

AN

600

400

200-

0- n1

x/O

—r

2

n

xfO

Sg. 2: The energy soectpun of 0 • T neutrons at the calibration

ZI 9

103\

tj

0

Ä7 1

Flg. 3:

The density of the three-grain / A /and four-grain / O / "tracks". The UneIs as the same as in Fig. 4.

- 220 -

150-

100-

\

50-

200 600 BOO— , , i

1000 m rem

The response of Kodak Persc-nj]Neutron Koni tor i tig Films Typ. Jfor neutrons with the energydistr ibut ion Fig. 1 .The scanned area for each ofthe data was 1,5 IMZ, Thsstraight l ine vas calculatedaccording to the «sighted Us$t|square eethod.

10-

\«o 10'-.

C3

to-.

Fig. 5;

The response for D + T neutronsobtained with film of different!batches

X data from Fig. h

Q g l d a i a three furtherA & l calibrations.

Fron thfc simultaneous experi.-.snilthe fu l l nark belonys to the riaifof an older film.The straight line is as in thtFig. 4

10 m rem

•••'I, 1

i

i ?

it

150-

too-

221

i50-

to

ax O

AA

+o o

DDX

X

—i ' 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 ( 1—

10 15 20Age [month]

Fig. 6:

The track desities in function of f i lm ages at

^ 16o i r«O *•• 216 v rea• 24o • renO , 4oo • rea^ 5oo • re»•+* 6oo • reaV 117o • ret

"i—i—i—25

4

100 A

0

50A

00 200 400 600

Abb, 7:

600 1000 m rem

The response ef the fI Ins for D * T neutrons measured by two observers. The energy distribution see in Fig. 2,Fro» the skultantous experiment the full narks belong to the data of the older f i b .

en 3 c= to ?T

srs 3 a 3

223 .

INNERE STäAKLMBEUSTtfü - STRAHIE'.'SCHÜTZPROBLEXE

L5szl5 BOZ3KY und IstvSn FEKERStaatliches Ins t i tu t fuer ünVologie, Budapest

Der gesundheitsschaedliche Einf l iß 6er inneren Strahlenbelastung i s t schon vor Jahrhundertenbeobachtet sorden, ehe die radioaktiven Stoffe cdsr die ionisierenden Strahlungen entdecktHorden uaren. Unter den in den Erzgruben van Schnaeberg und Joa chins thai Kobalt-, Arsen- undBlei-foerdernden Bergleuten hatte nan schon ie Jahre 15Q0 auffallend viele Lungenerkrankungenbeobachtet. Die spaeteren Untersuchungen haben festgestel l t , ä,ü. es sich eigentlich um Lungen-krebs handelte, und der in Vergleich mit der Häuf igkei t der Erkrankungen unter den anderenBeschaeftigungen nachgehenden Bevoelkerung 30-fache Auf t r i t t bei den Bergleuten dem hohenUraniumgehalt der sich in den Gruben befindenden Gesteine, bzw. der Einatmung dir Tochterele-mente des Uraniums, in der ersten Seihe der ^ R a , " 2 | j n UR^ i>3p0 2UZU3Chreiben i s t /Arn-s te in / .

In den ersten Jahrzehnten nach der Entdeckung der Erscheinung der Radioaktivitaet/Bequerel,1896/ i s t die Gewinnung der >n äer f.'atur vorkor, in enden radioaktiven Stoffe und die fuer me-dizinische und die industr iel len Anwendungen geeignete Aufarbeitung derselben in konzen-t r i e r te r Form in den Vordergrund gerueckt. Neben den Uran-Pecherzgruben in der Tschechos-lowakei und Sachsen begann man auch a\i der Gesinnung der in den Vereinigten Staaten ingroc-en Mengen gefundenen, absr einen niedrigeren spezifischen l'rangehalt aufweisenden Ge-steine. Gegen den 1920-er Jahren sin.d 4/5 der ffeliproduktion an ^Ra durch diese Bergserkege l ie fe r t worden.

Die Keltproduktion an Ra stieg sprunghaft in 1922: die Firca Union Mini sre du Haut Catan-ga transport ierte die Gesteine der i n Belgisch Kongo entdeckten reichen Uranerzablagerungennach Belgien, wo ihr in Oolen err ichteter gigantischer Acfarbeitun^sbetrfeb aonatlich 13C0 -1400 geschlossene Praeparate mit je 0.01 - 1 0 0 nQ i l-°R2-[le^2nten herstel l te. Die Senge der«aehrend der 1930-er Jahre produzierten -^°3a erreichte Z kg. Aa Anfang der 1950-er Jahresind neue reiche ^QSa-hal t ige Gesteine in Kanada, in der Gegend des GroSen-Bacren-Teichesentdeckt worden, und die Menge der gewonnenen Sa stieg in dieser r.'eiso fuer ei nige Zeitnoch »eiter an.

Parallel mit äer Gesinnung der na tür l i chen radisaktiven Elemente stieg die Verwendung desRadiuas und in einesi kleineren Sal3c ies Thoriuos auch an. 3ie « s i nichtigsten Anwendungs-gebiete earen die taedizinische Verwendung fusr strahlentherapeutische und diagnast'seheZwecke und die indus t r ie l le Versendung fuer di e Kersteliunj Jeuchtender Uhrzifferblaetter.In der aerztl ichen Praxis verwendete aan z-.ar geschlossene l l ^ { i uncl -"Rn-3uellen fuer dieBestrahlungen, aber zwischen den Jahren 1915 unJ 1930 is t das Raciiua von einigen a]s Hei 1-n i t t e l betrachtet und durch Injektion oder in Trinkfora in Xengsn von 50 - 500 ng una i t te l -bar in den Organisnus der Kranken verabreicht vorder. Die Zahl der so behandelten Patientenkann insgesamt auf einige hundert geschaetzt server;. Eine vei t grossere Bedeutung miß denFaellen der unbeabsichtigten Inkorporation van Sädiüs aaeiirend der Arbeit begenesien iertien.

Kleinere Mengen van radioaktiven Stoffen gelangten naeslkh, taecjlich in die Koerper der inder Herstellung von StraKquellen arbeitenden Ci\a\kzr und Tecfc.iiVrr und der die Uhrzif fer-blaetter neistens rait radiushaUigen Farben faerbenden Frauen. Jurch das tragische oassen-hafie Absterben solcher Personen, in der ersien Reihe aer jungen Zifferbldtt-fderbenden ^

I Frauen in New-Yersey asi Anfang fer T.:20-er Jährt infolge von h-upisjscMich K im backen-Xek-

I rose, Sepsis, aplastische Anaeaie u-na boesartiger.''nocnengescr.nislsten, - ueber b0 solchei Faelle sind in der Literatur besenrieben - is t die [Nennung der Gefahr der unmittelbar i n -

korporierten radioaktiven Stoffe fusr den Eenschsn affensichtl icr, gesorden.

223 - «-

<X I .

INNERE STRAHLENBELASTUNG - STSAHLE'.'SCHUTZPROBLEME

LaszlS BOZOKY und Istvan FEHERStaatliches Ins t i tu t fuer jnkologie, Budapest

Der gesu'.idheftsschaedltche Einfluß der inneren Strahlerbelastung i s t schon vor Jahrhundertenbeobachtet sorden, ehe d ie radioaktiven Stoffe oder die ionisierenden Strahlungen entdeckt»orden waren. Unter den in den Erzgruben von Schneeberg und Joachinstha! Kobalt- , Arsen- undSlei-foerdernden Bergleuten hatte tsan schon in Jahre 15G0 auffal lend v i e l e Lungenerkrankungenbeobachtet. Die spaeteren Untersuchungen haben f es tges te l l t , da? es sich e igent l ich um Lungen-krebs handelte, und der ;a Vergleich mit der Haeufigkeit der Erkrankungen unter den anderenBeschaeftigungen nachgehenden Bevoelkerung 30-fache Aufxr i t t bei den Bergleuten den hohenUraniumgehait der sich in den Gruben befindenden Gesteine, bz«. der Einatmung der Tochterele-nente des Uraniums, in der ersten Reihe der Z26Ra, .Rn und '1 8Po zuzuschreiben i s t /Arn-s t e i n / .

In den erst?» Jahrzehnten nach der Entdeckung der Erscheinung der Radioakt iv i taet/Bequerel, '_1896/ i s t die Gewinnung der in der Natur verkennenden radioaktiven Stof fe und die fuer me-d iz in ische und die indus t r ie l len Anwendungen geeignete Aufarbeitung dsrselben in konzen-t r i e r t e r Form in den Vordergrund gerueckt. Neben den l'ran-Pecherzgruben in der Tschechos- ;lowakei und Sachsen begann rcan auch n i t der Gewinnung der in den Vereinigten Staaten in jgroßen Mengen gefundenen, 3ber einen niedrigeren spezifischen Urangehalt aufweisenden Ge- !s te ine . Gegen den 1920-er Jahren sind 4/5 der Beltprodu^tion an 226Ra d u r c h diese Bergwerkeg e l i e f e r t worden. •;

Die Seitproduktion an Ra st ieg sprunghaft in 1922: die Firoa Union Mint are du Haut Catan- ;ga t ranspor t ier te die Gesteine der in Belgisch Kongo entdeckten reichen Uranerzablagerungennach Belgien, so ihr in Oolen err ichteter gigantischer Aufarbeitungsbetrfeb monatlich 1300 -1400 geschlossene Praeparate n i t je 0,01 - 100 rag t iORa-Eleienten h e r s t e l l t e . Die Kenge derwaehrend der 1930-er Jahre proouzierten -^°Sa erreichte 2 kg. An Anfang der 1950-er Jahresind neue reiche * ' °Ra-hal t iga Gesteine in Kanada, in der Gegend des Großen-Baeren-Teichesentdeckt worden, und die Kenge der genonnenen^Ra st ieg in dieser »'eise fuer einige Zei tnoch weiter an.

Para l l e l mit der Gesinnung der naiderlichen radioaktiven Elenente st ieg d ie Verwendung desRadiuas und in einem kleineren Maße des Thoriuias auch an. Jie zwei s i ch t igs ten Ansendungs- ;gebiete waren die medizinische Verwendung fuer strahlentherapeutische und diagnostische :

Zwecke und die i ndus t r i e l l e Verwendung fuer die Herstellung leuchtender Uhrz i f fe rb laeüer .In der aerzt l ichen Praxis verwendete man zwar geschlossene - i 0Sa und ' "Rn-Que l len fuer dieBestrahlungen, aber zwischen den Jahren 1515 und 1930 i s t das Radium von einigen als He i l -o i t t e l betrachtet und durch Injekt ion oder in TrinVfors in Sengen von 50 - 500 ug unmit te l -bar i n den Organismus der Kranken verabreicht worden. Die Zahl der so behandelten Patientenkann insgesamt auf einige hundert geschaetzt »erden. Eine weit groeSere Bedeutung mu3 denFaellen der unbeabsichtigten Inkorporation von Radiun waehrend der Arbei t begemessen »erden.

Kleinere Mengen \on radioakt iven Stoffen gelangten naenlich taeglich in die Koerper der inder Herstellung von Strah!;uellen arbeitenden Cheaikär und Techniker und der die Uhrzi f fer-b lae t te r -eistens n i t radiuihal t iger; Farben faerbenden Frauän. Durch das tragische massen-hafte Absterben solcher Personen, in der ersten 3eins der jungen Zi f ferblat t - faerbendenFrauen in f.'et-Yersey as Anfang der1??0-er Jahre infolge von haupisaechlich Kinnbacken-fiek-rose, Sepsis, aplastische Anaeiie und boesartigen Knochergeschwuelsten, . ueber 50 solcheFael le sind in der L i tera tur beschrieben - i s t die Erkennung der Gefahr der unmittelbar i n -korpor ier ten radioaktiven Stoffe fuer der, Senschen of fens icht l ich geworden.

- 224 -

Die im Laufe la j e r Jahre gefuehrten Untersuchungen zusammen mit den in den Koerpern der ab-gestorbenen Personen ruchtraeglich nachgewiesenen RadJuanengen fuehrtcn zum unerwarteten Er-gebnis, daß die im menschlichen Koerper noch zulaessige maximale Uenge an 2z6Ra sehr niedr igi s t . Dieser Bert i s t durch den NCRP im Jahre 1941 als 0,1 yg festgelegt worden; das bedeu-te t fuer den Tag der Ra-Aufnahme bloß 10 - 15 pg, die schnelle Entleerung des Radiums in derAnfangsperiode mit in Betracht gezogen.

Weitere Informationen zur Oeurteilung der Gefaehrlichkeit der inneren Strahlenbelastung zumZweck der Durchfuehrung der diagnostischen Untersuchungen zwischen den Jahren 1928 und 1945wurden durch die Untersuchung zahlreicher rai t -Thorotrast / i n ThO„-Suspens?on/ in jek t ie r tonPersonen g e l i e f e r t .

In oben ausgefuehrten haben wir die frueheren, mit den natuerl ichen radioaktiven Stoffen ver-bundenen medizinischen Anwendungen und die mit schworen Folgen belasteten indust r ie l len Un-fae l l e , die die Reali taet der aus der inneren Strahlenbelastung stammenden Gesundhoitsschae-digung erwiesen, die wissenschaftl iche Begruendung unserer di esbezueglichen Kenntnisse, dieAbmessung der Gefahr in gegebenen Faellen und die Entwicklung der v ie lse i t igen Methoden dernotwendigen Verhuetung ermo eg l i c h t haben , gesichert.

Auf Grund des gesagten muessen wir mit Bedauern fes ts te l l en , daß sehr v iele Menschen zumOpfer f i e l e n , bis d ie Menschheit im Laufe der Verwendung der natuerlichen radioaktiven Stof-f e , deren Ak t i v i t ae t verhaeltnistsaeßig n iedr ig i s t , wahrgenommen hat, daß außer der aeußerenStrahlenbelastung auch die Moeglichkeit e iner, als sehr gefaehrl ich zu betrachtenden innerenStrahlenbelastung besteht, und die wicht igsten di esbezueglichen fiatur-GesetzmaeSigkei ten undquanti tat iven Zusammenhaenge lernte .

Andererseits koennen wir mit Freude reg i s t r i e ren , daß die Bedeutung der inneren Strahlenbe-lastung, wenn auch langsam, aber doch rech tze i t i g erkannt wurde, was die Vermeidung derWiederholung der Tragoedien der vorangegangenen Epoche, mo eg l i eh erweise in weit groeßerenAusmaßen bei der Behandlung der in mill ionenmal grosseren Mengen entstehenden kuenstüchenradioaktiven Stof fe a ls die der bisher gewonnenen natuerlichen radioaktiven Stoffe armoeg-l i c h t hat.

In dieser neuen Epoche muß h ins i ch t l i ch der inneren Strahlenbelastung mit den folgenden neu-en Faktoren gerechnet werden:

1 . Die Herstellung sehr v ie la r t ige r kuenSil i eher [sotope nnt_AktWHaeten, jHe diejenigender natuerl ichen"rädTöäktTve"sTrahienquellen mit vielen Groef?enordnungun uebersteigen unddie sowohl fuer die im Betrieb arbeitenden, wie auch fuer die im Umkreis der Betriebs sichaufhaltenden Personen die Gefahr einer potent ie l len inneren Strahlenbelastung bedeuten.

2. Die weitverbreitete Anwendung_der offenenjsotopejn der_nedi£XX5S-52-2l£SIlSHiih_iISlii fTherapie. Das~bedeutet~d7e~Gefähr einer gewissen potentiellen inneren STrahlenbeldstung -_teTTs"nier die in Krankenhaus arbeitenden Personen und durch die in die Kanalisation go- \langenden radioakt iven Harn und Exkremente fuer den Umkreis, t e i l s durch die Vermittlung jder das Krankenhaus verlassenden, mit Radioisotopen noch belasteten Patienten fuer die Fa- imi l ienai i tg i ieder , etc. •}

3. Durch gewisse indus t r ie l l e und landwir tschaft l iche Anwendungen der Radioisotope koennen 'ü^er^chTedTTche~Ge^nsTä^dTe~nd~StöTTe"*dürcii~Rä3TöTsö'tope kontaminiert «erden. Die Ent-wicklung der Herstellung und Anwendung der Radioisotope in Ungarn wird durch dis Anwachsen ider Anzahl der Lieferungen der umgesetzten radioaktiven Isotope charakter is ier t (Abb. 1 ) . jDie erste 1-2-jaehrige Verdoppelungszeit i s t durch das T w o des Ausbaus der neuen Arbeits- :?plaetze d i k t i e r t , wa ehr end die B-7-jaehrige Verdoppelungsze» t nach dem Jahre 1(162 durch die IEntwicklung der schon dusgebauten, ungefaehr 200 mit Isotopen arbeitenden Arbeltsplaetze ..und das Anwachsen der Isotopenexporte bestimmt worden u j - i

4. Radioaktive Stoffe koennen waehrend des Betriebes

werke in deren Umkreis gelangen.

- 225

5. Sehr ernsthafte Probleme tauchen auch bei der Behandlung bzw. Disposi t ion der in denReaktoren und bei der Verwendung radioaktiver Isotope entstehenden hocha!<^ve_Abf ael l_cn auf.Das Tempo der Entstehung von Abfaellen wird dirch den der Verbreitung der Atomkraftwerke be-stimmt. Abb.2 zeigt das Atoiakraftnerksprograswi der Vereinigten Staaten und die Anhaeufungder in Verbindung damit entstehenden Sr und Spaltprodukten-Aktivitaeten zwischen den Jah-ren 1905 und 20Q0. [ 2 j . In dor ersten Periode koenncn wir mit einer Verdoppelungszeit von3, dann von ü Jahren rechnen. Ein sehnliches Tempo ier Entwicklung - abgesehen von einen2-4-fachen Faktor - i s t auf dorn Gebiet der Entwicklung dsr Atomkraftwerke in der ganzenWelt zu erwarten. Waehrtnd also die in den Atomkraftwerken bis zum Jahre 1955 insgesamt pro-duzier te ^ S r - A b f a l l a k t l v i ü e t auf 100 - 200 KCl geschaetzt werden kann, wird diese Menge biszun Jahre 2000 voraussicht l ich auf 10000 - 20000 KCi erhoeht.

G, Der auf die ganze Erdoberflaeche ausgouubte E in f l i ß der aus den Atpjnwaffanversuchen stam-menden atniosphaerischen Kontamination, Bis zum Atomstil Istandsabkommen i s t H , 2 il'Ci von Srin die Atrcosphaere, bzw. auf dio Erdoberflacche gelangt. Tabelle 1 ze ig t das Ausmaß der Strah-lenbelastung der Bevoelkerting durch die Atoinwaffenversuche zwischen den Jahren 1 954 - 2000,insofern im Sinne des Atorastillstandsabkomnsns keine weiteren atmosphaerischen Sprengungendurchgefuehrt sein werden [ 3 ] ,

Die durch den Atomwaffenversucn verursachte innere Strahlenbelastungeiniger k r i t i scher Organe ,

ik r i t i sches Organ

Gonade

das Knochenmark ver-deckende Knochenge-webe

Knochenmark

Ergebnis des beschaedigen-den Effekts

genetische Aberration

Knochentumor

Leukaemie

vol le Dosis(mrad)

76

257

163

Innere Dosisaeißere Dosis

0,5

,2

ZA

Die Mehrzahl der durch die Atomwaffenversuche ausgeloesten somatischen Beschaedigungen wirddurch die innere Bestrahlung a i rge loest , aber der Beitrag der inneren Bestrahlung bei der ge-netischen Belastung i s t auci nicht vernachl-iessigbar. Henn wir die im Laufe der Taetigkeitder Atomkraftwerke angehäuften radioaktiven Abfael le mit der durch das f a l l - o u t der Atom-»affenversuchc hervorgerufenen Dosisbelastung vergleichen, koennen wir f e s t s t e l l e n , daß dieeventuel le Befreiung und Zerstreuung der Abfaelle nicht nur fuer ihren Umkreis, sondern fuerdie ganze Bevoelkerung eine große Gefahr bedeuten wuerde.

7. Die po ten t ie l le Gefahr der katastrophalen inneren Strahlenbelastung durch nukleare Un-f a e l l ö , bzw. durch einen Aiomkrieg.

8. Letztens kann die den beinahe 100,1-igen Basis der oben geschilderten v ie l se i t i gen undsich k r a f t v o l l entwickelnden nuklearen Programme bildenJe UraninJustrie erwaehnt werden.Kaehrend der.Aufarbeitung und Anreicherung dsr Uranerze saäir,eTt"sTch~Tne betraecht l iche •,Menge von L iia in Schlamme an, die auch eine wesentliche potent ie l le innere Strahlenbe- ~'\lastung bedeutet.

- 226

Die oben aufgozaehlten Quellen, die eins innere Strahlenbelastung verursachen odsr verur-sachen koennen und die aus denselben in verschiedene Richtungen ausgehende Wanderung desradioaktiven Stoffes wird zusammenfassend durch Abb.3 dargestel l t [k],

Mechan2sra«_der_2nneren_Bestrahlungj, Vorbeugungsmoeglichkeiten

Die radioaktiven Isotope koennen auf drei Wegen in den menschlichen Koerper geraten:durch Verschlucken,

Einatmung undAbsorption durch die Haut.

Von einigen Spezialfaellen abgesehen, sind praktisch nur die ersten zwei von Bedeutung undim weiteren werden nur diese behandelt. Das Zustandekommen der inneren Bestrahlung kann indie untenstehenden, nacheinander folgenden Vorgaenge aufgete i l t werden:

1 . Entstehung der radioaktiven Verunreinigung,2. Erste tfechsehvirkung des rad ioak t iven Stoffes mit dem mensch l iehen Organismus, d ie Ex-

p o s i t i o n ,3. Bewegung des i n den menschlichen Organismus hineingelangten radioakt iven Stoffes inner-

halb desselben, der Metabolismus des Radioisotops,4. Die durch den i n den menschlichen Organismus hineingelangten radioakt iven Stoff an den

Organismus abgegebene Dosis >jnd der beschaedigonde Ef fekt derselben.

Der Umriß des Mechanismus der inneren Bestrahlung i s t in Abb,'» da rges te l l t .

Der den Menschen schaedigende Ef fekt der inneren Bestrahlung wi rd durch den aus zahlreichenFaktoren stammenden Effekt derselben bestimmt. Die von irgendeinen ueberwachten Gebiet ent-kommenen rad ioak t i ven Isotope, d .h . d ie i n die Atiaosphaere oder in die f re ien Gewaesser ent-lassenen rad ioak t i ven Abfae l le , d ie durch d ie atmosphaerisehen Atonwaffenversuche in d ieAtmosphaere gelangenden rad ioakt iven Verunreinigungen ueben ihren schaedigenden Einf luß inder ersten Reihe durch die Mahrungsmittel, d.h^ durch deren Verschlucken aus. An Arbe i ts -p laetzen, wo of fene rad ioakt ive Isotope verwendet werden, d ie Atomkraftwerke u i i t i nb r .g r l f fen ,s ta ra t dagegen d ie Strahlenbelastung durch Inkorporation beinahe ausschl ießl ich aus der Ein-atmung her.

Der Vorgang der inneren Bestrahlung i s t also bei der Bevoelkerung und bei den beschanf t i -gungsgemaeß der Bestrahlung ausgesetzten Personen untersch ied l ich .

Diejenigen isotope, die in großen Mengen entstehen, l e i ch t in eine zur Exposit ion geeig-nete Form kommen, dann nach ihrer Inkorporat ion in nenschlichen Organismus g r ö ß t e n t e i l sin den k r i t i s c h e n Organen abgebunder, und aus denen nur langssn ent leer t werden, wobei einegroße Dosis durch s ie abgegeben * i r d und dengenaeß in der Ausloeswig der Beschaodigt'ng Dinegroße Rol le s p i e l e n , «erden bio1oc,Lch bedeutende Isotope genannt. Vom Gesichtspunkt derStrahlenbelastung der Bevoelkerü™Iüs"göseheri7^Tso~üntör den durch Verschlucken Ihren be-schaedigenden Ef fekt ausuebenden lsotof.cn sind j J j r , 1 3 ZCs, 1 3 1 | und 1'(C die wicht igs ten.Unter den durch Einatmung beschaedigenden, also bei der beschaeftigungsmaeßigen Bestrahlungeine entscheidende Rol lo spielenden Isotopen sind " JSr, d ie Isotope dos Radiums, "Pu undfin allgemeinen d ie Transurane! w e n t a , ferner die Isotope der bei der Spaltung entstehendenf luech t igen Elemente, uie z.B. d ie Jodisotope und in einen k le ineren Ausmaß die Isotope derEdelgase d ie bedeutendsten,

1 . Quellen der rad ioakt iven Verunreinigung

In dor E in le i tung haben wir das expcnent ie l le Tespo der Anhaeufung der eine Gefahr der innerenBestrahlung bedeutenden Strahlenquel len geschi lder t . Katuer l ich bedeutet das nur das Wachsender p o t e n t i e l l e n Gefahr und n icht das der ßeschaedigung . Die ßeschaedigung waechst nur durch

4 B^ g ^ t ^ • • V * * • V V " • H H ' • W 1 I V I I ' " —' ' ' W " ^ * e w . ' ^ — • — " ^ j — " « " ' J " ' — — . . . . — - - - _ — T — - - .— -

! •. - 227 -

die e f fek t i v entkoniu-n-Jen radioaktiven AL-faelie an. Bezeichnen s i r diesen entkommenden, alsoins oekologische System gelangenden Antei l der radioaktiven Abfael le durch P.

•• Bei den afcnosphaerisehen Atomwaf fensprengungen gelangt die ganze Menge dar entstehenden Spal t -; ungsprodukte in die B iosphere , in di eswi Fa l l i s t also prakt isch P- 1 . Bei der Vorwendung der

Atomenergie fuer f r i e d l i c h e Zwecke f ae l l t der Wert von P im Fal le der in ihrer Ii'ohrheii gas-; foermigen Isotope ven kurzer Halbweriszsit in d is Größenordnung zwischen 10" 3 und 10 ,i waehrend im Fal le der nichtf luessigen Isotopen von langer Halbwertszeit zwischen 10" b is

1 0 - 1 0 .

:- • Die oine wi rk l iche Gefahr bedeutenden "Quellen" sind die durch rad ioak t i ve Isotope verunre i -nigten l lahrungsmittul, Trinkwasser und Luf t , d ie in den Organismus der einzelnen Personen i n -

i korporic-rt werden. Die entkommene ülengo dw eine po ten t ie l le Gefahr bedeutenden Ak t i v i t ae t': A« i s t o f f ens i ch t l i ch : Ap.P. Diese in die Biosphaere gelangende liienge der radioaktiven Stof-

fe verbre i te t sich in der lebendigen und unlebtmdlgen Äolt auf spez i f i schen, fuer jedes Iso-,.;• top charakter ist ischen Wegen, und wird inzwischen aufgebest oder eventuel l angereichert.

Die unterschiedlichen Aufloosungsvorgaenge koennen durch DF -Fakbren in Betracht gezogenwerden. Die Menge des in die Nahrungsmittelv ins Trinkwasser oder i n d ie Luft gelangendenradioaktiven Stoffes wird im Fal le von n Aufloesungsvorgaengen:

x-nP . A . TT DF .

P xx-1

Endlich haben wir a l s die Menge des in den menschlichen Organismus hineintretenden i - tenradioakt iven Isotops, wenn der die Menge des verzehrten Nahrungsmittels bzw, der verbrauch-ten Luft ausdruec^ende Faktor f i s t :

A1 - f .A 1 . p ' TT DF1' ,exp p X.1 x

die als die Kennzahl der eine Gefahr bedeutenden Quelle betrachtet werden kann. Der Vorgangfuer die bedeutendsten DF1 Faktoren wird in Abb.5 dargeste l l t [ 5 ] , Abb. 6 i s t ein Versuchder Wiedergabe dtr Feinstruktur des Vorganges durch die schematische Darstellung der oeko-logischen Eigenschaften des Isotops ^ S r [ s ] .

Bei an irgendwelcher Strahlengefahr ausgesetzten Arbe i tss te l le beschaeft igten Personen kanndie "Quelle" durch die Konzentration der Radioisotope in der Atnosphaere der Arbe i t ss te l l echarak te r is ie r t werden. In einen stationaeren Zustand, wenn aus der eine po ten t ie l l e Gefahrbedeutenden Ap Menge des i - ten Radioisotops d ie Menge A ' .P ' waehrend der Zei te inhei t i n denArbeitsrauin entkommt, das Volumen des Arbeitsraumes :aitP V bezeichnet w i rd , und die Ge-schwindigkettskonstanti! der Entfernung der Radioisotope aus dem Arbeitsraum K i s t , dann i s t 'd ie Konzentration, wodurch die "Quelle" charak te r i s ie r t wird:

A« . P<_P

k.V

Aus dem oben a u s g e f u e h r t e n i s t zu ersehen, daß d i e Groove der Gefahr be i e i n e r innerenS t r a h l e n b e l a s t u n g sowohl durch Verschlucken a l s such durch e ine E i n j t c e n s e x p o s i t i o n durchP und DF bzw. durch k .V b e e i n f l u ß t werden kann . S t e i g t der Wert A d u r c h d i e V e r b r e i t u n g de rAnwendung der Atomenerg ie e x p o n e n t i a l w e i t e r a n , muß P i n der e r l t e n Reihe zur Vorbeugungder Inneren Bes t rah lung v e r ä n d e r t werden, da d i e h'erte DF , d . h . der E f f e k t der o e k o l o g i -schen Faktoren n i c h t ;<„ b e e i n f l u s s e n s i n d . I n gewissen Fae f len i s t z w d i e Be f re iung e i n i -g e r b h r u n y s t a i t t e l , z . B . der M i l c h von den I s o t o p e n 1 3 1 ) u r ü % b e g l i c h aber d i e

- 228 -

Massenanwendung dieser Verfairen kommt heute noch nicht in Betracht.

Von unter den biologisch bedeutenden Isotopen wird voraussichtlich bis zum Jahre 2030 vomüSr 10 Ci sich anhaeufen. Mit den bei den Atomkraftwerken derzeitig verwendeten techno-

logischen besungen kann ein Wert von P - 10-8 - lO"1^ leicht erreicht werden. Das be-deutet, daß die entkommende totale Akt iv i taet bis zum Jahre 2000 den f.'ert von 1 - 100 Ci* S r erreichen wi rd , die eine vernachlaessigbare kluine Akt iv i taet i s t . Die Lage i s t bei denReprozessier-Betrieben um einige Größenordnungen schlimmer, aber die in dieser Weise f r e i -werdende Gesamtmenge der radioaktiven Abfaelle ist noch immer um einige Groe?onordnungenniedriger, a ls die der durch die aiiüosphaerischen Atomwaffenversuche in die Diosphaero ge-langenden Verunreinigungen.

Unsere ueber die Verteilung der f a l l - o u t und ihrer Bewegung im oekologischen System erwor-benen Kenntnisse koennen als Anhaltspunkt zur Abmessung der voraussichtlichen Effckle derwaehrend der Verwendung der Atomenergie fuer fr iedl iche Zwecke in den Umkreis gelangendenradioaktiven Abf&elle dienen. Aus diesem Grund scheint der durch die derzeit verwendetentechnologischen Systeme gesicherte P-Wert fuer einige Jahrzehnte befriedigend zu sein, underst beim Tempo des Anwachsens der nachher sich ansammelnden Mengen von radioaktiven Quel-len Ik I wird eine Vorsorge fuer die Hinderung im selben Takt des P-Faktors notwendig sein.

Die ExposTUon

a) Verschlucken

Zur Beschreibung der Entstehung einer inneren Bestrahlung dienen die spezifische Akt ivi taetdes mit dem i-ten Isotop verunreinigten Nahrungsmittels • A'/Masse, bei FluessigkeitenA'/Voluuien, der auf einen Tag fal lende Verbrauch, ferner der taegliche Verbrauch des demradioaktiven Isotop entsprechenden stabilen Isotops, oder eines anderen sich aenlich ver-haltenden Traegers, Die die Groefte der in den einzelnen Nahrungsmitteln erscheinenden Ver-unreinigung bestimmenden Faktoren sind im die Entstehung der "Quellen"-beschreibenden Teilbehandelt worden. Die Groeße der Exposition wird grundsätzl ich durch die Anteile und Mengendes taeglichen Verbrauchs der unterschiedlichen Nahrungsmittel bestimmt. Die Verteilung derVerzehrung von aus dem fa l l -ou t stammenden "^Cs unter den verschiedenen Nahrungsmittelnwird in Tabelle 1 veranschaulicht [ 3 ] ,

TabeHcJ

137

Land

Cs - Verbrauch pCi/Tag

Milch und SonstigesMilchprodukte Fleisch (Fisch,uswj Insgesamt

England

Finnland, Lappland,Haenner -

Finnland,Lappland,

Frauen

Japan

Argentinien

9

210

HO

1?

12

11

4330

1440

-

20

11

460

320

53

8

31

5000

1900

65

40

Taeglicher Cs-Verbrauch In Jahre 1961 in

einigen Laendern

- 229 -

In dsn unterschiedl ichen Kontinenten s ind n i ch t nur bozueglich dar taegl ichen Aufnahme, sondern

auch in deren Ver te i lung unter den einzelnen "ahrun js iMt ts l -Sor ten bedeutende Abweichungen zu

f inden.

Die die Exposi t ion beeinflussende So l le des inakt iven Traetjers isoochten wir durch das Be i -sp ie l dss Isotops ^ 1 dars te l len . 3i» Aenderung dar Joddufnahnie-Faehickeit der Schi lddruesebei einer einzigen Exposit ion in /•bh.icngigkeit von taegl ichen Ve rb rach an inaktivem Joda i rd durch Abb. 7 d a r g e s t e l l t [_!}. ^*'3 Expos i t ion « i rd durch den i n d-r Nahrung anwesendeninakt iven Traeger in einea bedeutendr:,ri föaße bee in f lußt . Die Expos i t ion der Bevoelkerung vonLaendern mit hohem Seefischverbrauch, d .h . mi t einen hohen Verbrauch an inakt iven Jod « i r din Fa l le des Verschluckens einsr ident ischen Menge das a- t iven Isotopes n iedr iger a l s beider Bevoelkerung von jouarrcan Gegenden, so auch von Ungarn.

b) Einatmung

An mit offenen radioaktiven Isotopen arbeitenden Arbeitsstellen wird die innere Strahlenbe-lastung durch die Einatmung radioaktiver Aerosole verursacht. Die Exposition wird durch dieKonzentration der Djrchschnitts-Aktivi taet in der Atnosphaere der Arbeitsstel le und durchdie Paraneter des Aerosols bestimmt. Dia Aerosole werden bei der Einatmung durch Inpaktion,durch Gravitationsbewegungen hm. bei kleinen Teilchemjurchnessar-n durch Brown-Bewegung auf-tretende Koagulation in den unterschiedlichen Teilen des Atoungstraktes tei lskondensiert. Dieim Atmungstralct sich abspielende Separation wird durch das aerodynamische Aequivalent derlogi-nonr.al Parameter des eingeatmeten Aerosols, d.h. durch den filedian-Curchraesser des aero-

. dynamischen Aktivi taetsaequivalenten /AJ!AD/, ferner durch dis geometrische Standard-Abwei-chung /ö / desselben bestimmt. Teilen wir den Atmungstrakt in c'is Teile von Nase-Rachen/N-P/, Luftrohr Bronchuswand /T-B/ und Lunge /P / auf,so koennen wir von Abb.8 ablesen, »iehohe Anteile der eingeatneten Akt iv i taet abgesehen van den die GroeSe der Exposition ineinen kleineren ttaSe beeinflussenden Atnungsparanetern in Äii'AD-Bereich 7wischen 0,01 - 1 CO \mbei Werten von zwischen ö « 1,2-4,5 in den einzelnen Teilen des Atnungstraktes deponiertwerden. 9

Die deponierten Teilchen *• erden vom Atnur.gstrakt mit einer Geschwindigkeit und in einem Maße,die von tier chemischen Natur der Teilchen abhaengen, ent leer i , und vermitteln eine sekun-daere Exposition den Magen-Darm-Trakt und der Blutzirki i lat ion. Abb.9 s t e l l t die Entleerungder Teilchen ohne den physiologischen Vorgang zu deta i l l ie ren, schematisch dar. In Abhaengig-kei t von den chemischen Eigenschaften unterscheiden wir drei Entleerungsgeschwindigkeits-Gruppen :

Gruppe biologische Halbwertszeit/Tage/

D < 1 - 10

W 10 - 100

Y > 10D

Die fuer die einzelnen Gruppen charakteristischen axponentieilen biologischen Entleerungs-zeiten und Anteile werden in Tabelle 3 dargestel l t .

D i e '

Organ

Hase-Rachf

LuftrBrom

Lungi

Lympl

Daswerdduen

3. D

Das

eineteilmusinneOrga

einz

Radiisot

90Sr

137,

226,

239

- 230 .

Die fuer die einzelnen Teile des Ätoungstraktes charakteristische biologische Halbwertszeit undEntleerungsantcil

G r » P P ä D G r u p p e ! G r u p p e YEntleerungs- Entleerungs- Entleerung»- Entleerungs-

Organ «eg t'1/2antei l

1/2 anteil t•1/2

Nase-Rachen

LuftrohrBronchien

Lungen

(a)(b)

(c)

(d)

(e)( f )(9)(h)

Lymphonodus ( i )

4 min4

10 min10

3 0 m i n

30

30 min

0,500,50

0,50

0,50

0,80

0,20

1,00

4 p.in4

10 min10

90 Tage1

9090

0,13

C.90

0,100.90

0,150,400,400,05

4 min4

10 min10

360 l . ;e1

3ü0360

90 Tage 1,00 3G0 Tage

0,010,99

0,o10,99

0,050,400,4o0,15

1„00

Das beschriebene Modell 1 CRP kann gut ?ur Bescfreibung der Inhalationsexposition adaptiertwerden, aber die Bestimmung der tatsaechlichen Exposition in den Faelien einzelner Indiv i -duen kann infolge der zahlreichen individuellen Faktoren bloß als informativ angefaßt werden.

3. Der Metabolismus

Das radioaktive Isotop wird nach der Exposition durch Verschlucken oder Einatmung te i ls binneneiner kurzen Zeit / i n einigen Stunden oder in einigen Tagen/ aus dem Organismus entleert,t e i l s t r i t t es aber in die Zi rkulat ion hinein, und niop;t in Stoffwechsel Vorgang des Organis-mus t e i l . Das schesatischs Bi ld des d'etabol jsr.us i s t in Abb. 10 zu sehen [ 9 j . Die Groiße derinneren Bestrahlung wird durch die zurückgehaltenen und die in den einzelnen krit ischenOrganen deponierten Anteile bestimmt. Tabelle 4 zeigt die zuruenkgehaltenen und die in deneinzelnen kri t ischen Organen sich anhaeufenden Anteile einiger biologisch bedeutender Isotope,

TabeV!e4

Aus dem ffogen- Auf den ganzen

Radio- Effekt ive Halb- Danr.-Trakt de- Koerper bez.isotop Organ wertszeit/Tage sorb, Anteil Anteil d,An-

reicherung imk r i t . Organ

Das auf intake bezogeneAnreicherungsverhaeltnis

beim Ver-schlucken

bei derEinatmung

90,Sr

137Cs

226,Ra

239,Ru

GanzkoerperKnochen

GanzkoerperMuskel

GanzkoerperKnochen

GanzkoerperKnochen

57006400

70138

•9001,6.10*

6,4.104

7,2.10*

0,3

1,0

0,3

3.10-5

1,0

0,99

1.00,79

1.00,99

1,0

0,9

0.3O.P3

1.00.4

0,30,04

3.10-5

2,4.10,-5

SetaboHsche Konstante einiger biologisch bedeutender Isotope

0.40,12

0,7s0,3

0,40,03

0,25

0,2 I

- 231 -

Die "enge des in irgendeinen Crg=in inkorporierten Isotops wird teils durch den physikali-schen Zerfal l , tei ls infolge der Entleerung desselben vom Organ stufenaeise vermindert.Bei der exponentieilen Entleerung wird die Verminderung durch die effektive Halbwertszeit,die aus der biologischen Entleerung si i und der Halbwertszeit des physikalischen Zerfallsgebildet wird, beschrieben. Die biologischen Halbwertszeiten einiger biologisch bedeutenderIsotope sind fuer die einzelnen Grgane ebenfalls in Tabelle h wiedergegeben [lOJ.

Die netatolische Eigenschaft des Radioisotops wird durch die chemische Natur des Traegers be-traechtlich beeinflußt. In der Sirahlenschutz-Praxis unterscheiden sir bloß zwischen zweiGruppen, naealich den transportablen und den nicht transportablen Gruppen. Die transpor-tabilen Verbindungen werden sowohl aus den Lungen, als auch aus des r.!agen-Dzrn-Traki schnelldesorbiert, waehrend die nicht transportablen Verbindungen von Deponierungsort teilweiseoder voellig, ohne in die Zirkulation eingetreten zu sein, entleert uerden.

Kit der Feinstruktur des 'Setabo lisa us beschaeftigt sich die Radiotoxikologie, 'wesentlicheInformationen ueber die Mechanismen koennen durch die Anwendung von vielfaecherigen Iilodellengewonnen »erden.

k. Dosisberechnung der inneren Bestrahlungen; Beschaedigungen

Die in den nenschlichcn Koerper bzw. in die einzelnen Organe desselben hineingelangten rad-ioaktiven Isotope vernitteln waehrend ihres Zerfalls Energie mit dem Organ, dessen Beschae-digung durch die in Organ auftretende resi-Ebsis charakterisiert «erden kann[9J- Die rea-Dosis kann durch die folgende Fornel berechnet werden:

D- 51,2 i . Q (rein)0

«o Q • ^ C i . Tag/ das Zeitintegral der inneren Kontamination, das aus der in kritischen Organnit der Zeit t nach der Exposition anwesenden Aktivitaet q l\l als

Q • [ q / t / dt berechnet eird;

nC" 2_ f..E..F..QF , (*o Ej - die auf einen Zerfall entfallende Energie bei einer Be-

J"i " Strahlung vom Typ j ,f . ( j je Kahrscheinlichkeit je Zerfall,F. •• der in Organ absorbierte Anteil der Energie,

QF - Gualitaetsfaktor), d.h. die im Organ je Zerfall absorbierteEnergie in MeV;

j » Kasse des kritischen Organs in Grama.

Da der f^fache Hert der im ganzen Koerper anwesenden q/t/ Aktivitast q / t / ist (siehe Tab.4)und die Bestimmung von q/t/ einfacher is t , wird in weiteren der Entleerungsvorgang durchq/t/ beschrieben:

tq/t/ - exp / - U [qQ - / E/f/exp/ A.O7

o

BO X - die radioaktive Zerfallskonstante, |-|iiy • die auf die Zeiteinheit entfallende Entleerung nach d. intake in uCi, undq =• Wert der uptake in μ^li.

In der Praxis sird gwoehnlich der auf die uptake bezogene q/t/-Bert angegeben, der alsRetenion bezeichnet eird.

. 232

R/t/q/t/

und das Zcitintegral Q -iird daraus berechnet.

Die Funktion R/i/ wird in dar Mehrheit dsr Faelle durch eine exponentielle Funktion ar.ge-naersrt:

R/t/ - exp/ - \A I -L K. e>:p/ - ß. . t / ,

so 1

Die Entleerang einiger Radicisotope kann durch eine Poienzfunktion besser angenaehert »erden:

R/t/ - exp/ - U / A / W " ,

so A der Antei l , wobei t*x - 1 , is t . x i s t der zur Beschreibung des Schneilentleerungsab-schnitts dienende Parameter, der in Falle von t / ^ x in weiteren Verlauf der Entleerungvernachlaessigt werden kann.

Die Entleerung einiger Radioisotope kann am besten durch die Summe der expone.itiellen undder Potenzfunktionen beschrieben werden, so K • Astfi.

Es fo lg t aus den oben ausgeführten, da? die Dosis der inneren Bestrahlung in Kenntnis derAkt iv i taet im kritischen Organ q / t / , oder der Aktiv!taet ia ganzen Koerper q/ t / bzw. derAngaben der Exkretion E/t/ und der uptake q berechnet werden kann.

Der beschaedigende Einfluß der inneren Bestrahlung is t bei den verschiedenen Organen unter-schiedlich, is t die auf die naxinal fuer die einzelnen Organe erlaubte Belastung bezogeneeffektive Belastung^0,1 , so i s t die eingehende Untersuchung ueberfluessig. Ist diesesVerhaeltnis^ 0 ,1 , so i s t seine individuelle Bestinnung indiziert, waehrend im Falle einesVerhaeitnisses von 10 hoechstwahrschsinlich aiit somatischen Beschaedigungen gerechnet »er-den muß.

Dsr auf die einzelnen Organe und auf den ganzen Organismus ausgeuebte beschaedigende Effektder inneren Bestrahlung is t infolge der speziellen Dosisverteilung ein außerordentlich koa-plexes Problem, in gewissen Faellen, so z B. bei der Auswertung der beschaedigenden Effekteder Isotope 226Ra oder Pu «ird nicht nur durch die an das ganze Organ abgegebene Dosis,sondern auch durch die Verteilung derselben in Zellendimensionen bewertet, eine bedeutendeRolle gespielt. Deshalb i s t die Kenntnis der Integral-Dosis nicht genuegend, sondern essind auch die nikrodosinetrischen Antuen zur Interpretierung der ausgeloesten Seschae-digungen zu versenden.

Ausartung

In der Einleitung haben s i r die historischen Stationen unserer Kenntnisse bozueglich des be-schaedigenden Effektes der inneren Bestrahlung kurz ueberblickt, und wir haben festgestel l t ,daß die Gefahr der inneren Bestrahlung in der ganzen Belt in Anstieg begriffen i s t , des-halb die i'etfioden der Vorbeugung und der Kontrolle dementsprechend »eiterenteickelt aerdenBU essen.

Beia Ueberblick des Bechanisraus der inneren Bestrahlung hsben i i r den Vorgang der inneren Be-strahlung in vier Teile aufgeteilt behandelt. Die Art der Behandlung war sehr schematise!» mitBezug auf Einzelheiten, da unser Zweck nicht die Zusacuienfassung der hauptsaechlichsten Ergeb-nisse der nuclear safety, Radioaeteorologie, Hydrologie, Oe'<ologie, Radiotoxikologie undDosimetrie zur quantitativen Interpretierung der Entstehung der inneren Bestrahlung »ar, sondern

233 -

vfir sol l ten den ganzen Vorgang umfassend, nix einer speziellen ibecksichi auf diejsnigenKettenglieder, euren die auch in sich sehr koaplexe Kissenschaftsgebiete verbunden »erden,aufzeigen.

Aus des Uebsrblick des Kechanisaus der inneren Bestrahlung kann festgestel l t ssrden, d 3 beider Verwendung der Atomenergie fuer f r iedl iche Zwscks dis potsnii al l e Gefahr dar inneren Be-strahlung scharf ansteigt. Die potent iel le Gefahr darf keine "Juslle dar tatsächl ichen Ge-fahr eerdsn, und das kann nur durch von Kcnschsn regulisrtes und kontro l l ier tes Freiwerdendsr radioaktiven Isotope in einer verlaeßlichen weise erreicht werden.

Die GroeSe der inneren Bestrahlungsgefahr der n i t den Menschen bein heutigen Stand der Tech-nik in Wechselwirkung tretenden radioaktiven Isotope i s t auch sohr s i ch t ig , die nur durchdie Angaben der verläßlichen Ueberwachung r icht ig beurtei l t werden kann. Kit dem Ansteigender potentiel len Gefahr der inneren Bestrahlung nuessen also auch die Ueberaachungsmethodender inneren Bestrahlung «eitercntaickeVi «erden. lia folgenden werden die zur Ueberwachungder inneren Strahlenbelastung versandeten Methoden und einige auf diesem Gebiet bei uns er-reichten Ergebnisse kurz zusammengefaßt.

Ueberwachungsiiiethoden der inneren Bestrahlung

Die ueberwachung kann sein:

ind i rekt ,wobei auf Grund dsr Untersuchung der radioaktiven Verseuchung des den Menschen unigebendenUakreises auf die Strahlenbelastung d&r Menschen gefolgert wird, oder

d j rek t ,uobei die innere Strahlenbelastung durch die Untersuchung der einzelnen Senschen bestimmtwird.

Die indirekten Methoden spielen im allgemeinen bei der Bestiniaung der durchschnittlichenStrahlenbelastung einer Kollekt ive eine wichtige Rolle, waehrend durch die indirekten Me-thoden unmittelbare Angaben bezueglich des dem Effekt ausgesetzten Individuunis gegebenverden. Die indirekte Ueberwa.chung hat eine große Bedeutung in den mit offenen Radioiso-topen arbeitenden Arbeitsstel len, da n i t ihrer Hilfe die Inkorporation von gefaehrlichenAusaaß vermieden «erden kann.

Durch die Anwendung der indirekten Methode koennen Folgerungen bezueglich der durchschnitt-lichen inneren Strahlenbelastung groeßerer Kollektiven, der ßsvoelkerung angestel l t »erden.

Die systematische Ueberwachung der individuellen inneren Belastung durch di rekte Methodenis t bei Personenj die an der Gefahr der Inkorporation ausgesetzten Arbeitsstel len be-schaeftigt sind, unerlaeßlich.

Die wichtigsten indirekten und direkten Ucberyachungsmethoden werden in Abb.11 veranschau-l i ch t .

Einige ungarische Ergebnisse

IΒ folgenden moechten wir einige bei uns erreichte Ergebnisse auf den Gebiet der direktenUeberwachungsnethoden, naemlich der Ganzkoerperzaelilung und der Exkretionsanalyse o i t t e i l e n .

1. Ganzkoerperciessung

Der Bau des ersten einheimischen Ganzkoerpsrzaehlers wurde in Jahre 19Ö3 in Landss-Onkologi-schen Ins t i t u t beendet /Ht 1 . 1 / . Seine Abschirnkataaer besteht aus 20 cia dicken Eisen von

- 234 -

;J inriCr> n i t 3 Rn dicken Bleiplstten und darueber n i t 1 sin dicken Kupferplatten ueberzogen.^ Abmessungen: Laer.ge: 220 cc,•i Brei te: 105 en,I Hoehe: 140 ce.

i Als Tusr dient eine Endplatte a i t der Abmessung von 140 x 105 x 20 cn, die trotz ihres Ge-j wichts von 2 Tennen s i t einer handbstaetigten Haspel auf Kugellagern in Laengsrichtung der1 Kasaer auf Schienen le ich t zu bewegen i s t .

! Fuer die untersuchte Person dient ein an die Kanraertuer befestigter Standard-Liegestuhl.I Auf diese Seise r o l l t bei der Oeffnung der Tuere auch der Liegestuhl automatisch aus der

! Kanaer. Als Detektor s i rd ein in Ungarn hergestel l ter groPdinensionisrter zylinderfoerniger': P las t i k -Sz in t i l l a to r /Terfeni l * POPOP • Pol y vinyl to luo l / verwendet, n i t eint- Durchmesser

von 300 ÜB und einer Lasnge von 255 ran. Der den Detektor und Jen Photoiaultip 1 ier /EMI/ ent-: haltende konplette l'ie?kopf is t an den Karmenieckel befestigt, unj die Impulse gelangen vom

Heokopf auf einen 128-Kanal Irpuls-Analysator /KFKl/, dann auf einen autoaaiisehen Drucker,; Vom Fu3ende z i r k u l i e r t f r ische, ge f i l t e r t e Luft in die Kainer hinein, und zur Unterhaltung; der untersuchten Person »ird Husik von einem fi!?gnetophon gespielt./Abb. 12 [11J.

j Die Anlage wird als Strahlsnschutzeinrichtung in der ersten Reihe zur langfristigen Unter-| suchung von Personen mit Radiuoinkorporation, ferner zur Ucberwachung unserer Kitarbeiter,I die in der mit offenen Isotopen arbeitenden diagnostischen und therapeutischen Abteilung

beschaeftigt s ind, verwendet.

Unser zweiter Ganzkoerperzaehler i s t im Jahre 1964 in Zentralforschungsinstitui fuer Physikgebaut lorden /HY 2 . 1 / . Die inneren Abaessungen des eisernen Zitwars sind: 160 x 200 x 220 cm.Die Haende sind aus 20 ca dicken Alteisen (Brueckenstahl) ve r fe r t i g t , n i t 4 nun dicken, ueber70 Jahre alten Bleiplat ten und ir.it 1 ram dicken elektrolytischen Kupferplatten ueberzogen.Als Dätekfcr dient ein # 15 cn x 10 cm hoher f ;a I /T l / -Kr is ta l l . Zur Messung der Niederenergie-Gaasastrahlung haben s i r einen 200 x 200 x 5 mm Kal /Tl / Detektor entwickelt. Der XeC-konf kannueber der liegenden Person fortbewegt werden /scanning/, aber auch die Methods des Standard-l iegestuhles, bzs. die Bog eng eonetrisehe Methode kann mit Hi i fe des einstellbaren Betts aufeinfache Seise r e a l i s i e r t werden /Abb.13/.

Die Signale des Detektors «irden durch einen 512-Kanal Anplituden-Analysator verarbeitetund durch einen Liniendrucker angezeigt. Zur Stabilisierung der totalen Verslaerkung, d.h.der Energie-Skala i s t eine mit der Alpha-Strahlung von ^-Pu erregte \ 'al /Tl/-Lichtquel le inden L icht le i ter eingebaut worden und die tota le Verstaerkung wird p.it Hi l fe eines digi ta lenSpektruffispitzen-Stabilisators durch "e Regelung des Hochspannungs-Speisegeraetes stabi-l i s i e r t . Durch die Stabil isierung »urde rait der Kopierung der Kanaele-Inhalte auf Magnetband-speicher die Dekosposition der Spektren mit Hi l fe einer Rechenmaschine von Typ IGT 1905 er-coeglicht und auf diese Seise wird das Ergebnis der Ganzkoerperzachlung fuer den weiterenGebrauch von der Haschine in Protokollform, ohne jedwede manuell« Rechnung, erhalten [11J.

1 Die Aufloesung des Detektors betraegt bei einer Energie von G62 KeV und bei in vivo Messungen12 l , der Hintergrund des Detektors, zusammen mit der eingebauten Referenz-Lichtquelle iß

Energiebereich von G,1 - 2,0 "eV i s t 750 cpm.

Die Anlage «i rd zur systematischen Strahlenschutz-Uebenachung der an inkorporationsgefsehr-lichcn Arbeitssiel len beschaeftigten Mitarbeiter versendat. Kit 13ZCs haben wir unter derEi'tsirkung vsn 13 f re iw i l l i cen Personen eine in vivo Kalibrierung durchgefueh.-t und ia Laufederselben haben wir die lange Komponente der biologischen Halb.ertszeit des C3?siLES alsdurchschnitt l ich 64 Tage best irnt , »ir haben die Retention einer durch Zufall CJZn inkor-por ierter Person waehrend einer Periode von 30 - 3G0 Tagen nach der inta^s q«-essen und einebiologische Halbwertszeit ven 334 Tagen festgeste l l t . Air haben auch die 'Cs -Belastung der

- 235 -

Einwohnerschaft von Budapest untersucht. Unsere Ergebnisss sind auf Abb. 14 dargestel l t , Js lz tarbeiten s i r an der Praezisisrung df;r Kalibration der Anlage durch die Einfuehrung der Scanning-technik geglaetteter EiepfinaHdikeit, ferner an der praezisen Bestimaung der Lungenbslr.stungmit H i l f e von Spazialdete^toren fuer füedersnergis-Garaniastrahlende Isotopen [12 ,13 ,U ] .

Zuseltz wurde in Sahsien das Gesundheitsdienstes der Erzgruben-Unternehmung täecsek eine 6anz-koerperzaehler-Anlage mit Psbsrs "shadow-shield" Anordnung err ichtet /HY 3 . 1 / mit einemKal /T l / ' -Kr is ta l l von 20 x 10 er. n i t 3 angeschlossenen El'l-Photomultipliern und einer Kisch-Stufe. Das Beit !<ann notorisch ;r.it einer gleichraaa?!gen Gösch«indigkp.it unter dem Detektorbe#egt werden. Die verstaer'.;ten Signale ueriion durch einen ICQ-Kanal Amplituden-Analysatorverarbeitet. Die Anlage dient in der ersten Reihe zum fiaciueis der natuerlichen Radioisitopenund zur Studierung ihrer Verteilung im Koerper.

2. Exkretionsanalysä

a) Gammaspektrometrische Harn- und Stuhlanalyse

Im Zentralforschungsinstitut fuer Physik haben v i r zu diesen Zweck einen Gamma-Spektrometervon niedrigem Hintergrund mit den inneren Abmessungen von 80 x 80 x 80 cm gebaut, dessen Ab-schirmung aus 15 cm Eisen • 4 mm Blei <• 1 mm Kupfer besteht /Abb.15/, mit einen Nal/Tl / -K r i s t a l l von 7,6 x 7,6 cn, als Detektor, dessen Hintergrund in Energiebereich von 0,1 - 2,0fcleV 190 liiip/liiin i s t . Die Messung des Harns wird in einem ringfoermigen Gefaeß, die das Stuhlsin einer Po 1 yaethylenschachiel vorgenoraen. Die Auswertung des Gamma-Spektrums kann maschi-nel l durchgefuehrt werden, wodurch die routinemäßige Verwendbarkeit der Anlage fuer diemeisten gammastrahlenden Isotope besser i s t als 0,1-mal die maximal zulaessige Akt iv i taet derExkretion, deshalb benuetzen stir s ie systenatisch fuer die Ueberwachimg der Kitarbeiter dsraktivationsanalytischen Laboratorien und der heißen Kammer.

b) Sonstige Untersuchungen

Wir haben fuer die Tritiumgehaltsbestitawung in Harn eine Fluessigkeits-Szintil lationsmethodeentwickelt. Die mit einen Einkanal Nuclear Enterprises Fluessigkeits Szintillations-MePkopfnachweisbare niedrigste Tr i t iunak t iv i tae t bei einer Zaehlzeit von 5 Minuten i s t 0,5 μ ^ l ,

d.h. 2% der maximal zulässigen Konzentration, !«it H i l fe der Harnuntersuchungen koennen wirdie Wirksamkeit der zur Vorbeugung der Inkorporation eingefuehrten Saßnahnen kontro l l ieren,In Abb.1G »erden die waehrend einer Beobachtungsperiode von einem Jahr erhaltenen Tritium-aktivitaetsangsben im Harn von 3 Personen gezeigt [15,16J .

Der Zweck der im Niederaktivitaetsmeß-Laboratorium des Gesundheitsdienstes der Erzgruben-untsrnehraung ttiecsek ausgearbeiteten Verfahren war d is Ermoeglichung der Ueberwachung derTatsache dar Exposition bei den in den Uranerzgruben und -aufarbeitungsanlagen arbeitendenPersonen und des Vergleichs der Befunde mit den bei nicht exponierten Personen gefundenenDurchschnittswerten. Die zu untersuchenden Elemente waren das natuerlichs Uran, ^ Po, Z

'Rn und die Tochterelemünte. Die untersuchten Stoffe waren: Harn, Blut , Atem, Organe vondurch Unfaelle gestorbenen Personen, Aerosole und Ganzkocrper. Die folgenden Methoden «urdenentwickelt:

a) Bestimmung von natuerlichera Uran und Po im Harn, in einigen Organen und in Aerosolen[17,18,1 9 , : J ] -

b) Eine geeignete Methode zur Blutuntersuchung. Bei chronisch exponierten Personen steigt lautden Uniersuchunpen dar ülobulingchalt im Slut auf Kosten des AlbuniingehaHes in Abhaengigkeitvon der Dauar der Exposition. In derselben Zeit s te ig t auch der GesamteiweiiSgehalt [21] .

J l ! -

- 236 -

IΒ I n s t i t u t ' f u e r Isotope der ungarischen Akader.ie der '«issenschaf ten, HO die Herstellung vonueber 200 mit ™C nsrkierten Verbir.dunr.en ausgearbeitet wurde, hat α^n eine Fluessigkeits-szintillations-SeÜMneihodik entwickelt, die zur Ssstisnung von ^ C in Harn und in der aus-geatneien Luft geeignet is t . Die nininal detekiierbare Aktivi taet betreagt 15 pCi/M.usieroder 2,5 nCi/gC bei einen Hintergrundsert von 10Q c?a [22,23],

Literstur

[ i ] Private Ri t te i lung der Direktion des Isotopen-1nstituts,

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[ 5 ] Principles of Environmental Monitoring related to the Handling of Radioactive Materials.ICRP Publication 7, Pergasnon Press, / I 965/ p.11

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[ 9 ] Report of Committee IV., ICR? Publication 10, p.4, 12-14 Pergaaon Press, /1958/

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[23] G.Uchrin, Cs.Cziboly, F.Goldsr, ll.Symp.on Health Physics, P'ecs, Vol. I , p. 9/1966/.

woo

100

Lieferung/jähr.

1955

Kalenderjahr

1960 79G5Abb.f.

Anstie des ilmsat s der Radioisotope in Unoarn

7970

- 238

10'

1010

ui : 0

•: -s

10 *

,8

I960

7

Spatiproduktengemiscn

Wärmeleistung

A W K r a f t w p g ep U!idanit verbundene Anhaeufung •und Spaitungsgemisch-AktivHden Jahren 1965 - 2000.

A und dieer Sr-90eten in

Kalenderjahr

2000

10a

107

10 s

10'

Abö.2.

Quellen der inneren Strahlenbelastung

VersuchsreaktorAtomkraftwerk

im Freien gefagerf

Heizelement-Tieprozesier-Industrie

At om wo. ffen-Sprengun g en

COto

i^schfossene kontrollier-ie Lagerung

In die Umgebung

Abb.3.

Abb.3.

"Radioaktiver Sloff in Koniold]müdem Menschen,die„ reale Q.ue(fe der inneren

Bestrahlung.

•Exposition durchVerschlucken Metabolismus

Exposition durchEinatmung

1Lungenklärung

innere. Dosis

StrahlenbeschQdi •gung

Abb. b.

Scheaa der Entstehung der inneren Bestrahlung

Sich Qnhciu-raaioaktiver

fenderStoff

Entleerter

radioaktiver Stoff•p. Ap

Hydiundi

Entleerung in dieAtmosphäre

•otogischegeologische

Bewegung

Meteorologi-

Ablagerung

Ablagerung/

Boden

\

Ablagerung

Inhalat it

Pflanzen

Tiere

m

-^-

Mensch

Entleerungin den Boden,und in Gewässer

Wasserpflanz en

Sand undSchlamm

Wussertiere

IrrigoHamwasrer

Flora,

Boden

Tiere.

Mensch

Abb. 5"

Die potentielle Gefahr der Inneren Bestrahlungund die die innere Bestrahlung hervorrufenden

Keiien

DFj

v//

DF2 = 0,13

DF3 ~ Q25

DR, » 0,15

DFBoden

Qβ

Täglicher CQ — Verbrauch

8O°/o Milchprodukt

2o% Vegetaiiv

(90Sr/Ca)(Knochen) _

(90Sr/ca)(Boden)

Abb. 690,

Scheaa der oekologischen Bewegung des Sr In derRichtung Boden - If.enschenkoochen

• ( J .

243 -

100

to

7 L

—

-———

—.

— - _ _ ^

— • — — - i .

2k 72 96

Zeit (Stunden)

Abb. 7

Groesse der I-Aufnahme in die Schild -

druese in Abhaengigkeit voa taeglichen Ver-

brauch an inaktives Jod.

1 50 μg l/Tag

2 100 (ig I/Tag

3 3G0 w I/Tag

J

2U -

- "Rachen

O.Ol0,1 1,0

Massen- Median aerodynamischer Durchmesser

Abb. 8: Ablagerung von Radioaerosolen in den einzelnen Teilen des Atmungstraktes In Abhaengig-" ~ ~ ~ keit voa aerodynamischen Kassen-aedian TeHchendurchuesser /ofo1 un - 1oo u i / und von

der geonttrisehen Stsndard-Abveichung /1,2 • k,bl.

Klärung durch Klärung durchAbsorption j Teilchenenf/ecrung

jl Ablagerung

Blut

Nase — Rachen

LuftrohnBrcnchen

i(9)

Magen

Barm

TraUi

(h)

lymphonodus

I

Verschlucken

• Einatmung•Ausatmung

o

O

I

ojCT)O

Siuhl

Lunge

Wunde

Zwischengewebe

FlüssigkeH

kriiischeAblagerung Haut

Leber Nieren

Harn

Abb. 1 0 :

Scheaatische Datstellung des Metabolfsiusder Radioisotope bein Menschen

tndirekie\ Methoden JDirekie Methoden

radioaerosols.A

Messung derEnilecrungin die Atmosphäre

Queffe

B,b

Trinkwasser

Nohrungsmiüel

S.A—•»B

B

Persönlicher Aero-fol Probennelimer

Ganzkörperzählung

V

Oberflächenund

GrundWα sserf y^B

Exkrettonsanatyse

bjB)

b,(B)

Messung der Entleerungim Boden und Wasser

Q-uelle

///////^/////////////^/////////////////////////////y////////////^^

S.A.— Spez. Aktiviiötsmessung

B = Überwachung d. innerenStrahlenbelastung d.Bevölkerung

6 = Überwachung der beschäf-iiqungsmäss:gen inneren

BestrahlungAbb. 11.

Indirekte und direkte Uebenachungsaethoden der Inneren Bestrahlung

o>I

Plasti kscinti l/atorgefilterte Luft

/7777/77777////777

Lauisprecher

-Eisen

-Blei -h Kupfer

V/////////////////////////////////////////A

Abb.12.

Schnitt durch den Ganzkoerperzaehler HY 1.1

- 248 -

•3-si

lijiLi

rA

o as «am.

Abb „ 13:

Schnitt durch den Ganzkoerperzaehler HY 2.1

I Q3o>

A MannerO Frauen

i

L T l x

}

,_, i , , i , , i . I . . I • . I 1 . , i , , i

3,0

2.0 I

!7,0 E

3 G 9 12 3 6 9 1Z 3 & 9 12 3 G 9 it7965 1966 7967 1966

Kalenderjahr

Abb. U :

CsJKoerperbelastung der Einwohnerschaft von Budapest

Anstie des Umsatzes d r Radioisoto e in Un arn

249

Abb. 15: Schnitt durch den Niederhintergrund-Garamaspektrometer

oVJ.QP.J.

10 -

MDA

0,f

o D

A *a a a

o•

AO

zr

o o•A

—, , , , , !_ ,—50 100 150 200 250 300 350

Tog

5: Änderung der TritrlucaH.ivHaet in Ham von 3 der Exposition ausgesetzten Personen

250 -

BESTIBKUNGSBETHQDEN FUER STROfJTlUM-90 10 FAEKALIEK AIS K0HTR3I.LKASSJAHBEBEI DER HERSTELLUNG STARKER STRAHLENQUELLEN

E. ETZERSDORFER und T. SCHOENFELDI n s t i t u t fuer Strahlenschutz, Reaktorzentrum Seibsrsdorf und I n s t i t u t

1 fuer anorganische Chenie der Univ. Uien

i 1 . EinieHunp

' In der Abtei lung fuer Industr ieberatung und Isotoponanwsndung ( IBIA) des Reaktorzentrums; Seibersdorf werden s tarke ßch-S t rah lenque l len (Bezeichnung: " I b i a l r o n " ) h c r g e s t o l l t , d ie

derze i t b is zu 40 Curie Stront i um-90 en tha l ten . Die Arbeitsgaonge, bei dennn aus aktivempulver foern igen S t ron t iumt i tana t d ie Elemente der Strahlenquellen gebi ldet nerdon, werden

: i n heißen Zel len mit Manipulatoren d u r c h g e f ü h r t . Durch geeignete, h ier nicht na eh er zu•\ besprechende Methoden wird uaberpruef t , daß akt ives Stront iumt i tanatpulver nicht aus den' Zel len a u s t r i t t . Es i s t wünschenswert, a l s Tei l der Strahl enschutznaGnahinen auch MethodenI fusr d ie Bestimmung der Aufnahme von ak t i ves Material in den Koerper der mit der Quollen-i hers ie l lung befaßten Personen zur Verfuegung zu hoben. Solche Bestimmungen sind j eden fa l l s; immer dann durchzufuehren, wenn A u s t r i t t von aktivem Material aus der heißen Zel le fes tge-

s t e l l t w i rd . Doch kann auch eine laufende Ueberwachung der Beschaeftigten angezeigt se in ,l Man w i rd eine solche Ueberwchung vor allem bei Beginn der Verwendung einer neuartigenj heißen Z e l l e , bei Veraenderungen an der Z e l l e und bei noch wenig erfahrenen Beschaeftigten\ durchfuehren.i ,

; Die Feststellung einer Aufnahme von aktivem Strontiumtitanat (Sr-90 • Y-90) in den Koerperi miß durch Untersuchung der Fackalien erfolgen. Hiefuer sind folgende Gruemle maßgeblich: da\ Sr-90 und sein Tochternukl id Y-'<0 keine Gammastrahlung aussenden, s ind Ganzkoerperzaehler'l fuer den Nachweis einer Aufnahme wenig geeignet . Es sind wohl Bestimmungen durch Messung der'. Bremsstrahlung unternommen »orJen, d ie durch die Betastrahlung von Sr-°0 und Y-90 im Rewcbe• erzeugt w i rd . Diese Bestimmungen mit Ganzkoerperzaehlarn sind jedoch wenig empfindl ich und\ z ieml ich ungenau. Eine Bestimmung der Radionukl ide im Harn scheidet wegen der sehr geringen

Loesl ichkei t des St ront iumt i tanats aus. Werden Radionuklid" i n wenig laesl icher Form durchj Einatmen in den Koerper aufgenommen, so wi rd schon innerhalb e in iger Stunden ein Großtei li • des in den Atem wegen abgelagert, n Mater ia ls i n den Magen-Darm-Trakt ver lagert und dann mi t\ den Faekal ien ausgeschieden. Deshalb i s t d ie Faekalienanalyse d ie geeignete Methode zur Be-

stimmung der Aufnahme akt iven S t ron t i umt i t ana ts ,

Im allgemeinen i s t es moeglich, d ie Sr-90- Bestimmung durch d i r ek te Aktivitaetsmessung an denI Faekalienaschen mi t einem GasdurchfluHzaeh'ler «orzunehmen. In Abschnit t 3 werden dera r t igei Bestimmungen naeher d i s k u t i e r t . Es kann s ich aber auch notwendig erweisen, din A k t i v i t a e t s -\ messung erst nach radiochemischer Abtrennung von Sr-90 bzw. von dessen TochternukUd Y-90

durchzufuehren. Die von uns hiefuer erprobte Arbeitsmethode wird in Abschnitt 'i behandelt.

2. Erforderliche Nachweiseapfindlichkeit

Die Empfindlichkeit, die bei der Bestimmung aktiven Strontiuntitanats in Faekalien erforder-l ich i s t , kann aus den Empfehlungen der Internationalen Kommission fusr Strahlenschutz(International Commission on Radiological Protection, ICRP] abgeleitet werden. Fuer Strontium-90 in unloeslicher Form, das durch dauerndes E insen uaehrend der Arbeitszeit (40 Stundenpro Koche in den Koerper aufgenommen wird, betraegt die "naxiaal zulässige Konzentration(fiiZK)" in der Atenluft 5 . 1 0 " V i P™ ml, wobei die Lunge das kr i t ische Organ darstel l t (1).

y-.i Der "Standardnensch" atmet waehrend 8 Stunden A r b e i t 10 m Luf t e in ( 1 ) . Wenn d ie eingeatmete' - , „ • L u f t d ie eben angegebene ill ZK an Sr-90 e n t h a e l t , so en tsp r i ch t dies e ine r eingeataeten A k t i v i -;.: . t a e t von 5.10"^Ci pro A r b e i t s t a g . Nach den von der ICRP benutzten Werten werden 25 % der e i n -' ' geatmeten unloes l ichen Tei lchen wieder ausgeatmet, 12,5 % werden laengere Ze i t i n der LungeV zurueckgehal ten, waehrend der Rest (52,5 %) i nnerha lb verhaeltnisinaeSig kurzur Ze i t , , j e d e n f a l l s|-"''• innerha lb eines Tages, ve rsch luck t und durch den Magen-Darm-Trakt ausgeschiedei i „wird (1 ) . Un|V den schnel l durch den dag en-Darre-Trakt ausgeschiedenen Ante i l k e i n e s f a l l s zu ueberschaetzen,f w i rd fuo r d ie h ier durchzufuehrende Berechnung der Nachweisenpf ind l i chke i t e in Redukt ionsfak-I•;• t o r v o n r u n d 1 / 2 b e n u t z t , d . h . d e r s c h n e l l a u s g e s c h i e d e n e A n t e i l w i r d m i t 0 , 3 ( s t a t t m i tI 0 , G 2 5 ) angenommen. F e r n e r w i r d angenommen, da? F a e k a l i e n a u s s c h e i d u n g z w e i Mal p r o Tag e r -! f o l g t e . Be i d a u e r n d e n E i n a t m e n von L u f t m i t d e r KZK an S r - 9 0 w i r d e i n s F a e k a l i e n a u s s c h e i d u n gp unter diesen Annahmen 5.10"° x 0,3 x 0,5 - 7,f i . i0-9 Ci Sr-90 (- 7500 pCi) enthalten.

l;| . In dieser Berechnung rurde dauernde Aufnahme angenommen. Da in der betreffenden Abteilung aberi nur an wenigen Tagen an der Herste l lung s ta rker St rah lenquol len g e a r b e i t e t w i r d , s o l l auch e i n -A mal ige Aufnahme a l s anderer Ext remfa l l d i s k u t i e r t werden. Man kann h i e r b e i von V.'er ten ausge->- hen, d ie K.Z. Korgan und M i t a r b e i t e r 1955 p u b l i z i e r t haben (2 ) , Wenn d i a Dosis auf die Lunge

in der ersten Roche nach der e i n e i i g e n Aufnahme durch Einatmen 0,3 rem n i c h t uebersteigen s o l l ,.-. • dann bet raegt d ie fuer e inmal ige /•itTnuhme zu laess ige A k t i v i t a e t 7 jiCi Sr-90 (2 ) . Macnt man w ie -v der d i e be re i t s fuer den F a l l dauerndar Aufnahie benutzton Annahmen b e t r e f f e n d den schne l l m i ti - den Faokal ien ausgeschiedenen A k t i v i t a e t s t e i l und d i e Zahl der FackaHenausschsidunnen pro Tag,; so e r g i b t s 'ch eine A k t i v i t a e t von 7.10-5 x 0,3 x 0,5 . 1,05.10-6 Ci Sr-90 ( ^ 1 uCi) .

If-'•' _ J e d e n f a l l s w i rd eine BestimmungsMthode ausreichende Empfindl ichkei t au fwe isen, n i t der e in.1' Zehntel der A k t i v i b e t f e s t g e s t s l l t werden kann, welche bei dauerndem Einatmen von Luf t n i tI der MZK an Sr- n0 in einer Faekaüenausscheidung v o r l i e g t . Diese A k t i v i t a e t be t raogt 7500 x| ; J 0,1 - 750 pCi Sr-03.

!j- I 3. D i rek te Akt iv i taetsmessung an Faekaliensschen

"> ; Die Faokalienproben l i egen i n Polyaethylensaeckchen vor. Das Gewicht e ine r Probe l i e g t meist••;';! im Bureich von 100 bis 250 g und betraegt in typ ischen Fael len etwa 150 g. Die Veraschung er-y f o l g t i n einem e l e k t r i s c h beheizten Kaminerofen. Die Saeckchen mi t den Proben werden i n Quarz-: ; l ; schalen (Durchmesser: 18 ci») g e s t e l l t , vor Beginn des Trocknens und Veraschens werden d iel | Saeckclien durch Abschneiden des Ober te i l s geoe f fne t . Zuerst wird e in ige Stunden (am besten;?,• , ueber Nacht) bei 150 C ge t rockne t . Dann wi rd d i e Ofen temp eratur a l i m a e h l i c h g e s t e i g e r t , etwa; i | um 100 C pro Stunde, und d ie Vcraschung dann bei etwa G00 C - am besten wieder ueber Nacht -l ! zu Ende gefuehr t .

j Man erhae l t eine h e l l g r a u e b i s weiße Asche. Dia Gewichtsausbeute l i e g t be i 3 %. In typ ischenI Fae l l en werden also aus e iner Faekalienprobe etwa \ , 5 g Asche e r h a l t e n .

j Um fuer d ie Akt iv i taetsraessung Praeparate mi t moegl ichst gleichraaeOiger Schichtd icke zu er -* h a l t e n , wird d ie Asche i n ein Aluminiumzaehlschaclchen (Durchmesser 60 mm, Ho ehe 3 mm) t rans -

f e r i e r t , dor t mi t etwa 10 ml Azeton bedeckt und i n diesem suspendier t . Dann Iae3t man d ieAsche abs i tzen und dampft das Azeton unter der Trockenlampo ab. Uai d i e Probe etwas zu ver -f e s t i g e n , insbesondere um e in Zerstaeuben im Gasdurchf l ißzaehler zu ve rh i nde rn , werden e i n i geml e iner verduennten Loesung von UHU-Alleskleber in Azeton a u f g e t r o p f t und die Probe unter derTrockenlampe ge t rocknet . Dann e r f o l g t d ie Akt iv i taetsmessung im Gasdurch f l ißzaeh le r . Verwen-det wurde ein Kethandurchf lußzaehler Fr ieseke - Hoepfner FH 51. Bei den Messungen w i r d min-destens 10 Minuten gezaeh l t .

Wenn bekannt i s t , daß d i e Asche neben dem'Gehalt an natuer l ichen Radionuk l iden (K-4G) nurSr-90 (Vf-PO) e n t h a e l t , so kann d ie S r - 9 0 - A k t i v i t a e t ( i n pCi ) mi t H i l f e fo lgender Gleichungberechnet werden:

Ip - IN • I ,A . - 1 1 1 [pCi Sr-90]

2,2 x 2 x Q

-252-

wobei Ip » an der Probe gemessene impulsrate (ipM}

IN - Impulsrate hervorgerufen durch die natuerliche Radioaktivitaet der'Pr&bp (K-40)(IpM) ' •

I. - Leerwert (lpt1)

Q - Meßausbeute (mitt lere Ausbeute fuer Sr-90 • Y-90) - gemessene Impulsratel lp-L- I .HlpM)

Zerfallsrate (ZpM)

Der Faktor 2,2 bewirkt die Umrechnung der Zerfallsrate (ZpM) auf pCi, der Faktor 2 die Umrech-nung von der Gesamtaktivitaet (Sr-90 • Y-90) auf die Sr-90-Aktivitaet.

Die Beßausbeute Q wurde durch Eichitessungen an Proben verschiedener Masse ermit te l t . Fuer dieHerstellung jeder Probe »urde eine Sr-90-Loesiing bekannter Akt iv i taet eingesetzt. Nach Zusatzvon Sr-Traeger wurde Strontiumkarbonat ausgefaellt und dieses durch Zentrifugieren abgotrennt,dann gewaschen und getrocknet. Die so erhaltenen Strontiumkarbonatpulver wurden anschließendn i t verschiedenen Mengen Faekalienasche gut vermengt. Die Gemenge wurden in der ueblichen Weiseauf Aluminiumzaehlschaelchen aufgetragen und ihre Akt ivi taet im Gasdurchfltßzaehler gemessen.Abb.1 zeigt die so ermittelte Kurve fuer die ^ausbeute.

Zur Bestimmung der naiueriichen Akt iv i taet wurden verschiedene Mengen einor Faekalienasche aufAluminiumzaehlschaelchen aufgetragen und genessen. Der Kaliumgehalt verwendeter Faekalienaschebetrug 13 %; im allgemein liegen die Gehalte zwischen 11 und 15 %. Abb.2 zeigt die gemessenenImpulsraten L (d.h. nach Abzug des Leerwertes) in Abhaengigkeit von der Aschennenge. Wenn auchder Kaliumgehalt der Aschen schwankt, so koennen doch aus der in Abb.2 gegebenen Kurve Werte von

J. zur Berechnung der Sr-90-Gehalte der Aschenproben abgelesen werden. Der Leerwert betraegt beiem von uns verwendeten Zaehlgeraet 30 bis 40 IpM.

Eine Abschaetzuns der Empfindlichkeit i s t nun auf Grund dieser Daten moeglich. Wir nehmen an,daß der Sr-90-Gehalt der Asche bei einer Meßdauer von 10 Minuten eindeutig feststel lbar i s t ,wenn die vorhandenen Radionuklide Sr-90 • Y-90 eine Impulsrate von 120 IpM hervorrufen, d.h.I . | - 1 »120 . Setzt man Q • 0,1 (vg l . Abb.1), so errechnet sich daraus eine Nachweis-grenze von .

A l*ü . 270 pCi Sr-90

2,2 x 2 x 0,1

Oben wurde gezeigt, daß bei dauerndem Einatmen von Luft mit der MZK an Sr-90 eine Akt iv i taetvon 7500 pCi Sr-90 pro Faekalienausscheidung zu erwarten is t . Durch direkte Aktfvitaetsmessung ander Asche In einem Gasdurchflu3zaehler koennen also noch etwa 4 % dieser Akt ivi taet leichtnachgewiesen werden. Die gewuenschte K-chweisgrenze von.einem Zehntel der Akt iv i taet beidauernder Aufnahme wird also auf diesem Weg ohne Schwierigkeit erreicht. Im allgemeinen wirdman daher die-Personenkontrolle durch Einsatz einer derartigen direkten Aktivitaetsmessung ander Faekalienasche durchfuehren koennen.

4. Radlochemi sehe Abtrennung von Yttr iun-90

Es kann sich aber die Notwendigkeit ergeben, die Aktivitaetsmessung erst nach radiochemischerAbtrennung von Sr-90, bzw. Y-90, durchzufuehren. Eine derartige radiochemische Abtrennung Ister forder l ich , wenn eine bei der direkten Messung an der Asche festgestel l te Akt iv i taet ident i -f i z i e r t werden s o l l . Durch die radiochemische Abtrennung kann auch eine Steigerung der Mach-weisempfindlichkeit erz ie l t werden. Man wird sie daher einsehen, un geringe «engen aktivenMaterials festzuste l len, d.h. wenn die Empfindlichkeit der direkten Aktivitaetsmessung an denFaekalienaschsn nicht ausreicht, oder eventuell auch um die Gestimmungsgenauigkeit zu ver-groeßern.

Um die radiochemische Abtrennung durchfuehren zu koennen, muß zunaechst Aufloesung der Ascheund des in ihr enthaltenen Strontiumtitanats erreicht werden. Zur Aufloesung wird zuerst mitkonzentrierter Salpetersaeure behandelt. Hierbei loest sich der Großteil der Faekalienasche.

- 253 -

Der Rückstand wird dann mit einer Hatriunfluoridschiaelze aufgeschlossen. Die ' latriuaf l uo r id -schnelze wurde herangezogen, da Versuche mit aktivem Strontiumtitanat (bei 1400 C gesinter t )gezeigt hatten, daß auch durch nehrnaliges Abrauchen n i t Flußsaeure nur unvollstaendige Loesungerz ie l t wird. Nach dem Aufloesen wird Y-SO unter Iraegerzusatz aus konzentrierter Salpeter-saeure zuerst mit Tributylph^sphat (TBP) extrahiert und dann reit verduennter Saeure ruec'<-extrahiert. Df3 Extraktion von Y-SO a i t TBP wird hisr in sehnlicher «eise durchgeführt wiebei einem Verfahren, das fuer die Bestimmung von Sr-~Q in IfiIch verwendet wird (3 bis 6). Dasin die waessrige Phase rueckexträhierte Yttr iur, wird zunaechst als Hydroxid und schl ießl ichals Oxalat ge fas l l t . In dieser Fora er fo lgt dann die AktivitaetSTSSSung. Hiefusr kann wiederein Gasdurchflißzaehler der ueblichen Ausfuehrungsforsi benuetzt werden. Fuer dsn Nachweis sehrgeringer Ak t i v i t ä ten sind Anordnungen einzusetzen, bei denen durch verstaerkte Abschirmung undAntikoinzidenz ein sehr niedriger Leerwert e rz ie l t wird ("Iα* level counter").

In folgenden werden die einzelnen Schritte der von uns erprobten Arbeitsmethode naeher bespro-

chen und dann die Empfindlichkeit d i s k u t i e r t : die aus e'ner Ausscheidung gewonnene Asche (meist

3 bis 5 g) wird in einen Becherglas mit 60 ml konz. Salpetersaeure eine halbe Stunde bis eine

Stunde erhi tzt . Die Saeure wird abdakantiert. Der Rueckstand wird in 10 bis 20 ml konz. Sal-

petersaeure aufQi:3chlaernnit, in ein Zentrifugenglss transferiert und abzentr i fugiert. Diese

Ä'aschfluessigkeit wird mit der Hiuptmenge an Saoure vereinigt. Der Rueckstand wird dann ineinigen ml l'Jasser suspendiert und in dieser Form in einen Pla i in t iegel t ransfer ier t . Das Was-ser wird unter der Trockenlampe abgedampft. Dann werden 1,6 g Fluorid (PS % NaF * 2 % LiF) zu-gegeben, die Menge Fluorid wird jedoch proportional vergrößert , wenn mehr als C,3 g Rueckstandaufzuschließen sind. (Der Zusatz von LiF erniedr igt den Schmelzpunkt (7)) . Die Schmelze e i rd imMuffelofen eine Stunde auf 1050 C erh i tz t . Den erkalteten Tiegel usberg iü t nan in einem Becher-glas mit 70 ml konz. Salpetersaeure, der 0,5 g Borsaeure zugesetzt »orden sind. In allgemeineni s t der erstarrte Schmelzfluß nach 2 bi s 3 Stunden Kochen geloest. Durch Zugabe weiterer Salpe-tersaeure wird die verdampfte Saeure ersetzt , so daß zum Schluß wieder ein Gesamtvolumen von un-gefaehr 7o ml Loesung vor l iegt . Haeufig wird eine schwache Truebung beobachtet, die jedoch be!der folgenden Extraktion nicht stoert.

Die beiden Loesungen in konz. Salpetersaeure, d.h. aus der direkten Behandlung der Faekalien-asche einerseits und aus den Fluoridaufschluß andererseits, werden vor der Extraktion mit TBPbesser nicht verein igt , da in einigen Facllen nach einer solchen Vereinigung Truebung bzw.Niederschlagsbildung auf t rat . Vielnehr werden die beiden Loesungen moeglichst bald nach ihrerHerstellung gesondert mit TBP extrahiert , am besten noch «arm (.-,50 C). Die Konzentration anSalpetersaeure mu?> zwischen 14 S! und 16 M l iegen. Versuche an Fackali er.asche mit zugesetztemaktiven Strontiumtitanat (bei HOC C gesinter t ) ergaben, daß bei der Behandlung der Asche mitkonzentrierter Salpetersaeure nur wniger -Js 5 % des aktiven Materials geloest werden, derRest erst durch den Fluoridaufschliß. l> ergibt sich daher bei der Sr-90-Bestisiinung kein großerFehler, wenn nur die salpetersaure Loesung aus den Aufschluß seiferverarbeitet x'wtl , dieLoesung aus der direkten Behandlung dt" Asche aber unberuecksichtigt b le ib t .

Nach Auf loesung der Asche in der hier besprochenen Weise liegen je 70 bis 90 ml der beidensalpetersauren Loesungen vor. Zu jeder der Loesungen wird 20 ng inaktives Sr und 20 mg inak-t ives Y in Fora van Chlorid- oder \'itratloeS'jngen zugesetzt. Diese Loesungen «erden nun geson-dert 3 nal i t i t je 55 ml TBP im Schei iMrichler extrahiert. Die drei TBP.Extrakte werden ver-einigt und durch zweimaliges Schuutteln mit je 30 ml konz. Salpetersaeure gewaschen. Bei j e -dea Extraktions - und ßaschvorgjng wird 5 Minuten gsschuettcH. Nun koennen die TBP-Extraktevereinigt werden, die aus den beiden salpetersauren Loesungen erhalten wurden. (Durch Kont ro l l -versuche wurde gezeigt, daß die Extraktionsausbeute durch die Anwesenheit von Bcrsaeure undFluorid in den Salpetersäuren Loesungen nicht nennenswert verringert wird). Aus den verein ig-tun TBP-Extrakten wird das Radioytirium durch viermaliges Schuetteln mit je 65 ml 0,1 H Sal-pelersaeure in waessrige Loesung zurueckextrahiert. Die raessrigen Extrakte werden verein igt .Durch Zugabe von konz. Ammoniak n i rd Yttr iunhydrcxid ausgefaellt. Dieser Niederschlag wird ab-zent r i fug ier t , im Zentrifugenroehrchen einmal c i t Wasser gewaschen und in 1 bis 2 T.1 2 B Sal-petersaeure geloest. Durch Zugabe von 30 ml 8 £iyer Oxalsäureloasung wird dann in Zantrifugen-roehrchfn das Yttriurcoxalai ausgefaellt. Um einen gut f i l t r i e rbaren Niederschlag zu erhal ten.

- 254

wird die Suspension 15 Minuten ia siedenden Kasser erh i tz t .

Fusr die Messung in Gjsdurchf Iu3zaehler wird durch ein Rundfilter (Durchoesser 5b nn) abgesaugt,das in einer Hahn-Kutsche eingespannt i s t . Der noch feuchte Niederschlag aird n i t Methanol gewa-schen, zunaechst an der Luft und dann ia Exsiccator getrocknet und säst F i l te r auf ein Alunini-uiszaehlschaelchen aufgebracht, BJO das F i l ter eventuell durch Ankleben f i x i e r t wird. Die ersteAktivitaetsraessung sol l sobald als isoeglich erfolgen, doch nu3 der Niederschlug vollsi^endigtrocken sein. Eine z.ei te Äktivitaetsnessung tdrd an besten nach zwei bis vier Tagen vorgenan-nten. Dadurch wird ueberpruaft, ob die Aktivi taet n i t der Halbwertszeit des Yttriua-90 (54 Stun-den) abkl ingt. Durch Verfolgen des Abklingens is t sichere Identifizierung einer Sr-'O • Y-90 -Akt iv i taet in den Faekalienaschen noeglich. Ermittlung der Ausbeute der Yttrium-Abtrennung durchWaegung des Yttriunoxalatniedßr Schlags, bzw. des aus ihm durch Vergluehen gewonnenen Yttriumoxids,is t nicht notwendig, da bei unseren Versuchen iraeier Abtrennungsausbeuten von 95 bis 100 % fest-gestellt wurden.

Da sich das Y-90 in der Asch? in radioaktiven Gleichgewicht mit seinen langlebigen HutternuklidSr-90 bef indet, erfolgt die Berechnung des Sr-90-Gehaltes der untersuchten Probe durch dieGleichung:

( I p - I.) x 2A . - _ 1

t/04

2,2 x Q[PCi Sr-90]

Hier bezeichnet t die Zeit ( i n Stunden) zwischen der letzten TBP-Extrakt ion und der Akt iv i -taetsmessung. Fuer die Kessung in unseren Gasdiirchfli/P.zaehler wurde in gesonderten Eichversuchenmit abgetrenntes Y-?0 gefunden: Q » 0,23. Eine natuerliche Aktivitaet L (K-40) der Probe tavßnun natuerl ich nicht beruecksichtigt warden.

Nun kann sieder die Empfindlichkeit der Sr-90-Bestinniung abgeschaetzt werden. Wir nehmen an,da^ ein Y-90-Gehalt des Yttriuaoxalatniedsrschlages bei einer liießdauer vo;i zehn Ininuten ein-deutig fests te l lbar i s t , «enn durch ihn eine etwa dem Leersert entsprechende Irapulsrate her-vorgerufen wird, d.h. tenn l_ - I ,— 25.

Daraus ergibt sich eine ungefaehre facheeisgrenze A25_

2,2 x 0,23

- r^ 50 pCi Sr.93

Auf dem Weg ueber die rddiochemische Abtrsimung von Y-90 kann also noch etwa 0,7 % der Sr-90-Akt iv i taet nachgewiesen werden, die bei dauerndem Einatnen von Luft n i t der MZK an Sr-90 ineiner Faekalienausscheidung auftreten wuerde. Dirch Versendung von Ke?geraetcn mit nied-rigeren Leerwert kann die "achweisgrenze noch seiter abgesenkt werden.

Li teratur

(1) International Cor.raission on Radiological Protection, Report of CoEsiittee 2, "Pcrnissible

dose for internal rad ia t ion" , Health Physics 3 (1960)

(2) K.Z. Korgan, S.S. Snyder, O . Ford, Int.Conf.Peaceful Uses Atomic Energy, Genf 1955,

P 79, Vol. 13, p.139

(3) R.J. Veiten, A.S.Goldin, Analyt.Chea. 33, 123 (1961)

(4) E.R. ßercer, J.D. Burton, K.B. Gunn, A.Black, Health Physics 1_1_, 37 (1965)

(5) Hethods of Radioche^ical Analysis, World Health Organization, Genf, 106G, S.74

(6) J.Ballada, L. Jeannaire, CEA-R-3553

(7) F.A.Centanni, A.Uoss., B.A.DeSesa, Analyt.Chem. 28, 1651 (196b)

. 2 5 5 -

0,05-

;ii:i;rr

—*-"-::-": t *'".":—t-rrtr^"* ;—~:

I ; : ; I : :

Abb. 1:

Ausbeute bei Aktlvltaetseessungea (Srr90 « Y-90) an Faekalienaschen

T'.'A 77T'.4.7^T~, " ' I i ' ' ' 11 *'* I i l l I I I . •. . i t t t j * . . " i " . l ^ r ^ r ^ " l " — t r t . ' T l I * " * , . . . M . . :

^•4n::|::,r;....^u..J rrrj

üAschengewicht (g)

Abb. 2:

Gemessene lapulsraten aufgrund der natuerlichen Aktivitaet (K-40) einer Faekallenasche

Abb. 9: Neues ICRP Modell der Um enklaerung

- 256 -

INVESTIGATION OF TRITIDE AEROSOLS BY USE OF PERSONAL AEROSOL SAfiPLER

J.BIRO, I.FEHE'P. and l.HESZAROS

Central Research Inst i tute for Physics, Budapest

Introduction ;

In neutron generators applied for nuclear physics research and activation analysis Zr-T, or i-

H-T targets are used for the production of 14 KeV neutrons. The use of these targets may lead j '

to t r i t i u a incorporation, as pointed out in a number of papers on the production and operation

of t h i s type of generators [ i ] [ 2 ] [ 3 ] , Some authors think the incorporation hazard to be due

to the inhalation of t r i t i u m gas released fron the targets. J.A.B. GIBSON and A.K. BURT [ 4 ] ;

found that t r i t i u a gas adsorbs on the brass parts of the generator. Other authors did not con- !

sider the p o s s i b i l i t y of incorporatior even i f they observed the detachment of particles from i

the target surface [ 5 ] , •;

In the Central Research I n s t i t u t e for Physics i t was observed in the course of routine radiation I

protect ion control of the personnel working with neutron generators using t r i t i u m targets that >

the body burden nay a t t a i n for soae individuals the naximum permissible value. Our experinen- I

t a i investigations of t h i s problem were reported [ 6 ] and i t »as shown [ 7 ] that the t r i t i u a ;

Intake originates in the f i r s t place froa the detachment of metal t r i t i d e part ic les froa the .$.

target and not from the released t r i t i u n gas.

In order to study the incorporation process due to the intake of metal t r i t i d e , a personal '

aerosol sanpler and a sui table autoradiographic method were developed f o r the evaluation of

the parameters of aerosol aetal t r i t ides. These aethoris w i l l be described and the results of •

iooe Bodel experiments « i l l be reported in the fol lowing.

General consideration *

Our neasureoents have shown in the laboratories equipped with neutron generators using t r i t i u a \

targets surface contamination of the order of O.^Ci to 3,3 oCi/100 en with inhosiogeneous dfs- •

t r i b u t i o n . The aerosol a c t i v i t y , depending on the nature of the manipulations, varied fron \

0,1 to 30 μ^m-* and the body burden of persons exposed to these a c t i v i t i e s »as found to be \

0,1 . 1 HPBB and to increase whenever the target was replaced or cleaned. I t was observed to

decrease with a half- l i fe of 8 - 12 days [ß]. The origin of the activity intake was studied and )i t could be proved by autoradiographic method that i t was due to Zr-T, or Ti-T particles detachedfroa the target [7] . There are three possible ways 5n which the active particles nay get into i

the human body, namely, »I

1. Via the respiratory tract J,2. Adsorption of t r i t iun through the skin contaninated by the particles >3. 8y ingestion of active particles with the food. •

Considering the chesncal stabil i ty of Zr-T and Ti-T conpound the adsorption through the skin is ?

unlikely, and elementary rules of hygiene practically prevent any ingestion of hand contaminated |

food. Our investigations have been centred therefore on the process of activity ingestion by j

inhalation.

The activity deposition froa radio-aerosols in different parts of the respiratory tract dependson the activity median aerodynamic diameter /AWAD/ of the inhaled aerosol particle and on h egeometric standard deviation 0g of this value [ s ] . These parameters can be evaluated by analysing . ;the variation of particle size with the ueasured activity. If the average specific activity of |the aerosols present in the sampled air during the exposure is known, i t is possible to predict i .the value of the activity deposited during the tiae of exposure. The predicted value pemits to •

257

evaluate the burden in the different parts of the respiratory tract and inferences can be aadeon the metabolic processes involved in the incorporation and clearance of the activity. Twosources of contamination by aerosol activity can be distinguished. The target with an activityof the order of 10 Ci froa which t r i tide particles may be detached due to mechanical agitationcan be considered an intensepuint source of aerosols. The concentration and particle size dis-tribution of aerosols shot/s a high spatial gradient in the environment of the target. The re-suspension of the active fall-out can be considered a different aerosol source having an inten-sity of lower order of nagnitude and yielding a more homogeneous concentration. In the earlierinvestigations [6,7] we have observed a difference in the body burden of persons working withtritium targets under the same conditions . I t was also apparent that the body burden is lowfor operators working at a greater distance from the manipulation area, though in the samelaboratory. This confined our original assumption that the principal source of aerosols isthe target and that the burden originating from the resuspension of aerosols is relatively small.Considering the great spatial gradient of the aerosol parameters, a reliable study of the incor-poration hazard can be perforned only by sampling the air in the vicinity of the respiratorytract. This can be properly dona only by means of a personal aerosol sampler.

The tritium activity of the aerosols saapled by the personal sampler can be easily evaluated byliquid scinti l lat ion counter after combustion, using the relatively simple and highly sensitivenethod developed earlier for a stationary aerosol sampler [ö] .

To evaluate the paraneters of the particle size versus activity distribution, an autoradiographicmethod was developed. The half thickness for the tritium beta particles in Zr is Q,06un, thus forthe beta activity measurement the conventional liquid emulsion and grain counting technique isapplicable only for particle sizes sr-.aller than 0,1 pia, and the sizes of the Zr-T particles aredi f f icul t to determine in the presence of the 0,2 - 0,5uia silver grains. Assuming the usual spe-ci f ic activity of Zr-T targets and spherical geometry, a diameter of 0,1 pm corresponds to about1 pCi activity per particle. Ir. our experiments the activity per particle was found to vary fromthe order of nCi to μCi and for this reason an alternative method, that is bremsStrahlung detect-ion had to be used.

Let us assume that for a Zr-T particle of i 1 um diameter, the probability of beta particle es-cape is nsgligible and that i t produces a bressstrahlung proportional to the activity symbolizedby A. Using the contact autoradiographic equipment shown in Fig.1, the intensity of the brens-strahlung observed at any point of the periphery of a circle with radius r can be expressed as

where k1 is a proportionality factor, f is the distance between source and emulsion,is the p dependent absorption coefficient of polyethylene for brcasstrahlung. The density F pro-duced by the brerasstrahlung in the upper layer of the emulsion i.e. in a thin detector layer -assuming non-significant distortion of the spectrum - can be expressed with a good approximation,as

F • k« j - I b

where £• is the thickness of the polyethylene f o i l separating the source from the emulsion and k"

is a constant characterizing the s e n s i t i v i t y of the emulsion. Assuming now r > t , we have

f ^ r , then by substituting into t h i s formula the diameter D - 2r of the dark spot with the

sama constant F produced around the active source, the a c t i v i t y producing the sane value of F

can be expressed as a function of D and conbining a l l the constants in the term K, the a c t i v i t y

can be evaluated fro^i tha expression

„3

A - K -

e

D3

- 258

The above conditions are best satisfied i f the value of F is chosen to be the siniaui detectabledarkening. The D dependence of the exponential tern was analyzed by a numerical sethod. Thebreasstrahlung speccn» »as calculated by »yard's «ethod [lO] from the tritium beta spectru« [9 ]by dividing I t into 6 equal groups of 3 keV each, then evaluating the variation of the expo-nential tern in the interval from D . 0.12 ns to D - 1,2 an, the practically largest spot dia-»eter. In the calculations also the self-absorption of Zr «as taken approxisately into accountand i t eas found that the value of the exponential term varied by a factor of 2,4, which isnegligible in f i rs t approxination as compared with the three orders of aagnitude by which theactivity was found to vary.

poabining a l l the constants into K'a we obtain

A - K« . D 3

The value of K1 can be obtained from experimental data. The active particles producing dark spotsof various diaoeters are removed individually fron the aerosol f i l t e r , then coabusted and eeasu-red by liquid scinti l lat ion method. The different values of the activity A, measured for partic-les of different sizes, yield the calibration curve for the evaluation of the dark spots.

The particles which are larger than 10 \im can be well identified by aicroscope in the centre ofthe dark spots. Their diameter can be leasured and the activity evaluated. Assuming the specificactivity of the particles to be the sane, i t is sufficient to measure the diameter of a few well•easurable particles, and for the rest i t is enough to evaluate the activity by autoradiographic•ethod and tc infere the diameter froa the activity. Taking a log-normal distribution of particlesthe paraaeters AMAD and d g can be determined graphically.

After evaluation of the aerosol parameters of the aerosol f i l ter can be coabusted and the totalactivity can be evaluated which permits to estimate the activity deposition in the different partsof the respiratory tract.

ExperJBental

1 . Personal aerosol sampler

For the investigations of the aerosol metal t r i tide incorporation hazard a personal aerosol sampler»as developed. The device consists of a rubber membrane puap driven by a snail size d.c. motor,a flow-neter and a Synpor 3 aerosol membrane f i l t e r connected to the puitp.

The technical data of the aerosol saapler are the following:Dimensions 125 x 75 x 30 na3

»eight 360 gPower consumption 480 aA at 2,3 V 'Flow rate 380 l i t re /hPiston swept 5 > 1 / r e v o 1 u t i o n

VoluaeFi l ter 25 BB dlaaeter Synpor 3 eeabrane f i l t e rPower supply 2 SAFT V0 4 type N!-Cd batteriesOperation tiue continuous for 8 hours/ without recharging/, performance stability j 10 %

The device can be carried suspended frou the neck. Owing to its snail size and weight, i t does

not iapede the work of the operator concerned . /Fig.2/

. 259 -

2, Autoradiography of nesbrane f i l t e r s

The autoradiography of membrane f i l t e r s was investigated on both, liquid emulsion and consmer-

cial ly available films with emulsion coating.

In the case of liquid emulsions the membrane f i l t e r »as pasted by a 10 % gelatine solution tothe slide of the nicroscope. Applying llford G-5 emulsion coating of about 10 \m thickness theslides sere developed after an exposure of 2'f hours. The dark spots produced by brerasstrahlungcan be observed even visually in the case of higher activity particles. The dark spots due tolower activity particles are also «ell apparent in the moderately magnified slides. However,the diameter of the active particle located in the centre of the dar!- spot »as d i f f i c u l t tomeasure. Moreover, the possibility of activity loss due to chemical reaction during the deve-loping and fixation favoured the choice of the less sensitive but considerably simpler contactautoradiography.

The merabrane f i l t e r soaked with ethanol eas placed on the slide and exposed for a few minutesto ether vapour. This raade the f i l t e r transparent and definitely localized the particles collec-ted on the membrane f i l t e r . The processed slides were then introduced into a l ight-tight box,covered »ith a polyethylene f o i l of 3,5 mg/cm? thickness, topped by QR'A'O RD 3 fi lm and con-pressed by elastic l id. After an exposure for one week, the film was developed and for evalua-tion linearly 7 times enlarged prints were prepared /Fig.3/,, On the enlargement the number andthe diameter D1 •• ?D of the white spots corresponding to the bremsstrahlung were evaluatedwith the use of particle diameter analyzer [11], The sizes of the active Zr-T particles were .

identified under microscope by comparing the dark spots in the autoradiogram with the activeparticles on the f i l t e r . After identification the "fiIra was slightly displaced and a microscopicphotograph was taken of the particles appearing at the sites of spots. Particle sizes above10 \m can be measured on the photographs to reasonable accuracy. In Fig.^ the photograph of 3active and a few inactive particles is shown.

For calibration and specific activity measurement some of the «ell identifiable active particleswere removed from the f i l t e r /Fig.5/ and upon combustion their activity was measured by theliquid scinti l lat ion method.

Results

The autoradiographic method developed for the analysis of Zr-T particles sampled by the personalaerosol f i l t e r was tested in a model experiment. A Zr-T target was introduced into a tube acrosswhich f i l tered air was pumped with the use of the aerosol sampler. The Zr-T particles detachedfrom the target were collected by the membrane f i l t e r of the sampler.

The detached particles could be identified and their laminated structure also observed bynicroscope /Fig.6/. On the microscopic photograph of the target surface /Fig.7/ the lamellarstructure is well apparent.

From the contact autoradiogram the diameter was evaluated for a set of identified active partic-les. These were subsequently reraoved, and combusted before activity measurement. The measuredvalues of the activities given in Fig. 8 show an increase with the square of the diameter value.The thickness of the plates was evaluated from the specific target activity, as 0,9 \m.

The simplifying approximations used in the theoretical considerations hold in this range ofsizes and I t was found, as expected, that in the interval from nCi to μCi the activity isproportional to the cube of the dark spot diameter, as apparent from Fig.9. In plotting the

- 26o -

cal ibrat ion curve the snail dark spots corresponding to particles of sizes below 10 p could notbe di f ferent iated with respect to size but the part ic le ac t iv i t ies were d is t inct ly measurableand the cubic re la t ion »as found to be val id even for part ic le sizes of 1-Z p Kith ac t i v i t i esof nCi order.

Considering the above resul ts, i t is seen that the diameter of the ac t i v i t y particles varies3S DJ '2 »i th D being the diaaeter of the dark spot produced by the active part ic le. Thisrelationship can be seen from Fig. 10, I f the part icles are of ilia same specific ac t i v i t y , thediameter curve can be extrapolated to values of ?-3 un which cannot be direct ly seasured bymicroscopical method and the paraireters of the act iv i ty d is t r ibut ion in terns nf par t ic le sizecan be determined down to act iv i t ies of a few nCr and sizes of a few un,

fi'e have plotted the par t ic le size versus ac t i v i t y curve far the part ic les detached from Zr-Ttarget using the date from two experiments. Tfis curves are shown in Fig. 11. The curves showapproximately log-normal d is t r ibut ion. The values of the ac t iv i ty median diameter were foundto be AMD] . 8,8 U.TI and Af'Dz » 10.5 ura, °g - 1,9. In calculating the value of AVAD, i t wasassimed that the deposition rate of the plate forn part ic le is equal to that o! a sphere of tiiesame density with a diameter equal to 0,6 AMD. Thus, we get the expression

C fr T [ 0 , 6 AMD)2

where K ? , ^ 6 , ^ is the ratio of the Zr-T target density to unit density. Substituting themeasured values, we find AiilAD. • 13,A [un], AKAD? - 25 [um]. If one accepts the ICRP recommen-dation [3 ] , this means that practically the total aerosol activity detached from the Zr-Ttarget in the tost tube wil l be deposited on inhalation in the upper parts of the respiratorytracts and only about a few percents / 3-5? / may get into the lower tracts.

For particles detached from the target during mounting or maintenance, and distributed over alarger volume as compared with the test tube, thus, under the actual conditions of exposure,the value of AtlAD is expected to bo lower because of the sedimentation of particles, and thefraction of activity reaching the lower tracts is expected to increase.

Conclusions, future programme

The investigations reported now show that the personal aerosol sampler in combination with thecontact autoradiographic method of sample analysis is useful for the evaluation of the para-meters of Zr-T aerosols lying in the range from 2 to 50 \m Al'D detached from Zr-T targets. Thetest tube experiments proved the Zr-T part ic les detached from the target to be innalable. I twas established that a large fract ion is l i ke ly to be adsorbed on the upper respiratory tractsand to pass from there in a few hours to the intestinary tracts from which upon oxidation, partor the total amount of ingested part ic les gets into the ci rculat ion.

As a next step we intend to use this method for the determination of the act iv i ty deposition in

humans, »e should l i ke to study the d is t r ibu t ion of a primary deposition over the various parts

of the respiratory t rac t in cases of contaminations occurring in practice. Comparison of the

deposition data with those obtained by urine analysis is expected to pern i t the evaluation of

the incorporation probabi l i ty and eventually the na/imun permissible concentration of t r i t i d e

aerosole in a i r .

Sunwary

In order to investigate the incorporation hazard due to the inhalation of aerosol activitiesdetached fron the Zr-T targets used in neutron generators a personal aerosol sampler and anautoradiographic techniqus for the analysis of the sampled aerosols were developed. The• ethod is suitable for the evaluation of the Zr-T concentration and for the determinationof the log-normal parameter of the Zr-T aerosols. The activity median aerodynamic diameterand the geoaetrical standard deviation of the value were calculated and i t was found that oninhalation, the aerosols under investigation are deposited prinarily in the upper respiratorytracts and only a fe« percents of the total activity intake may reach the lower tracts. Modelexperiments proved the nethod to be useful for the comparative analysis of the exposure andbody burden of persons working with Zr-T targets and for the estimation of the maximum per-nissible value of Zr-T aerosol concentration.

REFERENCES

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27

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262 -

Y /YY • \'pI

r

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7*—'—emulsion

v/asfic sheei

membrcne filter

Fig. 1 : Arrangement for contactautoradiographic neasurementof faremsstrahiung fron ZrT particles

Fig. 2: Personal aerosol sampler

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I

Fig. 3: Autoradiograrr. of membrane f i l te r

263

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1.

2.

Fig. 4:

Filter area nith 3 active Zr-T and a few inactive particlesand the dark spots caused by the active particles on auto-

radiography

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31

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Fig. 5;

Zr-T particle isolated fron nenrane filter for activity«easureaent

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Flg. 6;

Microscopic view of Zr-T target surface

Hg, 7;

Microscopic view of Zr-T psrtici* collected by neibranefilter

- 265 -

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Fig. 8:

Variation of diameter «ith activity of particles detached froa

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256 -

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tht associated dark spots in the autoradiogran

Log-nornal distributions of active particles detached fros 2r-T targetsfor tso experiaents in test tube

T

257 -

KONTROLLBESSUSGEK DER RADON-LUFT-KONZENTRATI OH AN ARBEITSPLAETZEN BEIVORHANDENSEIN OFFENER RADIlMHALTIGER VERBINDUNGEN

A.URBA{| und E.VIRAGHIns t i t u t fuer Hygiene und Epidemiologie,Budapest

Einfuahrung

222Unter den natuerlichen radioaktiven Elementen sind das Edelgas Radon ( Rn) und dessen re la -t i v kurzlebige Zerfallsprodukte von besonderer Bedeutung, da s ie als Folge des natuerl ichentlrangelialtes der Erde in der Luft stets anwesend sind. Wird in einem geschlossenen Raum mitoffenen radiunhaltigen Verbindungen gearbei tet , so steigt die Radankonzentration des Luf t -rauaes wesentlich an. Es scheint daher zsfeckmaeßig, an solchen Arbeitsplaetzen (wie z.B. inUranbergbau, Laboratorien und Betrieben, die radiuaihaitige Leuchtfarben verwenden) den Radon-gehalt der Luft laufend zu kont ro l l ie ren .

IΒ folgenden wird die Meßmethode beschrieben, mit deren Hi l fe die Konzentrationen von Rn, RaA,RaB und RaC in Luf t auch in jenem Fal l bestimmbar sind, «enn zwischen Rn und seinen eben er-waehnten kurzlebigen Zerfallsprodukten kein radioaktives Gleichgewicht herrscht. Es werden auchHeßergebnisse ueber den Radongehalt der Luft in einem Lagerraum r e f e r i e r t , in den groeßereKengen von Flugzeuggerasten mit radiumhaltigen Leuchtfarben gelagert »urden. Die Versuchser-gebnisse erlauben Schluesse ueber den Wirkungsgrad der Lueftung des Lagerraumes zu ziehen,bz*. ueber das Ausmaß der Erhoehung der Radonkonzentration in der Raualuft nach Abstellen derVent i lat ion.

Meßmethode

Es sind zahlreiche Methoden zur Bestimmung der Radonkonzentratfon bekannt. Bei der vori'-uns ver-wendeten Methode koennen wir drei Schr i t te unterscheiden:

1 , Periodische Probenahne von Aerosol;2, Alpha-Aktfvitaetsnessung des Aerosols;3, Bestimmung der spezifischen Aktiviiaeten von f'n, RaA, RaB und RsC mit Hi l fe einer entspre-

chenden Zerfal lskurve.

Die zum Zsecke der Probennahae entwickelte Einrichtung s t e l l t Abb. 1 dar. Im Probenahaiekopf Pwird ein AUFS-Filter F untergebracht, durch das die Luft mi t te ls einer Luftpumpe L gesaugt "wird. Der nahezu 100 l i ge Kirkungsgrad von AUFS-Filtern erlaubt die praktisch vollkommeneSammlung des Aerosols auf den F i l t e r , Das Volumen der durch das F i l t e r gesaugten Luft i s t n i teiner Gasuhr G meßbar, f.'ach Beendigung der Probenahme wird die Alpha-Aktivitaet des F i l t e r s inAbhaengigkeit von der Zeit ganessen. Aus der Zerfallskurve des kurzlebigen aktiven Nieder-schlages am F i l t e r rechnen wir die Konzentrationen von-RaA, RaB und RaC in der 5 . , 15. bzw.30, Minute nach Beendigung dss Aufsamnelns aus.

Die mathematische Loesung des Problems i s t ein lineares, inhomogenes Dif ferent ia ig io ichungs.systea >sift mehreren Unbekannten, das wir hier nicht ausfuehrlich darlegen, sondern auf dieLiteratur verweisen sollen [ i , 2 , 3 ] .

Der Ausrechnung wird die Zerfallskurve des kurzlebigen aktiven Niederschlages zugrunde gelegt.Soll der t/ert der Zachlrate nach einer Probenahme (5 Minuten Dauer) entsprechend der Ze r fa l l s -kurve in der 5 . , 15. und 30. Minute A /5 / , A/15/ und A/30 Icp./min sein, dann i s t am Ende der5. Minute die Zahl der Atone RaA, RaB und RaC:

- 268 .

«° f t a Ä • 17.3 . A/5/ - 39,3 . A / 1 5 / * 24,8 . A/30/

N°Ra8 ' "6f6 * h^! ' 8^'9 * A/15/* 150'8 • kl^l

RaC - -9,1 . A/5/ * 110,5. A/15/ - 83,8 . A/30/

Dementsprechend sind die Konzentrationen von RaA, RaB und RaC (Atoia/Hter) :

0,335.«°-

32*V

' RaB

QR

0,218.«RaC A'v-° '0 6 7 7-QRaB'v

aC

(1)

(2)

(3)

(0

(5)

(0)

Hier v - Sauggeschwindigkeit (Li t . / l iÜn.)

Die Konzentratfonsserte der Gleichungen [k], (5) und (G) koennen durch Einfuehrung der Zerfal ls-konstanten in praktische Einheiten umgerechnet werden:

R a A - ° ' 1 0 2 ' Q R a A

RaB - 0,0116 . 0,'RaB

0.0H4 . Q|'RaC

pCi/Llt

pCi/Li t

pCi/Li t

(7)

(8)

(9)

Zun Schliß wird die spezifische Radonaktivitaet - in Kenntnis der Konzentrationen von RaD undRaC - mit Hi l fe der Abbildung 2 bestimmt. Diese s t e l l t den Quotienten der spezifischen Akt iv l -taet von Rn und RaB in Abhängigkeit des Atonzahlquotienten von RaC und RaQ ['/j dar. Dis KurveI wird bei kontinuierlicher. Radonenission, Kurve I I in den uebringen Faellen verwendet.

BeSergcbnisse

Auf Anweisung des Gesundheitsninisteri ~s kontrol l ieren wir einen Flugplatz in der Umgebungvon Budapest, auf dessen Gehende radioaktive Leuchtfarben von Flugzeuginstrumenten abgeloestund durch eine andere, nachleuchtende Farbe erseht wird, h Instruraentenlager, w man einegroeßerc c'enge solcher Geraste lagert, wurde die Luftradioaktivitast gemessen und eine ziem-l ieh hohe Aktivitaet fes tgeste l l t . Weitere Gantaa-spektrometrische Untersuchungen bestaetigtendie Annahme, daß die in Frage stehenden Ziffernblaetter der Flugzeuginstrunente tatsacchlichmit radiunihaltiger Leuchtfarbe versehen waren. Die Radonkonzentration des Luftraumes ueber-s'chri t t mit 185 pCi/Li t erheblich den von ICRP empfohlenen äiZK-K'ert von 10 pCi/Li t , Danachwurden in den 130 in3 umfassenden Raun zwei Ventilatoren o i t einer Leistung von 1000 mVstundueingebaut. Ura das radioaktive Gleichgewicht zwischen Radon und seinen kurzlebigen Zerfalls-produkten zu sichern, wurde der Untersuchungsraun vor wiederholten Kessungen hermetisch 1 Tagabgesperrt, flach einer dreißfgainutlgen Lueftung mit tels der Ve.ntflato-en wurde der Konzentra-tionsanstieg von Rn und seinen Folgeprodukten RaA, RaB und RaC bestinst und in der Tabelle 1zahlenaiaeGig dargestell t . Die spezifischen Aktivitaeten des Rn, RaA, RaB und RaC sind in ihrenzeit l ichen Verlauf in Abbildung 3 ersicht l ich.

269 -

Tabelle 1

Zeit/Stundet»

0,00

0,75

1,50

2,25

4,00

5,50

15,00

Rn

18,7

88,8

120

145

174

180

175

Spezifische

RaA

22,7

49,8

104

138

168

181

184

Aktivitaet

RaB

17.7

37

72.5

116

148

151

172

(pCi/Lit)

RaC

12,8

14.7

43,8

76,8

110

115

163

Uteratür

1 Tsivoglou E.C., H.E. Ayer, D.A. Holaday: fiuecleonics 11/7: 40 (1953]

2 Viragh E.: Orvos 'es Technika 6/3:77 (1968) - in Ungarn

3 Raabe O.G., F.S. Patterson: A Method Analysis of Air Sampling Data for Part ic ipate AlphaEmitters in A Radon-Thoron Daughter AtmosphereReport UC-658 Rochester, Nee-York (19Ö'J

4 Lockhart L.0., R. L. Patterson: The Excnt of Radioactive Equilibrium Between Radon and Its

Snort-Lived Daughter Product in the AtmosphereReport HRL-6374 Washington D.C. (1956)

Abb. 1 :

-I

1

• 270 -

3.0 "

i

2,0 ;

& 1 . " • - * .

RaC/RaB Atonzahl

Abb. 2

T1" • 1

i

' ij

ii - :i

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!flaijio«Miv<!s Gleichgtilcht

••—-•-»—Zfc'lI, 10 11T - (Stunden) -

]{_t.J 1!

Abb. 3

BEMUEHUüQDl U» El« 0ESTERRE1CH! SCHFS STRAHLEN SCHUTZGESETZ

G.KOLLEREundesrainisteriuai fuer Soziale Verwaltung

Sehr geehrter Murr Praesident,meine Dosen und Herren!

Es i s t mir eine große Ehre, bei der ersten Tagung des Oesterrekhischen Verbandes fuerStrahl wischiitz als Er st er zu Ihnen sprechen zu duerfen. Leider miß ich g le ich o i t einerEntschuldigung beginnen, da das mir g : s t o l l t e Then a nicht unter den T i te l unserer erstenSitzung eingeordnet werden kann. Befaßt sich doch ein Strahlenschutzgesetz mit Aufgaben,die weit ueber die Probleme der Usgcbtingsueberwüchunn hinausgehen. Ich w i l l zunächstvorsuchen, ihnen, soweit dieses Thema allgemeines Interesse beanspruchen kann, darzule-gen, se i t »arm nan sich in Oesterreid i ua ein Strahlcnschutzgesetz bestueht und welchesSchicksal einen solchen Unternehrion bisher bescliiodcn war. In einen zweiten Tei l moech-te ich ein wenig auf diu Ursachen der Schwierigkeiten, zu einem Strahlenschutzgoset.? zu,gelangen, eingehen und abschließend Ihnen etwas uebur den Inhalt des d t rze i t i gen Fntivur-fes erzaehlen.

Wir haben in Jahro 1057 c r s tna l j «inen Entwurf fuer ein Bundesgesetz ueber Maßnahmen zumSchutzE des Lebens oder der Gesundheit von Menschen vor Schaeden durch ionisierende - • :|Strahlen, kurz "Strahlenschutzgesetz", ausgearbeitet. Dieser Entwurf sah eine sehr ins 'Detai l gehende Regelung der Materie vor und hatte naturgemaeß auslaendische Vorbi lder.Wir hatten diese den oesterrcichischen Regelungen auf den verschiedensten Gebieten an-gepaßt. Dabei fuchrte bereits das Fehlen eines "Atoüigesetzes" als Basis fuer ein Strah-lenschutzgesetz zu Schwierigkeiten, Denn ein Gesetz, welches ausschließlich der Regelungdes Schutzes dienen s o l l , b ie te t auch led ig l ich die ."liocglichkeit, Kenntnisse auf den Ge-biete des Strahlenschutzes, aber nicht umfassende Kenntnisse der einschlaegigen Materiezu verlangen.

In Hai 1958 wurde der Entwurf den zustaendigen Stel len zur Begutachtung uebermit te l t undes wurden mehrfach verfassungsrechtliche Bedenken gegen diesen Entwurf geltend gemacht.V ie l l e i ch t darf ich hier zur Erlacuterung anfuehren, dal unserer Bundesverfassung einBegr i f f wie etwa "Atomwesen" fremd i s t , der es ernoeg) ichen wuerde, durch den Bund einAtoiKjesetz zu schaffen. Desterreich i s t ein Staat auf foederal ist ischer Grundlage undes duerfen daher nur solche Materien durch den Bund geregelt werden, die ihm in der Ver-fassung ausdruecklich zugewiesen werden. Was jedoch n icht ausdruecklich dem Bund zurRegelung zugewiesen wurde, ob l ieg t der Regelung durch die Bundeslaender und daraus er-klaercn sich auch die verfassungsrechtlichen Bedenken, die gegen einen Strahlenschutzge-setzentsurf auf Bundesebene geltend gemacht mirden.

Zur Klaerung dieser fuer die weiteren gesetzgeberischen Arbeiten grundsaetzlichen Fragens t e l l t e daher die Bundesregierung ueber Antrag des Sozialministers am 1 G.Juni 1959 den An-trag beim Verfassungsgurichtshof fes tzuste l len , ob der Bund die Zustaendigkeit zur Gesetz-gebung und Vollziehung von Maßnahmen bes i tz t , wie sie im Entwurf eines Strahlenschutzge-sotzes vorgesehen sind. Mit Erkenntnis von 11.Dezember 1959-sprach der Verfassungsgerichts -hof den Rechtssatz aus, daß der allgemeine Schutz der Gesundheit und des Lebens von Ken-schen gegen Schaeden durch ionisierende Strahlen eine Angelegenheit gemäß Ar t . 10, Abs. 1 ,Z.12, BVG (Gesundheitswesen) sei und in Gesetzgebung und Vollziehung dem Bund zustehe.

Nach Klaerung der Kompetenz e r fo lg te eine weitere gruendliche Ueberarboitung des Entwurfes,er wurde neuerlich dem Begutachtungsverfahren unterworfen, die eingelangten Stellungnahmen

ü•Vi

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soweit noegl ich beruecks ich t ig t und aa 10. Jaenner 1961 im M in i s te r ra t eingebracht. Dieserst imnte jedoch dem Gesetzentwurf n icht zu , sondern beschloß die Einsetzung eines Gcamten-koiaitees zur Durchfuehrung weiterer Beratungen. In Rannen dieses Komitees fanden in der

I F o l° .e ra't den verschiedenen Ressorts Besprechungen s t a t t , d ie zu e i n e r weitgehenden Uebar-I einsti iMung der Standpunkte fuehr te . Wesentliche Auffassungsdifferenzen ergaben s ich Je-l l doch mi t dem Bundesministerium fuer Handel und Wiederaufbau in der Frage der Zustaendig-r | k e i t . Es wurde von dieser Seite eingewendet, daß nach dem Erkenntnis des Verfassungsge-,.| r i ch tshofes wohl der allgemeine Schutz der Gesundheit und des Lebens vor ionisierenden; | Strahlen eine Angelegenheit des Gesundheitswesens s e i , es sich aber der Verwendung von" I rad ioakt iven Sto f fen i n einen gewerblichen Betr ieb um einen besonderen Schutz handle und

daher h ie r der Kompetenztatbestand "Angelegenheiten des Gewerbes und der Indus t r ie " bzw."Arbe i te r - und Angestel l tenschutz11 gegeben s e i .

Von diesem Grundsatz ausgehend sprachen s i ch d ie Vertreter dieses Ressorts bei den Bera-tungen dagegen aus, daß ein der Gewerbeordnung unterliegender Bet r ieb einer besonderenGenehmigung fuer den Umgang mi t rad ioak t i ven Stoffen beduerfe und h ie fuer a ls Genehmi-gungsbehoerde in l e t z t e r Instanz das ßundesministerium fuer soz ia le Verwaltung zustaendKgwaere.

In der Folge befaßte s ich auch die Bundesregierung mit der Frage der Ressortzustaendigkeitund beschloß, den Verfassungsdienst des Bundeskanzleramtes zu beauftragen, auf Grund des

,j>j ergangenen Erkenntnisses des Verfassungsgerichtshofes von 11 . Dezember 1959 ein Gutachtenueber d ie Kompetenzfragen "Strahlenschutz11 vorzulegen. Dies geschah auch und in der 68.Mi-nisterratssitzung am 4.Dezember 1962 wurde dieses Gutachten e r s t a t t e t . Der Tenor desselben

a ging a l l e rd i ngs dah in , daß aus dem eruaehnten Erkenntnis des Verfassungsgerichtshofes"zur Frag:, der Zustaend igke i tsver te i lung zwischen den einzelnen Bundesministerien auf demGebiete des Strahlenschutzes unmit te lbar n i ch ts zu gewinnen i s t " .

Die Besprechungen mi t dem Bundesministerium fuer Handel und Wiederaufbau wurden wei terge-f u e h r t i doch kam es aus Kompetenzgrucnden b i s zum Herbst 1964 zu keinem echten F o r t s c h r i t t .Bis zu diesem Ze i tpunkt wurde versucht , e ine Zerspl i t terung und damit verbunden eine Ver-schiedenheit i n der Regelung des Strahlenschutzes hintanzuhalten. Im Herbst 1964 hat dannder damalige Soz ia lm in is te r um der Sache w i l l e n entschieden, daß der Grundsatz der Ein-h e i t l i c h k e i t und e inhe i t l i chen Bewill igungsbehoerde aufzugeben s e i . Es s o l l t e nun denWuenschen des Bundesministeriums fuer Handel und Wiederaufbau h i n s i c h t l i c h seiner Zustaen-d l g k e i t zur Vol lz iehung des Gesetzes im Rahmen seines Wirkungsbereiches Rechnung getragenwerden. Nachdem der Gesetzentwurf i n diesem Sinne umgearbeitet worden war, fandon d ieersten m e r i t o r i sehen Beratungen s t a t t .

Am 15. Februar 1965 fand im Bundesministerium fuer soziale Verwaltung eine Besprechung mi tdem Bundesministerium fuer Handel und Wiederaufbau auf hoechster Beamtenebene s t a t t , beider man das grundsaetz l iche Einverstaendnis mi t dem vorgelegton Gcsatzcsentwiirf f e s t s t e l l -te und zur wei teren Beratung ein Redaktionskomitee, bestehend aus einschlaegigen Fachbe-amten und J u r i s t e n beider Ressorts, e inse tz te . Diesem Redaktionskomi tee gelang es in mehra l s 80 Sitzungen, einen f a s t v o e l l i g neuen Entwurf zu erarbe i ten , bei dem nur wenigo Fragenof fen b le iben mußten.

Dieses Elaborat , das kaum mehr eine Aehn l ichke l t mit dem ers ten , 1957 ausgearbeiteten Ent-wurf au fwe is t , konnte im JunJ 1967 weiteren Zent ra ls te l len zur Stellungnahme uebermi t te l twerden und es haben noch vor Somnerbeginn ers te Kontaktgespraeche mit diesen Ressorts s t a t t -gefunden. Inzwischen l iegen uns auch deren Stellungnahmen vor. Diese werden zur Ze l t bear-b e i t e t und i n wei teren Besprechungen wi rd versucht »erden, ein tragbar.es Kompromiß zuf inden.

Nuchdera ich Ihnen nun den Schicksalsweg eines Gesetzentwurfes, der seit 10 Jahren auf derReise i s t , geschi ldert habe, moechte ich Ihnen doch auch einiges ueber die Ursachen der

1

. 273 -

Schwierigkeiten berichten, wie ich sie sehe, Da i s t zunaechst die inner noch zumindestre la t i ve Neuheit und Unbokanntheit der Materie, die von der Terminologie an bereits zuSrlhwTerTgkeTterTfuehrt7~crner sine gewisse Mystik und Ablehnung von wehr oder wenigerUnklaren, von dem aber g le ichze i t ig der Eindruck besteht, daß es eine rasch zunehmendeBedeutung erhaelt; wie sol l abgeschaetzt eerden, ob nicht in Hinkunft Bestimmungen sichfuer dieses öder jenes Ressort als nachteil ig erweisen koennen oder v ip, l le icht sogar alsfortschrftthtonend? lue sol l Ran abschaetzen, »eiche Schwierigkeiten sich in der Praxisaus diesen odflr ]enen Formulierungen ergeben wsrden7 Koch dazu haben wir von Hachbar-laendern bereits wiederholte Klagen gehoert, daß die Einhaltung der einschlaegigen Be-stimnungen sie mit verneidbaren Kosten belastet, usf.

Ein weiterer sehr gravierender Umstand is t die Anwendung radioaktiver Stoffe oder Strah-leneinrichtuiigen in den verschiedensten Lebensbereichen, Danken Sie an die Jetzt inOesterreich haeufig d iskut ier te Frage des Kornkraftwerkes. In absehbarer Zeit wird dieaus einem solchen gewonnene elektr ische Energie b i l l i g e r sein, als die aus Kohle oderErdoel gewonneno. Zumal wir dßn Zeitraum absehen koennen, in ».'eichen auch in Oesterreichein Atomkraftwerk von v ie l l e i ch t 400 - 600 WH Leistung in Planung und Errichtung gehenwird. Sol l te eine solche Aussicht nicht die zustaendigen Stellen auf den Plan rufen?Oder denken Sie an die Industr io! Sprunghaft s te igt die Verwendung von Isotopen an undsie re icht vom Fuellstandsanzeiger ueber Dickenrncßgeraete, Schweißnahtpruefung in derProduktion bis zu den verschiedensten Erzeugnissen mit radioaktiven Leuchtfarben und biszum Schulreaktor. Jedenfalls ein ungeheuer großes Spektrum von Verwendungsmöglichkeiten,dessen Grenzen noch gar nicht absehbar sind. Und a l le Moeglichkeiton einer Erzeugung oderVerwendung sollen.vom Standpunkt des Schutzes der Menschen durch ein Gesetz - denn auchd?e Verordnungen muessen sich ja in einem Rahmen bewegen, der durch das Gesetz bereitsabgesteckt i s t - eine sinnvolle Regelung finden. Besteht nicht die Gefahr, daß auf Grundder ungeheuren Vie l fa l t die vorgesehene Regelung in einem Falle unerlaeßlich, in einenanderen eben noch vertretbar, aber in einen d r i t ten widersinnig sein koennte und entwick-lungshemmend? Bei den bisher angefuehrten Gebieten i s t es immer um die praktische Anwen-dung berei ts entwickelter Methoden oder Verfahren gegangen. Aber welche Bedeutung könntder Verwendung von Strahlern, Beschleunigern und Reaktoren erst in der wissenschaftlichenForschung zu? Alle naturwissenschaftlichen Zweige, von der Physik ueber die Chemie biszur Medizin sind grundlegend beeinflußt worden und ohne die Anwendung ionisierender Strah-len i s t eine moderne Forschung wieder von z.B. der Metallurgie bis zur Krebsforschung un-denkbar. Darf es uns wundern, wenn die Hochschulen Bedenken gegen ein Gesetz anmelden,von den sie befuerchten, daS es ihre Forschertaetigkeit durch bürokrat ische Maßnahmen er-schweren oder behindern koennte? Denken Sie an ein weiteres Gebiet, die Landwirtschaft,in welcher durch Mutationen Eigenschaften an Pflanzen bewirkt werden koennen, die z.B. ihreZuechtung in bestimmten klimatischen Gebieten erst ermoeg l iehen, denken Sie an die Schaed-lingsbekaempfumj bei gelagertem Getreide, an die Auskeimungsverhinderung, z.B. bei Kar-to f fe ln durch Bestrahlung und letzten Endes an die Konservierung von Lebensmitteln durchStrahleneinwirkung. Grund genug fuer eine sehr vorsichtige Einstellung zu gesetzlichen Re-gelungen.

Ich habe Ihnen hier nur einige Ideine Beispiolo, von denen ich gar nicht behaupten moechte,daß sie die wichtigsten sind, vorgelegt, und ich b i t t e a l l e , deren spezielles Gebiet ichhier n icht erwachnt habe, um Entschuldigung; die Aufzaehlung bedeutet ke iner le i Wertung.Ich habe Z . B ; mein ureigenstes Gebiet, die Medizin - heuto noch groeßter Isotopenanwenderund durch die Anwendung von lloentgenstrahlon und des Radiums auch aeltester Verwender io-nisierender Strahlen - auch nur ganz am Rande erwaehnt. Aber - v ie l le ich t konnte ich Ihneneinmal mehr die ungeheure V i e l f a l t der Anwendung ionisierender Strahlen vor Auge fuehrenund daraus auch die Schwierigkeit der Erstellung eines Gesetzentwurfes, der ohne Behinderungder Entwicklung doch fuer den Schutz der Menschen sorgen s o l l , dartun. Am ehesten kann, be-sonders auch unter Beruecksichtigung der raschen Entwicklung auf den Atomsektor, ein Rahmen-gesetz, das die Regelung der einzelnen Materien durch Verordnungen vorsieht, entsprechen.Verordnungen koennen rascher den Entwicklungen und neuen wissenschaftlichen Erkenntnissen

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angepaßt werden und e r s c h e i n e n daher a l s Fora eher addequat. Noch e i n e m i r sehr bed- . i tende rsche inende Ursache f u e r v i e l e S c h w i e r i g k e i t e n muechte i ch crwaehnen. Das Atom m i t se inenAuss t rah lungen i n d i e v e r s c h i e d e n s t e n Lebensbere ichs kan i n e inen der hohen Z i v i l i s a t i o n s -s t u f e en tsprechend g e s e t z l i c h g e r e g e l t e n Lebonsbere ich und n i c h t i n s i n e r s t zu o r g a n i s i e -

,«» rendes Gemeinwesen. Das b e d e u t e t , daß b e r e i t s z a h l r e i c h e g e s e t z l i c h e Rcnelumjcn bes tehen ,j f f w i e d ' ß Gewerbeordnung, das Kasserrecht, Reoelüngen'nliT'uTn'TTcKtrTzüäötsie'Ktör uva. Daraus

erg ib t sich die Notwendigkeit der In tegra t ion neuer Vorschri f ten in be re i t s bestehende, derAdaptierung von bestehenden, nicht fuer diesen Zweck geschaffenen Regelungen fuer diese neueBater le u.ae.

Zwei weitere gegensaetzl iche Tendenzen norden auch sofort verstaendl ich werden, na cm l iehe inerse i ts das Bestreben, durch moeglkhst allgemeine Fonuliornmqen intensiver Auslcgungs-moeglichkeiten zu gewinnen, um moeglichst vTeTen~STTüälYö"nen~Fegöqnen zu koennen und anderer-s e i t s der genau gegentei l igen des jewei l igen Partners, der ebenso verst jendl lcherwelso nachkonkreten E ing r i f f en und einer kasds t ischen j fege lung s t reb t , aus Besorgnls.nicht absehenzu koennen, welchen Dingen er zustimmt.

Ich glaube, ich habe Ihnen nun genuegond in der li 'aterie selbst gelegene Gruende fuer dieSchwierigkeiten der Zustandebring'ung eines Strahlenschutzgesetzes dargelegt und es Ihnenverstaendl ich ganacht, da?, auch • besten S i l Ion auf al len Seiten angcnoimaen - die Schwierig-ke i ten beacht l ich s ind . Lassen Sie flieh Ihnen nun einige Grundsaetzf; fuesr die Regelung dosStrahlenschutzes m i t t e i l e n und g le ich f e s t s t e l l e n , da? 211 keiner Zei t ernsthafte Zweifel nnder Notwendigkeit eines solchen Gesetzes geaeußert wurden. Das haben wir wahrscheinlich dornspektakulaeren ersten Auftreten des Atoms e inerse i t s und anderersei ts der Tatsache, daß Immerhaeufiger unsere eigene Zei t a ls Atomzei ta l ter bezeichnet wird unddiß in Sien d ie I n te rna t i o -nale Atombohoerde ihren Sitz hat , zu verdanken. Daß die Anwendung ionis ierender Strahlen

rj manche neue Forschungen ers t ermoegl icht, aber auch in der Praxis ein Helfer der Menschensein kann, i s t bekannt; aber wia auch bei der Anwendung dr" e lek t r ischen Energie sind Vor-sch r i f t en e r f o r d e r l i c h , um die Gefahren in tragbaren Grenzen zu ha l ten . D.h., daß Vorsorgeget ro f fen werden muß, daß die Einwirkung ionis ierender Strahlen auf (.'cn Menschen best!winteGrenzwerte n ich t ueberschre i te t . Diesem Z ie l dienen l e t z t l i c h a l l e Maßnahmen, die ein Strah-lenschutzgssetz zu s ta tu ie ren hat.

Der derar t ige Entwurf gliedert sich in 6 Te i le . Der erst« umschreibt den Geltungsbereich, wo-a bei der üV.gang mit rad ioakt iven Ste f fen , der uotr ieb von Strahlen ei nr ichtuujen und die lleber-

• wqchung der Unweit auf rad ioakt ive Vennreinigungcn angefuehrt werden. Weiters br ingt erden Grundsatz, daß jede Einwirkung ion is ie render Strahlen auf den menschlichen Kocrper sogering wie moeglich zu hal ten sei und d ie Anwendung Ionisierender Strahlen auf den mensch-l ichen Koerper nur aus medizinischen Gruendon zulaessig se i . Weiters entheb t d ieätr Tei l

:„ noch Begriffsbestimmungen, wie sie fuer u.'.s Gesetz gelten su l len. Im zweiten To i l -B i rd d ieI Err ichtung und der Bet r ieb von Anlagen ge rege l t , f e s t g e s t e l l t , unter welchen Voraussetzungen

l e d i g l i c h eine Bet r iebs- aber keine Err ichtungsbowi l l igung e r f o r d e r l i c h i s t , wie bei Aen-derungen oder Erweiterungen von Anlagen vorzugehen i s t und was zu geschehen hat , wenn e inWechsel der Person des Inhabers der Bewi l l igung erfolgen s o l l . Dann wi rd der sonstige Umgang

,,,, «i l t radioakt iven Stof fen oder S t rah lener r i ch tungen geregelt und auch die KoegHchkait -'orge-Jf sehen, nachtraegl ich noch gewisse zusautz l iche Vorschreibungen fuc r d in Botrieb erlassen zu

koennen. ( la tuer l ich mußten auch Ausnahmen von der Bon i l l i gungsp f l i ch t vorgesehen \ierdan fuerd ie Fae l le , wo keine Rlsken fuer die Gesundheit entstehen. Als sehr wesentl ich haben wir esangesehen, daß wuehrend des Betriebes von Anlagen stets eine Person mit genuegend Kenntnissenim Strahlenschutz im Hinb l ick auf d ie ausgeuebte Taetigkeit anwesend i s t , der sogenannteStrahlenschutzbeauftragte. Auch mit den Fragen der Unlersagung eines Getriebes und mit Kab-nahmen bei u . -? l t te lbar drohender Gefahr befaßt s ich dieser Gesetzeste i l . Ferner wird auch eineZulassung von Bauarten von Geraeten vorgesehen, die entweder rad ioak t i ve Stoffe enthalten oderStrahleneinr ichtungen s ind . Dies scheint uns sowohl aus Grucndcn des Schutzes als auch einerVereinfachung w ich t i g und f i nde t sein Illuster in der Zulassung der Bauarten von Kraftfahrzeugen.

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'."• i i / . i i I I T . 1 ' h ' i I -I ?••• ' . ' n . t r ' . " • i i i i i . i i 2 r '• .• , " . " ' . n . . ' u • ...' . I . , . - n o t . ( i u .'• I r i i e r ' . - r . v . a i -

V ! : ' I " ' '.'.'.','.; u ' ' !• !•' ; ' , v i t M 1 ' ' •' , i ' : . i i . n o < " ' '-;'•' ' ' ' - f ' " i i | ' . i " ••'; '-•-:• 1 i f. h u i f i l -'. •'! T ' T . S - ; " . ' I I W -

' . . r , ! , ' * f i ' w ' - ~ . . ' , i ' . V . i " . O I . Q V M , : , " ' i . . ' ' r i u I 1 ! i . . . . 1 . ' - ' i ' l ; ' . l i ' i ' ' i ' i ' i i '••'•'•' o . ! " ' " , i T ' . i i ^ t ; i e r - e g

: i : ; i ; . I r t i . i -. • , . . i . ' v l . s'. :•• • i i i , , ' i . r i , r i-. r t •!, ' . . n , ü 1 . ' ••/., o - , , i : l t i i ' : n ••• i " , i , t i l i p e r -

i : : , . ' - i U . i ' i . 1 ; 0 . . r . n ' ' ' i r ; j 1 ; o ! . •• i . ' C C M I I ? . i n , ' i - . 1 V • r i r : i ' 1 " - i i I o r i v : . : , r i I T •. ; - ; , . : r , i l i v l i

j ' , i • • • J u w l t r > i . i '• " - v i r \ o '•' •••'...' I s ! c . i i ' i i i i i : * i . • > 1 V •-'•Z'it •....; I * i ' . ' . . e - ' . . i r u O ^ S i r j ' n -

I v ' . ' : . l i i l z ^ r . - i . ' i , ' i i , ' , i r l i :'!•.• t '•!•. 1 1 . v V " i : . i " , •;, ( i a r s u i 1 ! . , ' i ; . , i i . i r - .•:.-, - . . r s . - . n V s n n

I ' J ' . . i ' " , t r i . . . " ' i » .. . i i j u " . .V. , I : ' J . " ' , r i i U i H . [ l . •. i 1 . ' ; U H J a U . n i 1 \ . r i r . . , " l i c i r , r," , ' ' , . ' v : i I I T i i c - g

1 • v r , i i " - r . i . n L i ;., » i r t n t l i l ' " , . ' ' . ' . , i .

n1

276 - . i

CALCULATION C^CERfJING THE CALIGSATION OF A .-.HOLE 8GDYCOLTER

A.AK^ 'S! , ! . FEH ER anj Gy. KDTCLCentral Research Inst i tute for Physics of the Hungarian

Acadeny of Sciences

Introduction

The high and at the sane t ine re la t i ve ly uniform efficiency is generally a fund^-.sntal andmostly contradictory requirenent >n using the shoie hocy counting ;ethod. This is the rea-son i-hy so isany kinds of whole body CULVILTS and counting aetnuJs exist h , 2 , 3 j . f'orhapsthe scst sicple one is the single crystbl arrargeier.t using t i l i i r .c ; chair-, arch- or scan-ning geometries. I t is veil knoen frcv the relat-jd put 15cotiuns t l u i arch gec-.clry and thescanning method with a long pathway are the best ncans to achieve uniforn efficiency alongthe body length in the c-jse of one-, or ko-detsctur systens [ ' i ,5 ,0 ,7 j . However tnc .;b-;oluievalue of the eff iciency is considerably lov.er than i t is attainable using the t i ' t i n g chair geonetry.

By the way, the increase of the arch radius or the scanning length is United by tnc insidedimensions of the noni taring raoa . In this respect tiie t i l t i n g c."u;r ;;eonetry is a vc.-y use-fu l arrangement with z re lat ive ly hioh efficiency for homogeneously distributed sc rees , butless so for non-uniforn distr ibuteicn or in the case when the distr ibut ion varies in t ine.

In the case of Ka! (Tl) crystal detectors the evaluation at the neisi.red spectru- is basedsostly on photopeak efficiency. Concerning this efficiency the scattering and absorption pro-cesses of the eoit ied gsnwa-photons on the body tissues are also an inportant factor, es-pecial ly in the Ion gswa energy range.

We have tade some calculations concerning the relat ive pnoiopeak eff ic iencies, using the t i l -t ing chair and scanning geometries in the case of point sources only .viIh the ain of findingthe best operational parameters on the basis of a sinple mathematical rodel with the help of

an 1 CT 1995 type computer.

For sone cases the calculations re fer r ing to the whole body counter established in the Cen-t ra l Research Inst i tu te for Physics of the Hungarian Academy of Sciences (IAEA cods numberHY 21) have also been controlled by neasurevents [8 ] .

Mathematical eiodel

Let us regard the detector as an ideal point in i ts georaatrical centre. Likewise be thesource a point source» The re la t ive geometrical efficiency is assumed to obey the inversesquare las. Assuming that the point sources are placed in the centre line of a 20 ca thicktissue equivalent absorption and scattering mediur. (sinulating hj-san body neasursTients wherethe sources arc- situated in the centre l ine of the bidy) as have orJtred an attenuation fac-tor to every geaaetrical efficiency value. The a tunu i t i on is exponential and because of thephobpeak evaluations used generally in counting technics, the tota l linear atlenuaticn co-e f f ic ient was introduced in the calculations. The f ive d i f ferent energies and the l inearattenuation coeff ic ients (u j for saier applied to the calculations are shown in Table 1 .

a

277 -

Table 1 Isotopes, γ-energies snd correspondending total linear attenuation coefficients~ ' applied in the calculations

energy (li'eV) Isotope Total linear attenuationcoefficient (csi"1)

0,125 *7Co 0,150

0,279 . „ H g 0,120

0,652 ,'Cs 0,086

1,337 b Y 0.052

0,000

The basic equation for obtaining the relative photopeak efficiency -vj i s :

2"c

10 cwhere s • ~s—

The interpretation of the synbols are shoen in f i g . 1 .

Calculations for chair geometry

The synbols and different dimensions uscj in the calculations sre shown in Fig.2. For examp-

le the relative photopeak efficiency along one plane of the chair was expressed by neans of

the following equation:

frU t.cos ü].r)C * (H - t. sin c ) t

( t . cos Hj - r ) 2 • (H - t . sin

The cakub t ion was nade ior f ive different values of μ i l isted in Table 1.

Because of the siaple nathe^ah'cal niodel «e did not obtain good results for the georcetrical

conditions of the th ird part of the chair , especially fcr higher values of the total l inear

attenuation coefficients. But fortunately in the real case of husan body neasureiients this

part of the patient (under his knss) s i t t ing in the chair, doe: not contain very iraportant

organs.

Calculations for scanning gf.rneiry

The relat ive positions of the source and tha dstector are shctn in Fig.3. Ce have assuned the

p!>otopeak efficiencies to bp the average of the efficiency values belonging to one source point

and diifsrent detector points rc-speciively representing the ooving systsi .

The calculation uas carried out for the above nentioned attenuation coeff icients by taking

into consideration di f ferent bed dstector orbit distances, a constant detector speed and a

certain length of the detector pathway (125 CE), the longest which ?s can realize at present.

278 -

The re la t i ve phoiopeal; eff iciencies »ere obtained by iiie following egression:

p r I K - t . . r * H , 2exp K 1 G

p £ _(3)

where p is the nuaber of the points in which the detector orb i t was divided for the calculation.The other synbols are explained in f i g . 3 . .

Because of the re la t ive ly short length of the scan, realizable at present in the iron roon,the longitudinal photopuiA eff iciency has a considerable place dependency, namely the valuesdeparting fron the centre decrease. For this reason we tr ied to reduce this descrepancy int^o «ays.

1. The detector is s t i l l in operation at both end points of the scan for a certain period.In such a «ay the photopea': eff iciency of the source points situated far from the centreof the scanning orb i t incr^se nuch more than those placed near the centre. Defining aconstant f, , which depends on the operation tine at the end point , the relat ive photopeakeff iciency'can be calculated as fol lows:

expc. . v.

• ^ 1 0

L i-1 M.I~ - * Jk — j

i 1 t

exp 1 (1 C i , P , t

2C ».P. t

where

2 . 2 U 2C I . I . I " * l * " t

2. The bed is V - shaped , where the soLrce points situated just belos the centre of the de-

tector orb i t are farthest from the o r b i t , as shojn in Fir;.4. The calculation ras carried out^

for d i f ferent values of a,. The resul ts fro the relat ive photopeak Efficiency sere obtoinad froa.

the equation:

exp

2 2 ) 1 / 2 -53 -d . • i] cos c j * [ H t - t . sin a,.) j

T sin a,_

(53 - d. • t . cos CL ) ' • (H. . t . sin a, T] j K L I K

(b)

Heasursnents

1 J ? CBe have also carried out sane neasareasnts using a 1 J ? C S point source io verify cur calculations.«e did not investigate the effect of {ho a l loca t ion factor as we did in the calculatuns only .n

. 279 -

the case of the values o b t - i n e o from ihs g e o m e t r i c a l c o n d i t i o n s chosen as optimum ( f i g . 1 l ) .

A t i s s u e equivalent m a t e r i a l - the so c a l l e d t'3 - as an absorpt ion and s c a t t e r i n g nedum and

137c s a - i||G p o i n t saurcf were ussd a t tha mtasurenenfs, A s i n p l e method, taken over f r o «

J.til.R. Hutchinson and D.H. '.ial ter [ 9 ] -sas a p p l i e d f o r o b t a i n i n g the photopeak of the mea-

sured spectre.

Resul ts

fcb do not present a l l of the c a l c u l a t e d r e s u l t s , on ly the post c h a r a c t e r i s t i c ones. The

r e l a t i v e Phoicpc.-ik e f f i c i e n c i e s obtained fron equation (?) r e l a t e d to t h e i r uaxinuia value

•••as p l o t t e d against the l o n g i t u d i n a l ax is f o r t i l t i n g chair geometry i n f i g . 5 , As seen from

the curves, the place dependency of the c a l c u l a t e d pnatopeak e f f i c i e n c i e s i s very considerab-

l e even at the value of μ = C. In consequence of t h e a t t e n u a t i o n e f f e c t thu above place de-

pendency becoaes very d e f i n i t e when the quuntua energy is l o j e r . The measured values agree

q u i t e i-'el 1 K i th the c a l c u l a t e ones of the c u r v e s , e s p e c i a l l y i f we take i n t o c o n s i d e r a t i o n

the r e l a t i v e l y s i n p l e mathematical model used f o r the c a l c u l a t i o n s .

In s p i t e of the f a c t t h a t the scanning length of 126 cm i s r e l a t i v e l y s h o r t , i t i s expected

t h a t the detector w i l l have a acre uniform pholopeak e f f i c i e n c y along the bed length using

the scanning isethud. The aim g e n e r a l l y is to o b t a i n the best nethod and the best geometry,

i . e . the plioicpsak e f f i c i e n c y f u n c t i o n wi th {he h i g h e s t absolute values and nevertheless

w i t h the most u n i f o r n p l a c e dependency f o r the p o s s i b l e widest range o f the a t t e n u a t i o n co-

e f f i c i e n t values. These requirements are mostly c o n t r a d i c t o r y , as seen from f i g . C,7. and 8,

where the curves *?«re c a l c u l a t e d by means of equat ion ( 3 ) .

F i g , 6 shows a considerable decrease of the e f f i c i e n c y s i t h the increase of the perpendicu lar

d i s t a n c e ( l i ) between i'ne d e t e c t o r o r b i t and ti.a p o i n t source, near to the c e n t r e , but f a r t h e r

.-sway ( t - 6 3 « CO en) i f u / 0 t h i s dependency changes to such an extent t h a t the e f f i c i e n c y

values even increase w i t h H, in consequence of the a t t e n u a t i o n e f f e c t and the curves belonging

to d i f f e r e n t a t t e n u a t i o n c o e f f i c i e n t s deviate from each other s i g n i f i c a n t l y .

The photopeak e f f i c i e n c y depends considerably on the a t t e n u a t i o n c o e f f i c i e n t and i n t h i s way

on the g;rina photon quantun en,-rgy, as seen '.veil in f i g . 7 , This dependency increases w i t h the

d i s t a n c e frciT the centre in l o n g i t u d i n a l d i r e c t i o n . The curves are more convergent \ulien the

value of I! is i n c r e a s i n g , because of the decreasing e f f e c t of the a t t e n u a t i o n f a c t o r .

As shown in f i g . 8 , the l o n g i t u d i n a l v a r i a t i o n of the photopeak e f f i c i e n c y i s s i g n i f i c a n t i n

consequence of the r e l a t i v e l y i h o r t scanning l e n g t h , lie have p l o t t e d the curves i n most cases

(or three vu l i i ia of μ o n l y , for c l a r i t y ' s sake.

I t i s a lso s e l l seen in f i g . 8 that the photopeak e f f i c i e n c i e s i n l o n g i t u d i n a l d i r e c t i o n r e -

l a t e d to the scanning c e n t r e , which ere nearly independent of H and the d i f f e r e n t values of

μ near to the centre becoia h i g h l y dependent on tiiera a t a greater d i s t a n c e from the c e n t r e .

In order to n i n i n i i ä the r e l a t i v e l y great l o n g i t u d i n a l v a r i a t i o n of the pliotopaak e f f i c i e n c y\.c have i r v ü j U g a t f d the c i -p^nsn t i op e f r V J uf the scanning end-point ope ra t i on a t f i r s t andc f the V-^r.jpcJ t ü j at the r,.cunj instance.

Ins longi tu-J in. i l v a r i a t i o n of the r e l a t i v e p'vitopead e f f i c i ency c a l c u l a t e d on the basis oft ^ 5 . (-'i) .,:u ( j ) i s f r ^ - ' t i l - . j in f i gs , fi d r j K' r espsc t i vc l ; - . The s i t u a t i o n s ?.re deaonstra-toJ only f. ' i- !,i(. v e r t i c a l \ *.'•:= cf H - ; n c- i n f i g . s. T.-jjs ,^ iue sas chosen because t h i sd i i t t n e e to in • p r a c l i c :u\\c 3 . i i i s f , : c ; : r y ; ; ;; va i •! t'i-- ..•; ;n j-.sar.t f c - c l i n ; of the p a t i e n tc , u 3 , j !> t ; c , r\MiT.it> i f {:>: . -, i n j J ^ i c . ! . - . Acccn i - i . - l y {r,b . ; L : u K t 3 values of the p i io to-pe j ! ; e f f i c i e n c y .-re about 2ii ,'i i u ; , : . but inc l c n g i t u d i n i l v a r i a t i o n is ; 1SG sc-fe.-hat less thanCalcu la ted f c r H - 30 or..

280 -

I t nay be c1 i r l y seen that the compensation effect varies considerably according to thedif ferent values of n and the quotient iepjis r_ • An overcoap-ensation appears very e-s i ly ,but only below the length corresponding 'to'th|Cscanning end-point a.prc^icately. Co con-pensaiion is observable in the range of longer distances.

The overconpensation is wore s igni f icant in the case of the second compensation -at'nod, es-pecial ly i f we take into account the fact that the ru iuH obtained frua eq. (5) is not entirelycorrect for t - 0 en. Therefore a l l of the efficiency values are lo-er than the real oneswould be. The chosen a angles for which the calculation i :s carried oui are d i rect ly rea-l izable * i t h our bed construction. Doubtlessly better results could be obtained in tho rangeof loxer values of a.

Considering tho results obtainable by both compensation methods, further the i n t i x i s t ofthe patients and also practical considorations we luve f i na l l y chosen the scanning end-pointoperation nethod.

The calculations and nieasu-reaents made for point sources give f i r s t of a l l useful informationsfor the real measuring t.isk, when the radioactive isotope in question is concentrated in oneor several organs of the iiuman body. The most important organs (from this point of vir.v/} arefound in the trunk.

If the patient is in bed in a posit ion shown in f i g . 1 1 , a uniform longitudinal dependency ofthe photopeak efficiency »is obtainable in the most frequently occurring cases, i f we choosethe value of t , / i - 0 ,H .

end scan

The longitudinal variation of the calculated relat ive photopeak efficiency for the psraaeterschosen as optlmusi is shown in f i g . 1 1 . i.e can state that less than 10 % of the energy-inde-pendent (-COO keV energy range] var iat ion oi the re la t i ve photopeak efficiency is attainablewithin a length of ICQ cms. The measured points agree sel l with the calculated curves in bothcases; nanely with tissue equivalent absorption and scattering mediurj 2nd without i t .

The obtained f i na l results show thst very useful answers n.iy be obt.iinod for tho pr jc t icc evenwith the use of such a sh.iple nathesatical aodel. Ke intend to developc our equipment bylengthening the scanning pathv.ay so csf b extend tlu- ramje of il ls rd - i i i ve pKolopci': e f f i -ciency's place independency. In addit ion we have foreseen further calculations In order todeternine the efficiency conditions not only for pcint s..nrces , but also far sources d i s t r i -butod in large volumes, e.g. the honogcnfiously disir ibüted sourcL in tho hunan body.

Ackncaledgeiiients

".'e ta l;o the oppo r tun i t y to express our thanks to Kiss A.Szlov^k and " r s . J . Tancroo for the i r

help in the measuro-cnts and i n the connected c a l c u l a t i o n s .

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upperSurface

Sunaary

Calculations were carried out on computer using 3 natheaiatical modal as app roba t i on toinvestigate the relat ive count in j efficiency of a »hole body counter as a function of thet i l t i n g chair and of the scanning geoastry nardueters for point sources, The influence ofths various scanning paraneters un the counting eff iciency is presented. The optimum possi-ble scanning parameters have t;.:cn chosen by pa!:ing use of the computed data.

The cost uniforn counting eff iciency can be attained using a so called "scanning end pointoperation nelhod; with the fol loi. ing parameter values; scanning length: 126 cm, bed-detectoro rb i t distance: 50 en, re la t ive duration of the scanning end point operation / t , / t / :0,14.In such a mannsr less than 10 percent of longitudinal re lat ive photopeak eff iciency variationis attainable in the environment of the scanning centre snthin a length of at.out 100 cm, inthe tota l linear attenuation coeff icient rango of 0,000 - 0,1 GO en"1.

The r e l i a b i l i t y of the mathematical node! and of the computation »as ver i f ied by actual rsea-sur&aents.

detector point

C

Surface —

body centre line

bed

• Source point

\ tissue equivalent medium

lHh.lL T;llD b a s i c s i tuat icn of the Source and detector systea

232 -

detector point

jpparjrface

'mire line

zhairpoint source

a, = 37°

tissue equivalent medium

Abb. 2: Tilting chair geometry relations and parameters used in the calculation

/detector point

uppersurface ''/'/]'•"/ \ -''//[A

centre Lha -~^-

bed

tissue ecpjLvalent medium

Abb. 3: Scanning geoneiry relations and pararneters used In the calculation

. 283

T

.4L_ *J detector point62> cm —J

I

detektor orbit ! J~1i2i r--<-":V—}

point source

tissue equivalent medium

Geometry relations and parameters used fn the calculation of the secondcompensation method

284

detector

source points

issue equivalent medium

calculated

o measured values

{ongiiudinal axis

F i g . 5 : L o n g i t u d i n a l v a r i a t i o n o f t h e p h o i i p c a ' < e f f i c i e r c y r e l a t e d to t h e r a x i n y s v a l u e i n t i l t i n g c h a i r~~ g e o s e t r y a n d f o r t h r e a d i f f e r e n t v a l u e s o f t o t a l l i n e a r a t t e n u a t i o n c o e f f i c i e n t s .

————— c a l c u l a t e d c u r v e smeasured v a l u o s [ p - 0 , 0 0 0 on .1.

•n i

1,1

i

t -63=50cm

i

1,0 <<"

na ' »

0,8

0,7

0,6

0,5

Ofi

0,3

0,2

0,7

\

i

i

\

'^öMscL

Ü=0,Ö0Qc

•öl/,

my

i

1

1

1,.

1,0

0,9

0,8

0,7

Qβ

03

0,4

0,1

1 i i rt - 6 3 = 80cm

03 _ M-=-0,1Z0crnJ //

MJßPßJ'M''0,2 -v- AJ -- 0,051 cm/ /

-rv-T?/M - 0,000 cm

~ - ^

_ _ ,6/

>^

t - 63 =

i

-VJ

-- aiGOcm1

= 0,052cm

LzO,OOOcß

t

100cm

—

/ l~r*\r .; /.

/

/. f -

/ • ' / '

/ / /

1 /

•1 '''

—

-

- —-*^

/ . - i

25 30 35 40 50 55 15 30 35 40 45 50 55 25 30 35 40 45 50 55 25 30 35 40 45 50 51H fcmj

Fig. 6: Vertical variation of the relative photopeak efficiency in scanning geometry for five total linear attenuation coefficient values and for four different longitudinal"~ distances fr ^ the centre of the scanning pathway.

• calculated curvesO tnnasured v a l u e s (|i - 0 ,000 cm"'' )

I Relative units)

O O p O 6 J - VJiJS J3 Q -^*"•«5 "aj\o o

28G

Oßt0,00

Fig. 7:

Ths calculated reactive photopeak efficiency as a function ofthe total linear attenuation coefficient in scanning georaetryfor four longitudinal distances from the centre of the scanningpathway and for three different values of H.

10

0,9

AJ = 0,086cmM- 0,000cm"J-

u—"""H^

— /tl =

|

H

\

0,086cm'1

0,000cm"1

\

Qcm

—

/A

\ \

•V

r /

\

\ °X

20 40 60 80 100 20 40 60 80

-0,086 cm= 0,000cm'1

tOO 20 60 80 100

Ffg. 8: Longitudinal variation of the relative photopeah efficiency (n scanning geometry for three total linear attenuation cosffictenjl values and for"""""" three different H-values.

caloulated curves 1

O measured values [y. • 0,000 cm' }

• • " - " • • ' " " —

£=J -TO X=i ^5 c—4 INJ O l *^*

—1 1—1

[Relative umis]

L

- 238

\

!

!

/

/ /

/ / ;

ter

1 jH= Wem i

-1 '

- / -\ !-A4

A,\X/

id/ tscan /

QOO //

m

OßB /

\\V\\:A\\

\

1,5

hh

7.3

7,2

7.7

1.0

0,9

0.3

0.7

0,S

0,5

QA

0,3

0,1

0,1

W= li0cm |

M = 0,036 cm'1

' r~

1 X~N

\

\ \

7,5

7.3

7,2

7,7

7,0

M^ 0.00 cm

i

1

20 W 60 80 too 20 BO 80 100 80 100

I-63 [an]

F?g. 9:

longitudinal variation of the calculated relative photopeak efficiencyusing the scanning end-point operation eetnod for three total linearattjnustioR coefficients and for f}v8 different values of the quotient

*end scanwhere t , is tne duration of the end-point operation

endt is the duration of the scanning operationscan

§

•II?

20 W 60 80 100 20 40 60 80 100 20 60 SO 100

tfcmjLon-jl Uidlnal v i r l a U c n of the calcul i< tod re la t i ve pho-toppak ef f ic iency In scanning geosietr-y uslnp V-shaoed bo for three diffr i-enf. vjhies of a

[Relative units]

ß ,o

- 290 .

detector

1ft1 sconning orbit

0,000 cm*'

M= 0,086 cm 1

WO 30 80 70 60 50 40 30 20 10 0 10 20 30 40 50 BO 70 80 90 WO

t-63 fvmj

Fig. 11:

Longitudinal variation of the relative photopeak efficiency for threedifferpnt total linear attenuation coefficient values using the scanningend-point operation neii.od with the parameter values of H - 40 ca and

i / t .. 0,14 chosen as optinua.end scan

calculated curves ^O aeasured values Jμ • O.uoo CB^ }A aeasured values (u - 0,036 en )

- 291 -

THE POSSIBILITY CF THYROID BLOCKING AFTER A SINGLE INTAKE

OF IUDINE-131

T.BIRO, J.FOLDES, I.KRASZNAI

Inst i tute of Isolopes, Hungarian Academy of Sciences,Budapest

Abstract

The significance of radioicdine intake in a processing laboratory, blocking methods and possi-

ble consequences are discussed. Internal contamination monitoring method is reported an re-

sults are given.

In case of accidental intake quick decision must be made on blocking the t h y r o i d , consider-

ing the elapsed tine and the expectable efficiency of blocking.

By the measurement of the neck-thigh indox elapsed t ine can be estimated. Neck-thigh ratios

in various groups with d i f f e r e n t uptake rates are given and interpretat ion of the results is

di scussed.

Introduction

Severe intake of radioiodine may be expected in

a) nuclear weapons testing,

b) reactor accidents,

c) processing plant accidents,

d) application of therapeutic quantities.

In the f i r s t two cases the main problem of radiohygiene is the chronical intake of radio-

iodine. In al l cases relatively fey people should be involved in a short terra exposure at

high level, Kost publications on this topic reporting prevention or treatment methods have

considered mainly the continuous intake. Here we take into consideration the accidental

single intake of radioiodine, which case the operational health physicist may be face;! with

L1.2.3.4,5].

In the processing laboratory of the Inst i tute of Isotopes tens of curies of I are handled

in hot c e l l o , ternally tli» radioact iv i ty of the thyroid - monitored regularly - is much be-

IOK the maxioiuni permissible level . Fol lowing special procedures, as cel l decontamination

and repair , waste raanagenent, etc, the ^ 1 a c t i v i t y in the thyroid reached or s l i g h t l y ex-

ceeded the ia.p.1. There is a p o s s i b l i t y , that in consequence of defect or negligence the in-

take should exceed some "tolerable" level.

"Tolerable" level for single intake

I t should be defined what thyroid doss should be considered as intolerable, i .e. what a c t i -

v i t y level requires ensures to be ta'^en in order to reduce the dose delivered to the

thyroid fallowing a single intake.

A severe accident is not very probable and i t s recurrence is much less. Hoeever we think that

the yearly pernlssiole thyroid doss, i.e. 30 r e i , should not be exceeded in any case, not only

because of administrativ: consequences but because of the continuing exposure prospect of the

radiat ion worker. I n k dose corresponds to an a c t i v i t y peak of about G μCi fol lowing a singleintake.

Fron the point of vie« of any expectable dasage or delayed effect the a c t i v i t y (or dose) sen-

tioncd above is very le*. K.Blun considered the 1-5 noi thyroid burden as a reason for action

. 292 -

to redice the ac t i v i t y in the gland [ 6 ] . This is true however only i f we are sure that theperson exposed w i l l or nay not receive any dose more in future.

Reduction of thyroid dose

!!.'hen excessive in tak t is anticipated or already recognised measures should be taken to supressthyroid uptake or to prevent further uptake. Methods have been reported for the blocking ofthe thyroid by certain chemicals, as K l , KC10., etc.

These chemicals reduce thyroid uptake i f administered befw-e the event. The raaximura effectshould be obtained by 100-200 mg of stable iodine in the fora of K l .

Better reduction factors were also reported for continuous intake and repeated blocking[> ,5 ] . The blocking by Kl is e f f ic ient even after the intake, but only for several hourswhile the radioiodine is s t i l l in inorganic form [3 ,5 ] .

The elimination of the organic bound iodine from the gland is a more d i f f i c u l t probier» TSH andTSH-KI combination treatments have been reported [ 7 ] , but they are not considered to be harm-less, so their use should be avoided.

From the above considerations i t was concluded that a blocking with 200 mg of Kl should becarried out i f an excessive intake is expected and there is any hope yet that the uptakeshould be reduced at least by a factor of two.

Practical considerations

i. i

The t ine of a single intake is usually known but the actual amount is rather uncertain. There-fore the blocking before or just after the event is jus t i f ied only i f the anticipated thyroidburden exceeds the tolerable level. In most cases we cannot estimate the intake level pre-viously but fo l los ing the event we may suspect an intake. Then, obviously, the amount of theincorporated radioiodine should be quickly determined. This may be done by direct measurementsi f the elapsed t ine Is known.

I t may happen that the t ine of the intake is also uncertain, eg. the person was working fora long time in act ive area and a i r contanination, etc. data are insuf f ic ient . The number ofpersons involved in an accidental release may also be uncertain.

In order to be prepared for such cr^es wo investigated the poss ib i l i t y of the estimation ofthe expectable eff ic iency öf immediate blocking of the thyroid based on quick direct measurements.

The nock-thigh ra t i o versus timo function was investigated as a possible indicator of elaps-

ed time.

Tht neck-thigh ra t i o as_an indicator of t ine

A Nal(Tl) s c i n t i l l a t i o n counter is used for the routine nonituring of personnel. I t was c a l i -

brated to an IAEA type neck phantom. The col l inator used is a short one in order to make

possible contact measurements.

Neck-thigh rat ios have been determined by this instruaent as the function of tine on 30patients. 25 μ ^ l »as administered to each person and uptake was deternined by another

standard IAEA type instruaent. Uptake and neck-thigh ratios were measured at 0.5, 2 and

6 hours after administration. Data »as groupped according to the uptake at C hours into

three groups. Neck-thigh ratios versus time are shown on Fig.3.

293

As the workers uptake function ( i .e . the group) is not necessarily known we have to repeatthe measurement, say in 10-15 minutes, then i t is easy to select the proper curve consider -ing the value and the increase rate of the ratio. Elapsed time should be estimated this waywith suff icient accuracy.

The estimation of the_uptake

Vi'hen i t has been found that not more than 6 hours have been elapsed ( i .e . there is hope totry eff ic ient blocking) the momentary activity in the gland and the expectable further up-take should be determinated.

from the results of the neck-thigh ratio measurement this question can be answered. The countrale at neck position gives directly the activity already accumulated in the thyroid (greaterdistance nay be used and thigh countrate may be subtracted for better accuracy) and the mea-sured ratio gives information on the possible further uptake.

Conclusions

Having determined the neck-thigh ratios on the sc in t i l la t ion neck-counter used for routinemonitoring of personnel potentially exposed to a relatively large I intake we are able toestimate the time of intake, hence we can predict the efficiency of an immediate blockingof the thyroid.

Finding that the thyroid act iv i ty reached or approached a level considered to be "tolerable"a quick decision can be nade on the blocking of the thyroid taking into consideration fteefficiency of preventing further uptake.

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Pergamon, 1966

. 294 -

'

Thyroiduptake

0 50 70 mgFig.l.

The blocking efficiency of stable iodineadministered daily

Efficiency 80of blocking

60

20

2 3

•

6 h o u r s

Fig. 2.The effect of time lapses between intake

\ _ and blocking.

. 295 1

neck-thighratio

1000-

0,5 2 6hFig 3.

Neck-thigh ratio curves after a single intake ofiodine—131

(a)>60%thyroid uptake at 6 hours(b) 30 60%

(c)<30%

- 296 -

INTERNAL CONTAMINATION HAZARD INVOLVED IN THE PREPARATION OF

™CANDJH LABELED COMPOUNDS

T.BIRO, Cs.CZIBOLY, B.TANACS, Gy.UCHRlK

Inst i tu te of Isotopes, Hungarian Academy of Sciences,Budapest

Abstract

Health physics aspects of working with soft beta emitters are summarized. Monitoring of work-ing areas and personnel is described. Tritium body burdens are compared with the data obtain-ed by a i r contamination monitoring. A preliminary investigation of the hazard involved invarious C labeling procedures is given. The problem of dose estimation from the o.iia ofexcretion analysis is discussed.

Introduction

The hazards in working with soft beta emitters at the tracer level are considered to be negl igible.No other f a c i l i t i e s than those of a normal chemical laboratory are needed and only few pre-cautions are required [ i ] . In preparative works hundred mCi-s of 1/|C and curies of H areusually handled.

Working conditions are not always very d i f ferent from those of ths tracer scale and the levelwhich requires clear understanding of the actual hazard involved in the preparation of 1lfClabeled compounds is not defined. The ICRP recommendations are not easily applicable formost I^C compounds. The health physics aspects of working with t r i t ium are much better un-derstood [2 ,3 ] ,

Because of the low energy beta part icles emitted and the volat i le character of most compoundsonly the internal contamination hazard is s igni f icant .

In' the organic chemical laboratory of our Ins t i tu te act iv i t ies at the preparative scale arehandled. Personnel is regularly monitored for internal contamination by urine and breath ana-l ys i s [ ' t , 5 ] . Air contamination is continuously monitored and surface contamination is regularlycontrolled by direct measurements and wipe tests.

!n th is paper we do not intend to cover a l l aspects of radiation protection. Here we report the

results of our investigations on

1 . the re lat ion between s ta t ic air sampling data and real individual intake of t r i t ium,

2. ths hazards involved in various 1'fC labeling procedures.

1_. The estination of t r i t i um intake f rmnal ^contamination data

The t r i t ium burdens of personnel have been regularly monitored by urine analysis for fouryears. The rssults show that the average body burdens of persons engaged in preparative workswas about 200 - WO |;Ci (corresponding to 5-10 |iCi/l tr i t ium concentrations in tho body f l u i ds ]delivering about 1-2 ren annual dose to it 's soft tissues. Laboratory air is continuously moni-tored by a stat ic air-contamination monitor taking average sample. During certain operationsthe monitor indicated 10"6 - 3x10"5 uCi/nl average t r i i i ua concentration for a fc.v minutes,sometimes for longer period.

I t seened to be useful to look for numerical re la t ion bftween the bio-assay and stat ic a i r -

sampler data.

i

- 297 -

Urina analysis

Samples taken every two seeks are decolourized by active charcoal and mixed r i t h dioxane based

s c i n t i l l a t o r arc nsasured by a Packard 3002. l iquid s c i n t i l l a t i o n spectrometer. The minimua

detectable concentration in the routine analysis is about 0,5 μc l7 l . The nethod and some of

the results »ere reported in ref. [_*]'•

Air contamination monitor

The scheme of thu equipment is shown on F i g . 1 .Tlia average sample is taken at 2rc height fron the area between the boxes. Ths ionization

current produced in an 20 1 chasber is measured by a VA-J-51 (Vakutronik) vibrating-reed

electrometer and registered on a s t r i p chart recorder.

The air-f low is 2.8 in /h.chamber factor 6 x 1 0 "

background deviation <1O"1 A~ B.3 x 10"

measuring range 8 x 10 - 2.5 x 10 μ C i ^ l

Correlation between air contamination and bio-ass'ay data

Data of three persons working regularly in the laboratory and d i r e c t l y engaged in labelinc,

with t r i t ium have been chosen. Total absorption of tr i t ium inhalod «as supposed. The c a l -

culation is demonstrated on Fig.2.

Individual intakes were calculated froo the registered air contamination (Fig.3) using the

ICRP standard man mode], .Calculated momentary t r i t i u n concentrations in the body f l u i d s

(q l\l) »ere converted to the data of the next urine sampling (c.1 /\') using 1D days effec-

t ive h a l f - l i f e . The sun of these f igures (q 1 / i / ) was compared \;ith the increase of the

actually measi"-*;! t r i t i u a concentration in urine [ q , . ' / i / ) f which is the difference between

the measured concentration at the end of the two weeks period (ii,./2) and the previously

measured concentration converted to the end point (q',,/1/).in

Tha —• k r a t i o is the correlation f a c t o r .

q1 /«/

Fig.4 and table 1 show the results of the measurements in 1958 and the calculated correlat ion

factors. The average factor is 10.0 • 1.4.

Discussion

The correlation factor appeared to be f a i r l y reproducible, so i t looks possible to calculate

the average t r i t i u n body burden fron a i r contanin;:iion conitoring data in the given area at

least for a logc-r period. A warning level can u^ properly set on the monitor at w!,ich i M e -

diate extra urins analysis should be carried out. For continuous exposure 0.1 !:'.PC value should

bo usüil. This resul t i i in good acjre&f.unt si .h the figures reviewed by V,. A. Lan;seau givanfcr aerosol sar.pl i n j [ u]. I t is to b= noted th;,l in nur case not personal air sampling databut real intakes were compared with s ta t ic monitoring data,

Tne ninbur: detectable trit i i :.-! cuncentrit ion in a i r is about 1/5 u.p. 1. (cor^tTcial ins t ru -r.cnts have similar features). This sens i t iv i ty is suff ic ient for short-ten- exposures, butfor the continujus cue nuch better sens i t iv i ty should be needed as proved by the aboveconsideration.

298 -

?• Prel imnary investigation of_tne ha£ard_involved in various ^ C labeling procedures

There is a signif icant probabi l i ty for the inhalation of UClabeled compounds during organicchemical preparations because of the character of such procedures.und that nost of the com-pounds occuring here are vo la t i l e or gaseous.

The route of the incorporated compound is individual and not always knuvn. Available sanplcsare res t r ic ted to the excreta and blood. Therefore being short of information on the ceta-boliSD of certain compounds i t is not always possible to estimate the haijy burden and organdoses fron bio-assiy data.

The aim of our preliminary survey eas to get an overall picture of various procedures carriedout in the laboratory and to develop proper sampling and rscasurs ient r.ethods for the detailedinvestigation of c r i t i ca l procedures.

The investigated procedures »ere:

sinple operations with powders,syntheses (Grignard-reaction, oxidation, es ter i f i ca t ion , etc),disaantl ing and cleaning the apparatus,d is t r ibu t ion and Packaging of products,

during shich the inhalation of labeled CO-, nethylalcohol, raethyl-iodine, acetic acid,ethyl-acetate, etc. was supposed.

Conpounds oxidized in the body are mainly excreted via the breath. Certain compounds or theirfragments nay appear quickly in the urine.

Therefore in cases mentioned we took breath and urine sanples before, during and after theoperation, Khen a sample showed detectable ac t i v i t y then depending on the excretion rate wecontinued sampling every 1-3 hour or daily. In case of signif icant intske we analysed bloodsamples as well.

Sample preparation and measurement

Exhaled a i r is bubbled through NaOH solution. The absorbed CO is precipitated as CaCCL." I n f i n i t e l y thick" samples of CaCCL are prepared and counted by an end-sindow GM countershielded by an anticoincidence guard counter (Vaivo 18515/17). More sensit ive and accuratemeasurements are carried cut i f nece: .ry by gas counting transfering the CO, generated fromthe carbonate to a proportional counter.

Z ml of raw urine sanplcs are d i rect ly nixed with 15 nl dioxane based sc in t i l l a to r andcounted by a Packard 3003 Liquid Sc int i l la t ion Spectroreter. Blood sanples are conbusted toCO. which is f i l l e d into a gas proportional counter.

Results

In a l l cases v/e have found C ac t iv i ty in ths breath s?npUs evsn by the quick (solid statesample) method, but in urins only ir. few case:.. Excretion h^ve been finished-rejehing c i n i -ciun detectable level - in a feu hours or in a few days. In i t i a l tody burdens - estimatedfron the excretion curve - ranged up to 150 pCi, but in rust cases «ere only about a few MCi.

Excretion curves corresponding to hal f - l ives of a fe« ninnies or hours h.ive r.jt been d e k r r i -

ned only the i - conphtcntss UJS proved. Excretions l i s t i ng rore days hive been invsitigated in

nore deta i ls . Fig.5 shoes such cases, eh en rethy i - iod ins, r ethyl -alcohol and cthykiano14 for-ate sas inhaled.

- 293 -

Because of the restr icted nucber of sa-.ples the shapes of the curves are not completelyknown, but on certain parts the excretion rates nay be estimated. In this preliminary aorkwe did not intend to go into further details and on the other hand the workers have beencontinuously working therefore i t was not possible to Investigate cases separately forsuff icient time.A suaoary of the results is shown in Table 2.

Dose estimation

14.In those cases when the ' Ü was excreted in a feu hours (eg. methyialcohol) the dose de-livered by the few pCi intake is insignif icant.

The dose was calculated by the formula:

D = 73.8 L C T , , rem • 73.8 x 0.051 C T ,,remß o eff o eff

where C is the i n i t i a l concentration of C in uC?/g, T , , is the h a l f - l i f e in days,o ett

If C is distributed uniformly in the body f luids the dose is delivered to about 43 kg ofsoft tissues, so supposing 1 hour h a l f - l i f e the in f in i ty dose is about 0,033 ir.ren/|iCi. Inunfavourable case the act ivi ty nay be concentrated in some snail er organ (ag. 1,5 kg), sothe in f i n i t y dose would be about 0.1 rare^/pCi not yet considerable. In other cases when theexcretion rate sas slow even «ith similar i n i t i a l concentrations the body burden ranged upto 150 jzCi. The in f in i t y doses estimated with the above conditions for 1 day h a l f - l i f e and100 μCi i n i t i a l body burden nay be between 7.6 and 220 nren. Hence the recurrence of suchcases should not l e f t out of consideration.

Conclusions

As the direct consequence of the survey i t was necessary in some cases to improve workingconditions and the workers attention was drasm to certain c r i t i c a l phases of their a c t i v i t y .I t nqs found e.g. that labeled compounds should be inhaled part icular ly during the dis-mantling and cleaning of apparatuses i f not carefully done.

The prelininary survey gave opportunity to developed s a p l i n g , preparation and measuringtechnique; and pointed out those procedures shich should be investigated more thoroughlyin the future.

On the basis of the results of the measurements and dose estimations te have found thatpreparative works investigated up to the 10ü nCi level i r e not very hazardous in the f i r s tapproach. In Ihsss casts the ICRP nodel »as not applicable, i .e. the c r i t i ca l organ was probab-ly not the f ; : t . Though i n i t i a l body burdens were s i n i b r to the ICSrcs.p. i>.i>. value theorgan doses v,ere probably not exceeding the aaxinun fc r . i i ss i t l c value because of the re-lat ively r=si excr-rtbn r;tes. Our investigations t i l l r,n* gave no information on thelong-tern- uptake of orj^ns. This we intend to investigate in future increasing the sensi t i -vity of our rcasurcvents.

- 300 -

References

1 . Catch, J .R. , Ci rbon-H Compounds p107-11S B-jitsrworth, 19J12. Pinson, E.A., and Lang has, i.'.K., J.appi .Physiol .1 3/1 ^7/ iG33. But le r , F.E., Assessnent of Radioactivity in " i n V. I I , p43i Proc. Sy.-p.Keirfsibcrg.lAEA.I 9C4. G i r6 ,T . , snd Czi to ly , Cs., I I S^p.Health Physics. Pecs,Hun.;;. .->, r f , 0 , p i35. Uchr in, Gy., e t a l , 11. Sycsp.Health Physics, F'cs, Hungary, nüO p ^6. Langaead, W.A., and O'Connor, D.T., Pros.Fi rs t In t . Cons.Radialis- Protect ion V 2 p1167,

Pergaaon 1966

Table 1

Date q« q< / { /

1.19.I I . 2 .11.16.I I J . 1 .111.15.IV. 8.V.6.V.17.V.31.VI. 14.VI. 28.VII.2C.X.18.XI. 29.XII .13.

0,580,130,250,500,59•9.070,301,431.01,940,170,850,020,051,21

3.21.81,32,82.11.03,5

14,611,513,8

1.57.90,30,7

16,8

5.5 . 4,513,8 - 3,8

5,2 . 4,85.0 . k,h3.6 - 6,4

14,3 -4,311.7 . 1 , 710,2 • 0,211,5 . 1 , 5

7.1 - 2,98,8 . 1 , 29.2 - 0,8

15,0 • 5,014,0 • 4,013.8 * 3,8

average 10,0 * 1,4

Table 2

Operation Compoundinhaled

Number of per-sons involved

Ini t ia l excretionrats nCi/gC

Number of Excretion coin-samples pleted In

Init ial body burden(rough estimate)

μC1

Occasional dis-joining, dismant-1 ing and cleaningof apparatus

14CH30H

14,

fi ltration,crystallization

accidental releasefrom autoclave

disjoining theautoclave

3aHC03

distribution

. 1 1 .

ethyl-ciano/1 4C/ formate

. 1 1 .

1S

3

11

2

4

25 - 30

6 - 17

13 - 17

57 -620

50 -230

0,4 - 8

10

13

16

9

8

84

18

8

few hours

. i t .

few days

_n.

1 month

_ i i .

few iours

1 - 2

0,5

2

7 - 80

30 - 150

0.5 - 10

0.3

ft

COCD

B

302 .

/ '

ion[_trap

A \

ion

cr

ization

lamber

1vibrating

reedelectrometer

vacuumpump

stripchart

recorder

gas-meter

i

alarmunit

Fig. 1.

Block diagram of air contamination monitor

. 303

/aCi/l20

10

0,5

0,2

) t c ( D tc(2J tc(3) tM(2)Fig.2

Calculation of tritium concentrations inthe urine

3CJM H concentration measured in urine

n H concentration calculated from airc monitor data

q' ( i )=q( i )exp. [-0,0693 (tM(2)-t (i

1V

r

—

... -O

...ToX

X

a

ii

'•>?!$

oZ't)

I I

! o

I .1 1: r. n

10 min.

i rnax.&:2!x

i jl i

j cleaning;of glasswa

! re

! -r, !

destination of •tritiqted water

Fig/3. I/ . j

Tritium concentrations registered by air contaminationlonitor ; !

yuCi/l

20

105

0,1.05

.02

A

wrj^«

r

©

.A.

Tcflu-«

• = k

4- qM(2)-qM0)measuredincrease

Iq|.(f)sum ot calculatedvalues

I IV V vin IX X XI

. .

20

105

1968VI VIIFig-4.

Correlation between measured and calculated tritiunn concentrationsin urine.

COTD

305 .

3C

DO

10

uCH3I

\T-21h

u

uCN-COO-C2H5

CH3I

\L

CH3-OH

J L

\T=26h

J I ! I I

8 10 12 % 16Fig. 5

18 20 22 d

Specific activity of breath samples providedafter the intake of labeled compounds

307

FREISETZUNG VOK RADIONUKLIDEN BEI REAKTOREN UND BEHANDLUNG DERBETRIEBSABWAESSER

E. WANDERERIns t i tu t fuer Strahlenschutz, Reaktorzentrum Seibersdorf

1 . Einleitung

Die Behandlung der durch Reaktorbetrieb anfallenden radioaktiven Abwacsser i s t ein wesent-liches Anliegen des Strahlenschutzes, zum Schütze der Bevoelkerung vor etwaiger Kontami-nation oder Strahlenbelastung. Dabei sind die in den ICRP empfohlenen KZK-Werte meist nochmit einem zusaetzlichen Sicherheitsfaktor bedacht, sodaß die ta tsäch l i ch als frtaxfmum zubetrachtenden Konzentrationen unterhalb der empfohlenen lilZK-Werte liegen.

In einer 196ß erschienenen Publikation der IAEA ueber die Behandlung radioaktiver Abfaelle

[1] heißt es:

"Es i s t w i c h t i g , noch einmal die hervorragenden Entakt iv ierungsanlagen, d ie heute Kernk ra f t -werken angeg l ieder t s i nd , zu erwaehnen. In keinem einzigen F a l l kam es zu einer Strahlenbe-las tung, d ie d ie empfohlene ICRP-Norm bzw. ortsgebundene Abaenderungen dieser Norm e r r e i c h -t e , geschweige denn uuberst ieg. Weiters g i b t es auch zur Ze i t keinen Grund fue r e ine Ver-schlechterung dieses Zustandes in der Zukunf t" .

Einer Scliaetzung i n einem 196G erschienenen Ber icht dar US Atomic Energy Commission [ 2 ] zu-f o l g e , betrug 196b in a l l en Laendern der Erde mit Ausnahme des Ostblocks d ie aus Kernk ra f t -werken gewonnene Energie 6000 K'i'e. Bis 1930 so l len 225.000 O e aus Kernenergie gewonnenwerden, d ie dann ca. 25 % des gesamten Energiebedarfes b e s t r e i t e n worden (Abb. 1J . A l l e i n inden Vere in ig ten Staatan so l len zu diesem Zeitpunkt ca. 95.000 Bll'le in Kernkraftwerken produ-z i e r t werden.

Der steigende Energiebedarf und d ie ii.imer oekonoicischer werdende Art der Nutzung der Atom-energie b r i n g t zwangslaeufig eine erhoel i te Strahlenbelastung der Unweit mit s i c h .

Abb.2 ze i g t d ie Senkung der E inhe i tskos ten fuer "Atomstrom" m i t zunehmendem Ausbau von Kernk ra f t« / c rken . [3 ]

In folgenden so l l en d ie Erfahrungen, d ie durch den Bet r ieb verschiedener Reaktortypen i nverschiedenen Laendwn gesammelt «.urden, kurz ueberb l i ck t werden. Die Daten stammen vorwie-gend aus Pub l ika t ionen der IAEA und der WHO (7,'orld Health Organ iza t ion) . Fuer w e r t v o l l eHinweise danke ich den Herren Prof . Kindzenty (IAEA) und Mis te r tilalasek (IAEA), sowie HerrnDr. Suschny (IAEA). Gasfoermige Ab fae l l e wurden, da s ie im nachfolgenden Referat eingehendbehandelt werden, n icht beruecksi cht i g t .

Ein Uebarbl ick ueber clis von verschiedenen Reaktor typen an d ie Umwelt abgegebenen rad ioak-t i ven Abwaesser ze ig t Tabelle 1 . Deu t l i ch i s t d ie Abhaengigkeit der anfal lenden Akt iv» taetin Zusammensetzung und Kenne von Reaktortyp e r s i c h t l i c h .

2.

308

J_ : Examples of release of radioactive effluents to the environment. (Nach [ i ] )

Type of

Installation

Boiling water reactors:

1. Gargliano

2. Dresden

Pressurized water

reactor (seaport)

Dounreay Experimental

Power level

or capacity

150 Me

210 Me

67 We

GO Mile

Radionuclides

discharged

Activation products

55Mn, 54 tiln, 181W,

64Cu, 110 Ag, 55 Zn,

58 Cc, 60 Co, 51Cr,59Fe

Activation products

Activation products

3H

Alpha a c t i v i t y

Quantities and levels

of discharge

0,o1 - 1 uCi/l i tre

1 pCi/litre

2 pCi/litre

Refer-

ences

22

23

23

Alpha activity G Ci/yr 24Reactor Establishment

(Fast reactor and fuel

processing plant)

Production reactors:

1. Hanford unspecified

2. Savannah River unspecified

Research_roactorsj_

ID2O moderator,

natural U fuel)

1 . Cirus 40 M t

2. NRX 40 fcifit

3. NRU 200 fil

Fuel processing plants

(Windscale)

Boiling water reactor

(Dresden) 210 He

Heavy water reactor

(Douglas Point) 200 He

Research

1 . JRR-1 (Japan) 0,05 I f f i(water bailer type)

Other beta emitters90SΓ 78 Ci/yr

Other beta 2700 Ci/yr

(average 1 !)B6 date)

G4Cu, 24 Na, 7GAs, 239Kp, Short-lived 200-1000 25

32P, 51 Cr, 59Fe, 58Co,

35S, 65Zn, COCo, 3H, 90Sr

64Cu, 24fJa, 76-\s,

239Hp, 32P, 51 Cr, 59fe,

58Co, 35S, G5Zn, GOCo,

3H, 90Sr

Activation products

including 24Na, 42K,

31 Si, 38C1 and 122Sb

Activation products and

1UCe, 106Ru, DOSr,

137Cs

Fission products,

including 3H, 90Sr,

137Cs, 106Ru, 1'»4Ce,

and 95Zr*95Hb

Short-1ived noble gases

(Xe, Kr)1 3 N

Ganma emitters

(gaseous release)

Aqueous release

Ci/day

32P 20-70 Ci/day

51 Cr 600 -2000 Ci/day

3H 205 Ci/day 25

24 Na 7.7 μ ^ l i t r e 2G

Others 103-105 p c i /

l i t re

0,002-0,01 Ci/djy 25

Total beid G5000 Ci/yr 24

10GRu 25000 Ci/yr

DO Sr 900 Ci/yr

144CΒ 6800 Ci/yr

Total alpha CUO Ci/yr

(qvcrage 1%5 data)

2,5 mCi/soc 27

0.1-0,2 uCi/sec

5 Ci/h

1,8x10-5 pCi/Htre 29

10-2 pCi/litre

(to sanity drain)

- 309 -

2. Philippine Researchreactor (sErimningpool type 1 KWt Activation products from:

Reactor bay 1600 litres/day(very lot' activity)

29

3. CIRUS

Fuel processing plant

(India)

40 KiV'i

Regeneration of

deninera)izer resins

Rinsings and

washings

VI Ar. 3H, 14C, 24!!a

B5Kr, 3H

(131 1, 106Hu)

1200 l i t r e s ; 2 5 ^ d 7

l i t r e , every ? weeks

30000 l i t r e s , every

2 weeks

(very low a c t i v i t y ]

41 Ar 950 Ci/day

14C 30 aCf/day

85 KΓ 100 Ci/ton

26

30

Die liiZK y.'erte fuer kontinuierliche Abgabe ueber ein Jahr sind nach Kawson fuer kanadische Vor-

f l u t e r in Tabelle 2 zusanir.engestelH.

Tabelle 2: IJaxioura permissible release in l i q u i d effluents in Canada

Radionudide Release

lodine-131

Strontiun-90

Caesiua-137

Tritium(Oxide)

Cobalt-60

Gross beta

3 x 1 0

4 x 1 0 2

1 x 1 0 2

3 x 10

8 x 10 3

10

2

Kaximuji concentration in dis-

charge ^ C i / c n r )

,-B

G

3

1,5 x 10

2 x 10

5 x 10

1,5 x 10

4 x 10

5 x 10

-6

-7

-2

-5

-6

Ira Reaktorzcntrun Seibersdorf duerfen in Normalbctrieb dem Basserrechtsbescheid zufolge

radioaktive Abvaesser nach der Fornel:

(22ßRa.1C00) • (a-Sirahler .15) • (9°Sr. i00) • (21°Pb • Po.iCO) »• sonstige ß-Strshler

an dun Vorfluter abgehoben werden.

50.003 pCi/1

2. Radioaktive Abs^isser von SiLdc-assL-rreriktcren

2.1. AEG-Siedewasserkerr.l.raftwerk

Kodernc Raaktnren, die in Kernkraftwerken eingesetzt werden, sind meist so konzipiert, daßdurch den 'c ik torbctr ieb salbst keine Radioaktivitaet anfaellt . Den Wasserhaushalt einesmodernen Siede.3sserrejktors beschreibt U.Wolff ['»] an Beispiel eines AEG -Siedewasser-Kernkraf tiOrkes.

In einea Siedeuasst;rrea!<tnr sind nach [4 ] drei Lloeglichkeiten fuer radioaktive Substanzen,in wacssrige Loesung zu gelangen:

1. Durch Kern

2. durch AktiStoffe ein

3. durch Aktigebildete

Ein 600 K Lerund 6 x 1 0raun der dichDiffusionszei1 x 10- / f Ci pvermeidbarenten Verunreinzeit in fleutrAktivitaeten

Die an die Er(10 C i / t ) i rdes Kuehlmitib i ldet , die jProbleme auf«

Das dekontaminelten Leckwjwerden kann.Bautyps ueber

Die aus den i

Insgesamt st iwerke rait Si i

Die produz! ei

14 200 M ( t h

Es entfal len

Erfahrungen

Der Typ desgewinnung haDresden 1 , Bser gerannen

2.2. Das Ker

ist ca. 50 Knach Elliott

Seit 1.8.19Eonen tlegavatnähme angefa

310 .

1. Durch Kernspaltung entstehende Spaltprodukte,

2. durch Aktivierung von Strukturnaterial ien ia Neutronenfeld des Kerns entstehende aktiveStoffe einschließlich der in Kuehlraittel enthaltenen Verunreinigungen,

3. durch Aktivierung des Kuehlnittels beim Durchgang durch das Keutronenfeld des Kernsgebildete Aktivitaeten.

Ein 600 II'IB Leistungsreaktor hat demnach nach langjaehrigen Vollbetrieb eine Akt iv i taet vonrund 6 x 1 0 Ci iia Core gespeichert. Davon gelangen ca. 1? ueber Diffusion in den Spaltgas-raun der dicht geschweißten Erennstoffstaebe. Der Gro?teil der Aktivitaet is t jedoch in derDiffusionszeit bereits abgeklungen. ?iach bisherigen Betriebserfahrunqcn gibt der Kern eba1 x 10~/f Ci pro Sekunde in das Kuehlnittel ab. Diese Aktivitaeten keennen auch von den un-vermeidbaren Uranverschnutziingen der Erennstaebe standen. Die in Prinaerwasser rcitgefuehr-ten Verunreinigungen sind rait 1 ppn noeglichst niedrig gehalten und durch die kurze Verweil-zeit in fleutronenfeld wird die Akt iv i taet niedrig gehalten. Die an dtis Sasser abgegebenenAktivitaeten liegen sowohl in geloester wie in Partikelform vor.

_2Die an die Entaktivierungsanlage abgegebenen.Abwaesser belaufen sich auf 10 μCi pro ml(10 C i/ t ) in geloester Torrn und ca. 5 x 1 0 pCi/nil in Part ikel form ['(•]. Bei Durchgang

des Kuehlnittels durch d3S Neutronenfeld werden die Radioisotope N-16, N-17 und 0-1S ge-

b i l d e t , die jedoch ihrer kleinen Halbwertszeit wegen (7,3 sec. 4,2 sec. und 29 sec.) keine

Probleme auf werfen.

Das dekontaminierte V.'asser wird dem Primaerkreislauf wieder einverleibt - z.B. bei gesan-

nelten Leckwaessern - sodal? das Kraftwerk grundsaetzlich ohne Primaeruasserabgabe gefahren

werden kann. Es i s t also moeglich , da3 radioaktives Wasser aus einen Kernkraftwerk dieses

Bautyps ueberhaupt nicht abgegeben zu werden braucht.

Die aus den Waschanlagen abgegebenen l'.'aesser belaufen sich auf 10

Insgesamt stehen auf der gesaraten Erde zur Zeit IAEA-Informationen zufolge [ 5 ] 26 Kernkraft-

werke rait Siedewasserreaktoren in Betrieb.

Die produzierte Gesamtleistung belaeuft sich auf:

U 200 MH(th) bzw. 4 920 M(e)

Es entfal len auf: USA 14

Japan 2

Niederlande 1

UdSSR

SchucdenI ta l ien

Puerto Rico 1

Erfahrungen mit Siedewasserreaktoren in den Vereinigten Staaten in Bezug auf radioakt.Abaacsser

Der Typ des Siedewasserreaktors wird besonders in den Vereinigten Staaten zur Kernenergie-

gewinnung herangezogen. Im folgenden sind die Erfahrungen,die an der. Kernkraftwerken:

Dresden 1 , Big Rock Point und Huaboldt ^ y - h ins icht l ich der radiodktivan BetrieLsabwaes-

ser gerannen wurden, nach Bloraeke, I.O. und Harrington, F.E. [ ö ] zusa^engestellt.

2.2. Das Kernkraftwerk Dresden Unit 1

is t ca. 50 Keilen suedsestlich von Chicago an Kakakee-Flu?. gelegen. Die Leic .->g batreagt

nach E l l i o t t , V.A. et al [ 7 j 700 KK (th) und 200 M (e).

Seit 1.8.1960 speist es das allgemeine Energienetz und hat bis zuo 31.12.1957 an die 7,5 K i l l i -onen tleg-ivattstunden (K'rih) E lekt r iz i taet produziert. Die in den Jahren sei l der Inbetrieb-nahme angefallenen Abwaesser sind in Tabelle 3 nach Morton I. und Gol:han L8j aufgeführ t .

- 311 -

Tabelle 3 Radioactive Liquid Wastes Discharged fron Dresden Nuclear Power Station.

High purity Koderate purity Corrosive(neutralized) Laundry4 5 5 l

Thousands 1 0 p C i Thousands 1 0 p C i Thousands 10 pCi Thousands 10 pCiPer iod of g a l l o n s nCi / l i t r e of g a l l o n s raCi / l i t r e of g a l l o n s aCi / l i t r e o f g a l l o n s r,Ci / l i t r e

1959

19C0

19G1

19G2

19G3

1964

1905

19GG

1957

Total

1/10/50

to31/12/07

2501069

1088

185194

760

1156

2930

' • - 1

1?01301040200

4.1

2

322

< 1331550

<11

2

.0,1.2,8

, * •

,0

.9

339185512961108

7905344187

127

6177

^1610810

1C301 740

87015S01089

559

8333

<10,91.72,65,84.3

100,033,111,5

3,0

25473114EOj.-

570377263580522

3437

4.1

3070

1270

9802630

EG3C

1C13P

3714

254G3

<10,2

1.65,54.5

18,467,046,218,8

15,6

31169292120184

87160119294

1456

<\1030101010408024

212

<11.23.23,11.C2,77.0

17,?2.2

3,8

Tabelle 4

Period

Es werden u n t e r s c h i e d e n :

"h igh p u r i t y wastes ' ' •= r e i n e Abwacssfr rait weniger s i s 25 ppm Gehal t an ge loes te r Substanz.

"moderate p u r i t y wastes " •= l e i c h t v e r u n r e i n i g t e AI1, a ess er r . i t 2a-130 ppm ge loes te r F e s t -

substanz

"cooros ive wastes" •= K o r r o s i o n s s b t j e s s e r , dazu gehceren d ie I 'onde-r isicrten Loesunfjon der Re-

gene ra t i ons - und D c a i n e r a l i s i e r u n j s a n l a g e n , Lalwrabifaesser und Dekon tan i -

nat ionsabsaesser .

" laundry wastes'1 = l /aeschereiabsacsser aus der Be t r i ebsuaeschc re i .

A l l die.se Be t r ieb tab .Messer werJen j u f e inen p'r i - ;er{ S n e u t r a l i c i n r t und charganss ise an den

I l l i n o i s - R i v e r aLgegeben , nachdrr L ie n i t Kuehlwi'.'jSer auf 5 .10 " ; iC i /n i l vert luennt uurden.

iMchrsnJ der 8 B e ! r i cbsjahrD Furflpn i n ^ g e s j - t 1 700 O g 1. At-.;;i3SDr n i t i n s g e s j n t 4 , 3 Ci

Rad io - i ' r . l i vU. i t t ü'CQe^clien. D^: J j . V : _ - K i e l dor at^L-rc^encn Abw^sibur schwar-kt z m c h - j n 3 und

3Ü h t i t r !»ZK f u y n i c h t i J e r i t i f i : i " : r to *.'«_!*-1 i d . j ' j - i SC;".G. j j i c z i t l l e ü'nt2rsu:hun';en e rw iesen ,

d/.J. in gegebenen f s l l d ie Abgabe- j r z e n i r a t i o r . in Üc-rcich 1,5 . 1 1 " J j .Cipro i r l l i e g t [ o j - Das

i s l 1/1 b0 des i-2K-'r.ertes.

In don "h igh p u r i i > ' : Au*aussern '.;.-Jer. j ä e h r l i c h 5-10 Ci T r i t ' u : , dos s i n d 0,001 t der "ZK

nbyeycron. Bis z u : 31.12.1 Pü? wten i nsgesant 343.511 n n i t ca . 3794 Ci ueber lur .snaus-

tdL'Scher g e r e i n i g t , ü jvon wurden dci K u e h l k r e i s l a u f wieder 333.513 n^ n i t insgesamt 20 Ci

zu'}c-fuehrt.

2 .3 . Das Kem!<ra! ' i , :efk Gig Roc!; P o i n t

an der Cordostkucste des Kic.hi.--ir, La'-e ge legen , i s t t : n " d i r e c t c y c l e f o r ced c i r c u l a t i o n "

S i c J i i ^ s s e r r c j ' - t - r - i t ? ; J ",-. ( { „ ) irä Tz ", (e ) L c i c t j r g . 3 i s z u - 31.12.1907 hdt d i e Anlage

1 41?,.0:0 ir..h [ K - . t . - i z i { a e t P r o j j ; i e r t [ 1 O ] ,

Die i n der B t i r i t : ! . j ; ; - i t a r ; e f j l l ; n ; n r a d i o a k t i v e n Ab.aesser s i r . j r j t Bezug auf d i e Le i s tung

in Tabel le 4 n;c;; [ i t j . ur.r^=;-_.c: t c l I t . Die • L . f l ^ r e i i u n g s a n L u e h i t t a e g l i c h ca. 254,6 a 3

AD.uss'jr zu b' . ' -nnJein. -\jch hir-r .::rden sch iu17ig-j Ab.'acsser n i i v i e l ge loes ien F e s t s t o f f e n

vor. r e inen /ib./ jcis-j.-r. n i t veniger . i l s 25 p;in V c r i r . r f i n i g u n g , s c « i e chc-nisclie Abwac-sser, d i e

L?. l3r jbwaesscr, ' ..asädicreiabiaesc- r un j J e k o n t j - i n a t i c n s a b w j e j s c r b e i n h a l t e n , u n t e r s c h i e -

den.

- 312 -

Tabelle 4 Liquid wastes discharged at Big Rock Point

Period

Sep.1962-il!ay 1963Hay 1953-Nov. 1963

Hov'1963-Say 1964Kay 1964-Koy 1964Ho« 196W!ay 1965Hay 1965-ÜOV.1965

Hov.1965-lilay 1966

Bay 1966-::ov.1966

Hov.1966.Kay 1967

May 1967-Nov 1967

LiquidVolume d

(1OJ gal)

827560541433414310202296437

discharges

Activity

(CO"

0,43,13,55.21.10,82,04.85,12.0

Gross electrici{ygenerated (K'«h)

115 300

179 900

103 400

090 300

246 200

153 700

229 000

267 300

J a e h r l i c h werden ca. 5,8 Ci - T r i t i u m a k t i v i t a e t n i c h t mitgerechnet - an den Michigan See

abgegeben, lieber 90 % davon un te r den Bedingungen fuer unbestimmte f.'ukli d ä n i s c h e . Der

Rest e n t h a e l t mindestens zu 90? d i e Radionukl ide Co-58 und Zn-65. Zusaeiz l ich wurden

schaetzungsweise 20 Ci T r i t i um im Jahr abgegeben. Das s ind 0,007 % der fuer dieses Isotop

er laub ten Menge.

2.4 Das Kernkraf twerke Humboldt Bay ( C a l i f o r n i a )

i s t e in " d i r e c t cyc le natura l c i r c u l a t i o n BSRn mi t ?30 KB ( t h ) und 6B HS (e) Le is tung. In

der Z e i t von 1.8.1953 b is 31.12.1967 wurden 1.335.000 » E l e k t r i z i t a e t gesonnen. Bei dem

ersten Brennstabwechsel 19G5 wurden nach [ 1 2 ] von 183 Staeben 57 ausgewechselt.

Auf Grund dsr Ra t i ona l i s i e rung der Abwasserbehandlung sowie durch die Verr ingerung der

Korros ionsanfae l l i g k e i t der Brennstatbe konnte d ie zu dekontaninierende Abaaessernenge von

10 a pro Tag i n Jahr 1954 auf Keniger a ls 3 nr pro Tag in Jahr 19G7 r e d u z i e r t werden.

Davon konnten 97 % des Abwassers nach F i l t r a t i o n durch ein 5 pa Sieb s i t ca. 1 SO l pro K i -

nute I W c h s a t z abgegeben »erden. Ein einziges Mal uebers t ieg 1964 die • t twasseräk t iv i tae t

um einen k l e i n e n Gc-trag d ie vorgeschriebene GZK. Sei thur i s t der Grenzwert ÜB den Faktor

100 erhoeht »orden.

Bei e iner Tr i t iu i rkonz-snt ra t ion von 3 . 1 0 > C i / n l m Rea'r.torwasser terden j a e h r l i c h cq.

20 Ci H-3 durch Abwasser abgegeben. Das sind 0,004 % der er laubten tage.

In Tabe l le 5 s ind d ie in den Jahren 1953 - 1953 in Ab.-asscr abgegebnen Rad ioak t i v i t ae ten

- ohne T r i t i i r a a k t i v i t a e t - m i t Bezug zur Reaktor le is tun^ zusaninengestellt . I s t ein d i rek te r

Zusammenhang von Leistung und A b s a s s t r a k t i v i t a e t zi. c.'ist n ich t zu ernennen, so nacht s ich

d ie Erhoehung der Leistung in der Bctr ie fc ' jza i t Au;n . 1 -'S7 - Fcbrujr V35S van 133. 703 "'„h

auf 213,000 ä'."h durch eine Lrhoehung der du rchschn i t t l i chen Abwasser-.onzentration von

F/erten k l e i n e r 2 .10" 8 ; jC i /n l auf 3 .10 .10 - 3 ^C i /n l rjering-fuegig b t rerkbar .

.313 -

Tabelle 5 Liquid Paste Discharges at Humboldt Day

•Tai

Period

16 Feb.1963-15

16 Aug.1963-15

16 Feb.1964-15

16 Aug. 1964-15

16 Feb.1965-15

16 Aug.1965-15

16 Feb.1966-15

1G Auij.19o6-15

16 Fv'b.19G7-15

15 Aug.19G7-15

Aug. 1963

Feb.1964

Aug. 1954

Feb.1 S65

Aug. 1965

Feb.1906

Aug.19ü6

Feb.1967

Aug.19G7

Feb.1958

Liquid waste discharged

Average Total

Concentration

n )

0,16x10'

0,33x10'

0,16x10'

0,38x10'

0,41x10

1,40x10

0.65 x J 0

1,71x10

0,38x10

3,10x10

-8

(CiC)

0,16

0,38

0,16

0,38

0,41

1,44

0,66

1,74

0,38

3,16

Gross e lec t r i c i ty

generated

(m)

41

171

214

182

175

62

84

123

133

213,

600

100

400

200

400

500

400

200

703

,004

2 . 5 Das 1957 i n B e t r i e b genonnene K e r n k r a f t w e r k der H iagara- laoh i ' sk Power Company N i n e M i l e

Point

s o i l 1909 153E t',;:(th) bza. 500 M ( e ) [ 1 3 ] l i e f e r n . Weisen d i e do r t anfa l lenden Absaesser

eine n ied r ige A k i i v i t a c t au f , so oprden s i e n e u t r a l i s i e r t , g e f i l t e r t und an den V o r f l u t e r

abgegeben. Haeher ak t i ve f luesb ige A b f a e l l e werden k o n z e n t r i e r t und d ie e ingedick te F lues -

s i g k e i t i n einen eigenen Kastcnixer mi t einen Adsorbens vermengt. Das mit Radionukl iden be-

ladene Adsorbens v i r t l a l s fes ter Ab f ü l l b e i n n j e l i . Der V o r t e i l d ieser Verfahrensweise be-

s teht d a r i n , i h " eine r e l a t i v e h c h k o n z e n t r i e r t e rad ioak t i ve F lucss igke i t d i r e k t i n den

festen Zust ind ueber fuehr t n r d . Crustenbi ldung unj etwaiges. Fn t te ichen von f l u c c h t i g e n

Radionukliden beirn Hei teren Eirt-'ar.pfen koennen dadurch vermieden cerden.

Diese Art der Konzentrat ion und Fohjndlung i s t fucr das Reaktorz-:ntrL!i Seiberädorf deshalb

von Bedeutung, we i l das Ira Untergrund des Real ' torzentr iws anstehende Tongest = in auf Grund

seiner hallen X Sorpt ionskapaz i tac t a l s ebensolches Absorbcns verwendet v/erden kann,

2.6 D.15 i t a l i e n i s c h e Siedesasserkernkraf tuerk "Oargl iano"

i n Sessa Aurunca s o l l a l s Be isp ie l eines eurapseischen SicdEwassorksrnkraftworkes den amer i -

kanischen gecenueb-ü-gtstel l t worden. Mit e iner Leistung von S10 !'=' ( t h ) und 150 "!/ (e) en t -

ha l ten d ie AbwjRSser nach C.Rocca et a l . [ i 4 ] d ie Aküv ie rungsproduk te :

Kn- 56, Hin- 54, B- 1B1 , Cu-64,

Ag-110. Zn- 65, Co- 59, DD-GO,

Cr- 51 und Fe-59

in Konzentrat ionen von 0,01 - 1,0 μCi pro 1.

Tabelle

Isotop

Cr 51

Hn 54

Mn 56

Fe 59

Co 58

Co 60

Ni 65

ZΓ 95

Zr 97

Ta 182

3^Jbdbakt ivc Mr.aesscr von. Drucksiss

Die 1068 erschienene lAEA-Pj'jlikation der Directory of Nuclear Reactors [ 5 ] fuehrt insgesamt

2C Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren [?"•?>) r.it einer Gerartl eistung von 15335 ;'u ;(th)

und 5,577 [','„'(c) Ener-gie an. Davon befinden sich a l le in 17 Kernkraftserke in den USA.

314

Un die Abgabe radioaktiv verunreinigter Abwaesser an die Umgebung niedrig zu halten, werdenauch hier die Absaesser aufbereitet und soseit sie noeglich in der Anlage viieder versendet.

3 . 1 . Ein Charakteristikum eines typischen Druckwasserreaktors von 300 KW Leistung ist derd i s k o n t i n u i e r l i c h e A n f j l l des aufzubereitenden Sassers, das in Sanuelbecken aufgefangen unddann w e i t i r v e r a r t c i t e t wird. Die Kenge der anfallenden Absiesser wird vorwiegend von derBetriebsneise des Kernkraftwerkes bestimmt - V.'asseraustausch zun notwendigen Borentzug -bei 3C0 SB Leistung rechnet cian n i t et«a 2000 - 3000 ra3 aufzubereitendem Kuehlntittel. >.

Die R3dioaktivitaet in Kuehlnittel kann aehniich den Siedewasserreaktor folgende Ursachenhaben:

1 , Aktivierung des Kuehlmittels selbst,2, Aktivierung der Verunreinigungen ira Kuehlnittel durch Korrosionsprodiikte,3, Spaltprodukte, c'fe von der unvermeidlichen Uranverschinutruncj der Brennstabhuellrohre

herruehren.

Die spezifischen Akfivitaeten der Korrosionsprcdukte , die an das Reaktorkuehlsystao abge-geben werden, stanmen aus zwei Quellen: radioaktive Partikel koennen durch Korrosion dermit Wasser benetzten tfetal 1 oberf 1aochen in das Kuehltnittel eintreten, inaktive korrosions-produkte werden beim Passieren der Kernzone a k t i v i e r t . Die spezifische Akt iv i taet der Kor-rosionsprodukte im Reaktorkuehlsystem is t in Tabelle 6 zusammengestellt.

Tabelle 6 Spezifische Akt iv i taet der Korrosionsprodukte im Reaktorkueh'systera

Isotop Halbwertszeit spezifische Aktivitaet Ci/rn

Cr 51 27,8 d 9,4.10'3

»n 54 290 d 2.6.10"4

Mn 56 2.6 h 1,4.1t)-2

Fe 59 45 d 1,5.10"*Co 58 71 d 8,9.10-*Co 60 5,2 a ' 1.4.10"3

Ni 65 2,5 h 1,1.10-3ZΓ 95 65 d 4.0.10"3

Zr 97 17 h 5,7.10-4Ta 182 115 d 7.3.10-3

Die oben angegebenen ü'erte beruhen auf r iner Betriebszeit von 2 Jahren fuer die Brenn-

elemente und von 40 Jahren fuer die Anlagentcile. Diese Werte koennen naturgenaeß erheb-

lichen Streuungen unterliegen.

Spaltprodukte koennen durch Defekte an Huellrohren von Brennstaeben in das Kuehlsittel

gelangen. Der ordnungsgemäße Betrieb kann jedoch aufrecht erhalten werden, da bei der An-

lage eines Druckwssserkernkraf twerkos mit einED sogenannten Standarddafekt van 1 % al ler

Huüllrohre gerechnet wird.

Eine zweite Quelle bilden die Oberflaechenversch.tutzungen der Kernbrennstoffe, die f js t un-gehindert ins KuahlcHtel gelangen koennen. Erfährungsmasßig betrasgt diese Uranverschnutzungetwa 10"° g U0,/ci32 Oberflaeche. Die Zusammensetzung dieser Verunreinigungen ist komplex undenthaelt auch langlebige Spaltprodukte sie Cs-137, Sr-?0 u.v.a. (siehe Diagram Abb.3.).

Von den insgesamt 17 in den USA in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken n i t Druckwasser-

reaktoren seien als BeispieleIndian Point, Yankee, San Onofre und Cennecticut Yankee

herausgena maen,

. 315 -

3.2 Das Kernkraftwerk lndian_Point_Hr.1

fs t ca. 24 Heilen noerdlich Ken Yorks au Hudson River gelegen. Die Leistung betreagt 225 M(e). V'jn 1.10,1952 bis 31,12.1967 hat die Anlage insgesamt 5,784.000 H»h Elektrfzi taet pro-duziert [15] . Die anfallenden radioaktiven Abwaesser werden als

Reaktorabwaesser in engeren SinnCheaiieabwaesserspezielle Dekontaininattonsab*aesserinaktive Abwaesser

getrennt gelagert und behandelt. Nach dem Abklingen im Lagerbecken koennen die mittelakt ivenAbsaesser durch Eindanpfen konzentriert in Tonnen mit Zement vermischt gelagert werden.

Die an den Hudson River abgegebenen niedrig aktiven Abwaesser sind in Tabelle 7 fuer die Be-triebsjahre 1961 - 1967 nach [16] zusammengestellt.

Tabelle 7 Radioactive Gaesous and Liquid Wastes Discharged at Indian Point

Liquid discharges

Volume Concentration Total Gross e lect r ic i tyPeriod (I03oal) (pCl/on )C (Ci) generated ( M i )

2 Aug.1962-31 Jan. 1963 2 337 1.51x10"" ! 0,134, 185 3001 Feb.1963-31 Jul.1963 2 138 3,28 x 10"B 0,027 543 4001 Aug.1963-31 Jan.1964 3 630 9,82 x 10"6 0,135 444 7001 Feb.1964-31 Jul.1964 1478 4,50 x 10"4 2,52 H 3001 Aug.1964-31 Jan.1965 11222 2,49 x 10e4 10 ,56 623 1001 Fefa.1965-31 Jul.19B5 4 176 8 , 3 9 x 1 0 " * 13,26* 634 0001 Aug.1965-31 Jan.1966 1696 2,04 x 10 ' 3 13,09 364 4001 Feb.1966-30 Sep.1966 10 352 1 , 8 0 x 1 0 " * 7,00^ 679 9001 Oct. 1966-31 Mar. 1967 6 466 4,62 x lO":* 5,99. 1102 0001 Apr, 1967-30 Sep-1967 7 569 6,39 x 10 4.791 1 120 000

Alle bisher angefallenen Abwaesser wurden ohne weitere Bestimmung der Nuklidzusaaimensetzungan den Hudson River abgegeben. Stichproben ergaben Vierte von 2.iO"6|iCi/nil Gesamfaktivitaet[6].

Es f a e l l t auf, daS trotz steigender Leistung in den Jahren 1965 bis 19G7 die freigesetzteGesamtaldivitaet von 13 Ci auf 4,8 Ci-Trit ium nicht nitgerechnet-verringert werden konnte.Die abgegebenen Trit iunaktivitaeten belaufen sich bei Konzentrationen von 3.10 ' bis4.10* pCi/ml auf groeßenordnungsmatfHg 400 - 450 Ci pro Jahr, Auch bei Tritium is t eine \Abnahme der freigesetzten Aktivitaet t rotz Leistungssteigerung zu erkennen. [i

\ i3.3 Das Kernkraftaerk Yankee \:\

MHegt as Deerfield River in liiasachussetts. j]Der Ivestinghouse - Druckwasserreaktor hat eine Kapazitaet von 185 HB (e). Innerhalb von 5 JJahren l ie fer te er 7,711.000 Kh Elekt r iz i taet . Die an den Vorfluter abgegebenen Mengen jrao in^ t i ve r Abwaesser belaeuft sich auf ca. 14 nCi/Jahr, Nimmt nan als MZK fuer Abwaesser N8.10 |iCi/ral an, so schwanken die Konzentrationen der abgegebenen Abwaesser von 0,004 bis Li0,03 % der MZK. Der hoechste bisher ueber 12 föonate kontinuierl icher Abgabe erreichte Wert lwar 0,13 % des Wertes, der fuer ein unbestinrates Nuklidgeraisch zugelassen is t . '

- 316-

Tritium wurde ni t Durchschnittskonzentrationen von 5-7.10'^Ci/ml abgegeben. Die Jahres-summe betreagt 0,2 % der erlaubten Aktivitaetsmenga.

In Tabelle 8 sind die freigesetzten Abwasseraktivitaeten den jeweiligen Jahresleistungenkorell iert.

Tabelle 8 Radioactivity released in Yankee Baste Effluents

Period

196119621963

196*196519661967

Volume(103 gal)

592

86768*

829128*2568

L i q u i d

Activity(r»Ci)6

8,0

7.63,52,0 I

2 9 , 3 ;

3 6 , 1 ;55,8°

Percentof l!PCe

0,01

0,0000,004

0,030,02

Gross electrgenerated (K

1,257.0001,028.0001,371.0001,3*?.'.24

3.4 Das Kernkraftwerk San Onofre

is t ein an der Kueste des Pazifischen Ozeans gelegenes Drudcwasserkernkraf tv/erk in Kal i -fornien mit 1347 RVf(th) und 429 liH'i (e). Der Kestinghouss Druckwasserreaktor wurde am 14.13.1957 k r i t i s c h und laeuft seit 1.1.1908 auf voller Leistung. Gis Ende 1957 l i e fe r te erca. 386.500 KWh Elektr iz i taet [15]

Die in dieser Zeit an den Vorfluter abgegebenen radioaktiven Abivaesser sind in Tabelle 9 nachBetriebsHionaten aufgeschluesselt wiedergegeben. Insgesamt wurden im 2.Halbjahr 1967 0,317 Ciabgegeben.Die Analyse des Ionenaustauscher Eluates zeigte, daß die Radionuklide

Cs-137, Cs-134, J-131, J-133 und Mo-99den Hauptanteil an der gespeicherten Akt iv i taet haben.

Tabelle 9 Discharged at San Onofre

Liquid releasesPeriod Volume Act iv i ty (Ci)

M M)\\

June 1967 166 900 1,0 x 10 " '. July 1967 98 660 6,5 x 10"*

l\ Aug.1967" 96 250 5,5 x 1 0 " 3

Sep. 1967 48 555 8,5 x 10 ' 3

<| " Oct. 1967 123 275 3,1 x 10"?H liov. 1967 72*64 4,0 x 10"3

h Dec. 1967 151 640 2,6 x 10"1

3.5 Das Conncecticut Yankee Kernkrafteerk

hat als Vorf luter den Conncecticut River. Die Leistung betreagt 1473 KB (th) und 490 W(e)

sol l aber auf 590 Mil! (e) ausgebaut werden.

Vera 24.7.1967 - 31.3.1930 hat das Kraftwerk 1,157.300 KVIh Eld<tr?zltaet ge l ie fer t [17 ] ,

- 3 1 7 -

Die Reinigung des Reaktorkuehlwassers aus dem ßorabfalltank erfolgt in Ionenaustauschern,die vorwiegend Cs-137, Sr-90, Y-90 sowie Mo-99 zurueckhalten, bevor das Wasser weiter ein-gedampft wird.

Die an den Vorfluter abgegebenen Aktivftaeten sind in Tabelle 10 aufgefuehrt und mit derLeistung verglichen. Dabei is t die Tr i t iusiakt ivf iaei von der durch andere Radioisotope beding-ten Aktivitaet getrennt. Bei Hoehchstleistung im Dezember 1967 mit 350.700 KWh wurden insge-

^sanit 210 tnCi Akt iv i taet abgegeben. Der re la t i v hohe Aktivitaetswert fuer Kaerz 1968 wardurctKdie Reaktor Containement Reinigung bedingt.

Die abgegebene Trit iumaktivitaet is t mit 2.10" uCi/ml, das sind 25 % der MZK im Vergleichzu anderen Kernkraf t»erken dieses Types re la t i v hoch.

Tabelle 10 Connecticut Yankee

Period

Aug. and Sept.1967October 1967November 19G7December 1967January 1958February 19158March 1968

Liquid

Vo1 um e(gai)b

-283.050298 750162 500181 100

56 400167 810

3.6 Das Druckwasserkernkrafberk i i

waste dischargedGrossac t i v i t yUci)c

-59.1570.83

'24,72130,9547,12

356,27

i Chooz

Tr i t i um(Ci)

-1,83

123,4295,31

215,1959.67

335,43

Gross e lectr ic i tygenerated (Millh)

3 84056 340

150 630350 700240 210335 67019 950

Ardennen, i s t eine belgisch-franzoesische Geinsinschaftsanlage, ;

Die ^bwaesser sind durch die Radioisotope ;Co-60, Co-58, Fe-59 sowie H-3 charakterisiert.

Die im Abwasser abgegebenen Radioaktivitaeten uebersteigen nach Cohendy G. [18] nur ge-ringfuegig d i e l Ci-Grenze im Jahr.

3.7 Allgenein i j. . . . . j i

laeßt sich sagen, daß Tritiua bei Druckwasserreaktoren in hoeheren Konzentrationen anfael l t i Ials in Siedewasserreaktoren [19], In Druckwasserreaktoren werden Bor- und Lithium zur pli- j jWort Kontrolle zugegeben, die den erhoehten Tritiuiaanfall hervorrufen. Bei Abwesenheit von j. ]Bor und Lithium dringt Tritium vorwiegend durch Diffusion aus den Brennstaeben in das li'as- i,jser ein. . H

Belaufen sich die Tritiumkonzentrationen int Reaktorwasser bei Siedewasserreaktoren in Be-reichen von 6.10" bis 5.10" |.Ci/nl, so liegen sie bei Druckwasserreaktoren bei 0,5 - 3,0pCi/ral (siehe Tabelle 11 nach [19]).

-3Da die MZK fuer Tritium mit 3.10 μ ^ m l r e l a t i v hoch angesetzt i s t , kam es bisher zu keinennennenswerten Schwierigkeiten bei der Abgabe dieses Nuklids durch Kernkraftwerke in den Vsr-einigten Staaten. Die 1 % Grenze der MZK wurde mit einer einzigsn Ausnahme nirgens ueber- j.fschritten. J;.j

Fusr Druckwasserkernkraft.;erke, die mit Kuehltuermen arbeiten, koennte jedoch die HZK fuer ]Tritiuc! in unverduennten Abwasser in Zukunft erreicht werden. 4

- 318 -

Tabelle 11 Tritiusi Levels Ü3tected in Bater of Various Reactors

Tri 11umPlant Date Source Fuel cladding

Boiling water

reactors:

Dresden-1 7/2/64

Humboldt Bay

Big Rock Point

SEHN I ta ly

VBitä

Elk River b

Pressurized -waterreactors:

PS-3A KCHurdo

Saxton

SELB I I ta ly

Yankee

Indian Point

10/6/6520/10/35

16/5/65

22/9/65

3/5/653/5/65

/63

/65

1965

Condensate

CondensateReactor water

Condensate

Reactor eater

CondensateMakeup water

Reactor uater

Reactor water

Reactor sater

Reactor water

Reaktor water

Reactor water

Reactor water

2 x 1 0 " Z Zircaloy and

stainless steel7 r. 10"3 Zircaloy

3 X 1 0 " 3 Zircaloy

3 x 10"2 Stainless steel

3 X 1 0 " 2 Stainless steel

5 x 10'4 ZircaloyU x 10-6

n-Z5 x 10"

G x 10-2

f-ixed

Stainless steel

0,8-0,9 Stainless steel

0,5 Stainless steel

0,75 Stainless steel

2 - 3 Stainless steel

0,15 Stainless steel

Data assembled by Smith

Tritium level in Elk River coolant reported by Canpbell et a l .

CRef.

k. Radioaktive Abwaesser eines Schwer-Nasser-Uatururankernkraffaerkes (Kanada)

Die Kanadischen Kernkraftwerke NPD mit 25 KK(e) und Douglas Point, das erst se i t 8.3.1968

Bi t 125 KW (e) in Betrieb i s t , sind vom Typ des PHSR (pressurized heavy »ater eoderated

and cooled reactor). Eine «eitere Kernkrafteerksanlage wird zur Zeit mit 200 EXe in Picker-

ing bei Toronto gebaut.

Die KZK fuer Strontium-90, die an den Ottawa River abgegeben werden darf, is t 1.1

la Jahr 1957 wurden VOR NPD Kraftwerk in Des Joachims nur ca. 1.900 m Abwasser an den

Ottaea River abgegeben.

Uie Gesaat-ß-Aktivitaeten der Abwaesser betrugen - Tr i t iun ausgenennen - 180 oCi. Davon

entfal len aufSr-90 3 Sr-89 24 iaCiCs-137 12 ciCiCe-144 6 aCiRu-106 3,7 iaCi

- 319 -

Die läZK fuer kontinuierl iche Abgabe ueber 1 Jahr in den Abaaessern is t mit2.10"6 fuer Sr-2o5.1O'7 fuer Cs-1374.10"5 fuer Co-60

1,5.10'2 fuer H-3 und5.10"ß fuer Gessut-v-Aktivitaet festgesetzt.

In den Konaten Dezenber 19G7. Jaenner 1053 und Februar 1559 sind die in Tabelle 12 angefuehr-ten Aktlvitfifltstnengen die durch Absassser abgegeben worden sind, zusammengestellt. Die Kon-zentrationen betrugen (Gesaat-ß-Aktivitaet)

Tabe]leJI2

Dezember 1967 4.2.10"6 948D.106 lup.gal. *)Jaenner 1968 31.5.10'6 7938.10u -»-Februar 1953 8,5.1O"6 7900.106 - " -

Imp.gal • 4,55 Liter

5. Radioaktive Äbwaesser von gasgekuehlten Kernkraft;erken vom Typ des GCR (gas cooledgraphite moderated reactor} bzw. AGS {advanced gas cooled graphite moderated reactor ) -gasgekuehlton Reaktors

Dieser Typ des Reaktorkernkraftwerkes i s t vor allen in Gro3britanfen (UK) verbrei tet .

In erster Phase sollen 9 Kernkraftwerke von "Hagnox Type" mit insgesamt 5000 MW (e) Kapa-

zftaet gebaut «erden.

Calder Hall und Chapelcross l ie fern 376 M (e).

In zweiter Ausbaustufe sollen »eitere 8000 IβW (e) durch AG3 prodziert werden. Die Tabelle 13

gibt einen Ueberblick ueber die Kernenergie im UK nach [ 2 0 ] ,

Quellen fuer fluessige radioaktive Abfaelle bei Reaktoren von "Magnox" und AGR Typ sind

Kuohlwasserpool

Kuehlsystem dss SeaktordruckgefaeßesTrocknungsanlage fuer Reaktorkuehlungandere Quellen

Die Aktivitaeten stamnien daher vorwiegend aus den Filterbackwash, lonenaustauscherregene-rat ion sowie von Dekontannnationsloesungen. Groe'Bere Vasseruengen fa l len auch bei der vonZeit zu Zeit notwendigen Erneuerung des Pool«assers an.

Niedrig aktive Abwaesser stanraen von naschraeunen und der n'aescherei. Dabei erwies es s ich,da3 eine Trennung in reine und n i t Detergent)en verunreinigte Absaesser nicht noetig i s t .

Bei AGR Kernkraftwerken ist der Anfall von Gastrocknur.gsloesungen re la t i v hoch. Dazu»erden eigene Behaelter i n s t a l l i e r t , nach dea Ausaessen auf Akt iv i taet werden sie durchein eigenes R.ihrsysten der, Kuehlnasser wieder zugsfuehrt.

Tabelle 13 Volumes of Active Liquid-Waste Arisings at Magnox-Siations and Quantities of Radioactivity Discharged

Station

Berkeley

Bradaell

Hunters ton"A"

H-'ikley Point"A"

Traivsfynydd

Dungeness"A"

Oldbury

Typical volumear is ings(ga l /y r ) 1962

(1) (2)

j j ^ 4 x 1 ° 0,003

b) 29QXi ° 0f005 NIL

a) 1,6x107

b) 320

a) 3,6x106

b) 15

a) 3,0x106

b) 176

a)1,9x105

b) 770

a) 2,4x107

b) 31

a ) -b ) .

Year and ac t i v i t y (Ci) discharged

1963 1964 1965

(1) (2) (1) (2)

55

0,001

1062

1966

(1) (2) (1) (2)

4,7 306 23 225

0,2 233 4,1 37 19 471 29' 583

(1) (2)^0,02 21,2

0 , 0 0 6 NIL

(1) (2)1,6 477

2 174

(1) . (2)18,8 477

18 32

0,053 2,1 2,2 221

0,01 6,0 2,3 569

1,0 29

1967

(1) (2)

70 311

100 499

(1) (2)19,9 125

7,9 NIL

7,1 110

40 528

2,5 116

0,016 3,7

N.8, Khere only one f igure is shown more than 99 % of ac t i v i t y is due to t r i t i um:otherwise (1) • Act iv i ty other than t r i t i um

(2) - Trit iuB

a) • Arisings from active eff luent treatment plant.b) • Arisings frois humidriers.

ä

321 - !

6. Radioaktive Abwaesser von Kernkraftwerken mit Uran-graphit-rcoderi erten^Reaktoren

l i , Frankreich sind in K&rnkraf twerken vorliegend gnscekuehlte Reaktoren vom Type des

Uran-graphit moderierten Reaktor

i n s t a l l i e r t [18].

Insgesamt sind zur Zeit 5 Kern'-raft«erke dieser Bau-rt in Betrieb, Im Kernkraftwerk Chinoufa l len bei 700 KW (e) Kapazitaet jaehrl ich ca. 100 000 m3 Abv/aser an. Die Akt iv i taetskonzen-t ra t ion uebersteigt d;ibei 10" Ci pro ra [• 10 pd 'A i l ) nicht. Ein Lagerbecken mit 2.000 nTFassungsvormoegen faongt die Abwaosser von 3 EdF ( E l e c t r i c i t l de France) Anlagen auf. Diegesante abgegebene Akasserakt iv i taet belaeuft sich auf ca. 1 Ci pro Jahr

7, Radioaktive Abwaesser, die durch dsn Bstrieb von Forschungsreaktoren anfallen

Als Beispiel fuer Absaesser von wassergekuehlten Forschungsreaktoren sind Werte vomLow Intensity Training Reactor at Oak Ridge USA und denHRX Forschungsreaktor in Kanada sowie vom

ASTRA-Forschungsreaktor in Reaktorzentrura Seibersdorf

gewaehit.

7.1. In Oak Ridge stcrir.t das in Kuehlwasser vertretene Co-60 und Co-58 aus dem Nickel undRöbäTt'in rostfreien Stahl dsr Brennstaebe. Die von den ORfiL an den Vorf luter abgegebenenAktivi iaeten belaufen sich nach Bros/der [ 2 i ] auf 250 Ci Gesant-ß, davon 50 Ci Strontiuni-90In 10Bm /pro Jahr bei 40 IS« ( th) Leistung.

7.2. Der HRX-Forschungsreaktor in Kanada hat eine Leistung von 40 %'il und g ib t die Abwaassernach" ÄEkTingen in SaniaeTtanks an den Öilawa River ab. Siittelaktive Abwaesser werden ueberSandfi l ter gelei tet , in denen durch Sorption an den einzelnen Hineralpart ikeln die Akt iv i -taet weitgehend zurueckgehalten wird.

Die Kontamination is t vorwiegend durch Aktivierungsprodukte so»ie die f.'uklide Ce-144, Ru-106,Sr-90 und Cs-137 bedingt. Die abgegebenen Aktivitaeten liegen nach Parker et a l . [22] im Be-reich 2.10 bis 1.10'2 Ci puo Tag.

7.3. Der Schv/erwasser moderierte fJatururan Forschungsreaktor CIRUS gibt nach [24] bei 40 M

Tth3~Äbwäesier"i'äB™dTe~inTt"den"RädTönükTTden~ST-31 "El-38"ünd"Sb-f22 der Konzentration10"3 - 10"^C i /L i te r kontaminiert sind, ab. Dazu koaraen N'a-24-haeltige Absaesser mit7,7 μCi/Liter.

7.4. Ein dem ASTRA-Reaktor in Seibersdorf aehnlic'ner Schaiimntankreaktor i s t der Phi l ipine

Rasearch-Reactor mit 1 MW ( t h ) .

Nach [ 2 3 ] sind die Abv/aesser vorwiegend durch Aktivierungsprodukte kontaminiert. Es werdenabgegeben:

taeglich 16C0 Liter sehr niedriger Akt iv i taet aus dem Reaktor,

14-taegig 12C0 Liter mit ca. 250 pCi/ l ,

1'i-taegig 30000 Liter niedriger Akt iv i taet, Spuelwasser und liaschwasser

7.5. ASTRA-Forschuncjsrcaktor Seibersdorf.

DJS Spe'itruTi der bei eine- Forschungsrejktor ia Abwasser anfallenden Radionuklide ist ver-

gÜchpn mit Kernkraftwerken groe!?sr. Zu dm Spalt- und Korrosiünsprodukten kommen noch Ak-tivierungsprodukts, die vjn Versuchsreihen staa.-en koennen. Ferner nuessen in Kernfor-schunjs?cntren auch Labcrab.aesser entaktiviert worden, deren Nuklide wn den jeweiligenVersuchen bestinmt »erdtn.

- 322 -

Irc Poolwasser konnten folgende Radion.uk 11 de i den t i f i z i e r t '»erden:

1 . Korrosionsprodukte: Cr-51, Fe-50, Kn-54, Cu-C4, Zu-03, ob-124,2. SpaMprodukte: U-235 Spaltprodukte, Cs-137 Sp.3. Probenbehaelter (Versuche): Ta-182. Acj-Ii&n, Cr-51'}. Aktivierungsproriukte: Na-24, Ar-41, Kr-85

flach 35 h 5 KW ( in ) Betrieb betraegt die Poolwasser i-!a-24 Aktivitae+ 1,2.10"\iCi/ml

Radioaktive Abuaesser aus Krankenhaeusern und medizinischen Forschurigsanstalten

Industr ie, Medizin und Forschung bedienen sich in inner steigendes SaPe der Radioisotope. Soste ig t zum Beispiel die Menge unversiegelter Radionuklide die von den Radioisotoponprodukti-onsanstalten Ämershani und Oak Ridge National Labs ver te i l t wurden, pro Jahr un 10-20 %.

Heuere Erfahrungen zeigen z .8. einen Anstieg des Verbrauchs von C-14 und Tr i t iun, besondersin der Pflanzenchemie und bei mikrobiologischen Studien.

Größere lilengen Akt iv i taet «erden von Krankenhaeusern abgegeben , so Radionuklide zur Diag-nose und Therapie Verwendung finden. Von Standpunkt der Uogcbungsueberwachuno best-.-t alsHauptproblem die Tatsache, daß diese Abfaelle den nornalen Kanalsysten einvc le ibt werden.

Die wichtigsten zu Diagnose und Therapie herangezogenen offenen Radioisotope sind:

J-131, P-32, Au.'-198, Hg-197, 103, Ca-45, Fe-55,59, C-14, Cr-51, S-35, Na-22,24, K-42,Co-57, Co-58.

Die verwendeten Mengen liegen im mCi-Bereich.

Auch Technetiun 99m f indet zunehmend Verwendung in der Radiotherapie. Im allgemeinen werdennur kleine Betraege in der Groeßenordnung von einigen mCi einzelner Radionuklide bei Tracer-versuchen angewandt, die Abfallmengen sind dabei gering, die Konzentrationen niedrig.

Feher et al [21 ] (RR) berichten, daß aus einen Isötopenforschungsbetrieb 820 a Abt/asserder Aktivitaetskonzentration 1,10-fy3i/al , das sind 820 μCi pro Tag, dem oeffentlichenKanalsystem einver le ibt werden.

Der Gebrauch von versiegelten Quellen uebersteigt bei weitem den der unversiegelten AktUvitaeten, jedoch bilden diese Quellen, Sjlange sie unbeschaedigt bleiben, keine Gefahr fuerdie Kontamination der Umgebung.

Abwaesser aus einer BrennstabaufbereitungsanUge

Zura Vergleich mit Kernkraftwerken, Forschungsreaktoren und Radioisotopenforschungsanlagenseien die Abwaesser, die bei einer Brennstabaufbereitungsanlage anfal len, angefuerht.Bei der chemischen Aufbereitung von Brennstaeben fal len bei weitem die groeßten Kengenradioaktiver Abwaesser an.

Als Beispiel seien hier die Absaesser der Aufbereitungsanlage in V/indscale von 1966 nach

[22] angefuehrt.ges.ß-Aktivi taet 65.000 Ci/Jahrges.a-Aktivi taet 600 Cf/Jahr

Ru-106 25.000 Ci/Jahr• Sr-90 9GC Ci/Jahr

Ce-144 6.800 Ci/Jahrdazu kommen noch gretfe Mengen von Cs-137, ZrfJb-95 und Tritiuni.

- 323 -

Die Geh'jno'lun.j radiri;-.'-li/c-r AbsaPOicr

Die Kos I en zur tkh-jnJ V r ; von ra'ii-Dü'.- t i ven .'.biaesssm ha-ingim IT. μ-esentlichen von <!rr Art

r j e r Gfhr.-ri'jluny aL. Die Err.äitungi'.-osü-n dsr Sarins lc-i'»-ichtung en n.'.-ic der AuslaPsystcae

p.crmen '.'••< Lei eiren r i l u i v g j r i r . gm . ' . . tei l e in.

Dabei k t die Oohan-j.-.i .-. durch Fi l i r i :•• : - und Jc'.":r, t i crcn w e s c t l k l . t i l l i g e r , :-;ls Vs.- i i rp-fen. NeLun don ga f;r,r, -; r. c< faa l lungv--: it,, '.en . ercari r ? . d ' : > t i v o Absiäcsser vor a l len an .'.iinü-ra l ischen oder organkc i en lonanaust-i^'jcr.crn g e r e i n i g t .

Die Behandlung rait Ionenaustauschern .ms Polyesterharzen er forder t eine umfangreiche Ein-r ich tung und r e l a t i v UA,». Erh j l iury^-i. sten. Zudn k t '::tc Regenerierung nur bei ku rz leb i -gen Spaltprud'jkten , die iß ^ jshu jcncrnBr? gespeichert s ind , s i nnvo l l . Langlebige Radio-nukl ide v.i e C'j-137 unJ Sr-n.O gehEn bei der Regenerierung »ieder in Loesung und nuessen dannwei terverarbe i te t werden.

Besonders oekonomisch sind daher n inera l ische Ionenaustauscher, diu in der Abwasseraufbe-re i tung zunehrcend Verwendung f indsn. Sie koennen, v:enn sie mit Radionukliden abgesaett igts i n d , da sie wesentlich b i l l i g e r sind als lonenaustauscherharze, d i rek t a l s fes te r rad io-ak t i ve r Abfal l gelagert «erden.

Heben Zcoli then und Tuffen, in denen Gcrus ts i l i ka te a ls mineralische Ionenaustauscher wirk-sam s ind , sind es v-r allcni Tonminerale, die bei der Dekontamination rad ioak t i ve r Ab*aesserdurch ihre hohe Sorptionskapazitaet zunehmend angewandt werden. In den USA wird der soge-nannte Grundite Clay, ein i i l i t r e i c h e r Ton, bei den Taellungen zugesetzt. In ORfJL f i nde tdie Conasauga shale aehnl ich Verwendung.

Als Beispiel sei die Dckontaninationsv/irkung des in Untergrund des Reaktorzentrums anstehen-den Tongesteins na eher beleuchtet :

Muessen In den USA die Ädsorbentien o f t ueber Kei te Strecken an ihren Verwendungsort heran-geschaff t werden, so i s t d ie S i tuat ion in Reaktorzentrum Seibersdorf besonders guenst ig, dadas Tongestein unmittelbar in Untergrund des Reaktorzentruias ansteht. Das Tongestein kannin d r e i e r l e i Art a ls Adsorbens Versendung f inden :

1 . a l s Suspension bei Routinefael lungen,2. a l s Fi l tersubstanz bei der Entak t iv ie rung, ra i t te lak t iver Abwaesser,3. a ls Adsorbens fuer eingedickte hochaktive F luess igke i ten, die beim Eindampfen gewonnen

»erden.

Die folgenden Versuchsergebnisse beweisen die hohe Sjrpt ionskapazi taet des Tongesteins.

Neben den bekannten Routinefaellungsnethoden zur Entakt iv ierung rad ioak t i ve r Abwaesser «erdenin zuneigenden Maße mineral i sehe Ädsorbentien und Ionenaustauscher herangezogen. Dabei sindaus w i r tschaf t l i chen Gruenden Ädsorbentien, s ie s ie in Tonlagerstaetten ver t re ten s ind, undin unmittelbarer Umgebung des Reak torgelaendes i n abbauauerdigen Mengen vorkoranen, von beoon-deren Interesse. In Fal le des Reaktorzentriras SeibrrsJorf koennte ein in Untergrund des Re-aktorgelaendos anstehendes Tongestein als soeglichas Adsorbpns zur Reinigung der in Reaktor-zentruni anfallenden radinakt iven Abwaesser n i t Er fo lg herangezogen werden.

Das in Untergrund dts '- icAiorzentruas Seibersdorf anstehende Tongestein (siehe Abb.3) ent-hae l t neben Quarz und C i l c i t die Scn ich ts i l i ka te I l l i t , Von tno r i l l on i i und C h l o r i t , die alslonenjuslauscher bzw. lonenadsorber bei der Dekontamination r a d i a j k t i v e r Ao*aesser herange-zogoii werden koennen. Die Dekontamination kann dabei auf drei technisch verschiedene Artendurchgefuehrt wer

- 324 -

1 . Das Tcngestein wird aufgeschlaennt und a ls Sur^r . . - ;^ . den zu c - . ta ' i i v ie r . r .Jen l u t i n e -abrfüGssorn be iges iscn t . Diese Faellun-; ' - . im zusaetzlicr, ->n de" ro - t i - •_ - j - j ' iQcn i\[.r) unjCa-F'h js,.!".atf ael T ungen w V u ^ c f u e h r t » = r : . T , i r j . - ,:ti, ].-,.• ..-.,Sper./ - n • .-- -,;.-..,; j ^ , . . , ; ^ nscrih-.an zugegeben w i rd . DJS in der Su^.ensian e n K . h ^ K [ . .m ine ra l I l l i t kann dcbo> be-sondere ocVonoaisch zur Cs-137 D i - : o i i v > : i - i a n : i : c-o. . t j t „orJen. 2- unj 3-wert igs Kationenkoennen in Kontnor r i l l o i i i t g i t t e r bzs. =n Ch lo r i t gcL.'^t.n v-erde-.. '•:<.,. :< zeigt J i t "eV^n-t a m i n a i i c i s - i r k u n g d-r loncjsper.siun <3d n sowie d>:r- Lcs - t t o r ^ s i u f Cs-1 37 h.:e 11igp Ab-Baesser zweier vorschiedener Konzentrat ionen i r Sstci i-Verfahrcn. Dil ei i s t d is I V - o n o m i -nat ion nach kurzen Kontaktzeiten (1Ü -?0 sec) bere i ts weitgehend abgeschlossen. Längere Kon-tak tze i ten ergaben ein G" Eichgewicht nach 3-4 Siund;-i RET-1.- t i o r i s ze i i (AM-.b).

Die BestiaiiRung der Abhaengigkeit der Dek-ont&sindtiorsrfirkung von der r e l a t i ven Cs-137 f o n -zen t ra t ion des Abwassers ergab mit 10 % R e s t a k t i v i h ^ i einen erhoenten End =k t i v ier jn:is(>f f t k tin Konzentrat ionsbereich unter 10"^ | jC i /n l gegenueber f.G £ R c s t i k t i v i t a e t im 1 0 ' 3 | . C i / n l .Bereich bei PATCH-Ver&uchsanordnungen.

Versuche mit Ru-103 hael t igen Abwaessern erwiesen dis Dp'-'ontäminitiDns-iirkung der Suspensionauch fuer dieses Nuk l id (Abb.6). Desgleichen konnte dia Suspension er fo lg re ich bei der Ent-ak t i v i e rung Co-60-hael t iger Abwaesser eingesetzt v.tr(;en.

Bei Uran-235 spa l tp roduk thae l t igen Absae-sern konnte nach Zugabe von 1(10, 200 und 330 ppmder Tonfrakt ion<.30 μ d ie in Abb. 7 wiederg eg ebenen Dekuntamination fuer die f lukl ide Ce-141,

Ru-105 und Zrl!b-95 erz ie l t werden.

2.-2 -3

K i t t e l a k t i v e Abivaesser (10 -10 |iCi/ir,l) keonnen air Tonf i l terkuchen g e r e i n i g t ycrden.Uiaein Verstopfen des F i l t e r s bei der Guallung des K o n i y . G r i l l o n i t g i t t e . - s zu vermeiden und eine

w i r t s c h a f t l i c h e Durchsatzgeschwindigkeit zu e r z i e l e n , wird der Fein-Frakt ion eine groebere

zugeti ischt, und d a n i t die P e r n e a b i l i t a e t des F i l t e r s g e s i c h e r t . Vorversuche mit einea P i l o t -

Plant Gaszyl inder 5.0 g Ton 1Ü L i t e r Cs-137 besung zu l Ü ' ^ C i / n l ergaben die i n Abb.8 dar-ges te l l t en Dekontaminat ionsfaktoren, d ie s ich aus der Durchbruchskurve errachneten. Nach10 L i t e r Durchgang i s t mi t 3,4>4 % R e s t a k t i v i t a e t der Dekontaainat ionsfaktor noch 29 ,1 .

Die Reinigungswirkung eines T o n f i l t e r s auf eine m i t t e l a k t i v e U-235 sna l tp rodukthae l t igsRout ineabfal l loeaung ze ig t Abb. 9. Die Loesung hat te den pH-Üert 1 und war ß i t Detergenzienstark v e r u n r e i n i g t . Deut l ich i s t aus der Abb. die se lek t i ve Sorpt ion der Radionuklide amT o n f i l t e r zu erkennen. V/aehrend Cs-137 rait Dekontaminationsfaktoren von /0 - 100 un einenFaktor 3 hoeher zu l iegen kommt a l s Ce-141 mit 25 - 30. i s t d ie Reinigungswirkung aufZrNb-95, von dem unter den gegebenen Ver chsbedingungen noch 85 % ent fern t wurden,geringer.

Am schwaechsten i s t im Spaltproduktgemisch der Entak t iv ie rungsef fek t bein fiuklid Ru-103.Deut l ich un te rsche ide t s ich auch der Kurvenverlauf fuer die Kukl ide Cs-13? und Ce-141 vondenjenigen fuer ZrNb-95 und Ru-103.

3. Die durch Eindampfen gewonnenen hochakt iven Loesungskonzentrate koennen, » le es z .B. inNine IH le Po in t (USA) p r a k t i z i e r t w i r d , an dem vorher getrockneten Ton als Adsorber aufge-nommen werden. Dadurch wird eine Krustenbi ldung im Verdaapfer sox ie das Entweichen f l u s c h -t i g e r Radionukl ide vermieden. Die e inged ick te Loesung kann dann mi t dem mineral ischen Ad- .sorber aus dem Verdampfer en t fe rn t werden.

Versuche ueber d i e Auslaugbarkeit aus den mit Radionukliden gesae t t i g t en , ungebrannten und

gebrannten T o n f i l t e r n ze ig ten , daS nur obsr f laech) ich adsorb ie r te Nuklicle te i lwe ise wieder

in Loesung gehen koennen, die Bindung der Ionen in dea Sch i ch tg i t t e r dor Tonninerale

jedoch weitgehend i r r e v e r s i b e l i s t .

Abb.10 a,b ze ig t d ie Auslaugdiagramne fue r ZrNb-95 und Ru-105 aus ungebrannten,sowie fue r

Cs-137 aus gebranntem Ton bei Durchspueiunj des gesaet t ig ten F i l t e r s o i t d e s t i l l i e r t e n V/as-

ser.

. 325 -

Die vollsiaendigen Untersuchungsergebnisse ueber die Verwertbar!« e i t des Tongesteins bei

der DekonfüBiinaiion radioaktiver Äbwaesser sind in [25,25] veroeff entl k h i .

Ein weiterer Vorteil der Verwertung des in Untergrund dr;s Reaktorzentr'i:=s anstehenden Ton-gssteins Lei dar Entaktivierung der im Rβ-'1 torzentrus anfallenden Ab-sesEcr yaere eine w i r t -

schaftl iche Loesung d'jr Rjiwfrage. Durch die r.ntnalme dec Tongesteins aus den Untergrund

entstehen l'ohl^aeume, die mch vorheriger Preparat ion von den mit Ra-Jionu'< 1 iden g e s a e t i i i -

ten und als Ziegel gebrannte-! Tonschlaijr wincier sufqefusl l t werden koennten. Da die Aus-

laugbarkeit der Radionuklide aus der? gebrannten Tunschiarca such bei hohen spezifischen Ak-

t iv i taeten Konzentrationen von ca. 1.1Ö"5 pCi/nl nicht uehersteigt, andererseits die inLoesung gegangenen Ionen an angrenzenden noch naturbelassenen Gestein sofort adsorbiert«erden - Versuche ueber die Eindringtiefen von Kuldidloesungen in den Untergrund des Reak-torzentruits ergaben bei is i t telaHiven Loesungen eine Kontamination dsr unmittelbaren Un-gebung von maximal 5 cm Tiefe - is t die Gefahr einer Kontamination des Grundwassers durcheine derartige Lagerung der aktiven Tonziegel praktisch ausgeschlossen. Den Strahlenschutz-vorschriften fuer die Lagerung der radioaktiven Materialien is t damit entsprochen.

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i 1

3 2 6 .

1500

1000

500

0

J^KERNtNLRGie- ' / /

y -o.1—if_o.vs. s^ J / v-vmssmiiR/.ri-' /

• 6V.

' 13%

- 22V.

. 5«V.

WJ : ^ ERDC-.5 ' /

s* KOHIE /

IK

j

5 V.

3V.

_

2800

2500

- 2000

- 1500

- 1000

- 500

1964

Abb. 1 : Energiequellen in den USA

19Ö0

I i4 Ntw riANTS eoMiiACTED roi IUISIQUIHT TO JAN if«7 uiA.

A rtANtS ISIm»tto UK

• VLANTS IUPII I I

^ CANADIAN HANTS

C >0O 3M 3DO SK 100 tt>0 100 IDD IM» HU U M

UNIT »ZI |M.«|

Abb. 2: AtomstroBikosten fn Abhaengigkeli von der~ ~ Leistung der Kernkraftwerke

327

- (WA

JebBB

Bohrloch

oft)

<Mr

§

3

Hurnus

•Feinio«ne4 mi* ein. S*he*ttr j tsV

"Tön , tond'.g, grau .CüVgiüager+

"Cein&arici, graubraun, Sehr fcuch*"

— - ~

Ten . biciüsrnu ;ftaV^sirtQer+

* * *

-10054

,

Bohrloch 13

7 5»

?*

n' -<:.• /•• '

• * * . ' •

tr * • * , * - "

y ^vvv

Humua

&MJ SS.5S

TTelfiSeno) +on'i9 (bfaugnau • b'noflg,

Ton . ttaugnau j 'esr geiagarf

Tön mi't L^nlt, ülaugrau; Aul'gfJq^

Abb. 3: Bohrproftie aus dem Untergrund des Reaktorzentruias

V. Restaktivität

100-

Abb. 4: Abhaengigkeit der Dskontamination von der zugesetzten Tonmenge

ReaktfonsdiagraniB des IllitreichenTones,der in Untergrund des Reaktor-zentrunis ansteht bei der Aufnahoe

von Cs-137

3

Reaktionszeit

- 323

•Lösung

-200ppm<30u

WO 2P0 300 400 sqo 600 700 *£h

Abb, 6: Dekontamination von Ru-106 haeltigeiaAbwasser

Abb. 7:

Dekontamination von Ü-Z35 spalt-produkthaeitigen Loesungen

Ce-H!

FIG.7

Zr.Nb-95

Lösung

ach 100ppm<30£i

100 200 300 400 500 600 700 800 900 WOO

i\

Dekontaminationsfaktor§

t3 A.C

5a-,

r

N .' « • » • i_

/

/ V.I \

'N\ .

V» •*• • . c o «°/°Restaktivilät im Fi It rat-

Abb. 8: Saettigun9 eines TonfiUers miteiner Cs-137 Loesung

Abb. 9:

Selektives Sorptionsverraoegen des JaUnt^grund des Reaktorzentruns zn-stehenden Tongesteins *- —-

ADO

•ICO 200 300 400 SOO tilO ~]oa

ml Durchfluß

328 A .

-x-

5o 100 loo 300 <ml aqua dest.

a:

Auswaschung von Ru-1o6 und ZrNb-95 austiU U-235 SpaHprodukien gesaettigieji

Ton

•too 300 Soo Joo 9oo

mL aqua dest.

Abb. 10 b:

Auswaschung von Cs-137 aus gebranntemTon

- 329 -

ERFAHRUNGEN UL8CR 111 KW UKGEOIAG V3!l KERNKRAFTWERKE!) DUHCHGEfUEHRTERAOlOLOGiSCHE UNTERSUCHUNGEN

E.PoigSr, I.Kurcz-CsikyStaatl iches Ins t i t u t fucr Hygiene,Budapest

Der Nachweis n iedr igakt iver strahlender Substanzen, die eaehrend der normalen Taetigkeit vonKernkraftwerken oder von anderen, radioakt ive Produkte erzeugende bzw. verwendende Ins t i t u -tionen in d ie Umgebung gelangen und dort sich noch weiter verduennen, is t zur Zeit noch nichtimmer einfach durchfuehrbar. Aber der Boden, der Schlamm von OberflaechengeuMSsern und dielebenden Organismen halten radioakt ive Stoffe zurueck oder sind gar faehig zu accumuliernn,koennen iene bei der Ueberwachung einer dauerhaften radioaktiven Üingebungsverseuchung als gutanwendbare Indikatoren betrachtet »erden. Die radiologische Untersuchung des Bodens, desSchlammes und der Lebewesen i s t aber wei t mehr arbeitsbegehrl ich als eine routinemaeßlgoradiologische Luf t - oder Wasseruntersuchung. Sie wird noch weiter verlangsamt, wenn die d i -rekte radiochemische Bestimmung einzelner Nuklide notwendig wird. Eben deshalb spielen inder Routineueberwachung der Umgebung die zur Orientierung dienenden einfach durchfuehrbarenUntersuchungen - so hauptsächl ich d ie Bestimmung der Gesatnt-ß-Aktivitaet - eine wichtigeRolle.

Die bet den Kraftwerken von Ajka und Inota angewandten Kohlensorten besitzen eine erhoehteRadioak t iv i tae t , welche vorwiegend von Uran stammt hl. Zwar gelangt in die Umgebung waehrendder Verbrennung nur ein Bruchtei l von radioaktivem Material der Kohle - hauptsaechlich 226[ta -womit aber diese k le ine Menge taeg l ich dauernd abgegeben w i rd , schien es fuor notwendig, inder Umgebung der Kraftwerke Untersuchungen durchzufuehren, um festzuste l len, in welchen Maßedie Flugasche die Umgebung in radiologischer Hinsicht beeinflussen wuerde.

Waehrend der se i t 1966 durchgefuehrten Untersuchungen erhie l ten wir wertvol le Erfahrungen da-rueber, welche Art der Pruefungen der Umgebungsuntersuchungen bezueglich Verseuchung die bes-te Information darbieten kann.

Das Kraftwerk von Ajka wurde in 1960 in Betrieb gesetzt. Als durchschnitt l icher Kohlenver-brauch wird mit einer Menge von 3200 - 3400 to/Tag gerechnet. Die Kohlen stammen aus den inder Nachbarschaft liegenden Gruben und werden in einer Mischung den Kraftwerk zugefuehrt. DerWassergehalt der Kohlenmischung betraegt 16 - 19 Prozent, der Aschengehalt 23 - 32 Prozent.Die taegl iche Aschenerzeugung betraegt ungefaehr 1000 t o , wovon 200 to Schlacke und 800 to alsFlugasche ausfa l len. 720 to der t a e g l i c h . . Flugaschenmenge werden durch Wasserstron ausge-waschen und auf der Schlainmhalde aufbewahrt. 50 - 80 to der Flugasche aber - ungofaehr 5 - 0Prozent der gesamten taeglichen Aschenmenge - ziehen durch den Schornstein unmittelbar in dieLuft hinaus und setzen sich der herrschenden M Windrichtung entsprechend in der Umgebung ab.

Das Kraftwerk bei Inota arbe i te t s e i t 16 Jahren, es geht aber nur im Winter mit vo l le r Lei-stung. Der durchschni t t l iche Kohlenverbrauch Is t im allgemeinen 2500 to/Tag. Die angewandtenKohlen stammen aus Gruben bei Värpalota. Die taeglich erzeugte Aschenmenge betreagt 290 to -13 Prozent - wovon 100 to a ls Schlacke und 190 to als Flugasche ausfallen. 7 - 9 Prozent dertaegll6hen Aschencienge , ungefaehr 20 - 25 to - entweichen durch den Schornstein unmittelbarin d i e Luf t . Herrschende Windrichtung i s t Nord-Sued.

Waehrend der Beobachtungen wurden folgende Untersuchungen durchgefuehrt:

1 . Wir pruef ten die Gesamtaktivitaet und den Ra Gehalt der erzeugten F l u s c h e .2. Der herrschenden Windrichtung entsprechend, eurden Fallout-Snmiiieltoepfe aufgeste l l t und

zwar in Ajka 500 a SO, in Inota 3200 EI S vom Schornstein entfernt. Kach einmonatiger

226f.xposft in'1 utTilen au i den .'";;! louturoLun jf-: icnf..- l ls G'"'--.--- i-'S-Af: i f v i tae t und L Ra Gef t j l t

LtiJ tir.Ti t.

3, i . i r u n l n - ' j u i J i n n d i e 1 ); !Jloc1-. l i v l t d e t d u - i r . da r Usgr-buiig b e f i n d l i c h e » O h e r f 1 n e c h e r i g c -. ' n e s c i r - I r . M " h c , R s ' i d i c , - und s u c h d i e j s i ' i g r . n d o r G- . . , ^essc rsch la i r . ' ne .

'*. Es a u r d e n an g e e i g n e t e n S t o l l e n B o d o n p i : L r .n ' j c n o M e n und r i d : c l o g i ' ; . c h g e p r u e f t .

D i ' : Ce-.ätr t -V - " - ' i i v i t a e l J-.r C0A.i--.3ser und d ' - " r o l l o u t s w n de n-ich dp-* u c ü ü c h b e k a n n t e n '."0 i c a ,ci: & t r n i 0 a 1.!:- > , . ! ; • - : - i i j ! ' - . . ; t .Mi;roben r . i ' i i i i - ~ , V e r f a h r e n von Po ln£r-S3.u r;'1--y III, d e r '•^XΑ Ge-

h J i nach G V i l i r i / 3 / b e i t : n • l . Zur c h e m i s c h e n , ' u f a r b e i tu. io r u h t e n d i e F l u n s c h e und d i e F a l l -

n u t p r o b t n " i l t J s e i n e - K a i i u r i - ' , ' a t r i u - . k a r ! ,.r.a t s c r i T e h e a u u j c i c h l o s s e n f c r d c n . Z u r Ik-ssu.' ig d e s

l u d i ' j a s l i c i i ' . ' l z l c n v i r FH [ » c i l u n d u r c h f k ? ? . ; ' S h ' e r m i l : e i n t r , H i n x c r ' j r u n d von (1,1 - 0 , 3 c p n . D i e

K B ' . ' . Z Ü Ü l i ü t ru . ' j l ü ' J M i n u t e n j e P r o b i ; . Die- [ir.;,f i n d l i c h k ü i T d e r G o l d i n Me ihade b e t r a e g t 1 p C i .

l ' - in l i r t jnd d e I J n i c r s u c h u r r j r . i J i ' r i o d n f a n d e n w i r d i e G e s a i s h l - t i v i t a c t d e r A j k a e r F l u g a s c h e 133 p C i / g ,den d u r n h ' , c ! n : i t i l i c h o n ' ^ α f l c f i a l t 1 5 p C i / g . D i e F l u g a s c h e v o n I n o t a w i e s e i n e G e s a m l a k l i -

v i t a e t von 1 H , 3 p C i / g u n d e i n a n ^ ^ H a G e h a l t v o n 1 , 4 p C i / g a u f .

U n s e r e n U n t t r ^ t i n h u n n e n n a c h g e l a n g t a l s o i n der Gegend a n A j k a m i t der d u r c h d e n S c h o r n s t e i n

t a u g l i c h h l r m i s / i u l i e n d e r i J O - 00 t o F l u g ^ c l i R u n g e f a e h r 0 , 7 5 n P i . ?2ÖRa G e h a l t i n d i e U n g e b u n g ,In d u * Uijfjcli i. ' i i ' j des K r a f i w t 1V;r.3 I n a t a b e i l e g t d i e t a e g l i r . i i o "* Ra A u r . s c h u i d u n g 0 , 0 3 5 raCi.

D i e s i c h i n da- Umgebung a b l a g e r n d e F l u g a s c h e k o n t r o l l i e r t e n w i r d u r c h f o l g e n d e P r u e f u n g e n :

n ) F a l l o u l i ü i t m u c h u m i e n

Die fiesant-ß-Aktivitaet des F a l l o u t s z e i g t i n de r Gegend von A j k a u n d I n o t a g e g e n u e b e r der.i i nDudapes t gf.n;.p . : : i iuHen F a l l o u t k e i n e n w e s e n t l i c h e n U n t e r s c h i e d . V a e h r e n d der V e r s u c h s p e r i n d e w u r -de i n Budapes t e i n e d u r c h s c h n i t t l i c h e / i k t i v i i a e t von 2 , 9 3 mCi / km , i n A j k a 2 , 8 8 raCi/kni^ u n di n I n o t a 1 , 7 ' J n C i / k i r n a c h g e w i e s e n . Aus d i e n e n W e r t e n a b e r k o n n t e man k e i n e F o l g e r u n g u e b e rd i e V e r u n ^ e i n i f j i i i ü ) d e r Umgebung z i e h e n . Dach n n f Grund de r s e l e k t i v e n U n t e r s u c h u n g des F R 1 1 -

outs ze ig t i i c h zwischen den in A jka, Inota und in Budaptsl geäammfiltc-n Proben in dem Ra

f i o l ^ l t schon ein w e s e n t l i c h e Unterschied. Die Vorhael tn isse des Ra Gehaltes im F a l l o u t von

Ajka und I m l a s t e l l e n w i r i n der Abb. 2 vor .

RVaclirond in dun Cudapester Fa l luutproben k e i n Ra nachzuweisen wsr, konnto jenes aus den

b»i Ajka bz.w. Inota eingesammelten Fa l lou tp roben in gut n> cv. bar er Menge nachgewiesen werden,

" i e erhoehten i.'erte des in Ajka cingesami'isl tun Fa l l ou ts weisen auf d iu orheWiche Menge der

tacg l ic l ) s ich ausscheidenden Flugascho und n a t u e r l i t h auch j u f den, in dnr Flugasche en t -

haltenen grtußeren ^ ü R a Gehalt. Da d ie L'ntnahiaeslcl le in Ajka dem Schornstein na eh er l i e g t ,

werden die hochcren Akts vi taetsr fcr te v i e l l e i c h t auch dadurch bee in f l uss t .

b j Untprsuchiin;; der_ Oberf laechpngew.iesser und dar Gcviaesserschlemme

Tabelle 1 : G f : j n t - ß - A k t i v i t a e t der Oberflaechenyewacsser und der Gewaesserschlainrae.

Tabelle 2: ^urchscruii t t s x e r t e der Gesamt-ß-Ak t i v i taet der Oberf laechenyev/aosser und der

Guwiesserscl i lawie, IX.19GG- VIII .1GC8

- 331 -

Tabelle 1 Gesacii-ß-Äktivitaet von Ofaerflaschcngesaesser

- "'is

Probenentnahme

1966. 3. I I .

20. I .22.11.19.111.

1957. 6.11.23.11.21.111.

8.V.25. V.29. VI.28. V I I .24 .V I I I .28. IX.26.X.28. XI .

1968 7. I I .21.III.25. IV.29. V.25. VI.31.VI I .

29. V I I I .

InotaBrunnen aa '«ie-

sehgehoeftI'iasserPCi/1

11,020,020,050,0

78!, 030,00.0 •0,0

175,048,019,050.018,072,00,0

0,016,520,058,00.0

64,045.5

und Gsaae

VärpalotaCsikanyer Bach

SasserpCi/1

8,030.06.00.0

24,012,030,049,0

2,00,00,0"

66.04,0

40,067.0

45,00.00,00,06,0

44,078,0

Seh 1 ma

pCi/g

6,71.60.00,0

12.17.52.70.80,05.*3,28.52.10,78.2

3,00,0

26,6

7.23,80.00,9

sssrschWiSi

VSrpalotaAngelteicli

Veg nachnasserpCi/1

8.060,00,0

ÖO.O

43,0

0,ü30,0

24.0

65,0

0,039,0

44,0

18,0

3T.0

-

5,044,00,0

19,00,0

24,019,5

bei deaÖsiSchianspCi/g

1,32.99.01.7

6.56,b6.94.07.49.56,43.76.42.7-

2,24.0

21 ,b0,03.80,00.8

Aika

Csinger BachnasserpCi/1

10,030,010,010,0

0,018,06,06,0

72,030,045,028,00,0

13,0

0,033,00,0

. 0.00.0

36,032,5

SchiannpCi/1

10,49,35,36,4

7,415,85,39/07.4

11,3

6.46.9

12.72.77.2

10,910,019,416,814,4

5.12.9

Tabelle 2 Aktivitaetsdurchschniitswerte von Oberflaechen-

Entnahaestelle

Inota, Brunnen an öiesen-

gehoeft

Varpalota.Csafcanyer Bach

Värpalota, Angelteich bei

den Keg nach Osi

Ajka, Csinger Bach

DsnauBalaionVelenczeer See

geaaesser und 0<

Gesaat-ß-Aktivitaetüasser Schlaan

pd /1 pCi/g

J6,1

23,2

25,6

17.4

27,028,033,0

*.6

5,1

9.2

5,78.4

12,6

iwaessersci

225Ra -

Kasser

PCI/1

0,8

0.7

0,9

0,5

0,3

0,6

1.1

ilaxg

GehaltSchlaiaapCi/g

1.8

11.4

1.5

0,60.90.5

•31

- 332 - Tla Vergleich der von uns gefundenen Gesarat-ß-Akiivttaetsserte zu jenen der in T)ö7 gemesse-nen Berte der Donau, Balaton und Veienczeer-See, s t e l l t e es sich heraus, da?, die aus der Um-gebung von Kraftwerken staunenden Proben gegenueber den anderen Gewaessern und Goi'aesser-schlasnen Ungarns keinen wesentlichen Unterschied aufweisen, der durchschni t i l i che "°Ra Ge-halt der Geaaesser in der besprochenen Gegend schien aber ho eher, als die in Ungarn ueblicher -5,-oj.se gefundenen »erte - 0,1 - 0,3 pCi/1 - doch blieben sie allerdings unter der HZK voa

Ra des TΓir.ksassers - 3,0 pCi/1. Uebrigens aar diese Erscheinung zu ersarten, -»eil der

^"Ra Gehalt der Flugasche bsi dei pH Vert der untersuchten Gesassser nicht in Loesung geht.

Die Konzentrierung des Radiusqehsltes findet in Schlaaia der Gewaesser s t a t t , welche Erschei-

nung auch unsere »eiteren Untersuchungen bestaetigen. Inder; Schlaati eines Teiches bei VSrpalota

fanden wir 11 pCi/g Ra, in Csinger Bach bei Ajka 1,5 pCi/g.

c) RadfologIsche Untersuchung des Oodens

Die Entnahssestellen der Bodenproben haben «ir der herrschenden nindrichtung gesiasß ausgesteckt,dort wo eine Verunreinigung der Usgebung zu erwarten mar. Bei dem Kraftwerk van Inota war dieerste Entnahaestelle 2500 sn, die zweite 3200,-, die d r i t t e 4000 ia suedlich und auch in.der SSRichtung 25D0 und 3200 a vom Schornstein des Kraftwerkes entfernt. Bei den Kraftwerk Ajka nah-men wir die Bodenproben in eines Abstand von 500 a und 1C00 n vosi Schornstein gerechnet. Danaeslich Inota in Flachland l i e g t , «o die Flugasche der nindrichtung entsprechend »eitgehendihre Einwirkung auf die Ungebung aussirken lassen kann, l ieg t Ajka in einer Gerggegend, so die

• Probenentnahaestcllen wegen der geographischen Gegebenheiten naeher zua Schornstein ausgestecktnerden mißten.

Als Vergleich fuehran wir die Gesant-ß-Aktivitaet der in Budapest an sicher inaktiven Stellenentnoaiaenen Bodenproben und die Aktivi taet der aus 6er untersuchten Gegend aus 50 - 60 cn Tie-fe stanzenden Bodenproben vor. Die Werte beider Enfnahaestellen n i t 405 bzw. 423 mCi/ka^ z e j .gen eine Aehnlichkeit. Die Akiu- i tast der oberen Bodenschichten bei Ajka-Inota ueberschreitetdiese Werte, was auf eine Verunreinigung deutet. Da sich naeslich die natuerliche Aktivitaetin groSen und ganzen gleichnamig ia Boden ver te i l te werden die auf den Boden heruntersinken-den radioaktiven Stoffe wegen der starken Adsorptionsfaehigkei t des Bodens in den oberen Schich-ten angesammelt. Koch auffallender i s t es , senn a i r die saehrend der Untersuchungsperiode er-haltenen Durchschnittsserts darstellen /Ahb,5/. Die Hoechstserte weisen die in Ajka durchge-fuehrten Untersuchungen auf, vaehrend die niedrigsten Werte die neben dem Bahnhof VSrpalotaentnoisacnen Prcben aufaeisen, welche Entnalnestel l c außer der herrschenden Nord-Sued-Windrich-tung f s e i l t . Ki t t lere Werte wurden bei &m von Inataer Schornstein aa weitesten entferntenntnahaestelle erhalten. Aehnliche «erte Burden in Inota auch bei den in suedlicher Richtung

fa l l fa l lenden naeheren Entnahnestellen festgeste l l t .

Die Bodenproben von Ajka weisen hoehere Akt ivi taet auf als diejenigen vnn ir.ota. Bei einergrößeren Entfernung von Schornstein i s t die Konzentration der radioaktiven Stoffe verhaelt-nisaaeßig niedriger. Die Untersuchungen bes tä t ig ten , da^ als signif ikantester Indikatoreiner dauerhaften Uagebungsverunreinigung der Boden zu betrachten i s t , der cegen seiner großenAdsorpticnsfaehigkeit die auf ihn herabsinkenden radioaktiven Stoffe in seinen oberen Schichtenaufbeaahrt und dadurch sozusagen als ein Reservoir der langlebigen strahlenden Substanzen zubetrachten i s t .

Zusaraaenfassend is t also zu bestaetigen, d 3 sich bei des. Verbrennen von Kohlen n i t erhoehterRadioaktivitaei durch den Schornstein der Kraftserke von Ajka und Inota taegl ich 0,75 bz«.D.035 ag ZZÖRa in der Uagebung ausscheidet.

Die Gesant-ß-Aktivitaet der in der Usgebung der Kraftwerke gesasraelten Falloutproben te i s tgegenueuer Ö?P Budapester Fal lcut keinen wesentlichen Unterschied auf. riaehrend aber ia Fa l l -out von Budapest kein ^ R a nachzuweisen »ar, konnte 22Sjja a u s

und Inota in gut n&barer Senge bestinst werden.

1-4

H

Falloutproben von Ajka

if1-4

' v

'. 'Mi- 333 - '. ijif1

Vom Ra Gehalt der Monatlichen Falloulproben - eine gleidwaeßige Verteilung angsnomien - - - k :berechneten s i r die Verteilung des ^ ° fis/ka . äff

Die Ges3st-ß-Aktivit3et der Cberflaechengewaesser der Gegend von Ajka und Inota zeigt ge- : 'Sgenueber den anderen Geaaessern Ungarns keinen signifikanten Unterschied, in den Ge»aesser= fi'-.s c h W i aus der Gegend der Kraftwerke surde aber eine Anreicherung des 226f(a Gehaltes be- S.merkt. ; J-T

Den Bodenproben nach konnte in der Gegend der Kraftwerke eine ausgesprochene Aktivitaetser- £••'hoehung festgestel l t werden. .- |1

Die Einwirkung der verbrannten Kohlen mit erhoehter Aktivitaet konnte also durch Fallout- - iyund Bodenuntersuchungen nachgewiesen werden. Die aus deu Schornstein herausziehenden radio- i'faktiven Substanzen verteilen sich in der Regel den seteorologischen Verhaeltnissen entspre- <qchend ungleichnaeßig. Zur Verfolgung von Spuren radioaktiven Stoffes köennen die crstenln- jrj1

fornationen die Bodsnuntersuchungen darbieten, zu genauerer Auswertung scheinen aber die Fa l l - •;;outuntersuchungen geeigneter. Die Untersuchung der Oberflaechengewaesser gibt, wegender '. O:

großen Verduennung keine signifikanten Werte. In bestinmten Faellen - hauptsaechlich bei ; i%-stehenden Geaaessern - kann aber die Bestimmung der in dem GeKaesserschlaaim angereicherten £?

Radioaktiviaet bei der Auswertung wertvolle Hi l fe gebnn. In der Mnosphaere sicli zwar nur ,:,!'In Rikrosiengen, aber taeglich dauerhaft ausscheidende strahlende Stoffe koennen sich ; | *to Boden, in Genaesserschlaiüm und in den Organismen anreichern. Den Untersuchungen nach "|r.scheint die Verunreinigung der Umgebung zur Zeit noch nicht bedeutend. Zwecks Verfolgung \ ; _.der acuBerst zusamraengesetzten Aussehe!dungsvorgaer.ge und Auswertung der gesundheitsge- J]^faehrdenden Auswirkungen sind aber noch zahlreiche, vielfaelt ige, weitlaeufige radiohygie- ! ;JTnische Untersuchungen durchzufuehren. J\]

.'. iA]

Literatur . H\

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m

334 -

no/krrf

150

SO .

W0.1 Llk

1966 1967 iSSBa x. xi. xi i. i M. iv v n vx Mr IX x xi. xs. i 1 at tv i' vi -JU via.

Abb. 1: Monatliche Durchschnittswerte der Gesaat-ß-Aktivitaet vura Fallout

mCi/tm'

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0} .

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0.1

0.05 .O.Ol

CD Ajka^B Inofo

106b 1361 IS6S

ix x. xi. xi i t. t M v. w. rar w jr. x. xi xi. i i. B. m v vi. m vu

k_ Konatlichs Durchschnittswerte des Ra-226 Gehaltes In Fallout

mCi/km'

Abstand torn Schornstein, [mj

mo-täOO

tsso

mo

um-1200

mo1000

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BOO-

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600-

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»2 IX. XI It

-1

im it

335

Abifond vom Schornstein

UM Z500

EZ3 3500

EZZ2 2500 •

3200

W00

Bμ 1966Bf. X

1367XI XII. I. U HL IV. W ///. VlIL IX X. XI

Abb. 4: Gesamt-ß-Aktivltaet aus VARPALOTA und INOTA

IV V VI V» VW

«*.-

mCi/knt

IDOO

SOO.

100.

500 lOOO/a DüO/b &00 3500 KDO 31OO «BO

A1UA IHOTA

Abb, 5: Durchschnittliche GesaatJS-Aktiviiast der Bodenproben

- 335 -

UNTERSUCHUNG DES ABWASSERS UXD ÖLS KLAERSCHL4V.VES IK Hl'131 CHT AUFRADIOAKTIVE VERSEUCHUNG

L.Feh'er, A.Gaal, I . Kurcz-Csiky, E.Polgar, E.Viragh

Qberflaecliengeuaesser und Trinkwasser stehen aegen ihrer Anteilnahme an der Strahlenbe-lastung der Bevoelkerung unter staencJigcr Uebersachung. Ki t Jen Ansteigen der Zahl deroffene hochradioaktive Stoffe anwendenden Ins t i tu t ionen - Forschungsanstalten, Kranfcon-haeuser, Forschungsreaktursn - schien die radialogische Ueberoachung des staedtischenKanalisationssystess Fuer notwendig, weil z«ar die Ak t iv i tae t der in das Sielnetz abzu-leitenden Abwaesser beschraenkt i s t , kann wegen Unzuverlaessigkeit oder aus technischenFehlern eventuell eine grosßsre (senge von radioaktiven Stoffen ablaufen. Das Reinhaltendos Vorf luters und der Schutz des Werksporsonals beanspruchen ebenfalls eine radiolog?-scho Ueberwachung des Kanalisationsnelzes. Verfolgung der vom Abwasser vseitergefoerder-ten Radioaktivitaet i s t auch bei der endguältigen Unterer;ngu,ig des Abwassers und desKlaerschlamscs noetig.

Mach der in Ungarn zur Zeit guelt igen Regelung [ i ] i s t es gestat tet , '.'ufclide mit einerHalbwertszeit ueber 60 Tage bis einer zehnfachen Konzentration der fuer Oberflaechen-gewaesser MZK - also mit einer spezifischen Ak t i v i tae t von 1.10" tiCi/tt,] - in das S ie l -netz herunter zu lassen. \'u!<lide mit einer Halbwertszeit unterhalb 60 Tagen duerfen miteiner spezifischen Akt iv i taet von 1.10 pCi/ial abgelassen werden, beide nur in dem F a l l ,eenn im Kanalisationsnetz noch eine weitere Verduennung gesichert i s t .

Bei den, mit einer Akt iv i taet am Grenzwert oder darunter, aber kont inu ie r l i ch abgelassenenAbnaessern besteht die Gefahr, da?, die abfliegenden radioaktiven Stoffe sich bei gewissenBedingungen in den Klaerschlanm oder in dar Sielhaut anreichern. Demnach kann also kon-t i n u i e r l i c h abgelassenes niedrigakt ives Abwasser eine nicht gestattete hoehere Akt iv i taetim Kanalisationsnetz verursachen , wie das auch waehrend anderer Untersuchungen beobach-te t Bürde, l'.'lr fanden auch, da? bloF durch Kontrollueberwachung des Abwassers ueber dieRadioaktivi taet in dem Kanalisationsnetz kein wahres Bi ld zu bekommen i s t . Deshalb er-gaenzten v<ir diu Absasseruntersuchungon mit der regelnaeCigen radiologischc-n Pruefungdes Klaerschlanines.

Die ungarische Strahlenschutzverordnung g ibt fuer den Klaerschlasm keinen Grenzwert an.Auf Grund der langfr ist igen Untersuchungen und Erfahrungen einigten sich Gesundheitsbe-hoerden und bete i l ig te Forschungsinstitute auf einen Grenz»ert von 2000 pCi/g - fuer un-bekannte Strahler angegeben - »elcher Kert auch von Haberer empfohlen wurde [ z ] . Ueber20C0 pCi/g pi1/.1 die Bestellung der einzelner ffuklide vorgenonnen werden, wobei die chemi-sche Natur und die Halbwertszeit fes tges te l l t »erden s o l l . In Kenntnis der Einzelnuklideveraendert sich der vorher angegebene Grenzwert und der Vereinbdrung nach wird der tausend-fache Wert dsr-fuer Oberflacchcngeoaesser t'ZK - gue l t ig fusr das i d e n t i f i z i e r t e f 'uklid -angenonnen.

Die Radioaktivitaet des 'hwjsscrs hatngt au?er von der Konzentration der strahlenden Stof-fe von der l lalhuertszeit und von der Verdurnnung in den Kanalisationsnetz ab. Die Ak t i v i -taet des Klaerschlarases wird 3i£=r der Halbwertszeit durch technische VerhaeUnisse -Sasserfuchriimj, Stroenungsgeschwindigkeit, P ro f i l oder Jurchnesseraenderunaen in Kanali-sationssysten - und auch durch biologische! Vsrhasltnisse beainf l tßt . Zwecks eindeutigerAuswertung nuessen deshalb hei gefachrdeten Kanalisationsstrecken l ang f r i s t i ge planoae'Si-ge Untersuchungen Jarchgefuahrt werden.

T "-j

Es wurde im Abwasser und Klaerschlamm die Gesarai-ß-Aktivitaet best irnt. Die Äbwasserprobenwaren durch Eindampfen Vonzentriert, die Klasrschlaiana - nach einer 'Ä'aernesterilisation ingeschlossenem Behaelter - bei 105°C getrocknet, gepulvert, einae-ionen und unter GK-Zaehl-röhr /1,5 mg/cmV gemessen. Der Me?.apparat wurde mittels *ÖK geeicht. Bei einem Wert uebergCjOO pCi/g wurden im Klaerschlamm die Einzelisotope bestinist, 1 3 1 J nach der Hahn-Methodo,

SΓ nach de* Verfahren von Poigär-Csiky. Wir wendeten auch die Adsorptionsnethade an. Eineaus Tellur bestehende Verunreinigung isurds mit tels Gammaspektroskopie von Zentralen Tor-schungsinstitut fuer Physik bestimmt. Die Vierte sind bei Abwasser in pCi /1 , bei Klacrschlaiamin pCi/g angegeben. •

Die Untersuchungen wurden vor ungefaehr 10 Jahren in einea speziellen Tet i des BudapestürKanalisationsnetzes durchgefuehrt und 1967 auf das gesaraie Kanalisationsnetz der Hauptstadtausgedehnt. Es wurden diejenigen Kanalisationsstrecken untersucht, welche das Abwasser vanmit offenen aktiven Stoffen arbeitenden Insti tut ionen fuehrten. Auch inaktive Kans l is. i t ions-abteilungon wurden aber regelmäßig geprueft, um einen entsprechenden Vergleich zu besitzen.Aehnliche Untersuchungen wurden auch in Provinzstaedten - so in Kanalisationsneti als auchbei der Abwasseranlage und auch' in Vorfluter - durchgefuehrt.

Die Kanalisationsabteilung , in welcher die ersten Pruefungen begonnen norden waren, le i te tdas Abwasser eines mit hochaktiven Stoffen arbeitenden Forschungsinstitutes ab. Die Lacnge *v>n Einlauf bis zms Vorfluter betraegt 11 I M , dieser Strecke entlang wurden 9 Entnahm es tel - . Vlen ausgesteckt. Das vom Inst i tu t abgegebene Abwasser besitzt eine von kurzlebigen Isotopen j

•'; stammende durchschnittliche spezifische Akt iv i taet von 1.10 pCi/sil. In der Kanaüsations- t-'.abteilung kann - von Entnahmestelle 7 - mit einer hundertfachen Verduennung gerechnet werden. -JDie Kanalisationsstrecke hat einen starken F a l l , beim Einlauf eine Hoehe ueber der Adria •V -

j von Aoo n, beim Vorfluter 97 ueber der Adria. li'egen der großen FliefP.geschsnndigkeit befindet J^1

] sich in den hoeher liegenden Teil keine nennenswerte Schlaraablagerung, doch bildete sich v,:

\ auf der Kanalwandung eine Sielhaut aus. Nur bei Entnateiestelle 5 (5000 n> von dem Einlauf -?i:bergab entfernt) befindet sich wegen einer P r o f i l - und Durchaesseraenderung eine starke

': Seh 1 aniniabl ag erung. y\

i In Tabelle 1 geben wir die Untersuchungsergebnisse ab 1965 an. Die Akt ivi taet des Klatr- f , ''• Schlammes bzw. der Sielhaut is t in dem hoeher liegenden Teil der Kanalisationsabteilung V,\

bis Entnahaestelle 7 im allgemeinen mit einer, manchmal auch mit z*ei Groe'.'enordnungen j;.;i• hoeher als diejenige von injkt iven Leitungen. Sei Entnahmestelle 7 /ö <-s von Einlauf ent- • i { j ,i f e r n t / - wo viegen gro!?-er Volunina Zuilu? haeuslichen Abwassers und Rencnaac-sser eine starke \i~\ Verduennung s ta t t f indet , f a e l l t die Aktivi taet des KlaerschlaMes ploetzl ich ab. Von die- • ;il ser Stelle an entspricht die Akt iv i ta : des der Abwasserbehandlungsanlagc ziiflio?enden Ab- _-; • |<i\ ivassers und auch diejenige des Klaersclilaßses der vor ir.al-.iiven Kanalabteilungen sbnnen- -Vi-

i den Prohen. '. ; [1 J.- !! ~ . :\

\ Hie vorher erwaehnt, geben die Untersuchungen auch ueber den Betrieb von Desaktivierurvjs- (Vi• 1 anlagen nutzbare Information. Bonn eine solche Einrichtung - zwar nur in kurzen Zeitinter- - «;j va l l - aufsagt oder unregelnae'ig arbeitet , s te igt des ablaufenden aktiven V/assers wegen ^11 die Akt iv i taet des Klaerschlaaaes an. Dia letzten drei Spalten der Tabelle 1 zeigen einßn ^

solchen Fa l l . Bei der ersten Probenahne wies nur das Abwasser eine erhoehte Aktivitaet auf,I! h

solche a l . Bei e ezwei Kochen spaeler »ar das V.'asser inakt iv, aber da zeigte vorher inaktiv gefundene K l ä r -schlamm eine erhoehte Akt iv i taet . Drei Monate spaeter war die ganze Strecke sioder f re i • •!von radioaktiven Stoffen, "ach der ausfuchrUchen y_spe!'trcsl'ppischcn Untersuchung wurde | .die hoehere Aktivi taet so im 'nasser wie in Schlamm von einer Kisching Tellur-Isotopen her- •;; |vorgerufen. '

349 -

AHivi taet des Abwassers und des Klaerschlairaes in einer epeziellen Abteilung des Kanalisationsnetzes

Entnahmestelle

1. Ei'nlaufa. Abwasser pCt/lb. KlaerschlaMi pCi/g

2. a.b.

3. a.b.

4. a.b.

5. a.b.

6. a.b.

7. a.b.

8. a.b.

9. a.b.

IX. 1965

508

20' 1 0

m

.

7011

10010

GO423

6055

10301

V.1965

3032

280208

-

7073

190157

13032

1058

1031

VI.1999

500

3082

*

604

5078

400

10015

3017

1 V.1967

870

851374

9806715

426508

97830

5104710

-

6025

V.1967

390

160311

17703238

90137

431380

1051324

2101385

130137

16035

VI 1.1967

400472

91129

521353

9766

78330

84498

130848

3266

2641

IX.1967

721427

58118

108269

1036

9025

03401

9053

676

015

i V.1968

52U0230

-

5690170

3673900

377044

4816454

124954

-

00

V.1968

20165

117828

6173017

422487

487141

5722108

25223

6514

13697

VI I I .

1259

1235

4233

22075

1833

123

-

546

3619

OD

I

zrzrrrr

- 339 -

Den bei der Untersuchung der speziellen Kanalisationsabteilung erhaltenen Erfahrungen nachwurden weitere Untersuchungen in- gesamten Kanalisationssystem von Budapest durchgefuehrt,wobei hauplsaechlick diejenigen Kanalisationsstrecken geprueft wurden, die das Absasser'vonden 25 groeßten Isotopenbenuetzern -Forschungsinstitute, Krankenhaeuser - ableiteten.

Die prozentuelle Verteilung der bemessenen Akt ivi taet wird in Tabelle 2 vorgefuehrt.

Tabelle 2

Zahl der Unter-suchungen

Abwasser HOpCi/1

KlaerschlaiM HOpCi/g

0 - 100

97

114

%

69

81

101 - 2000

33

16

24

12

2000^

10

10

t

7

7

Der grocßte Teil der Budapester Abwaesser und Klaerschheane - etwa 70 - 80 % - besitzt eineAktivi taet unter 100 pCi/g, nur bei 7 % wurde eine erhoehie Akt iv i taet gefunden. In diesenFaellen war eine selektive Untersuchung durchgefuehrt, dernach festgestel l t wurde, daß die •hoehere Akt iv i taet von U C , 24Na, 32P, 90Sr verursacht wird. Die ident i f i z ie r te Aktivitaetueberschreitet aber die auf die Einzelnuklide angegebenen KZK Werte nicht.

90Ausfuehrlich wurde diejenige Kanalisationsabteilung gepruefj, HO ' Sr nachgewiesen wordenwar. Bis im inaktiven Teil des Sielnetzes 0,1 - 0,5 pCi/g " Sr in Klaerschlaam vorhandengewesen war, wurde !ndem verunreinigten Abteil ungefähr die zehnfache Menge, 2,G - 4,4 pCi/g

Sr bestimmt. Obzwar diese Menge die auf ""Sr föZK - 100 pCi/g nicht erreichte, deutet diezehnfache Konzentrierung in Klaerschlaimn doch auf die Hoeglichkeit einer Verunreinigung ,welche - Gefaehrlichkeit des ""Sr und dan weiteren Heg des Abwassers betrachtend - nicht zuunterschaetzen i s t .

Den Untersuchungen nach wurde die Ursache der Verunreinigung aufgeklaert und der weitere Ab-lauf des °"Sr haltigen Absassers verhindert.

Die in den Provinzstaedten durchgefjährten Untersuchungen wiesen zur Zeit auf keine radio-aktive Verunreinigung im Kanalisationsnetz und ebenso im Vorfluter auf.

Unseren Untersuchungen nach sind die V.'erkleute der Budapester Kanalisaticnssierke - die ueb-lichen Gesundheitsaiaßnahiiien einhaltend - zur Zeit keiner Strahlenbelastung ausgesetzt. Da-mit aber in einigen Kanalisationsstrecker. die Konzentrierung radioaktiver Stoffe iia Klaer-schlaflim beobachtet werden konnte, ist vor dauerhaften Reparaturarbeiten eine radiologischeUntersuchung des Klaerschlamraes oder der Sielhaut zu unternehmen.

Das in der Kanalisation aublaufende Abwasser und der Klaerschlamm spiel t in der aeitferenStrahlenbelastung dar Bevoelkerung keine wichtige Rolle. Zu beachten is t aber die Tatsache,daß Abwasser - und Klaerschlann - immer mshr in der Landwirtschaft als Desaesserung - oderDuengemittel - verwendet »ird. Bis kurzlebige strahlende Stoffe noch im Kanalisationsnetzoder waehrend der Klaerschlaaiaausfaulung abklingen, koennen die ia Abwasser anlesenden lang,lebigen Huklide waehrend der landwirtschaftlichen Verwertung sich in Boden anreichern und

340 -

durch die Nahrungskette an der inneren Strahlenbelastung des Menschen sich beteil igen. Beiden in der Landwirtschaft ausgewerteten Abeaesseni und Klaerschlaessen i s t also eine selek-t ive Bestiflinung der strahlenden Stoffe durchzufahren a i t besonderer Ruecksicht auf die inBoden und in den Nahrungsmitteln sich anreichernden langlebigen Nuklids.

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KONZENTRATION DER LUFT AK KURZLEBIGE R4DMZERF-ALLSPR0DUKTEH I« UNGARISCHENIOHHRAEIWEN, SOWIE DIE ANHAEHERSOE DOSISABSCHAETZUXG DES ATEB1RAKTES

Arpäd TOTHKEV Gesundheitsdienst, Pks_

In geschlossenen Wohnraeunen reichern sich die kurzlebigen Radonzerfallsprodukte an. Der |; :

groeßte Teil der natuerlichen Strahlenbelastung dsr Population stammt von deren Inhalation 3[1 ,2 ] . Deshalb untersuchten wir die Konzentration der Luft an RaA, RaB und RaC, in den |?'geschlossenen Kohnraeuaen in 14 voneinander entfernten Orten in Ungarn. 'f~

Es wurden 841 Kessungen durchgefuehrt. In S2 % der Faelle gelang es uns zu erreichen, daß die Wzu untersuchenden Raeuae vor der Luft-Probeentnahas sehr als acht Stunden lang nicht geluef tet iworden waren. Ueber die Teilergebnisse und unsere ReSmethode berichteten u i r schon frueher g

in aehreren Publikationen [1 ,2 ,3 ,4 ] . Der Ko-relationskoeffizient zwischen Radon und RaA bs- %l i e f sich auf rßnjRa£ • 0,934, aus 98 Paral le l - Messungen in einea geschlossenen Zinaer in 1P'ecs (mitt leres KonzentrationsverhaeHnis 1,00:0,90:0,85). Bisher erschienen in der Lite- r

ratur nur wenige Veroeffentlichung?n [5,6,7,8,9] ueber Untersuchungen der Zioserluft-Akti- ;v i t ae t ; auch diese beschaeftigen sich nicht in erster Linie a i t den kurzlebigen Radonzerfalls- £Produkten, d.h. mit den Hauptkoinponenten der Atemtraktdosis, f

Zwecks Kontrolle der Reproduzierbarkeit unserer Hessungen hatten » i r die Koeglichkeit, in 19 *'-Wohnraeunen wiederholte Probeentnahmen und Analysen durchzufuehren, und zwar ein halbes Jahr -,ibzw. ein und ein halbes Jahr nach der ersten Messung, in einer anderen Jahreszeit, a i t ver- |:'schiedener Vorgeschichte der Bsiueftung der Kohnraeume und unter anderen meteorologischen ,:Verhaeltnissen. Die unkorrigierten Konzentrationen sind innerhalb eines 4-Faktors a i t einer . ••;'.Wahrscheinlichkeit von 95 % reproduzierbar. Die Bestimmung der Korrektionen ist derzeit is _. ,_Gange. Bi t ihrer H i l fe i s t zu erwarten, daß sich die Reproduzierbarkeit bessert. \

Im folgenden moechteMch unsere Mandaten besprechen, die verschiedenen Effekte (nie z.B. Bau- . T

hoehe, Baumaterial us«) enthalten. !•

IE Interesse der Uebersichtlichkeit sind auf den folgenden Abbildungen inner nur die Datenangegeben, die sich auf ein einziges Radonzerfallsprodukt beziehen; i« allgeaeinen trugen e i rdie dreifache Streugrenze der Klassen.itten auf. "

Untersuchung der Effekte der verschiedenen Faktoren, die d^e^ffohnrauiikonzentration^beeinfjussen " -; -

Abb.ia zeigt, daS die Haeufigkeitsverteilung der in der Zinserluft gesessenen RaA-Konzentra-t i ö ~ aehnlich der Erfahrung anderer Autoren [5,15] - sehr schief und a i t großer Streuung be- :las te t i s t . Die feinsre Aufteilung der ersten Klasse der AbbJ^ i s t i« weiteren noch notwen- ;d ig , um die Einzelheiten besser sichtbar zu machen. Die auf Abb. 1b sichtbare Haeufigkeitsver-te i lung erhielten wir mi t te ls logarithraischer Transfornation LID.11 »12.13], die nur «it der .Sicherheitsschselle von 25 % gemaeß dea X-Test von Xolaiogorov-Sairnov norcal i s t . Dies weist }jdarauf h in , daß unsere Konrtntrations-Angaben von vielen Faktoren beeinflu3t lerdsn. In un- :.seres Material kann das Ausnaß dieser Einsirkungen nur annashernd, a i t t e l s Kontrollkarten- ^ 'Hethode [ 1 4 , 1 6 , 1 7 ] g e p r u e f t »erden, da diE Bedingungen zur Streuungs-Analyse n icht gegeben s i n d . =. >•

Aus den Abb. 2a und 2b i s t e rs ich t l i ch , ä&1 - bei geringes bze. ueblichen innsren Luftaus- M- _.tausch der"WÖlinungen - von dsr Korrektion der Tageszeitafchaengigkeit der Konzentration abge - f:

sehen werden kann. ^

In dsr Abb.3 i s t zu sehen, da3 kein bedeutender «eiterer Anstieg der Konzentration der Zinner- Jl u f t anläFnachweisbap i s t , wenn vor der Kessung Taenger .als acht Stunden nicht «ehr geluef t e t :

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1 worden war. Die Kurve der Abb.3 kann auch theoretisch beschrieben »erden [13,1*?]. Der Abb.4.' : geüiaeS beeinflusst die natuerliche 222Rn-Exhalation des Badens die Zinnerluftkonzentration§.;\ entscheidend, sie das Schafir [6 ] in seiner frusheren Publikation bereits festgestellt hatte.•< In u n t e r k e l l e r t e n Par ter rewohnungen (Klasse 2 ) i s t d ie Konzen t ra t i on ungefaehr zweimal ge -X ringer als in den nicht unterkellerten (Klasse 1). Abb.5 zeigt, da3 dzr Effekt der Vindge-\: . schsindigkeit auf die Konzentration der Ziünerluft an RaB nicht zu groß is t . Aehnlich sind]'• die Vs.-haeltnisse bei RaA und RaC. Hiezu sei ereaehnt, daß 69 % unserer 841 Messungen in! dia Klassen von 0-4 n/ssc/ fallen. Die Windrichtung, dar Kinkel zwischen der Windrichtung\ und den Ebenen von Fenster und Tueren der üiohnur.gsn, die Laengo der einzelnen «indstoa'Se undi die Haeufigkeit der Sindgeschwindigkei tsaenderungen konnten nicht beachtet werden.5; Kach Abb.G scheinen die Abaeichungcn von "großen" (J2 Mittelwert nur in Falle von Schlacken -\ (Klasse 3] und S+einsauern (Klasse 4) nicht signifikant zu sein. Auch die Abweichungen zs i -} sehen den Konzentrationen, die sich auf die ersten sieben ßaunaterialien beziehen, sind nicht\ signifikant.Die bei Vollziegel- (Klasse 7) und Bsionj bzs. Paneelnausrn (Klasse 8) erhalteneni Konzentrationen seisen hingegen auf eine signifikante Abweichung von 2 hin. Faktoren, die die|. .;'_ Sohnraunkonzentrationen wenfger beeinflussen (Fu?coden-8elag, Dichtung unter dee FuShoden,'j Zinuservolunen [20] us».) werden hier nicht de ta i l l i e r t .

I Annaeliernde Dosisabschaetzung auf das menschliche Bronchial-EpjthelgeHebe

\:: Zur Abschaetzung der mittleren Dosis nennen wir die arithmetischen Mittelwerte unserer Kurz-?' zeitnessungen von RaA,- RaS- und RaC'-Konzentrationen [21] an. Bir teruseksichtigen dabei die''• Fehlergrenzen der modernsten lungennodells, die zur Bestiseung der Ateiotraktdosis von Radon-

zerfallsprodukten entwickelt wurden [22 j . Auf Grund dieser Annahnen fuehrten »ir in Abb.7 die: \a menschlichen Brunchial-Epithelgesebe absorbierten Jähresdosen in Abhaengigkeit von Bau-

"V ' materialien an. In Vergleich zu den C-fachen Dosisfehlergrenzoi der verschiedenen Lungenno-:. delie [22] sind die relativen Fehler unserer mittleren Konzentrationen nur von einer • 10 %igeni: Grocßenordnung und koennen daher vernachlaessigt serden. Eine Jahresdosis von 10,1 • 7,2 rad/Jahrij war das Ergebnis bei 65 • 7,2 (bzw. unseren Ergebnissen nach: 41 • 6j % der Kohnhaeuser•; (Klassen 5 • 4) , a i t der dazu gehoerigen Population, und sine Jahresdosis von 3,5 • 2,5 rad/Jahr.=.. fuer die uebringen 27,6 (bzs. unseren Messungen nach: 49) % der Sohnhaeuser (Klasse 7).

-.-•- Die auf Abb.7 üngefuehrten Jahresserte der Dosisleistung koenn!« als oaxinal betrachtet wer-3i den, da einerseits die Sohnungen in der einen Jahreshaslfte ic allgemeinen besser vent i l ie r t",-. sind, als ia Zeitraua unserer lokalen Messungen, andererseits , da nach der Ansicht von Pohli [23] und Evans [27] ca 30 % der in Ateaitrakt abgelagerten Radon-Zerfallsprodukte aus dea Atem-.

; trakt in andere Organe abiandern.P< 1

?| • Die sich daraus ergebende Dosisleistung betraegt aber nur -cO/I rad/Jahr [23], auch in Fallei{ von Einatmung von 10 pCi '•"Rn/Liter, deren Zerfallsprodukte asit Radon in radioaktivem Gleich-: : geeicht stellen. Das gesogene arithmetische Kittel der bronchialen Dosisleistungen betreagtV auf Grund der Dosis-Eittelaerte bzw. Kauernaaterial-Anteile: 2,44 »1,74 rad/Jahr, also der*:; Rindsstec-rt: 0,7 und der Hoechstaert : 4,2 rad/Jahr, bei Berücksichtigung der besseren Be-;-. , lueftuug der Bohnungen und bei Beachtung der Radonfolgeprodukte-Translokation, sowie der aus]! der Inhalation der Frs i lu f t staanerden Dosis. Die aeißere γ-strahiendbsis der Bevoelkerung\\.'. betraegt auf Grund der in «ohnraeuaen durchgefuehrien γ-lntensitatsaessungen [24,25,26] hoech-.U stens 0,1 rad/Jahr. nenn wir aber unsere in den Wohnraeusen gesessenen Konzentrationen nachV dsr Forael von Evans [27J usrechnen, gelangen wir zua Resultat, d=3 die Dosisleistung in der

ganzen Lunge ca. D,1 - 0,4 rad/Jahr ausnacht.if ;

Danach koennen -Ar die, aus den cingtateeten Radonzerfallsprodukten stacaende Bronchial->nd Lunge-Gsuebedosis als eine 6er wichtigen Komponente der natuerlichen Strahlenbelastungder Population betrachten, weshalb ihre eingehendere Untersuchung begruendet erscheint. Zudieser Zueck sraere allerdings die Entwicklung eines entsprechsnden Integral-Inhalationsradon-produU-Dosineters suenschensiert.

Abbildungen

Abb.ia

Die relative Häufigkeitsverteilung der RaA-Konzentrationen.

Abb. 1b

Die relative Haeufigkeitsverteilung der logarithm seh transferuierten RaA-Konzentrationen.

Abb.2

Die Tageszeitabhaengigkeit der Rad.inzerfallsprodukt-Konzentration der Luft (Kontrollkarte).(Auf Äbb.s.b.c geben wir die einfacher, Streugrenzen an).

a) Zininerluft, RaB und KeV/liter Konzentration, B i t t e W t e einer 20-tasgigen Reihe, ais gege -bsnen Tag ausschließlich in ein- und d&ESelben ZiEaer, tegsueber i s t der kuenstliche Luft-austausch zsischen des Zinner und den anderen Teilen der Sahnung (selchen (Instand wir ge-schaffen haben) sehr gering.

b) Ziir.oerluft, RaB-Konzentration, verschiedene Ztaer, pro Zisiacr eine einzige Kessung (ins-gesamt 841 Analysen), nach 15 Uhr nur in Wohnungen n i t geringer Radioüktivitaet, tagsue-ber unbekannter (vermutlich intensiv sie ueblich) kuensilichsr Luftaustausch zwischen desZißBer und den anderen Teilen der K'ohnung.

c) Zinnerluft, RaB-Konzentration, iianer in demselben Zinser a i t kleinen (40 m ) Rauiagshalt,(insgesamt 87 Messungen), tagsueber i s t der kuenstliche Luftaustausch zsischen dea Zin-oer und seiner Umgebung erheblich (ca. a l le 20 Minuten Seihen Untersuchungen der Luft-probeentnahioen.)

222 222d) AeuSere-(Frei)-Luft, Rn- und Rn-Produktkonzentrations-Sittelyerte (aus den Angaben

von 31 Inessungsreihen an verschiedenen geographischen Orten und von verschiedenen Auiorcn).

Abb. 3Die Klassenaitten der logarithnisch transformierten RaB-Konzentrationen, in der Funkiion desZeitrauDesAt der ZiMergeschlosssnheit (Kontroll-Karte).

i z t ,

Die 5n der Luft der geschlossenen Siohnziiraer beobachtete Bauhoehe-Abhaercgigkeit der RaB-Kon-zentration. (Kontroll-Karte, die die Wirkung der natürlichen 222ßn_£x{ la]a^|on ^tS Qodensanzeigt).Zeichenerklaerung:1 . Parterrewohnung, nicht unterkellert,2. Parterrewohnung, unterkellert,3. 1-stockhoch,4. 2-stockhoch,5. 3-stockhoch6. saentliche ueber dea 3.Stock

Abb. 5

Die liindgeschwindigkeits-Abhaengigkeit der in den geschlossenen Zissern gesessengn RaG-Kon-zentration ( 2 . n - 841 Kassungen). Kontrollkarte.

Abb. 6

Die Bausaterial-Abhaengigkeit der in den geschlossenen ZiEsern gsnessenen RaB-Konzcntration

(Kontrollkarte).Zsichenerkiaerung:1 . Schi Eckenziegel (Rueilschraslzstein)-nauer2. Lehcziegelcauer (und Soertelsiauer)3. Sloerteloauer aus Schlacke x

4. SteiiKauer(Sandstein, Kalkstein, Bruchstein, Tuff);

3 4 4 -

5. - 1 • 3 • 3 • 6; A1 | / X

6. vermischte Kauer,7. Volhiegel-Eauer; /49 £ / *8. Beton- und Paneel-Kausr; A ?/

x in Prozenten unserer 841 Messungen.

Dosisleist"r,ci iß mei schlichen ßronchial-Epithelgesebe, entstanden durch Einatnsung von RaA,RaB und RaC, in Falle von Ziiaaem aus verschiedenen flauernaterialien/Grundlagen der ßasis-abschaEtzung: die Mittelwerte derauf verschiedene Wirkungen nicht korr ig ierten, eigenenRaA, RaB und RaC'-Konzcntrationsnessuncsergebnisscn; die Formel von Federal Radiatfon Coun-c i l dsr USA [Z2] und deren Fehlergrenze, entsprechend der von verschiedenen Lungen-Modelle;Verweilzeit in der itohnung 5000 Stunden/Jahr. Sir vcrnaciilaessigten den Rsdonfolgeprodukt-Transport aus der Lungs in andere Organe [23,27] und den aus der Inhalation der Fre i lu f tstanzenden Dosisanteil,Zcichenerklaerung:

1 . Schlackc-nziegelnauer/Siuellschraelzsteinicauer2. Lehzicgelnauer/ und Moertelmauer3. Koertelnauer aus Schlacke4. Steinaauer / 7,2 % der Äohnungsn/5. • 1 • 2 • 3 • 6 /G5 % der Rohnungen/6. venisehte 6'auer7. Vollziegelnauer / 27,6 % der Wohnungen/8. Beton-, und Paneel-täausr /0,2 % der Kohnunp°,n/

x Daten vom 1 . Jan. 1960, fuer Ungarn

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Abbildung 6.

Baumaterial

Annähernde Dosisleistung Im Bronchial-epithelgevebe des Menschen.

1 Z. 3. 4. 5. 6. 7. 8./Abbildung 7

Baumatertal

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PERSONEtiEOS1 ftlETRIE IN AERZTLICHER SICHT

F.SLUKABuridesministeriuin fuer Soziale Verwaltung

Die Messung und Registrierung empfangener Strahlendosen, ihrem Besen nach eine physikal i -sche Ueberwachungsaiethade , i s t fuer die aerztüche Uebcrsachung strahl eng efaehrdeter Per-sonen von entscheidender Bedeutung. Ist doch die Kenntnis der Strahlendosis fuer die r i ch -t ige Interpretierung klinischer Untersuchungsergebnisse und fuer ein a l lenfa l ls notwendi-ges therapeutisches Handeln unerlaeßlich.

Die Personendosis so l l uns ein Bild verschaffen ueber die tatsaechlich waehrend der Arbeitempfangenen Strahlenmengen, dar.iit wir vor al len fuer die biologisch herausgehobenen Organe -die sogenannten "krit ischen Organe" - Hinseise ueber den Grad einer etwaigen Belastung er-halten. Vielfach wird die Ansicht vertreten, daS die heutigen medizinischen Untersuchungs-methoden nicht ausreichen, um die Wirkungen niedriger Strahlendosen, d.h. die Veraenderun-gen, die sie Möglicherweise im Organismus hervorrufen, erkennen zu koennsn und daher be-stimmten aerztüchen Untersuchungen im Rahnen der Uebereachung keine oder nur geringe Be-deutung zukoMit. Dieser Vorwurf t r i f f t hauptsaechlich die Untersuchung des Blutes. Es i s tr i ch t i g , da^ sich das blutbildende Gewebe gegsnueber den chronischen Insult kleinster Strah-

;. \ lenmengen als sehr anpassungsfähig erweist und demnach fugr chronische Strahlenexpositsonen: die Aussage des Blutbildes ueber weite Dasisbereiche hinweg wenig zuverlaessig i s t ; zeigen

sich doch Veraenderungen erst bei re la t i v hohen Strahlendosen. Sie liegen etwa in derGroeßenordming von 25 resi. Andererseits schließt aber auch ein normales Blutbild die Hoeg-

,; , Üchkeit eines allgemeinen Strahlenschadens keineswegs aus. Abgesehen davon bereiten auch•/ ; die haeufigen Schwankungen des Blutbi ldes, die Notwendigkeit von V/iederholungsuntersuchun-' . ' gen und die Unspezifitaet von Blutbildveracnderungen, in der Praxis große Schwierigkeiten.;: • Trotzdem wird man aber auf die Blutbilduntersuchung wegen ihrer zentralen Stellung im Rah-

nen der klinischen Untersuchungen und der allgemeinen Gesundheitsueberv/achung in keinem[r Fall verzichten. Bei der Festlegung des Unfangcs der aerztüchen Untersuchungen in dem hier-i. fuer in Betracht kommenden Strahlenschutzverordnungen, wird die Untersuchung des Blutes je -"": • denfalls enthalten sein. Bekanntlich is t die medizinische Forschung in dieser Richtung be-/ . j mueht, soda^ v ie l le ich t kuenftig aus dem Blutb i ld spezifischere Schadenssynptotne als bisherl : . und bereits nach geringerer Strahleneinwirkung herausgelesen werden koennen.

j \ ; In hoeheren Dosisbers ichen, wie s i e zumeist bei S t rah lenunfae l len gegeben s i n d , i s t d ie qs-i i ;'. na'ie Informat ion ueber d ie enpfangene St rah lendos is i n a e r z t l i c h e r Sicht h i n s i c h t l i c h der! Behandlung des Verun fa l l t en von lebensentschaidender Bedeutung.

•j- Aus diesen Gruenden nuessen s ich d ie a e r z t ü c h s und phy: i ' -aMsche l'L'bcrt'nch'.'ng gegense i t igi ergaenzen. Es werden s i c h daher s p e z i e l l e Forderungen des Arztes an d ie Personendosinoi r ie:• ' ergeben, die bei der gesetz l ichen Festlegung der ae rz t l i chen Uaberiachungsn^nahnen BO-S' ' ruecksichtifjuP.g f inden nuessen. " i t diesen Fragen moec' ie ich n i c h nun in neincn Refera t1 : . auseinandersetzen.

}) ' Bekannt l ich lacßt s i c h d ie in Keindruesen, Knci:hennark und Auasnl inse absorb ie r te Energ ie ,i\' . «iE sie den Arzt interessieren i.uerde, nicht -essen. Ein praktisch realisierbarer Ausweg.,],',: is t also die an der Koerpcrubcrflaeche reg is t r ie r te E*position, die ?an vorsichtshalbor«.';' n ' ^ ^en Skalen Dosen in den krit ischen Crgjnen gleichsetzt. Da dissc Ibsen, vjn seltenen'f.'' Ausnahnen abgesehen, kleiner als die Exposition an der Kocrperoberflapche sind, beinhaltet'jV- diese Ke?praxjs einen ganz erheblichen Sicherheitsfaktor. Keil nan uebÜcf.eneise nur an'-'=;;•' einer umschriebenen Stelle d-:r Koerperobcrflacche nißt, die Dosis aber so beur te i l t , als

IB

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habe sie die gesamte Koerperoberflaecha r-,:pfangen, ist hier ein weiterer Sicherheitsfaktorgegeben. Kur bei sehr ir.honogener Strahlenverteilung kann auch einmal die Expositiunsspitze« u Keßort entfernt l iegen. In solchen Fasllsn rausCte genau gewonnen an mehreren Stellen desKoerpers genessen werden.

Unter den verschiedenen '£e?.i?,ethoden behauptet die Filndosimetrie iiraer noch ihren Platz, weilsie nicht nur Schluesse auf die Strahlenquantitaet, sondern such auf die Slrdhlcnquulitaot zu-laeßt. Da in df Konzeption der hochsüulaassiger, Dosismerte die kumulierte Strahlendosisbegrenzt i s t , muessen a l le Strahlendosen, also die Dosen zufolge Bestrahlung von aif>en sieauch von innen addiert »erden. Aißer den Probienen, die sich bei Addition von Strahlendosenzufolge verschiedener Bestrahlungsarten ergeben, is t ES auch noch schwierig , hinreichendgenaue Angaben ueber die rasunliche Verteilung der Dosis zu erhalten. Solche sind aber er-fo rder l i ch , weil fuer Garzkoerper- und Teilkoerperbestrahlung unterschiedliche hochstzulapssl-ge Dosen festgelegt sind. Um zu richtigen Resultaten zu gelangen, iv i i daher bei Inkorporationradioaktiver Stoffe die Strahlenart '«is. das Isotop ident i f iz ier t werden. 5!an kann in derPraxis a l le Bestrahlungen addieren, bei denen eine re lat iv homogene Verteilung in Koerperwahrscheinlich i s t , d.h. daS man die Dosen addieren kann, die von Bestrahlungen ni t Garaa-und lieutronenstrahlen sowie von der Inkorporation radioaktiver Stof f ; herruchren, die sichziemlich gleichinaeßig im Organismus verte i len, und bekoiant solcherart die GanzkourperJosis.DIP Strahlenbelastung einzelner Organe nu3 gesondert berechnet werden. Das markanteste Bei-spiel in dieser Hinsicht i s t der Knochen bzw. das Knochenmark. In diüsen Fall nuessen dieStrahlendosen, die aus der Ablagerung knochenaffiner Radioisotope result ieren, 7usanmenge-zaehlt werden. Auch fuer die Extrenutaeten, vor allem die Kaende, r.uessen die Dosen beson-ders berechnet werden, wobei die Belastung des Gesantkoerpers und diu zusaetzliche Belastungder betreffenden Gliedmaßen zu addieren sind.

Zur laufenden Kontrolle der inneren Kontamination wuerde nan an sich ebenfalls periodischeMessungen benaetigen. Beim Umgang mit geringen Aktivitaeten (z.B. Tracernengen) reicht je -doch eine einmalige Messung pro Jähr aus. Bei hoeheren Aktivitaeten werden u.U. kuerzereUntersuchungsintervalle erforderlich sein. Auch die Halbwertszeit wird u.U. zu beruecksich-tigen sein. Zur Zeit sind solche Untersuchungen nur dort notwendig, wo das Risiko einer er-heblichen inneren Kontamination besteht. In vielen Faellen wird die l'ocglichkeit bestehen,die wahrscheinlich aufgenommene Menge radioaktiver Stoffe auf Gr»"d der Kontamination derLuft und der Art der Taetigkeit zu uestintnen bzw. zu schaetzen.

Die Messung einer inneren radioaktiven Kontamination und die Ermittlung der hieraus resul-tierenden Strahlendosen i s t inner noch ein aeißerst schwieriges Problem. Die Deutung derErgebnisse haengt von einer Reihe wi l lkuer l icher Annahmen ab, die bei direkter Messung e i -ner inneren Kontamination die geoneti sehen Bedingungen und bei indirekter Messung ueberdie Exkremente den Stoffwechsel des menschlichen Organisnus betreffen. Haehrend as ver-haeltnisitaeßig einfach i s t , eine Kontamination zufolge eines Unfalles festzustellen, istes sehr schwierig, kontinuierl iche Kontaninationcn unterhalb der tioechstzulaessigan Kon-zentration radioaktiver Stoffe im Organismus genau zu bestinmen. Die Berechnung der GΒ-

samtdosis is t aus einem weiteren Gru r ' nicht einfach, seil die Mißergebnisse lediglichdie zu einen bestimmten Ztitpunk': bestehende Belastung des Koerpers angeben. Theoretischwaeren daher erhebliche Berechnungen erforder l ich, lsan kann sich aber aus aerztl ichtr Sichtin der Praxis damit begnuegen, solche Berechnungen nur dann anzustellen, wenn die Belas-tung etwa 10 t der zulaessigen Konzentrationen uebc-schrdtet. Dieser Wert wird interna-t ional als Richtwert genannt. Es bssisht kein Grund, dies;;e?ueglich strengere Kißslatueanzulegen.

Parallel mit den Forderungen des Arztes an die Dosimetrie hinsicht l ich der i? es sung der inbestimmten Organen bz.v. Koerperteilen absorbierten Strahlenmenge i s t auch von der aerzt-lichen Ueberwachung zu fordern, da?, diese Organe bei den Untersuchungen speziell berueck-s icht ig t werden. In aarztlichen UnUrsuchungsschesa werden sonii der Exposition entsprechend

- 352-

'/; auch genaue Untersuchungen beispielsweise der Haut, der Augenlinse, der Lunge bzs. anderer

'-; Organs vorzunehmen sein.' \

•[;; Auch die Untersuchunysintervalle sind in Zusasnia entlang tut der D^sinetrie von Bedeutung. Sie$1 . sind mit inr gevnsserntten f lexibel verbunden, '/-erden z.B. erhebliche Lösisueberscnre*tungen-;ri • festgeste l l t , siuc-scen noEtigenfalis sofort ige acrzi l iche Untersuchungen vnrgenomen -»erden.

i ' Ueber die Interval le der regelmäßigen Untersuchungen gehen dtG j-i-inungen der fp.chislt etwasi auseinander. Sα » i rd zun Teil die Ansicht vertreten, eine halbjaehrliche Untersuchung u-aere

zu v i e l , wenn niedere Strahlendosen keine besondere gesundnei tlichfc Stoerung erwarten lassen;

'''' hinnecjfin so l l te n-sch jeder ernsteren Erkrankung der Strahlenexc>Bniarte neuerlich auf seine

• .- Eignung zu solchen Arbeiten untersucht warden, Ja ein? Aenderung dar Strahlenaipfindlicnkeit

£~ - durch die Erkrankung eingetreten sein koannte. wenngleich diese letztere Forderung absolut

:' berechtigt i s t , s o l l t e bei dem Variangen nach einer Ausdehnung der Untersuchungsübstaende itsallgemeinen bedachi werden, daß der Sinn ver Ueberuachung bei l2er.gsren Intervallen verloren

,-: geht.' i , .

Aus der Sicht des A.-ziss ergeben sich eigent l ich keine speziellen »uensche an ein Deiektor-systoa bestimmter Ar t , soferns eine hinreichende Empfindlichkeit in interessierenden Dosis-bereich und eine Speichcrfaehigkeit fuer Strahlendosen ueber den fuer die tkbersachung in Be-tracht koraoencien Zei i ra in geaoehrieistet i s t .

Zur Konsequenz einer aerztlichen Ueberwachung ia modernen Sinne gehoert es schl ießl ich, diegesonnenen Uniersuchungsergebnisse nach einheit l ichen Gesichtspunkten auszuwerten, '*ie beialler, anderen gewerbehygienischen Untersuchungen nuß sie auch bei den strahlengefaehrdetenDienstnehaern im Zusammenhang ciit der Auswertung der Expositionsdatsn erfolgen. Soll äoehfestgestel l t werden, ob sich die Erkrankungshaeufigkeit von Personal, die siner kont inuiet-lichen Sirahlenbelastung im Rahison der zulaessigen Dosen ausgesetzt sind, aendsri. Fernersol l die Auswertung ein uebersichtliches Bi ld ueber das Strahlenrisiko bei den verschiedener,AnÄcndungsbereichen ionisierender Strahlen vermitteln. Es i s t wichtig zu wissen, welche Expo-sitionsn im Vordergründe stehen, wobei Dosisucberschrcitungen speziel l analysiert eerden mues-senf und BO eine Strahlenbelastung vernachlaessigbsr i s t . Gleichzeitig soll eine solche Aus-wertung auch die Basis fuer internationale Vergleiche schaffen.

Sie Keriiön von s i r wahrscheinlich erwarten, j e t i t Zahlen bzw. sonstige Angaben in dieserRichtung zu hoeren. Aus verschiedenen technischen Gruenden, insbesondere aber infolge Fehlensentsprechender gesetzlicher Vorschriften, verfuegtn wir ueber kein derartiges Untersuchungs»iisaterial. üaeh don bisherigen Erfahrungen, verglichen o i t Angaben in der Li teratur, lacßtsich judoch sagen, da3 bei der nedizinischen und technischen Anwendung von Roentgenstrahlender Sirahlenschutz ia allgeneinen so gestal tet i s t , da3 das exponierte Personal nur etwa 1 /10der hoechstzulaessigen J3hresdosis erh3elt ; hoehsre Expositioners hingegen finden sich beinnedizinischan Umgang n i i Radiun und Kobalt 60. Bain Üngang mit offenen Radionukliden t r i t t•die den Organisaus von auSsn treffende Strahlung gegenueber den aus Kcnisminaiiori und Inkor-porierung noeglicher'veise erwachsenden Gefahren an Bedeutung weit zurueck.

Die aus solchen Auswertungen gewonnenen Erkenntnisse -^snnen ib rerss i is bei üer Gestaltungdes Strp.hlenschutzas und der Organisation der Uebc-.'-.chungsir.a'nihnen vsrwertct ssrdGn. DieDiensiüL-h-erschuhbErhoerde ist so-iit an einer sjkh-jr. AuswcrtunT ser.r in'tcressie'-f. Us siein d i tsa i Sinne sichcrji-'Stelleo, wird in Durchfuenrtn.jsvarordnu'^jn fsstzulegen sein, »ei -che Daten der physikalischen und acrztlic'ncn Uebir/aehung in e i r c l n s n aufgezeichnet we-Jenpuc-ssen. SD bird u.a. ein Gssundheitsaki-anzulegen sein, äcr auch Abgaben ueber die Scschsef-tigung des Untersuchten enthalten ny3, aus der die GäfaehrdumjS-.OD-ii ichkei ten an Arbeit-platz und die gefro"- fe;:sn Strahlensr.hutzna^nah'en zu ersehen sind. Kur auf diese Weise kannzwischen dzr beruflichen Faetig'-tsit, d.h. der Strahlenbelastung und des Gesundheitszustandein Kausalzusawerhang hErgcstellt werden. Bekanntlich lae?.t sich sus der Sicht des Arztes

- 353 - -I

fuer jene strahlenpatholcgischen Effekte, die einen Schwellenweri haben, eine Beziehung %J

zur Strahlenbelastung herstel len, z.B. Hauiveraenderungen. Sc';* i β-ig hfngegtr ist es, zwi- •.'

sehen einer Schaedigung, dis keinen sicheren Schsell entert hat, und einer bestirnten Strah- ;

lenbelastung im Einzel fa l l Zusasinenhaenge herzustellen (Leukaenie). Eine auf exakten Daten i

beruhende Auswertung s i r d jedoch wesentlich dazu beiiragen, unsere Ksnntriisse auf den Ge- Tlbiete der Schaellenwerte zu erweitern. j

• ] . .

Eine Voraussetzung,um eine Auswertung in ditses Sinna durchzuführen, i s t die hinreichende >{Ver läßl ichkei t der Ücßdatcn. Zur Sicherstellung äsr Verläßl ichkeit der Auswertung der ]Dosinster erscheint natuerl ich abgesehen von den sofort abissbaren eine ge-risse Zentral)- jsierung zaecksiaeSig. Sie so l l te in einigen s-enigen groeßeren /•ussertestellen n i t entsprechen- / f>der Erfahrung aber auch aus oskonoBisehen Gruenden in größeren Anstalten erfolgen. Eine j ,weitere Voraussetzung fuer eine einwandfreie Auswertung besieht darin, da1?, die Dosisindi- ^katcran »aehrend der gesamten Expositionszeit getragen sarden. Hier i s t eine entsprechende TKontrolle seitens des Strahlenschuizbeaufiragien in Betrieb bzw. der Aufsichtsbehoerde not- %«endig. Auch sird an das Verantwortungsgefühl 6sr Betroffenen zu appellieren sein und |schl ießl ich kann auch die Betriebsvertretung eingeschaltet serden. Zweifelsohne werden sich •in der Praxis, insbesondere m medizinischen Sirahlenbetrieb, so raanche Probiene in dieser "..Richtung ergeben. 1

Schließlich ergibt sich noch ein aerztlicher Gesichtspunkt zur Personendosinetrie, der 'jnicht auSer Acht gelassen »erden darf. Erkrankungen durch ionisierende Strahlen gelten ;nach den Bestimmungen des Allgemeinen Sozialversicherungsgesetzes als entschaedigungs - . ' .P f l i ch t ige Berufskrankheit. Von versicherungsrechtlichen Standpunkt raiß, va eine Erkran- •'._kung a l s Strahlenschaden anerkennen und entsr.haedigen zu koennen, e i n Zusan;.T.enh?.ng mit der S5

Strah lenexpos i i iDn mi t h inre ichender Wahrschein l ichke i t nachgewiesen s e i n . Der ae rz t l i che jGutachter i n Leis tungsver fahren des SoziaiversicherLTgstraegers s i r d daher in jedea Fa l l e :iauf d i e Ergebnisse der Persoucndosinetr ie und der aerz t l i chen Untersuchungen 2urueckgrei(en :nuessen. Es wi rd daher notwendig s e i n , d iese Unterlagen mndestens 30 Jahre aufzubewahren,uöi den Erkrankten d ie ßeseisfuehrung i h re r be ru f l i chen Schaedigung zu ermögl ichen und =1d i e entsprechende f i n a n z i e l l e Kompensation zu s i che rn . i

* • • - •

?i ! ••

- 354 .

DIE STRAHLENBELASTUNG DER BEVÖLKERUNG BEI NUKLEARES UfFAELLEN

T. PREDVERSZ^YStaatliches Forschungsinstitut fusr Strahlenbiologie und

Strahlenhygiene

Die fr iedl iche Anwendung der Radioisotope und der nuklearen Einrichtungen öird in entscheidender'", ',:sfse dadurch L . t i s n t , in »elcher Weise und in usiehe« Ma3e der Strahlensebutz der unsit telbar• i n i t ihnen arbeitenden Personen beziehungsseiss der weiteren Umgebung gesichert i-erden kann. In-,; folge der sorgfaeltigen Planung der Praevention is t die Zahl der Sirdhlenunfaelle bedeutend ge-; r inger, als s i r as in einet: solchen gsfaehrl ichtn neuen Industriezseig entartet haetten. I ro tz -

dess »eisen die Erfahrungen dar vergangenen 25 Jahre darauf h in , d ^ wenn vrir o'en Kreis ihrer An-r ' wendung weiter vergrößern sol len, die Einleitung der strengen Strahlenschut'e.^.nahcen auch in

r - der Zukunft begruendst i s t . Auf diesea Gebiet hat sich der Kreis der Aufgaben und nehr oder seni-I ger auch die zsecWeBigsten technischen Loesunger, des Strahlen^chutzes der Arbeitsplaetze aus-s; gebildet. Bezueglich der Beurteilung der Frage der Strahlengefaehrdung der ünicl t sind die An-[, sichten noch nicht vollkoasen einig. Der Grund dazu l iegt in erster Linie in dtr großen Zahl derj davon betroffenen Personen. Daraas fo lg t , da?s au?er der eventuellen Gefahr einer sonatischenj Strahlenschaedigung auch die yßnetische Strahlenbelastung der Bevoelkerung eins sichtige Rollei sp ie l t . Diese Probleme .»erden noch dadurch kosp l ' z ie r t , da?- die in Fragen des Strahlenschutzesj unerfahrene Bevoelkerung oder dia Behoerde, d u on den nuklearen Anlagen staunende Gefahr:-"• ueber- oder untersch'aetzt.

-; - " ' In Rcinea Vortrag fasse ich kurz jene Arbeiten von Gesundheitsschadigungen zusaranen, welche i n -folge der Strahlenbelastung der Bevoelkerung entstehen koennan, dann versuche ich auf der Basis

•J-) der durch tatsaechlich vorgekoisnene, unereartete Strahlenunfaelle ver^rhiedenen Charakters ver-/!, ursachten Strahlenbelastung ein Bi ld über die GroeGe der Strahlenbelastung dsr Bevoelkerung zuj : . geben.

";* , Die beiologischen Wirkungen der ionisierenden Strahlung «erden in allgemeinen in zwei große'J. . Gruppen aufgetei l t : 1 . die soisatische Schaedigung der einer Strahlenexposition ausgesetzten;:•'' Personen; 2. die in den Abkoesnlingen der exponierten Personen auftretende genetische Schaedi-j . gung. Beide Wirkungen koennen als Folge einer aeißeren, beziehungsweise inneren Bestrahlung,-; : oder dor Koibination von beiden auftreten.

|! | Die sonsatische Wirkung kann auf der Basis des Charakters und des Verlaufes der Schaedigung eben-p • f a l l s In zeef Gruppen ge te i l t oerden:

V ' 1 . Akute, oder Fruehwirkung, welche ach innerhalb von einigen Kochen, beziehungsweise MonatenI nach der Bestrahlung ausbildet;

«r 2^ Spaetvirkung, selche einige Konate oder Jahre nach der Exposition a u f t r i t t .

3' • Unter Unfallbedingungen kann eine akute oder fruehe Strahlenuirkung in erster Linie von einerf^' den ganzen Koerper oder einen bedeutenden Teil von ih-a '.reffenden aeißeren Strahlenbelastung er-

|.]f wartet »erden; die von einer Verunreinigung des Bodens, von eines radioaktiven Nebel oder von'if- ; einer sich auf die Haut der verletzten Person abgelagerten radioaktiven Substanz staust. UnterP" : Unfallsbedingungen kann ean sich eine akute Strahl enschaedigung der Bevoelkerung durch Ir.korpo-

„'; i ration schwer vorstellen.nr.f-- '

ni

Iäs:' l"

Die Birkung einer den ganzen Koerper treffenden Dosis von 25 Rad is t schon nachweisbar, ueber 75Rad treten schon die Initialsynptone der Strahlenkrankheit auf, bei 200 Rad is t das Strahlen-syndroa schon ausgesprochen und die halbletale Dosis liegt engefsehr bei 400 Rad.

ZUB Glueck reduziert sich in der Wirklichkeit die Koeglichkeit dieser zahlreichen Variationenauf einige wenige. So zun Beispiel, senn als Folge eines Unfalles die beiden durch frische Spalt-Produkte verunreinigt werden, is t das eine sofortige Gefahr bedeutende krit ische «uklid dasJ-131, der kr i t ische Eeg die üiilchkonsuEption, die kritische Gruppe die der Kinder und diedrohende Gefahr der bei Kindern auftretende Schilddruesenkrebs.

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lit355 - ü-;-•;,

Unter soaatischer Strahlenspaetwirkung versteht nan in allgemeinen die als Effekt einer einmali-gen groeßeren Dosis oder von protrahierten kleinen Dosen auftretende Leukaenie, Schilddruesen-krebs, prioaeren Knochentuaor, esbrionale Strahlenschaed'gung, sowie die Zunahne der Gefahr einerVerkuerzung der Lebensdauer.

Der Zusammenhang zsischen Leukaesie und Strahleneirlcung wurde in der Fachliteratur von vielenAutoren untersucht. Es is t unbestreitbar, daß in verschiedenen Staaten eine Zunahne des Vor-koEnens der Leukaemie, in eines verschiedenen flaSe, beobachtet werden kann. Kir rauesssn vor Äugehalten, daS die Leukaenie zwar eine Krankheit mit eine:! sehr schweren Verlauf i s t , aber glueck-licherseise nur selten vorkommt. Auf eine B i l l i on der Bevoelkerung fallen jaehrlich 30-70 Faelle.Diese Zahl i s t ia Verhaeltnis zu den anderen tuaoroesen- und den Kreislauferkrankungen nicht groS.Es aiß such beruecksichtigt »erden, daß ein bedeutender Prozentsatz der Faelle eine chronischelysphoide Leukaeaie i s t , welche in keines kausalen Zusammenhang n i t der Strahl ens/irkur.g gebrachtserder. kann. Die Daten dar Ueberlebenden des Atoaibonbenangriffes in Japan und der Personen, dieeine therapeutische Roentgenbestrahlung erhalten haben analysierend fand aan, daß unter Annahneeines linearen Dosis-Eff ektzusairaenhar.ges, als Folge einer Bestrahlung von einer Ki l l ion Personenmit je 1 Rad, jaehrlich 1-2 Leukaennefaelle erwartet serden koennen. Unter der Wirkung der Be-strahlung von schwangeren Frauen waechst das Leukaenievorkorainen bei Kindern auf die Dosisein-heit bezogen auf etwa das fuenffache.

Die Krebsgefahr nach Schilddruesenbestrshlungen verdient unsere Aufnerksaikeit in erster Linie $bei Kindern, da sie potent iel l einer groeßeren Dosis ausgesetzt sind und auch ihre Strahlen- usensibi l i taet groeSer i s t . In den Vereinigten Staaten können, auf eine Hi l l ion Einwohner bezogen, funter der, Alter von 25 Jahren jaehrlich k Schilddruesenkarzinone vor. .Aufgrund der Analyse der ; iDaten der therapeutischen Thyausbestrahlungen bei Kindern, der diagnostischen Untersuchung und ; ; i

Therapie von Erwachsenen n i t J-131, der Ueberlebenden des Atonboeibenangriffes auf Japan, konnte -fauf der Basis einer Beobachtungszeit von 16 Jahren festgestellt Herden, daß die Gefahr eines |jSchilddruesenkarzinocis durch die Bestrahlung ua 1 Fall/Jahr/Rad/Killion exponierter Personen er- Choeht wird. V"

Auf das Vorkomaen von Knochentuaoren yurde die Aufissrksaakeit durch die Radiuninkorporation ge- u:*lenkt. Eigen zahlreichen Schwierigkeiten in der Bewertung, die sich aus der Extrapolation erge- , £.•ben, scheint der Naeherungseert von 4 Faelle/Jahr/ited/üillion annehebar zu sein. K,

In Verbindung c i t der Lebensdauerverkuerzung sind die Schluesse aus den Untersuchungsergebnissen 4 ^ge te i l t , flach einigen Autoren miß o i t einea Wert von 1-10 Tage/Rad Gan2koerperbestrshlung ge- ^ | "rechnet verden. Es scheint, daß dieser Effekt neben einer niedrigen Dosisleistung nicht nachge- Zβ..niesen werden kann, deshalb is t bei de- Beruecksichtigung der bei Unfacllen auftretenden Strahlen- : Wbelastung eine Strahlenschaedigung solchen Charakters der Bevoelkerung nicht wahrscheinlich. ;. ||; ••

Bei einer konkreten Gefahr eines Strahlenunfalles ouessen zahlreiche Fragen geklacrt werden, so ^7»fe die verschiedenen Arien der Strahlcnexpositicn, z.B. Inhalation, Kontamination von Basser :: '^oder Lebensmitteln, aeu^.ere Strahlung, Dauer der Strahlenexposition caehrend des Unfalles, die §£angeno:.nene Dosisbelastung bei den zu den verschiedenen Gruppen aar Strahlenexposition gehoeren- J -den Personen, sowie die Zahl der in die einzelnen Gruppen gehoerenden Personen. Die Aufgabe wfrd ._ ^ ; ;dadurch erschsert, daß eine Koeglichkeit von verschieder-sn gleichzeitigen Expositionen vorhanden 'ffi s t und au3er von Ersachsenen auch aoii schwangeren Frauen und n i t Kirdern gerechnet ierden oiß; -||;aißerdea ssß auch gegen die in den kritischen Organen auftretende fruehe oder protrahierte i f ;Strahlenreaktion geschuetzt werden. . vU'

f.' . 356 -

}• - Die Schaetzung der als Folge eines Unfalles auftretenden genetischen Strahlenschaedigung i s t;' nicht leicht. Die Schaierigkeit s'annit lim Teil davon, da3 s i r den Hirkungsnechanisnus der von,' , anderen Ursachen hervorgerufenen genetischen Schaeden noch nicht genusgend kennen, zun anderen• Teil davon, daC s i r - zuc Glueck - nur wenige Angaben über die unter der Wirkung von ionisieren-'::• • der Strahlung entstandenen genetischen Schaedsn beiir, Kenschan besitzen und die Ergebnisse von-\i Tierversuchen nur a i t großen Vorbehalten auf den Menschen extrapoliert werden koennsn.

.* Die lieberlegungen der 1CR? als Grundlage betrachtend vird angcnosscign, dal? in einer K i l l ion der• [ Bevoelkerjng, als Eltern betrachtet, die Bestrahlung r.it je 1 Rad in den ersten 10 Generationen.! ' 1,9 x 10-* und insgesant in 8,5 ^ 103 Faellen einen genetischen Tod verursacht. Dieser Wert PU3

a l t der Zahl der aus anderen Gruenden auftretenden tcedlichen Mutationen verglichen werden,I diese betragen 2,4 x 1G"J in den ersten 10 Gc-nerationen. Die genaue Feststellung der Zusanaci-j haenge Bird auch dadurch erschwert, da3 =ir auch in dieser Beziehung einen linearen Zusasünen-ij; hang zwischen Dosis und Wirkung annehmen, und daß s i r aus der Wirkung einer in kurzer Zeit er-:, haltenen größeren Dosis auf die Wirkung von protrahierten kleinen Dosen schließen. Bei Berueck-

sichtigung al ler dieser Tatsachen steigt die Zahl der erblichen Mutationen, bei einer Bestrah-< ;. lung von 1 Rad in einer Generation ÜB 1/1O - 1/100.V':-. Des weiteren sollen wir untersuchen, welche Art und Charakter die Strahlenbelastung der Bsvoel-

kerung in konkreten Strahlenunfaellen in Friedenszeiten hatte.

i Es i s t bekannt, daß in Falle einer von spaltbare«! Material herruehrenden Kontamination der Us-'"•i se i t , die groeßte Gefahr bedeutenden Isotope durch folgendes charakter is iert werden:

,-. 1 . Sie entstehen in großen Konzentrationen;^ 2. Ihre Halbaertszeit betraegt mehrere Jahre;' 3. Sie »erden in eines hohen Ei'aße in den isenschlichen Organismus eingebaut;;j ..r 4. Sie werden nur langsän aus den Organissus entleert.

ij; Die Transurane, das sich IE Knochen anreichernde Sr-PO und das sich in ganzen Koerper, so auch in;'\. den Gonaden, verteilende Cs-137, genuegen diesen Kriterien und verdienen deshalb große Aufrcerk-7 ' saakeit.

[;. ;; Die Gefahren des, die Versuchs n i t nuklearen Saffen begleitenden, unfal lart igen lokalen Fall-outes,j • werden in erster Linie durch die gaama-bsta-Strahlen aussendenden Radionuklide s i t großer Energie;]•• und einer l!alb*ertszeit zwischen einigen Stunden und einigen Monaten repraesentiert. In der Naehe'i,,_. i einer Atorabonbenexplosion von Kegatonnenstaerke kann, sie das der Fall des Fistherdampfersf>. : ' Fukuryu Karu oder der Eingeborenen der Marshall-Inseln zeigt, der entstehende Dosisaequivalent«je '.; sehr hoch sein. Die Unfallsituation entstand in der Ä'eise, da!3 t ro tz der sorgfaeltigon meteoro-II '•• logischen Prognose, die Windrichtung sich ploetz l ich aenderte und dar Fallout deshalb n icht aufftj • i der vorgesehenen Stel le niederging, »ach Sondhaus war die GäEsastrahlen-Exposition öcr Personen,"•*.,-.' \ die sich ohne Schutz in Freien aufhiel ten, auf der Rongelap-lnsel in äsr Hoehe des Fißrueckensvf. ,! 2000 R, in Huefthoehe G00 R, in Kopfhoehe 300 R. Jene Personen,, d'.e in den Haeusern blieben oder%: ! "eine dickere Kleidung trugen, saren DEgen die Betastrahlung ziemlich geschuetzt. Auch die KinderJ s ueberstanden den Unfall besser, da sie dEn an ihrer Maut haftenden Fallout durch ein Bad in Beer•Ü • i sofort entfernten, f/ach den Angaben von Dunning t rat von 54 Inselbewohnern, die eine Dosis von*? 175 Rad erhiel ten, bei 35 Epilation auf, 13 hätten tief-., '»5 ober f läch l iche llautverlctzungen.?J\. Bei den Einwohnern der Insel Ai l inginae, die 69 Rea oder weniger erhie l ten, waren nur ober-^ ! flaechliche Verletzungen vorhanden.

, ? • • " • j Conrad und Hick ing untersuchten nach 10 Jahren den Gesundheitszustand dar 3e#ohner der Marshal 1-!ü:.:> Inseln und fanden das folgende:

ft? • Unter den Cinxohnern der Rongelap-lnsel fand aan bei jenen 92 Personen, die die grotßte Dosis er-! ;p , ; halten haben, in 11 Faellen einen Knoten in der Schilddruese, davon taren 8 Kinder und 3 Ereachsenc.Ifij.-j B<^ 6 Personen wurde, der Kröten chirurgisch entfernt. Es surde bei 5 Kindern eine genigne, beijpji}' . e ' " ß r ereachser.en Frau e in : r j l igne "jr.iönderijng gefunJtn. j j r odiilddriiäieobefund war bei 2,||v} ; jungen Kennern und bei einen h a i t t l g ren Al ier f ragl ich. In der Schilddruese van 75 auf dersel-!|jl:j ; . ' ben Insel lohnenden, einer Strahlenexposition nicht ausgesetzten Personen -.urden keine Knoten ge-

]:* ; : funden.

i

357 .

Ansonsten earen folgende aerztliche Befunde vorhanden: ",Ji-

1. Das 'rVschstuE und die Knochenentsncklung von Knaben unier 5 Jahren b l i eb zurueck. f'2. In den ersten 4 Jahren naha die Zahl der Fruehgeburten, Totgeburten und die Saeuulingssterb C'-

l ichkeit zu. . - | ? }

3. Das periphere Blutbi ld hat sich nach 10 Jahren noch nicht vollstaendig geordnet. IS4. An dsr Stelle der Hautverletzungen wurde oft ein Kaavus gefunden, aber »jeder ei» Hautkarz'noß,

noch eine chronische Dermatitis surd a. beobachtet.

In der Zahl dsr Geburten, in durchschnittlichen Lebensalter, in Leukaeiuevorkonnen curde keine jfenachweisbare Veraenderung gefunden. jji1

Nach unseren heutigen Kenntnissen haette die Besatzung des Fischerdanpfers Fukuryu llaru ni t 3f:

großer Wahrscheinlichkeit die Strahlenkrankheit verr-eiden koennen, senn sie das Schiff sowie den f -eigenen Koerper sofort abgewaschen hastte. in diesen Fall *»aere ihre Exposition vernachlaessigbar Kgering geoesen. f '

1"Eine unerwartete, fast unfallartige Folge der nuklearen Versuche entstand bei den innerhalb des f

Polarkreises wohnenden durch die Kontamination n i t des aus den nuklearen Versuchen staunenden J :Cs-137. Die Eskjsos und Lappen ernaehren sich fast ausschließlich c i t Renntierfleisch. Das Renn- I-t ier ernaehrt sich dagegen mit langsam wachsenden ifoos, »elches aus den Fallout das Cs-137 auf- " i ;nimmt und nur langsan abgibt. Infolgedessen hat uuter den Bewohnern des Polarkreises in einzelnen -?Faellen die Strahlenbelastung den V'ert von Sμ^ erreicht, sas laut ICRP fuer die breiten Schich- Vten der Bevoelkerung die fuer das ganze Leben erlaubte naxiaale Belastung bedeutet. Vorderhand -Vsind noch keine besonderer abnahmen notwendig, f a l l s sie aber notwendig werden, wird das eine ]-.!:'fast unloesbare Aufgabe bedeuten. vi'i

• ' 1 ' . .Ein typischer Unfall 6er friedlichen Verwendung der nuklearen Energie ereignete sich in Oktober !<{•-'1957 in Hindscale. Kaehrend der normalen Reparatura-beiten brach als Folge des Higner-Effektes _ fr'\in 150 Kanaelen ein Feuer aus, «elches erst nach zv/ei Tagen geloescht cerden konnte. Inzwischen ij-gelangte eine Menge von mehreren 10.000 Ci radioaktiven Katerials i . die Entlueftungsanlage. Ein i,igrcßer Teil der Rauchpartikel aurde von den Fi l tern zuruäckg ehalten, aber das unliegende Gebiet • '.ji'j'wurde trotzdem stark kontaminiert. Es ist charakteristisch, daß die von hier siarmende Luftverun- '. IS"reinigung sogar aa Festland nachgewiesen werden konnte. Die direkte Einatmung der Spaltprodukte _ h^oder die n i t ihnen verbundene aeißere Strahlengefahr- bedeutete kein Problem. Ein ernstes Problea . *;f\bedeutete aber das ins Freie gelangte etsa 2 x 10 Ci J-131. In der Umgebung wurde ein Gebiet von fc|518 b i ^ verunreinigt. Das HaxJnun der Kontaisination lag in einer Entfernung von 6 - 1 0 kn. Zei- : - tsehen der J-131 - Verunreinigung der Pi.anzen und des Gehalt der Kilch an radioaktiven Substanzen T f,wurde dar folgende Zusammenhang gefunden: 1G μCi/^^ Kon'asiination der Pflanzenobcrflaache ent-sprach einer Verunreinigung der Milch von 1 jxCf/l. Bei Annahne eines Grenzuertes von 0,1 |iCi/lJ-131 als Grundlage, nußte fuer 1100 Farmen des betroffenen Gebietes ein 3 - 6 Kochen dauerndesVerbot der "ikhversertung vsrfuegt werden. Die groaSte gemessene Aktivitaet in der Schilddruasevon Kindern betrug 0,28 |iCi J-131, was einer Dosis von 15 Rad innerhalb von einigen '.'iochen ent-spricht.

Als einen nuklearen Unfall kann nan die verfruehte Rueckkehr und das Verbrennen in özr oberen •:Ataiosphaere usber des Indischen Ozean der s i t einer Energiequelle VOR 17.000 Ci Pu-23S versehenenRakete SKAP-9A i>. Jahre 1554 betrachten. Sie aus den Untersuchungen von 3s_B££t£Ü unti P-Gjglione •.ersicht l ich, saechst die fr'enge des Pu-233 ueber Ital ien seit 1965 sowohl in der Luft sie auf der :;Bodenobs-flaeche staendig und hat 6er GrotSemrdnung nach den ',/ert des aus den nuklearen Ver- ;suchen staunenden Pu-239 fast erreicht. Es kann festgestellt -.erden, da? obwohl keine unmittel-bare Gefahr fusr die Gesundheit vorhanden i s t , bei der Planung solcher Versuche auch die Socg- ^l ichkei t einer Verunreinigung der Ataosphaere berücksichtigt serden niß. Die Untersuchung der '\sehr gefaehrlichen Fu-233 - K'ontanination zc-fgte naeaiieh, dad sukikroskopischc Partikel in die iAteosphaere gelangen, deren Ablagerung in den Luftwegen auf einen aikragrasa-Gesebssenge entspre- ;;chsnden Gebiet eine Dosisleistung von nehreren Tausend Rea/Woche bedautet.Es sir-d noch seitere -:Untersuchungen notsendig, ua entscheiden zu koennen, ob die Wirkung einer radioaktiven Substanz ,bei Abgabe einer größeren Dasis auf eines kleineren Gebiet oder einer kleineren Dosis auf ein »

II*53

•• 358 -

größeres Gebiet als gefaehrlicher zu betrachten is t .

Die Angaben tschechoslowakischer Autoren benuetzend, moechte ich kurz ueber ein Flugzeugunglueck\n .','oyssber 195S in d i r Naehe von Bratislava berichten. Im Verlaufe dieses Unfalles verursachtedas auf den Flugzeug transportierte, 2,25 Ci J-131 eine Kontanination der Ungebung der Unfa l l -s te l le . Diese Ak i iv i iae t war in 03,75 al fJaJ-Loesung enthalten, welche sich in 10 Bleibehasittrnbefindlichen 10 Anpjllen transportiert wurde, infolge des Unfalles starben 82 Personen und einetsa bO x 200 lister großes Gebiet surde kontaninit-rt. Der rsaxisals gesessene V/ert der aeißerenStrahlung betrug an einsr Stel le, 0,3 - 0,5 Kater ueber der Bodenoberflaeche, 1 R/Stunde, an ver-schiedenen Stellen s-Lirda eins Dosisleistung von 10 - 150 nS/Gtunde gesessen. Der Durchschnitts-wert dar Kontamination betrug: Boden 3,48 x 10"6 Ci J-131/g; fesser 5,27 x 10"8 Ci J-131/rr.l;Luft 4,31 x 1C~^Cl/f i1. Die an den Rettungsarbeiten teilnehmenden Personen trugen an der Brusteinen FiIndosfraeter, ..elcher eine Dosis von 5 - 2 5 aR zeigte; es kann deshalb angenosaen werden,daO die Fuaie und Gonuden eine hachere Dosi sbelasiuny trhieHen. In der Schilddruesü der 16 amnsisten exponierten Psrsonsn, die eine Gasmaske s i l einem , aktive Kohle enthaltenden, Einsatztrugen, konnte kein J-131 nachgewiesen »erden.

Der tragische Unfall ereignete sich gluecklicherweise ueber unbewohnten Gebiet, aber trotzdecikann aufgrund der Angaben die Greece der Strahlengefahr fuer das Unfallsgebiet abgemessen werden.

Ich sol l te eine kurze Uebersicht ueber die zu ercartende Strahlenbelastung der Bevoelkerung inFrieu'enszeiten durch nukleare Unfaclle geben. Jede technische Einrichtung, jede nenschlicheTaetigkeit is t von eine^ Unfallsrisiko beglei tet . Durch fachgenat-Ce Planung, sorgfaeltigen Betriebund grusndliche Ausbildung kann das Unfal lsr is iko bedeutend herabgesetzt werden. Kir Strahlen-schutzfachleute haber. die Aufgabe, dafuer zu sorgon, i i : r der aus 6er Verbreitung der Verwendungder nuklearen Energie und der Radioisotope entstehende Nutzen fuer die Bevoelkerung viel groeßerist , als die aus ihr entspringende Gefahr.

Literatur

1 . Risk Evaluation for Protection of the Public in Radiation Accidents; Safety Series No. 21,IAEA, Vier,r.a.19G7.

2. Soae Effects of Ionizing Radiation, AEC-Report TID-5358, Washington,1955.

2. Dunning, G.K.; Hsalth Phys. 1 , 379, 1959.

4. Conard, R.A. - A.Hicking, JAS!A. Vtt, 457, 1965.

5. De Bor to l i , H.C. - P. Gaglione, Health Phys. I ^ , 197, 1969.

6.. Carach, J . ; 3. Csup!:t; !!. Petrasova; T. Trnovec; F. Binaril;. Health Phys. 15, 2:3, 1S68.

Abbildung 2.

\ V359 - ' A-i

PROBLEME DER MESSUNG VOM Cs 137 IN RINDFLEISCH

\L KRCC2ABundesanstalt fuer Virusseuchenbekaercpfung

Bei der Messung der in Fleisch vorhandener, Aktiviac-t geht die allgemeine Forderung selbst- - - 1verstaendlicfi dahin, die Ergebnisse rcotglichst bald njeh der Probeentnahme zu erhalton. Einer- >,seits iv i l l man schnelle Entscheidungen ueber Beschlagnahme, Freigab.': oder ßra'.ichbjrn;jchung [troffen koennen, andererseits geht es in solchen Faeilen, in denen nan die Erhebung re.'jior.a- " C; <ler Zustnende bezweckt, daruni, die na et igen Heßpunkts aus uurchschnittsn Ecnrcrer äeT/crte izu erstel len, um die unter Unsstaenden sehr großen inaividuellen Schwankungen der Aktivitaeis- 1-konzentrationen von Tier zu Tier auszugleichen. '•'

Die derzeit vorhandenen, re lat iv geringen Konzentrationen von Cs 13? in Rindfleisch (arith, ^iäittel unserer Werte i^53: 163.9 pCi/kg; n* 32) erfordern bei weiteren Absinken eine Verlan- V

gerung der Neßzeiten oder eine Anreicherung der gesuchten Aktivitaet aus grotßeren tlengen fMaterials. SAHSONI et a l . [1) wiesen kucrzlich in einer Betrachtung dieser Fragen auf die ),Hoeglichkeit h in , durch nasse Veraschung raittels Perhydrol (mit O.OGl m Fe I I ] die Prob^nvor- i .bereitungszeit zu verkuerzen. Danach kann eine Person 2 x 10 kg Fleisch in 17 Stunden mine- f-'ra l is ieren. Bei Versuchen erhielten sie aus Fleisch einaal 3.2, ein anderes Mal 1.3 % Rueck- 'stand, bei trockener Veraschung hingegen ergaben sich bei dem gleichen Material Ruecksiaende . J .,von 34 und 61 %. Die f.'achv.eisgrenze lag ei«a bei 10 pCi im Sohrlochkristall. Durch Bindungdes in der Versuchsloesung enthaltenen Cs-137 an einen Cs-spezifischen Ionenaustauscher(AsimoniuBiSalz des Kobalt-Eisen ll-hexacyanids) und nachfolgende Betazaehlung Iconntoi sie , r

noch ett/a 5 pCi Cs 13? nachweisen. ]['

Dieses Veraschungsverfahren wurde von uns uebernoramen und nach Ueberv/indung anfaenglicher /["Schwierigkeiten (starkes Schaeusien, Ueberhitzen, Zeitpunkt der Fettextraktion) mit Erfolg bei ;l i i i lch, Fleisch und Gruenfutter anges/endet. ...

Hinsichtl ich der letztgenannten Arbeitsweise mit nachfolgender Beta-Messung, noechte ich je- ""-doch hier anmerken, da3 es fuer kleine ii'eJstellen - sie die unsere - guenstiger i s t , das > .Cs 137 Gasna-spektroskopisch zu erfassen. Obwohl man dabei auf die yrocCnre f.'achaeiseapfind- ;"_,l ichkei t verzichten nuS, bedeutet das Segfallen der Planchetten praeparation fuer die Beta- *£zaehlung eine Personal- und Zeitersparr :,; Selbstabsorptions- und Ruacbtrsukorrekturen sind . ^nicht nöetig und schließlich kann durch Spektroskopie das Auftreten snderer Ganaiastrahlur in f i leinen Arbeitsgang zumindest qualitativ erfaßt werden. Ein "Uebersichtsspektrum" mit einem Auf- £)loesungsvermoegen von 8 % der Strahlungsenergie is t taaines Erachtens zun wenigsten e'ne guto v,.:Grundlage fuer die Beurteilung des Probengehaltes an Aktivitaet. -

Eine Verbesserung des Aufloesungsverisoegens durch den Einsatz von Halblciicrdetekbren austollevon feJ-Scintillationskristallen oder eine Verbesserung (fns Nutzeffektes durch die Anschaffungvon Kristal len groe3erer Dimensionen ist natuerlich ein.- Frage des Geldes und viel leichtuanchisal auch der Rentabil i taet. Eine Apparatur, bestehend aus einen 1 3.A x 2 Zoll KaJ(Tl)-Kr is ta l l in Verbindung i r i t einen Vielkanalanalysator reicht nach den Ergebnissen vun Gertrud Js jKECK et a l . (2) aus, um Mengen von 700 g unbehandelten Fleisches in Piastikringschalen zu ;jv;

messen. Durch Versendung eines Bohrlochkristalles gleicher Dinension durch Veraschung der °PProbennengön kann die Impulsausbeute un das 8-fache vermehrt werden. Als Eeßzeit »urden 400 -'-rHinuten verwendet. "" %i

Es scheint jedoch, d 3 die Problesie bei der Kessung von Fleisch weniger in der Ktftcchr.ik als , «pin der Art des Probemiaterials zu suche«1, sind, 'iachden Caesiun in erster Linie in der Muskel- j ^ ! .faser selbst zu finden i s t , stellen anhaftende Fascier, Sehnen und fe tU- i le eine Verduennung f^

. Windgeschwindigkeit

- 360 -

dar. Dazu kommen die unter Usstaer.den großen Unterschiede in Gehali an Cs 137, die durch ver-schicdene Fuetterung und Haltung (W. KREUZER 3) , durch die Konstitution und'den Gesundheits-zustand etc. bedingt werden. Bei der Untersuchung untauglich erklaerten Rindfleisches fandnan deutlich niedrigere Cs 137-'iierte in Vergleich zu den von tauglichen hindern siannendenProben. Veiters fanden sowohl ».KREUZER et a l . (4) als auch Gertrud KECK et a l . (2) s i g n i f i -kante Unterschiede in Gehslt an Cs 137 zwischen der Muskulatur der oberen (lalsgegend und Kus-ke1n aus anderen Koerpergegenden.

Da die Ergobnisse der Ksf?.-Stellen jaehrl ich von der Gesundheiisbehoerde zusammengefaßt und zurSchaetzung der Aufnahme von Cs 137 durch die Bevoelkerimg stat is t isch bearbeitet «erden, schtintes guenstig, h insicht l ich der Probenentnahme und der Probenvorbereituig zur Messung vergleich-bare Voraussetzungen 'anzustreben. Es «ssre sicherl ich von Vor te i l , sich auf einen besücntenifiuskel zu einigen (etwa das sogenannte üieferschuanzl der Hinterbackerwuskulaiur), der schonnach oGserbs.Tiadiiger AufsrLeitung nindestens 1 kg "usekl in einem Stueck l i e fe r t und wenigsehniges, fett iges und bindegewebiges Eaterial enthaolt. Dan i t f a e l l t die Frage seg, ob Fe lcund Bindegewebe entfernt worden sullen oder nichi und dieverschiedensn UnterSuchungsricb-tungen - naealich die Theaen "Konsuiafleisch" und "Muskulatur" - «uerden sich automatisch decken.

Die Frage nach der Fuetterung und Haltung der Tiere so*ie die Frage nach den Standort is t v:e-niger leicht zu loosen, da die Tierpaesso in Schiachthaeusern inanchnal nichl leicht erreichbarsind und atßerdera nur den Lelztverkasufer angeben, ßezueglich des Alters der Tiere f indet manin den Passsen o f t sehr optimistische Angaben, manchmal auch gar keine. Hier waere eine, zen-t ra l von den zustaendigsr. Behoerden (Dundesininisteriuni fuer soziale Verwaltung und Bunrias-ministerium fuer Land- und Forstwirtschaft) organisierte, h insicht l ich der regionalen Vertei-lung gezielte, Probenentnahme (Probeentnahcishoefe) wuenschenswert. Als Beispiel seien dls -allerdings in sehr großem Uisfange - 19G2 in Schweden durchgefuehrten Probeentnahmen z i t i e r t ,(K.EDVARSOM, L.FREDERIKSSÖll, B.LINDELL und ß.ABERG. 5).

Letzt l ich waere der Vorschlag zu erwaegen, di a lüsßergebnisse nicht in Curie, sondern als ßruch-te i l e der aus den maximal erlaubten Konzentratiunen und den Ernaehrungsgewohnheiten der Be-voelkerung berechenbaren TaleranzkonzentrationEn fuer die jeweiligen Lebunsmittel auszu-druecken. Da die Mehrzahl der nicht direkt n i i dieser l-'aterie Beschaeftigten n i t der EinheitCurie selten eine konkrete Vorstellung verbindet, suerde eine solche re lat ive Darst-'.ungwesentlich zur Ueberschaubarkeit der antl ichen Veroeffentlichungen beitragen.

Zusatwenfassung

Aus der Literatur und eigenen Erfahrungen wird eine kurze L'ebersicht ueber Detailfragen beider Kessur.g von Cs 137 in Rindfleisch gegeben. Die Probleme der Messung uerder jedoch eher' n d e r Art der Probenentnahme und in der Matur des Probennaterials selbst gesehen. Es wirdvorgeschlagen, daß die an Routineiessungen bste i l ig ten Stellen sich auf eine bestimnte läus-kelpart ie als Probe einigen und daß versucht werden so l l te , die Proben nach e'ner geplantenregiondien Verteilung zu entnehmen. Letzt l ich wird vorgeschlagen, diu in den antlichen Ver-oeffentlichungfin angefuehrten Me?ergebnisse der besseren Uebersichtlichkeit halber in Bruch-tei len der erlaubten maxinalen Konzentrationen fuer das betreffende Lebensmittel auszu-druecken.

$h ff H 'H - - -

/ .

- 361 -

Literatur

1 B.SA'ISOXI et a l . : IAEA Seainar, S» - 117/13, Wien 1"0?

2 Gertrud KECK et a l . : 2. ( tn t f .m^t . ) Syrap. Radiosktivitaet und Siraiilenbiolcaic in derVeterinaernedizin. Hannover 1963. T ie r je rz lü che'Hochschule

3 LKREUZER: Zbi. f.Vet.:äed.B. 1?. U

k K.KREUZER et a l . : 2. ( In t e rna t . ) Uyr.p. R.-dioaktivitaot um! Strahlenbiologie in der

Vet."cd. lianiiBvur 1 "Gl, Tierae.-2t 1 ichf. Hechschule

5 K.EDVARSO.V. L.FREDSIKSS'JÜ, B.LIVLiFtL und B./Ü!E^G:RadiBal'.tiviteisisetnir'O.ir (.'•" 1 ivsneJel. Stockhoin: '•'.adicinalstyrelsensstralsl'.yddsnaeund. Trö?.

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- 362 -

UMGEBUKoS'JEBERtfACHUHG NACH NUKLEAREN UNFAELLEK

Christoph TRI-TREKHEL.I n s t i t u t fuer StrahlsnschutzReaktorzentruo Seibersdorf


Die f r i ed l i che Verwendung der Atomenergie wird o f t geherant durch unnoetig geforderteSicherheits- und Schutzeinrichtungen. Hangels an praktischer Erfahrung gelangte mandurch theoretische Ueberlegungen zu vorsorgl ichen SicherhnitsBiaßnshmen fuer die Ik -gebungsueberwachung bei nuklearen Anlagen, d ie den w i r tschaf t l i chen Bet r sh in Frage 's te l len koennen. ,

Es werden Ueberlegungen anges te l l t , in denen d ie theoretischen und praktischen Er-fahrungen der l e t z ten Jahrzente verwertet werden, um zu einen Modell zu kommen, welche ,Sicherheits- und Schutzmaßnahmen fuer eine wirkungsvolle und doch w i r t scha f t l i ch nochvertretbare Umgsbungsueberwachung bei nuklearen Anlagen fuer notwendig erachtet werden. !

In diesem Modell werden H i l f sm i t t e l aufgezeigt , B i t denen es noegl ich i s t , fuer Kern-energ ieanlagen jeder Ar t und Groesse die Auslegung der optimalen Umgebungsueberwachung .zu ermitteln.

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- 363 -

FREISETZUNG VON GASFOERMIGEN AKT1VITAETEN BEI KERNKRAFTWERKEN

H. HOERTHERIns t i t u t fuer Reaktortechnik, Re-iktorrentrusi

Seibersdorf

1 . Ursprung und_Art der anfallenden gasfoermigen Aktivitaeten

Bei den in einem Leistungsreaktor waehrend des Betriebes erzeugten radioaktiven Stoffen i s tzwischen Spaltprodukten und durch Neutronenaktivierung gebildeten radioaktiven Nukliden zuunterscheiden. Letzters kann man wiederum unter te i len in Aktivierungsprodukte des "'lehlmit-t e l s , seiner Verunreinigungen und seiner Zusaetze, der Korrosiorisprodukte und der Struktur-mater.ialien sowie der den Reaktor umgebenden Luft. Die anfallenden Mengen radioaktiver Ab-fae l l e und damit auch die Mengen und Arten der schl ießl ich freigesetzten gasfoermigen Akt i -vi taeten haengen somit sehr vom Reaktortyp ab. Bei den verschiedenen Arten von wasser- undgasgekuehlten Kernkraftwerken hat man folgende gasfoermige radioaktive Abfaelle:

a) Gasfoermige radioakt ive Abfaelle durch Luftaktivie^ung

Vorwiegend Aktivierung der Luft zwischen dem Reaktordruckgefacß und dem bei Stahldruckge-faeßen vorhandenen biolugischen Schild.

Nichtigste

Nuklid

16N

190

41 AP

entstehende Radionuklide:

Halbwertszeit

7,3 sec

29 sec

1,83 h

Aktivierungsreaktion

1 ß 0 ( n , p ) 1 6 H , 1 5 N(n. Y

18o ( M ) 1 9 O

40, , . 4 1 ,Ar ln ,v j Ar

Das wichtigste dieser drei Nuklide i s t wegen seiner grosseren Halbmertszeit Ar-41.

b) Gasfoermige radioakt ive Abfaelle durch Kuehiniittelaktlvlerurig

1 . Aktivierung des Kuehlmittels selbst und Aktivierung von Kuehlmittelverunreinigungen bzs.Kuehlpii f t e rzüTäTfzen:

Slassergekuehlte Reaktoren:

Die wichtigsten Radionuklide, die durch Aktivierung des Kuehlmittels selbst entstehen, sind:

NukUd Halbwertszeit Aktivierungsreaktion

T 12,3 a D(n,Y)T

1 3N 10 »in 1 60(p.a) i 3N

16N • 7,3 sec 1 6 0 k p ) 1 6 H . 1 5«(n.v)1 6N

1 7N • 4,1 sec 170(n.p)17N

1 9 0 29 sec 1 80(n.T)1 90

- 364 -

Tritium ist infolge der oben angefuehrten Reaktion in merklichen l'angen in den Abgasen nurbei sctiKCrwassergekuehlten bzw. -moderierten Reakioren vorhanden.

Die zahlenmäßig groöJten Aktfvitaeten entstehen von K-16, das y-Strahlung von 6-8 läeV aus-sendet, aber infolge seiner geringen Halbwertszeit glücklicherweise keine Abfall beseitigungnotaendig raacht.

Von prircaereia Interesse sind daher die Aktivitaeten infolge von Kuehlmittelverunreinigun-gen oder Kuehloittelzusaetzen. So kann radioaktives Ar-41 bei nichtentgastea nasser gebildet»erden. Bei Bortrimnung von mit Leichtwasser arbeitenden Druckwasserreaktoren entsteht Tr i -tium durch Aktivierung der Borsaeure:

10B(n, Za)T11B(n,T) 9Be

Bei 1000 ppn Bor im Prinaersasser entsteht groeßenordnungsnaeßig die gleiche lüenge an T imKuehlnittel sie durch Spaltung in Brennstoff, wenn die Brennstabhuellen eine starke Beschae-digung aufweisen.

Bei Zusatz von Li zur Kontrolle des pH-Bertes entsteht T «eiters durch die Reaktion

(Li—6 t r i t t auch als Graphitverunreinigung bei graphitooderierten Reaktoren auf).

CO_-gekuehlte Reaktoren:

Folgende radioaktive Gase, die nan infolge von Aktivierung des KL erhaelt, sind von prak-tischen: Interesse:

Nuklid Halbwertszeit \ Aktivierungsreaktion

14C 5760 A \ i3C[n,Y)UC16N 7,3 sec '1 60(n fp)1 6N1Q

0 29 sec

C-14 entsteht dabei nur in geringen Kengen. \Es bildet sich weiters Ar-41, da da; CO Luftverunreinigungen aufweist^

He-gskuehlte Reaktoren : s

Das einzige wichtige Radionuklid, das bei Heliuu-gekuehlten Reaktoren infolgenenaktivierung des Kuehloittels entsteht, i s t Tritium:

"ukl id Halbwertszeit Aktivierungsreaktion

T 12,3 a 3He(n,p)T

Da aber das He—3 -Isotop nur In sehr geringer. Siengen vorkommt, sind auch die erzeugtenTritiuaniengen klein und bedingen kein nennenswertes Probleo.

2. Aktivierung des Kuehlnittels durch radioaktive Korrosionsprodukte:

Pie durch Aktivierung von Korrosionsprodukten oder durch Korrosion von aktivierten Struk-turmaterialien iö Kuehlaittel auftretende Aktivitaeten, die insbesondere bei Druck - und

h''

- 365 .

Siedewasserreaktoren eine Rolle spielen, brauchen hier nicht nastier betrachtet zu »erden.Sie sind als Verunreinigunssn der Abgase nicht relevant.

h. £ ! l i i l ! ü H 9 j ! e ! KuehlniiteWä durcMn tbsKu ih l n i t t e l gelangende radior-Uive Spaltpro"dukte " ~" "

Die im Brennstoff gebildeten Spaltprodukie befinden sich r.oraalerseise innerhalb dicht ver-schf/eißter Erennsrabhuellen. Bei Undichtwerden der Huellrohre sosie infolge Aar unvermeid-lichen geringfuegigen Verunreinigungen der Huellröhroberflaechen mit Spuren van Uran koen-nen jedoch die radioaktiven Edelgase,

Kuklid

Kr 83 B

85 ra858788

Xe131 ci133 o133135

Halbsertszeit

114 min4,4 h

10,3 a78 min2,8 h

12 d.2,3 d5,3 d9,1 h

die fluechtigen radioaktiven Halogene, insbesondere die Jodisotope,

NukJid Halbsertszeit

1 131132133134135

8,1 d2,4 h

21 h53 nin6,7 h

die bei hoeherer Temperatur fluechtigen radioaktiven Feststoffe (vor al lea Caesiua) und'•''< das durch ternaere Spaltungen von U-235 entstehende Tritium in das Kuehlmittel gelangen.

Die Zusammensetzung des Reaktorinventars an Krypton, Xenon und Jod aus den einzelnen Iso-topen i s t in Abhaengigkeit von der Zerful lszeit bzs. der seit der Freisetzung verstrichenenZeit t aus den folgenden Abbildungen 1 bis 3 ers icht l ich. Das Inventar der Radionuklide wird

"V. dabei durch deren f-Strahlungsleistung in B pro BÖ thermischer Reaktorleistung angegeben.( I Β Fal le von Jod handelt es sich also un die Zusamsenseizung bezueglich Ganzkoerperbelas-

tung durch Strahlung der vorbeiziehenden Gase und nicht in Oezug auf Inhalation. Bei In-

halat ion erhaelt nan aber eine sehnliche Abbildung],

2. Freisetzung der gasfoernigen Aktivitaetcn

Die ueblichen Leistungsreaktoren arbeiten n i t geschlossenen! Kreislauf. Gasfoernige Spalt-

produkte werden daher nur bei folgenden Vorgaengen freigesetzt: %,

bei der eventuell vorhandenen Luftkuehlung des thermischen Schildes ia Falle von Reaktoren |

n i t Stahldruckgefaeßten, ' i.

infolge von Lecks, ' ;*

bei der Reinigung des Kuehlai t te ls, '%

bei der Absaugung der Gebaeudeluft ]« • '

bei CO,-gekuehlten Reaktorsn (und zwar bei franzoesischen Reaktoren vom EdF-Typ) bei Kushl- j=.;;

: ! • •

- 366 -

nitteiabgabs in Falle von Entleerungen das Kuehlsystevs ,

bei H. O-Druckwasserreaktoren infolge des nasseraut tausches zur Regelung der Borkonzentration,

bei Sieds&asserreäHaren mit der Turbine im Prir:2'.r'<reislauf durch Abzug der Gase vom Kon-densator.

Bei den CO.-ge'rushHcri englischtr; und franzoesisr.lun Psgnax-Resktoren is t das ss haeufig-stün freigesetzte ' iuHid Ar-Vl, da" sus der. in der Schild^uchlun^sluft bzs. als Verunreini-gung \a CO. vorhandenen Ar-43 stannt. Bei den kanadischen Schaer^asserreaktoren spieltaißer den radioaktiven Aroon noch das freigesetzte Tritiua eine Rolle. Bei Leichtsasser-reaktoren, bei dsr.en eine besonders hohe Beanspruchung der Grennstabhuellrohre vor l iegt ,bedjerfen hingegen die Spaltgase Xenon und Krypton und das stark fluechtige Jod einer Kon-t ro l le .

Die gasfoermigen Abfaelle »erden gesasnalt und eventuell in GaslagerbehaeHern zwischenge-lagert oder ueber eine Verzoegerungsstrecke gelei tet . Die angegebenen Verzoegerungszeitenliegen zwischen 15 Minuten und 50 Tagen. Den Sinn der verzoegerten Abgabe sieht oan sofort ,nenn aan sich die obers gegebene Aufstellung der gasfoerm'gen Aktivitaeten vergegensaertigt:die Halbsertszeiten der radioaktiven Stickstoff- und Sauerstoff isotope betragen hoechstens10 Minuten, die Halbwertszeiten der Edelgase liegen mit Ausnahsie von Kr-85 und Xe-131n un-ter 5,3 d.

Ifech einer Filterung «erden die Abgase mit Frischluft verduennt und an die Atnosphaere ab-gegeben. Einen Vergleich der von verschiedenen typischen Reaktoranlagen an die Atnosphaereabgegebenen gasfoernigen Aktivitaeten bringt die folgende Tabelle 1 [ i ] . Wie man aus derTabelle entninut, werden bei den amerikanischen Siedewasserreaktoren in Vergleich zu Druck-easserreaktoren erheblich groeßere Kengen an gasfoerniigen Aktivitaeten freigesetzt.

Die Tabelle 2 bringt eine Aufstellung der von verschiedenen europaeisehen Herstellerfirnenvon Leichtwasserreaktoren gemachten Angaben ueber Aktivitaetsfreisetzungen [2,3,4] , Die vonder AEG angegebenen Freisetzungsraten von Edelgasen liegen auch bei sehr großer örennstab-beschaedigung iiesentüch unter den bei den amerikanischen Siedewasserreaktoren gemessenenWerten. Der Grund dafuer i s t die große Verzoegerungszeit der Abgasanlage beim AEG-Reaktor(2,4 fuer Krypton, 40 d fuer Xenon). Bei den aaerikanischen Kraftwerken sind Verzoegerungs-zeften von 15 bfs 30 Minuten ueblich (Big Rock Point: 30 föinutcn). - Eine Bemerkung noch zuden von der ASEA angegebenen Aktivitactswerten. Diese Firma postu l ier t keine maximale Brenn-elenentbeschaedigung, sie rechnet vielmehr aus den Standortbedingungen auf die saxinial zu-laessigen Brennstablecks zurueck. Es ergeben sich damit die sehr hohen Freisetzungsraten derletzten Spalte der Tabelle 2.

! • ' : ; " •

- 3 6 7 -

Tabelle 1 Vergleich der von verschiedene:! iisakiorcr. abgegebenen gasfoernigen Aktiv!beten

%.

üase des Reaktors t-lPQ EdF1,2 u.3 Stzeveli Big Rock Point Indian Point-I

Land

Reaktor type

Leistung (Mite)

Art der freige-

Kanada

PHV:R

25

1-4

Frankreich

GCS

70,180,475

UK

6CR

580

USA

8KR

50

USA

PKR

163

O"

setzten Edelgase

Durchschnittl.Frei-sstzungsratc derEdelgase (Ci/sec) <1O

Bruchteil d.raax.zul.Freisetzungsrate <0,3 %

Durchschnittl.Frei-setzungsrate 6erHalogene (Ci/sec) 46.10

Bruchteil d.nax.zu],Freisetzungsrate -i.5.10 %

Durchschn.Frei-setzungsrate von _TriiiumCCi/secJ ^3.10"

Bruchteil d.nax.zu], <8 %Freisetzungsrate

'Ar 'Ar Kr • Xe

sehr goring 7,2.10"3 <3,5.10"4

< 1.2.1 ff,-6

Kr • Xe

.0,0026 %•

„-14

.1-

PH8R Schserviasser-Druck-rieaktor

GCR Gasgekuehlter Reaktor

BWR Siedenasserreaktor

PBR Druckeasserreaktor

Sä-

Tabelle 2: Vergleich verschiedener europaetscher Leichteasser-Raaktnren mit einer Leistung von 600 Me

Reaktortyp

Gehalt des Kühlwassersan fluebhtlgen Akt iv i -ta et on

' (Ci / t Wasser)

Gehalt des Frischdamp-fes an f l .Akt iv i tae-ten

(Cf/t Dampf)

Zugrundogelegte Leck-rato d.Primacrkroisss

(g/sec)Abgaborate von fluocht.Aktivit. i.d. Abgasanlage

(Ci/sec)

16N

TEdelgaseJodf i .Fest -stoffe

16NT

EdelgaseJodfl.Festst.

TEdelgase

Siemens-Druckwasserreaktor

Normal-betrieb

130

1*8-10"^3,1.10":2,5.10"

.grißte angen.'Bronneienent-beschaedigung

130

7|411,2

0,6

0,6

2,5.10"6

10 .

0,6

3.104,5.10

r6

-2

AE6-Siedewasserreaktor

Normal groeßte angen.'betrieb Brennel einen t -

beschaedigung

-410510107

10

10,510:i102.10*2.10"

2,5.1010'

,-10

1050,1

1071

10,50.1

10 -21,5.102.10"J

2,5.10'10

-7

ASEA-Sißdewasserreakior

Mormal-betrieb

100101010'

,-3

-2

50101010'

-3

größte angenommeneBrennelenent-bescliaedtgung

1000.1

10"2

1

500,1

10-3

COo>

Frefsotzungsrato von f l . TAkt! vi beton aus den An- Edelgaselagcracunen(Ci/soc) Jod

Treisetzungsrnto vonf luecltl. A!< t i v.aus d.Abgasanlugo (Ci/sec)

TEdelgase

Gesarte Freisetzungsrate Nvon fluecht.Aktivitaet. Tueber den Schornstein Edelgase

(Ci/sec) Jod

2,5.101,5.10'1,5.10'

2,5.10'2.10

%.-12

-9

5.10'2.10

1,5.10

-B-9-12

2,5.10""

5.10

3.108.10

-6-5

5,5.iO'6

8-10"n5.10

3.10"

10,-9

3.1010

-10- 9

3.101.105.10

-6

5.107.10

-11,-5

3.10"7.10"5.10"

IQ"3

3.10"5.10"

10'-3

3.105.103.10'

-6

TVibello 2 (For tsetzung)

I »J (forts Bizwg)

5.10" 5.-J0-J

(m3/sec)

JO 1 0° 7 0° 35

5.10"3

Co

id

I

. 370 -

3, Äusbpeit-!r"3 der casfoerrigen A'-'tivitaetE" in ior Aiiosrhäo.re

Die Haeha des S;hcrnsteinesf u=hcr den cie g^foersigen " ' t iv i tseten abgegeben werden, »irdso ausgeführt, a=2 die au-ierfHlö des Üebor. 2chu-gsbereicr,5S befindlichen Personen »aehrenddes Reaktorbatriebes in unjusnstigsien Fa i l , also bei aer- -ro2?t=n zulac-ssigsn Brsnneleacnt-beschaedisun;, keine grossere [^nz'-'ssrperie'asi'jnj als "53 erw/a und keine groeßere Schild-druesenbelastur,; als 1 rea/'a erfahren. Jβ" entsprich: eine raeur, liehe Konzentration der radis-aktiven Edelgise von 3."G*S Ci/n\ saehre-:: diese fusr Jod bei 1.10-10 Ci/raJ l iegt.

Die zugruniegelcjtc Gdnzkoerperbelastung von 15G sras/a st i rbt ungefaehr ntit derjenigen ueberein, der die Pünschen infolge dar naiueri icnen Strahlenbelastung durch die nstuerlfche UmeU-radioaktivitaet und die kos?.ischs Strahlung sehen hser ausgesetzt waren. In verschiedenen Ge-bieten l iegt die jaehrüchs Ganzkoorperdcsis durch die neuerl iche Strahlung sogar betreacht-l ich ueber den mittleren liert von 150 sren/a, die üaxkalsierts betragen 3 ren/a.

Aus der Tabelle 2 i s t zu entnehmen, daß bei den angebotenen deutschen Leiphtesserreaktorendie Freisetzungsrate der Edelgase ueber den Schcrnstein bei Eaxinal 8.10* Ci/sec und vonJod bei eaxinal 5.10"8 Ci/sec l iegt. Infolge der Dispersiinseigenschaften der Atwisphaere »er-den diese A''tivit3eten bei ihrer Ausbreitung vsn Schornsiein verduennt. Bei der Berechnung die-ser Ausbreitung sind mitt lere nettcrbedingur.gen zugrundezulegen, das heißt, es is t ueber die

,! verschiedenen in Laufe eines Jahrej aa Kraft^erksstandort herrschenden Ketterlagen zu mit-1. . te ln, liÜt den so erhaltenen n'erien des abosphaerischen Ausbreitungsfaktors sind die Frei-! Setzungsraten der Aktivitaetei zu nu l t fp l iz ieren, vn die tatsaechlichen raeualichen Konzen-

trationsserte der Aktivitaeten zu erhalten. Da die "axinalwerte dieses atnosphaerischen Aus-breitungsfaktors je nach Schornstein'ioehe zwischen 10"^ und 10"' sec/ni liegen, fo lg t daraus,

'•: da3 die tatsaechlichen Aktivitaetskonzentrationen und dasit die Strahlenbelastungen von Per-sonen, die sich staendig in der Umgebung eines Kernkraftwerk es aufhalten, auf jeden Fall weitunter den oben angefuehrten zulaessigen werten liegen.

! Das einzige Vergleichskriteriun bezueglich dzr von verschiedenen Kernkraftwerken beim normalenReaktorbetrieb freigesetzten Sengen an gasfoernigen Aktivitaeten is t die standortbedingtegroeSte zulaessige Freisetzüngsrate, die von den Behoerden vorgeschrieben wird. Die ta tsäch-liche Freisetzungsrato von Radionukliden kann durch den Einbau zusaetzlicher F i l te r , Adsorp-tionsbeete und Gäslagertanks beliebig unter diese geforderte ichranke herabgedrueckt werden.

\;', Wenn nicht nur diesen fuer den Koraalbetrieb geltenden Kriteriura entsprochen wird, sondernv,j ! aJ3erdei3 noch erreicht serden kann, daß die durch die Aktiv!t3etsfreisetzungen bein größten:!| .i annehabargn Seakiorunfall bedingte 3evoelkeri;ngsjosis unter einen vorgegebenen fi'axinak'ert; ' ] : (cietsi 10 nan-re?) ble ibt , koennte von Standpunkt der ttegebungsgefaehrdung ein solches Kern-

kraftwerk auch is Zentrua einer Großstadt errichtet werden. [3 stirant zwar, daß Aktivitaets-I ' : • freisetzungen von dieser Groe?e Schaedigunger. in der Bevoelkerung nach sich ziehen «uerden,} . us d ie r i c h t i g e n Vorstel lungen ueber das Ausra'S dieser Schaeden zu e rha l t en , muessen d ieseI jedoch a i t den n a t u e r l i c h auftretenden Schaadsn vergl ichen Herden.

•f- So l iegt das natuerliche Vorkoraeri von Schilddruäsenkrebs bei 20 Faellen pro einer K i l l ionr?; Personen und pro Jahr [ 6 j , vraehrend eine durch Jojfreisetzungen bedingte Schilddruesenbe-*•' ;j lastung der BevDslkerung a i t 1ÖU nan-reg bei 10-20 Personen Schilddruesenspaetschaedan zur,j : • Folge haben wuerds [ 7 ] ,

eine Ki l l ion Personen eine genstische Dosis von 1 O san-res abbekommt, suerde das nachi ; -. L7j saehrend eines Zeitraumes von zehn Generationen 2CQQ genetische Todesfaelle bedingen.K':'..; Dless Zahl erscheint is ersten Augenblick g re ' , ein Vergleich n i t der natuerlichen Anzahl*&};.:! d e r Senetischen Todesfaelle zeigt jedoch, dan dadurch eashrend der zehn Generationen die^vj'-j Rate der natuerlich auftretenden genetischen Tcdesfaelle nur un G,1 % erhoeht eerden suer-

•371" i

Dazu koasat noch, da?> die natür l ichen Schaedigungen Jahr fuer Jahr n i t der gleichen Haeufig- 1 "-'•! : t i t eintreten. Die Abschätzungen fuer das Eiritrtt '-n ei nas groe?itn anzunehmenden Unfalls fcgehen hingegen dahin, daß das wahrscheinlich erst nach einer Mil l ion ReaktorbatriEbsj.'hrcn I "oder nach einer noch laengeren Zeitspanne der Fall sein ausrde. izß\ttel haetts nan des- |'inach pro Jahr mit 2.10" genetischen Todesfaeilen bzs. Bit 1-2.10"^ Schildurussenschaedigun- ";Jgen zu rechnen. ;

Aus dera Gesagten i s t ers icht l ich , daß fuer die Revoolkerung, die vielfache Kisken einer | !Schaedigung [z,ß. durch Auto- und Industrieabgase) auf sich ninat, die Risikoerhoehung )~durch Kernkraftwerke wirk l ich nicht ins Gewicht f ae l l t . |

Literatur

[ i ] Management of Radioactive Wastes at f.'uclear Poser Plants. Safety Series fio.28 , IAEAVienna (1968)

[ 2 ] 660 He-Kernkraftwerk Stade mit Druckwasserreaktor. Sicherheitsbericht Sieaons (1968)

[3 ] Wolff, U.: Radioaktivitaet und Wasserchsmie des Siedewasserreaktors. Atom und Strom

14, Heft 2/3 (1968 ), 49

[ 4 ] Boiling Kater Reactor LOO Me. ASEA Vaesteras (1968)

[ 5 ] Campbell, H., Do l l , W.R.S., Letchner, J . : Incidences of Thyroid Chancer in England

and Kales. Br i t ish Medical Journal 5369 (1953), 1370

[ 6 ] ICRP Publication 8: The Evaluation of Risks fron Radiation. Pergatnon Press (1966).I! "

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- 372 -

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Abb. 1 :

y-UJstun^von Krypton und sefnsn Isotopen pro U ther«. Resktorleistungf(f • 10 en sec }

- 373 -

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Abb. Z: Y-Leistung von Xenon und seinen Isotopen pro K» thero. Reaktorlelsiung

(0-1O12cn*2s f.c"1)

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Abb. 3; y-Lelstung von Jod und seinen Isotopen pro MW thern. Reaktorislstung, 1 n i 2 -2 - 1 ,i • 10 cm sec ]

- 375 -

STRAHLENSCHUTZESFArHi".3EN BEI GYNÄKOLOGISCHEN STRAHLEMBEHANDLL\GEN

I. TOERQEK, L BCROS, I . KASATechnische U n i v e r s i t ä t Budapest

Die in dsn le tz ten Jahrzehnten e ingeführ ten und Inaer strengeren Vorschr i f ten enthaltendenStrthlenschutzncTBen habsn bewi rk t , ds3 In dsn rcsntgändfagnostisehen und -thcraponiisehen Ab-tei lungen dsr Strahier te hut 2 a ls Zufr iedenste! lcr.d betrachtet «erden kann. Das gldiehs g i l t inDllgemoinen auch fuer den Siran len.srhutz in Isolopenr-btsiluncan. Ein weit wwiiof..- erfreul ichesBi ld e rg ib t sich j aa j ch , Kenn v i r cio s i -snlenhygienischrn Verhaeltnisse in den q>!iae'<ologischenStrahlsnabtei lungsi i betrachten. Die sich mit dissn^i Tnc-na beschaefi igt 0 Veroeffe.-iilichungen undunsere eigenen Kessungen ergeben, c'j? auf dieses Gebiet noch v ie l getan werden r.ur3.

Nach unseren Untersuchungen b l ieb bui de,n Personal dzs Roentgen- und Isotopenlaboratoriuss derBudspester Medizinischen U n i v e r s i t ä t die Strahlenbelastung unter der zugelassenen Sioru, Auf dergynäkologischen Strahlsniherapieabie i lung dagegen, ;o bsi gynäkologischen Tussron in t ra -cavitaerfe Co-60fEinlagen vürgcnO'iBun wurden, uebersta igt diu von uns genossene Strahlenbelastung,auf den ganzen Koerper büzogen, hsuptsa&chlich Lei de« assist iereridcnPersonsl, die zugelassenenWert a (Abb. 1 ) .

Die Strahlenbelastung dsr auf diesem Gebiet arbeitenden Aerzte und Assistenten l i eg t boinahe uneine Groessenordnung ho eh er a ls bei dsa in anderen K l in iken auf radiologischcn Gebiet arbäitendenPersonal.

Aus den oben genannten Grusnden haben s i r ueber die routinenaessige Fi lmdosi t ie tcrkon' ro l le hinaus,f a l l w e i s e auch »Rehrend einzelner Behandlungen, Strahlenschutznessungen durchgefuclirt. !n disssnFael len wurde eine graessere Anzahl ven verschiedenen Dosinetertypcn an ganzen Koerper v e r t e i l t ,angebracht, welche die Strahlenbelastung des ganzen Koerpers bzw. der einzelnen Organe wichrendder Einlagen r e g i s t r i e r t e n . r?aehrericl bei der Manipulation mit hochenergetiscren, geschlossenenStrahlenquellen die Entfernung und die Zei t vos> Siaidpunkt des Strahlenschutzes aus entscheidends ind , untersuchten wir s o r g f a e l t i g die einzelnen Ai 'Loi isablaeufs, deren Zeitdauer bzs. Ratio-n z l i t a e t . Sir beobachteten genau, cb die die Behandlung ausfuehrenden Personen die "Abstands-Schutzvcrschr i f t " saehrend der KanipuUi ion auch praezise einhalten. Den Koerper des behandeln-den Arztes, a i t Ausnahäie ssines Kopfes bz.. seiner ifaends, b ie te i d io Dleiwsnd einen ausreichendenSchutz. Deshalb haben e i r bei diesen Untersuchungen das groesste Gevrfcht auf die Strahlenbe-lastung der Haendo und dsr Augen gelegt. Bei den assist ierenden Personal, *o '. in vollkoEsiencrGonadcnschutz prakt isch n i ch t durchfuehrbar i s t , wurde n i t besonderer Sorg fa l t die Gonsdenbe-lastung durch die Strahlung gepruef t .

Wilson wr.d Greening haben schon frusher aufgrund ih re r Berechnungen ucber d ie Strahlenbelastungd e s T I r s o n a T i i e T ä a n n l i c h e n therapeutischen E ing r i f f en ber ichtet . J . L . Hoaarth und [ T ü i r b i j t e rpruef tsn n i t einer k le inen Kondensatorkanncr, T. K^ Robb und S.E. El_|[s n i t Gtr Fi lnaosineter-aethode d ie Strahlenbelastung dar Kaende waehrenc rasiustnerapeutischer E ing r i f f e .

Die Exaktheit der genannten Verfahren beeinflussen zahlreiche Stoerfaktoren. Die ju f Errechnungberuhenden Methoden beruecksichi igen solche n icht igen Faktoren wie z.B. d ie Uebung oder L'nge-uäbthe i t des Psrsonsls n i c h t . Die Aneendungsaoeglichkcit dsr KondensatorkanEV «a«re vo« Stand-punkt der Se?.genauigl<eit aus gesehen idea l , aber der vci-haeitnisn-dessig enge Ee:bereich bsein-t r a e c h t i g t diese " o - g l i c h k e i t . Aui-erdsa nacht es d ie Größte der Ka-ner unaoegilch, rtisse an d*nFingern anzubringen und das Tragen derselben tu t rdo den Arzt bei ssiner Arbei t behindern.

375 -

Den fbri der Strahl an: chu izf j Ine setzt ihre geringe Ef-pf»nd 1 i chfeei t ia Eereich der rohen EnergieSüüie ihre schwierige Auswertung hsrsb. s=i Verwendung dsr Filadasineter erhalten wir nur inner-halb eines gegebenen Zeit infsrsal les Informationen 'jeher die Strahlenbelastung, dis Teilergebnisseder einzelnen Xessuioen lassen sich nicht getrennt ablesen.

Aus der* oben angcfuenrtsn tuenden hsbei »ir bei unseren Untersuchungen nicht nur f i l -dasineier bis.Ionisationskammern versendet, cor..jorn auch Tnerirolu-U'eszenz- und F-netclu'sirieszenz-Festkcerper»dosineter in Anspruch jenorten (Abc. 2).

Besonders fuer den 'iach'.eis der Strahlenbelastung an den Fingern hat sich das Toshiba Phosphat-Glasals ideal ersiesen /fD-PE-1; FD-PB-1/ ebenso die Tiisrioluaineszcnzdosiaeter (Abb. 3).

Die geringe Groesse der Fest'-oerperöoskebr gestattet es, ä'£> sie zur "essung an den Fingern,den Handruecken und Handteller so angebracht »erden koennen, da3 sie bs: der Arbeit nicht stoeren.

Der groesste Nachteil dk- Festkoerperdosiireter i s t ir.re grosse Ener-gicabhaengigkeit. In Verlaufunserer Untersuchungen konnte dieser- Stoerungsfaktor jedoch ai£er i'>chl gelassen sf.rdsn, da inEnergiebereich iir Co-öJ-GaV'3Str?hlen auch die Streu':cr.;joneriten von solch hoher Energie sind.h,V* lieV/, daS sie keine nenfvgssa.-te üessungsgenauigkeit verursachen, selbst dann nicht, wennwir keine F i l te r verwenden, \ .

Als Auswerlungsgeraet fuer die Glastasheter versEndeten u i r das Toshiba FGO-30 Grundgeraet(Abb. h).

Als Thernoluuiinesz2r.2-D3si1r.eter haben wir rait Kangan akt iv iertes Calcius-Sulphat benutzt, dessengrosser Vorteil darin besteht, da3 seine [,?pfimilichkeit auch das empfindlichste Tushiba-Phosphat-glas ueber t r i f f t . is Verlauf unserer Untersuchungen kennte der bedeutende Fading unbeachtet bleiben,da wir die Auswertung innerhalb von 20 Minuten nach darr Eingri f f durchfuehrten. In d&r Zwischenzeitlagerten wir die Djskcter bei - 32 C und so gelang es, den Fading von 10* auf 1% zu reduzieren.Die Auswertung aurde a i t de.n Vakutronik VA-K-30-Geraet vorgenonsien (Abb. 5). ;

Zur Sicherung 6er genauen V.e'Sergebnisse, ?ooie zur Feststellung der Streuung zwischen dsn einzelnenibsinelertypen fuehrtci s i r einen Phar.tonvcrsuch b3i VervEndung e'nss Co-BO-Standarripraeparateso i t einer Genauigkeit "on - 2/i durch, k'ir fuehrten achnlichs Sestrahlungs- und Streîungsverhaelinisse .s i t die bei der Behandlung entstehenden herbei und nahmen Sinultan-f.'essungen mit Fi 1 n- und Fest-ko5rperu«sii;etern sovis Bi t der geeichten Frieseke-Hoepfner Luftaequivalent KandionisationskaâerTyp rn 4?3-ß und der Geeichten PTü-Kondicneterkaaner vor. Die Äusêriu.'!!; der Fi In - und aanganakti-vierten Calciim-Sulphat-Djsiistgr erfolgte n i t eine^ f re i lu f tdosis-ks l i far ier ien Standard, die derPhosphatglasdosifiC-tEr dagegen suf der Grundlage re fer ie r te r Glasser. Die mit dsr lonisations-aeihide festgelegten teerte betrachien vir als lOuîy 95113U. Dieseir. entspricht auf der Abbildungdie durchgehende Linie, waer.rend die beiden unterbrach«rien Linien die Fehler - 20,* angeben. Auf-f a l l ead \c\ rff c vcrhaeltnisxaeîg grosse Streuung bei tisn Fikdos in eiern Sei den sanganaktivtertenC2lciiii?-Sulphat-Dj3i:otern weichen nur die in der tische ier unteren Kargrenze gelegenen »erte nehrals iO% von der tatsaschl icnen Dosis ab. Die n i t den Phcsphatglaesern ce.Tiesseneri Dosis.-frte naehemsich ; : i t einar gering ei Fehl erbrei ie von - 1G.i der. n i t α^r (cnisaiionsrr.sthods fsstoclcgien Dasen.

Zwischen den s inul i in tastrar-Hen Dosinetern i s t die naxiaalste Abi-eichung 30% (Abb. C). ;

Unsere Weisungen fuchrisn v i r bei lokaler Behandlung von Utsrushals- und Utsruskoerperkarzinonen ' Bei

durch. Die jeweils benutzte Gssaniet.tivitaet des Co-6Ü lag fallweise zwischen 70 und HO sg Ra " e raequivalent. In

von20.gelc

»I».

- 377

wehrend e iner Einlage k o n t r o l l i e r t e n s i r d ie S t r a n l e n b d a s k n g des d ie üenandlung durch-

Jährenden A rz ies , des ass i s t i e renden Ar2tes umi der Operationsschwester sos is des Kraiiktn-

t raegers .

Dia Dosimeter brachten wir vor dem Betreten des Behandlun^srauT.es auf folgende -.eise zn:

';=ben aas fer taaehrend in B r u s t h ö h e g e i r j j s n e F i l s d o s k - j i s : - p laz ie r ten v i r eine Victoreen ':-

302-KaMEr. Au3erdea legten w i r D o s i s f i l r e und Konder,s:.{orl-n-"ern an c.n liandgalenktri ut i j in ~\

H?ehs der Gonaden an. Glas- bzw. Ther i r -o luninsszenz-Lbr-Eier wurasn in <;en Gu-nifianj.-cliuhtüi beider ••••'i. jeride, i n Hoehe des o b e r s i t n F ingerg l iedes und des Fingergrundgelenkts auf der Suedc t i U ü t r '.Finger angel eyt . «e i te re D. i sue te r der g l e i c h e Art fcrHcnir;n - i r auf de- i ' . in j ru. jc tnn, u:Lur den :-!'Handgelenken, ueber den Geraden.so* ie an dir S t i r n ueber den Augenbrauen an. D^e GlcJaosbeter„urden d i r e k t auf der Haut m i t einem Kiehsctre i f fcn b e f e s t i g t , ebenso d ie r . j nganak j i v i t r t en

Ca lc iun -Phospha t - jos i i t e ie r , u d e n e s ic i : ?r. einer zugescrv.eissten, duenn.-ar.jipen Folyaethylcn. 1tasche oder einer Tef lonkapsel befanden (Abb, 7 ) . j

Die Ergebnisse unserer Messungen fa3 ion wir in einer Tabel le zusammen und verg l i chen sie - f t denAngaben von Hotai i i - ' - ' i i ) p r - . .Ufcr und Robb-Ell i s . Unsere rr^crr jeonisse L c ie- jcn, welch - . icht ina f- •Ru l le der Abstand und der Z e i t f a k t o r vom Standpunkt des Strahlenschutzs;-: i u s sp ie len (Tab. 1 ) . j

LN d ies zu demonstr ieren, geben w i r e in ige bei den Einlagen gesonnenen tfcOergcbnisse bel-anni.ü'aehrend der li'essungen verwendeten d ie Aerzte d ie a l lgemein gebraeuchlichen Instrumente undfuehr ten d ie Behandlung i n den gewohnten Arbeitsrhythmus aus.

Der 1 . A rz t benutzte bei des E i n g r i f f kurze Ins t ruaen te , j a es kau sogar vor , da'3 er das Praeparat ,imit den Haendsn beruehr ie . Da ihm d ie notwendige Roui ine bsi den Einlagen f e h l t e , benoc-ligte ereine verhae l tn isnaess ig lange Z s i t . Dieser Arzt e r h i e l t v- Dauseti der l inVen Hand S3, an Endglied 'des Ze ige f i nge rs 112, an Handruecken 38, an DauT.en der rechten Hand 43, aa Zeigef inger b2 und amHandruecken 15 nR St rah lenc-xpos i t ion , an Kopf, i n der Schla^fengegcnd waren b nR zu nessen,Kaehrend d ie Gonadenbelastung ger inger a l s 1 r.3 war. In dieser. Fa l l fuehr te der Arzt bei dsr ße- :-handlung d i e E'nlage eines 75 mg radiusiaftquivalenten Ca-bO-Praeparat es inncr l ia ib von 1 Minute

durch. '•

Der r o u t i n i e r t e 2. Arzt benos i ig te zu einer aehnlicher. Ethanda-ng 45 ScViitnien, die Einlage btstand V';

aus 100 ag radiupiaequivalenten Co-K). Er beruehrte d ie rjf-schlössenen Praci^jrate nicht n i t den ^ f

Haenden und arbe i te te a i t l angs t i e l i gen I t rur. tnten. Derzufolge «aron ari Hingen ü&r linken Hand | ]

18, ara Zeigef inger 49, an Handruecken 9, an Daunen der rec-itcn Hand 15, ;n Zeigefinger 14 und an i|] i

Handruecken 6 r.R Strahlnnbelastung zu nessen. Die b'etyurkle a-. Kopf s e i g k n 3 *H, waehrtnd die j / . ]

Strahlenbelastung afi Thorax und an den Gsnaden ebenfal ls geringer a ls 1 n^ nnren. t- ,j

Der 3. ass is t ierende Arz t , der waehrend ;!•-• Einlage die Vagina offen h i e l t , e r l i t t an der l inken v;,.

Hand eine wesentliche Stranlenaxposi t i o n , da er a n s t e l l t der not*endiQen Ir.struaentc die Fingtr r.-. •

seiner l inken Hand benutzte. So waren am l inken Daunen 70, sn Zeigefinoer 6 j , an Mi t te l f inger 40, f.

an Ringfinger 43 und sä Handrusoken 24 mR zu ".essen. Da er nicht d^rch t inc UUiaand ge-,cliuctzt aar, £-.betrug d i e Sanadsndosis 15 oR. Diese Dosen baten s i r bei üer Einlage von 100 sg radiu.-.aequivalcntti-j jfc['

Co-50 genessen. =«

Bei den beiden Operationsschwestern /A und ß/ ergab sich febende Sirstilcnbelastuna: v;ir konirol-^ - J ; -Werten Schwester A bei ihrer Taetigkeit eaehrend eir-sr Einlage van 7J ,-g raaiuvaeouivalcntes Co-5Ü. v ^_; ,In der Zeit zwischsn des Herausnehaen des Praeparates aus der. Tresor bis zur Einlage betrug die g ; :von uns gemessene Strahlenbelastung an Dau-,en dir l inken Hsnd 73, a? Zeigefinger 82, an Kir.druecken >|V-|2Ö, aia Handgelenk 5, an Dsunen dsr rechten Hand 52, as Zeigefinger 95, an Handruecken 33, an Hand- |5j;|

gelenk 10, an der Stirn 12 und in der Gonadenregion 5 BH. , <i|j|j

- 178 -

Schwester ß, eine routinierte Schsester, kontrollierten sir bat der Behandlung n i t 100 ng radfus-aequivalentsn Co-60. Infolge ihrer geuebten, schnellen Arbeitsweise ergaben unsere üessungan anDaumen und Zeigefinger der linken Hand je 40, an Handruecken 12, an Handgelenk 10, ao Dauaen der ; r..-,rechten Hand 35, as Zeigefinger 40, an> Handruecken 11 , ac Handgelenk 10 und an den Gonaden 3 DR. ' ,Die Straiilanexposftion zn der Stirn zeigte 13 niR und mr infolgedessen, da?, die Schwester kurz- ., [2Jsichtig is t und sich deshalb bei der Arbeit naeher zu dem Praeparat herunterbeugte. , r,n

Bei der Schwesternschuelerin C erreichten die gemessenen Berte fast das Doppelte an den obenge- •nannten fte'-'puiikten, eine Folge davon, daS sie noch ungeuebt und langsasi arbeitete. In ihresi Fallbetrug die Vorboreitungszeit 4 Hinuten im Gegensatz zu 1 föinute bei der routinierten Schwester.

• MMit besonderer Aufmerksamkeit beobachteten eir die Taetigkeit einer Nachtschwester, bei welcherdas Filndosineter wiederholt außergewoehnlich hohe Werts bei der Auswertung gezeigt hatte. Es rris te l l te sich heraus, daß sie aus Bequemlichkeit die Kobalt-Einlagen, *elche in den fruehenMorgenstunden entfernt werden mußten, nicht an dem strahlengeschuctzten Platz, sondern an einem [6Jeinfachen, gynaekologisc'nen Untersuchungstisch vornahs. So erhielt sie bei der Herausnahme von r,-i100 cig aequivalentern Co-oQ eine Strahlenbelastung an der linken Hand von 170 nR, an der rechtenHand von 130 ER und in der Ganadengegend von 130 nR. [8J

Die obigen Messungen bestaetigen, da*3 bei den Aerzten bsi durchschnittlich 40 Einlagen im Monat rq-iis allgemeinen « i t 80 mg radiuiaaequivalentem Co-60-Praeparat die maxipale Strahlenbelastung derHaende um etwa 4,5 R betraegt, d.h. sie bleibt noch unter den zugelassenen Werten von 6 R/Monat [1O]zurueck. Die Strahlenbelastung des Kopfes macht im fiionat etwa 200 aR aus, wogegen an Koerper nur1/6 der zugelassenen ibsis und an den Gonaden nur 1/10 derselben erreicht wurde. Selbstver-staendlich liegt die Gonadenbelastung bsi den Schwestern wesentlich ho eher und erreicht monatlich [12]gegen 200 nR, aber auch dies uebersteigt noch nicht die Grenzen der Norm.

Das Ziel unserer Untersuchungen ear, die Strahlenbelastung des auf der strahlentherapeutischen Abteilung [14der ßudapester Universitaets-Frauenklinik taetigen Personals festzustellen. Unsere Messungen zeigten r^-iein befriedigendes Resultat und bestaetigten, daß bei den Angehoerigen eines routinierten Teams dieStrahlenbelastung wesentlich unter der zugelassenen Hoechstdosis bleibt. Unzulaessig hohe Strahlen- [16]expositionen erleiden nur diejenigen Mitarbeiter, «eiche grob gegen die Vorschriften des Strahlen- r..--iSchutzes verstossen. - ^ -*

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[21]

Literatur:

- 379 -

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381 .

fei--

Abb. 1 : Angaben der Strahlenbelastung des in radiologJschcnAbteilungen taetigen Personöls der Budapester "edizinischen

Univfsitaet ia Jahre 1967r -•

-

^ Γ *

I"1

'ii!::':.

Abb. 2: Verschiedene Typen der L:i unsjrjn Unier,suchungen benutzten PßrsDnsndosicetern

3 8 2 .

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Abu. 3: Verschiedene Typen von iostiiba-fokota-GiasdosiiitutsrnKapseln befindlichen manganaktfvferten Calcium-öuifdin

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1

Abb. k: Toshiba- FGD-Glasdosimeter

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Abb. 5: Vskutronfk Vi-K-30 TheraoluBineszfnz-Dosiaeter

- 363 -

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o Clnsöüsirntlern CqSOa'tin Dc~imclcr" FilrnOosirnctcr

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Abb. 6: (!e?e:";-.':nfsse der Fesikoerper- bz«. FUndosiseter"" " " " vcr-nlichen ni t den ne^ergebnissen der geeichten,

enürglflunabhaengigen lonisatJonskamner

'SJ.

Abb. ?: Anbringung deran der Hand d:s unicrsucdendsn Arztes

(0 .10 sec }

384 -

CALCULATION OF THE EXTERNAL 6AEKA DOSAGE FROW AIRBORNE CLOUDS

D. S2EPESICentral Inst i tute of Keteorology,Budapest

A cloud of radioactive material released instantaneously into the atmosphere, spreading un-der the action of turbulent eddies and possibly subject to set t l ing or to washout by pre-c i p i t a t i o n , could i r rad ia te people downwind in the following «ays:

Externally:1 . during of the airborne cloud and2. af ter deposition of material on the ground or skin.

Internally:1. by inhalation of airborne material and2. by ingestion of deposited material.

Alpha, beta or gamma radiation might be involved in each case. However, most routine processwastes or accidentally released fission products would be primarily beta or gamma eraitters.Furthermore the range of influence of alpha emitters is in general so small and their halfl ives are so long that they can be treated in nearly e l l respects by the same computationmethods as would be applied to nonradioactive toxic agents.

External beta radiation is received only fron emitters located within a few meters of thereceptor ouing to the short range of beta particles in air. In clouds of the dimensions ofseveral Dieters or greater, therefore, the external beta dose rate is proportional to thelocal concentration of beta emitting atoms within the accuracy of the prediction, or mea-surement, of the concentration. Gamna radiation on the other hand has a mean free path in airof the order of 100 meters. In order to calculate the ganna dose rate, i t is therefore ne-cessary to integrate the radiation from a volume which nay be comparable to, or greater than,the dimensions of the cloud. In both cases the total dosage is calculated by integrating thedose rate with respect to tine.

In the present treatment a l l particles of the cloud have been assumed to pass the receptoreith the mean wind velocity, and only isotropic turbulence has been considered, but other-wise no simplifying assumptions have been nade.

The gaijna energy absorbed per unit mass in the body exposed to a radioactive cloud would beapproximately the same as that absorbed in a i r . This is the product of the time integral ofthe total energy f lux, $ /föeV/m /sec/, and the mass absorption coeff icient, μ /mtyg/. Thedosage Is then B

Dg/MeV/g/ . M J 0 dt

Assuming sea level air density and converting to roentgens

DG/r/1 r

3 6,8 x1010SeV/ß3 'c0dt

-1»here μ » linear absorption coefficient for ganaa radiation in air at sea level/meter" /.o

. 385 -

The f l u x fron each inf in i tesimal volurae element, dV, of the cloud would be, in the absenceof an intervening absorbing mediuci,

y r dV

4n r 2

«here A „ » rate of g;.nraa energy emission per unit volune in mi 11 ion electron volts per

cubic meter per second,r - distance between volume element and receptor in neters.

In an absorbing but noiscattering medium, the f lux would be:

. . - - - ' • • QLexp / μ r / ] dVd Cj . I

In an absorbing and scattering medium, the f lux due to the direct ray alone would befurther attenuated by scattering

4 n r 2

4 dV

»here μ is the linear scattering coefficient /meter* /. When the scattered radiation fron thevolume element, dV, arr iv ing at the receptor from a l l direction is added, the flux f inal ly be-comes

[B * . exp/ - μ ^ / ] dVd 0 . _J1_2

h n r

where B - ault iple-scattering build-up factor, a complicated dimensionless function of μand the gamma energy, n - total absorption-scattering μ • μ /meter-1/, μ is about0,01 noter in air for gamma energies af the order of 0,5 to 1 MeV. ^ μ , the mean freepath, is therefore about 100 meters in the present application. In the range of interestfor meteorological problems, i t can be represented approximately by the formula

The "attenuation factor" w i l l be denoted in the following discussion by

B exp / - μ /J L J LG/r/

9 *) *) 7

where r • /d-Ut • x/ • y • z in the coordinate systea with x and y the downwind and crosswind disiances, respectively, of the receptor from the center of the cloud: d is the distanceof the receptor from the o r i g i n of the release: and " and t have their usual meaning. Thenthe gamma dosage becomes

hn x 6,8 x 10 r'eV/m /r

'OX 'x G/r/dx dy dz dt

- 386 -

Assuming isotropic d i f fus ion, the "concentration factor" ) t Q would be

2

o

2° 2

* exp

x exp ( - -—H-i- )j Uo

where Q - gaania source strength in mi l l ion elektron volts per second, corrected for decay,

z - height above ground in meters,

o - C/üt/ , a length, in meters, proportional to the cloud radius, according to Sutton's

formula.

Substituting X „ into D,,, the working formula becomes

f ( 1°" (GG . . . ,n1U ,. , 3 /

n b,o lu iiiev/üi . r

i l l ( To 1 /J J J J [Q6 exp -

exp . L - ! _L ] (n3 /2 o7

3 )"1 6/r/dx dy dZ dto 2

In the formula meteorological conditions are taken into account by th j conplex frequency ofthe wind direct ion, wind velocity and the atmospheric s tab i l i t y . To evaluate these meteoro-logical parameters i t is necessary to know the local wind and atmospheric s tab i l i t y condi-tions of at the least one year long period. After completing these s ta t i s t i ca l evaluations,we carried out calculations by the use of our «orking fornula in the environment of theplanned atucn'c powerplant for 16 points of the 8 wind directions. In the calculations thefollowing radiophysical, meteorological and industr ia l parameters were taken into account:

d Q G— - 1 k Ci/hour the rate of the emission of the fission products,dtE • o. 7 tilev the ganna ray energyD- r/year -the rate of the accumulated gamma dosage in the environment of

the power plantH • h »4h ti the effective stack height, whereh - 100 m, 150 o and 200 ir, -the physical stack height,

Äh - 10 n r ise of the plume above the stack,d « 5,6 a stack diameterv • 6 m/s stack gas velocityt » 20°C stack gas temperature

Calculations were carried out for dif ferent stack heights of h » 100 B , 150 m and 200 n. Theresults of the calculations are presented in Figures 1,2 and 3. According to these resultsan increase of 50 n in {lie stack height has a pronounced effect on the surface d ist r ibut ionand on the values of isodosage lines.

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Paks, Q*lkCi/ftour h= 700 m.

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-388-

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- 390 -

EI'iE AUTOKATISCHE EiWICHTU'JG ZUK EI'OASPFEK VON FLÜSSIGKEITENL'HD DIE BESTIOTIG DES DABEI AUFTRETE'JDEfl SELEKTIVE« VERLUSTE

!•!. HELGREM, E. TSCKIRFAtominstitut der QesterreicMschen Hochschulen

Zu den routinc-.ae?igen Aufgaben des Strahl c-nschutzes as AtominsHtut zaehlsn "esssungen derAktiv!taetskonzsntration in Abwaessern, Grunduasserbrunnen, in Danaukanal u.a. Un eine r.ocg-l ichst hohe Ka?.sepfind 1 ichkeit zu erhalten, nu3 dabei das Eindaispfverfahren angewendet wer-den, wobei sich mit steigender Zahl der zu untersuchenden Proben eine nachsende Arbeitsbe-lastung fuer das die Preparation durchfahrende Personal ergibt.

Aus diesen Grunde surde eine Anlage gebaut, die a l le caenrcr.d des Eindair.pfvorganges notwendi-gen Kartungsarbeiten ueberfluessig nacht. Kit dieser Einrichtung koennen gleichzei t ig dreiProben direkt in.die Üie?schaelchen eingedampft »erden, eobei fuer eine Fluesslgkeitscienge von0,5 1 eine Aufbereitungszeit von ca. 3 Stunden erforderl ich is t .

Da beiß Einds^pfverfahren Verluste des zu konzentrierenden Materials zu era-arten sind, rurdencrit der beschriebenen Anlage Versuche unternommen, un fuer einige wichtige radioaktive Isoto-pe diese Verluste zu ermitteln. Es zeigte sich dabei, da3 bei keines Isotop die Verlustratehoeher als 45/£ xar und da.?, dadurch das Verfahren fuer Rcutinenessungen geeignei erscheint.

Beschreibung der Anlage

Es handelt sich ua eine Weiterentwicklung der ersten/ schon 1n65 am Atominstitut gebauten An-lage [ i ] . In Abb.1 ist die Einrichtung scheuatisch dargestel l t . Die Fluessigkeit wird in denVorratsbehaeüer gefuel l t , dsssen von einen Magnetventil regulierter Auslauf in das fööäschael-chen fuehrt. Die Verdampfung besorgt eine elektrische Heizplatte in Verbindung n i t einem Ven-t i l a t u r .

Um den Fluessigkeitsspiegel in Meßschaelchen auf der gewuenschten Hoehe zu halten, is t ein KeS-fuehler ueber einen Segelverstaerker mit dera Magnetventil verbunden. Sobald der Fluessigkeits-spiegel absinkt und der Fuehler keinen Kontakt a i t der rluessigkeit mehr hat, wird das Magnet-vent i l geoeffnet. Ein zweiter Kc3fuehler ueberwacht den Vorratsbehaelter. Wenn hier kein Kon-takt of t ü'er Fluessigkeft besteht, sfrd Heizplatte, Ventilator und die Strosversorgung fuerdie Verstaerker abgeschaltet, der Eindaopfvorgang i s t damit Sendet. Die Bs?fuehlerschaltungsetzt einen gewissen Leitwert ö&r Fluessigkeit voraus. Bei sehr kleinen Leitwerten sie z.B. imFall von Aqua dest. is t der Zusatz von Spuren eines Elektrolyten not»endig, uci eine sichereFunktion der Anlage zu gesaehrleisten.

Die hergestellte und hier beschriebene Einrichtung (Abb,2) besteht aus 3 Einheiten, es is t da-her die gleichzeitige Aufarbeitung von 3 Proben noeglich.

Die Eindaspfleistur.g betraegt bei Verwendung von 5!e?.schaelchen rait 5 Ca Durchmesser etea 170 cm / h ,fuer Trinkwasser, Grundwasser und Oberflaechengesaesser aus Fluassen und Seen is t eine Fluessig-keitsnenge wn 1 I notwendig, uu n i t der njcrJolgenden Akti /'tietsmessung in ei nan 2 Pi-Surch-fli/Jzaehler Konzentrationen von ca. 3 pC/l noch nachweisen zu koennen. Fuer diese Proben be-traegt die Aufarbeitungszeit Jäher G Stunden.

Verluste bein Einda^pfvorgang

Es fst zu erwjrtsn, da?, ein Teil dsr in der Fluessigkeit vorhandenen radioaktiven Isotope»aehrend des EinJanpfVorganges fuer die spaetare Aktivitaetsrsssung verloren geht. Diese Ver-luste sind vor, der Art des Isotopes, aber auch von der Einjanpfaethode abhaengig. Ü3 sie fuer

391 -

einige im praktischen Sirahlenscnutz of t vorkommende Isctope zu bestinoan, wurde ui t der be-schriebenen Apparatur wie fo lgt vorgegangen [ z ] .

Das zu untersuchende Isotop vurds in def inierter Senge in 1 1 nasser gebracht und den Ein-dainpf verfahren unterzogen. Das Resultat der darauf folgenden Akti vi taetsisessupg mittels eines2 Pi-Rethandurchflitfzaehhrs konnte dann mit der tatsächl ich vorhandenen Konzentration inBeziehung gesetzt und daraus die Varlustrate fuer das Isotop ermit tel t »erden.

In einzelnen haben wir folgende Untersuchungen durchgefuehrt:Bei Ktu in Form von Kaliusithyocyanat (KSC'J), das fuer die Untersuchungen besjnders vor te i l -hafte Eigenschaften hat (die re la t ive Qberflaechenspannung gegenüber reinen ü'asser is tgroeßer als 1 , daher kein Kriechen des Eindanpfproduktes ueber den Schalenrand; sehr kleineHygroskopie} wurde ein mitt lerer Verlust von 23,5 % festgestel l t .

Cs als waessrige Loesung von Caesiumchlorid (CsCl) ergab einen durchschnittlichen Verlustvon 37,8 %.

Sr als Loesung von Strontiusichlorid (SrCl-) is t einem ni t t leren Verlust von 23,7 % unter-worfen.

Schließlich l ie fer ten die Versuche mit J in Form von CaliuoJodid (Kj) eine selektive Ver-lustrate von 44,5 %.

Die bei den Testloesungen versendeten Aktivitaetskonzentrationen lagen zwischen 3 und 30.10μ ^ c m .

Tabelle 1 bringt eine Zusammenfassung dieser Ergebnisse und der dazugehoerigen Fehlergrenzen:

Isotop

.,40

Verluste in %

Cs1 3 7

>

23,5 • 6,937,8 '* 7,523,7 0 0 , 944,5 *• 5,6

Diskussion

Die ermittelten durchschnittlichen Verlustraten zeigen, da's bei An»endung der automatischenEindaiapfanlage Routinraessungän mit jutea Erfolg durchgefuehrt eerdan l-.osnnen. Wenn man fuerjede Messung von vornherein einen Verlust von 30 % der Aktivitaet annimt, dann kann fuer dieoben untersuchten Isotope der Fehler in unguenstigsten Fall ca. • 20 % betragen.

Literatur

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. 392 .

Regelverstärker"Vorratsbehälter"

Ventilat oi'

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Meßfühler "Vorratsbehälter"

• s

3

Strom-

- r-„•••• Vorrat s"b ehäl te rmit F lüss igkei t

^Magnetventil

X Regelverstärker"Lfeßschälchen"

MeßschälcheMeßfühler"Meßschälchen"

Heizung

Abb. 1 : Scheaatische Darstellung der Eindampferanlage

2: Ansicht der Eindaspfaniags (der dri t te Eindaapfsatz ist nichtIΒ Sild zu sehen).

mehr

J

- 393 -

Autoren - Verzeichnis:

Aiglnger, H.: 43Aubach, N.: 37Andräsi, A.: 276

Bekfes, E.: 206Biro, T.: 256, 291, 296B'sztray-Balku, S.: 159Bitt , H.: 70Bogdäny, B.: 145Bojtor, I . : 145, 211Bornenisza-Pauspertl, P.: 214Boros, L.: 137, 375Boese, A.: 11ßozöky, L.: 223Buchiela, K.: 101

Cziboly, £ . : 296

Dwe, S.: 206Oosay, K.: 159, 211

Eisner, H.: 37Etzersdorfer, E.: 250

Farkas, A.: 128Feher, U: 223, 256, 276, 336Foeldes, I . : 291

Gaal, A.: 336Gyenes, G.: 128

Haeliczek, F.: 1 «Heigren, K.: 390Hizo, J . : 183Hoertner, H.: 363

Irlweck, K.: 22

Kasa, 137, 375Keck, ü.: 32Knoliaayer, G.: 115KoczkSs, 6.: 145, 159Koetel, Gy.: 276Kowalski, E.: 134Krasznai, I . : 291Krocza, ».: 359Kurcz-Csiky, l . : 329, 336

Locker, A.: 13

• Kakra, S,: 163Kaushart, R.: 179Bledveczky, L.: 214Meszaros, I . : 259

Niki, I . : 152

Polgar, E.: 329, 335Predmerszky, T.: 354Pusch, W.ü.: 76

Saueraann, P.F.: 190Schaefer, ».: 190Schoenfeld, Th.: 22. 250Schuh, H.: 86Sluka, F.: 350Spalek, K.: 112StuErzer, H.: 113Suha, Z.: 206Suschny, 0.: 5Szepesi, D.: 384

Tanacs, B.: 296Tocroek, I . : 137, 375Toth, A.: 341Tritreraiel, Ch.: 108, 362Tschirf, E.: 87, 390

Uchrin, Gy.: 296Urban, A.: 267

Vana, N.: 23Viragh. E.: 267, 336Vychytil, P.: 9

«anderer, E.: 93, 307»oller, G.: 271

Zsdanszky, K.: 183

394 -

INHALTSVERZEICHNIS

fei-

Vorwort des Presidenten des Oesterreichischen Verbandes fuer Strahlanschutz 1

Botschaft des Presidenten der IRPA 3

Aufgaben der Ikgebungsueberwachung in internationaler S i c h t . . 5

Usmeltuebereachung, Erfordernisse und gegensaertiger Stand 9

Gesetzliche Grundlagen fuer die Personjndosimetrie in Betrieben 11

Biologische Parameter in Anwendung auf die Personendosiraetrie , . . . . , 13

Zur Bewertung der G«taehrlfchkeit von Radionuklidaktivitaeten in der Itegebungsueber-

wachung Im Hinblick auf die innere Strahlenbelastung 22

Grundlagen der Festkoerperdosimetrie , . ?3

Langlebige Radioal:tivitaet in Hochgebirge 32

Radioaktivitaetsuntersuchungen der Firnruecklagen eines Oetztalor Gletschers . , , . . , . 37

Korrektur von gemessene:! kontinuierlichen y-Spektren mit Hi l fe von Ansprechmatrizenund Rechenprograwn t 43

tniwick lung einer Kadiosondenstation im Reaktorz entmin Seibersdorf zur Untersuchungvon bodennahen Inversionslagen * 70

Erforderliche Meßgeraete zur Beurteilung der Auswirkungen eines weitraeumigen nuklearen

Zwi schenfal 1 es 76

Kontinuierl ich messender und protspt anzeigender LuftmonUor 86

Ein Neutronendoslfieter fuer den Reaktorbetrieb 87

Die hydrologische und sedimentologische Ueberwachung des Vorfluters des ReaktorzentrumsSeibersdorf 93

Ein Ionenaustauscher auf Holzbasis fuer Entaktivierungszwecke 101

Ihgebungsueberwachung nach nuklearen Unfaellen 108

Organisation und Ausruestung einer Strahlcnschutzsondereinheit der NiederoesterreichischenLandesreg i erung 112

Spezielle Fragen des betrieblichen Strahlenschutzes bei der Isotopenanwendung und demAuftreten energioreicher Strahlung bzw. elektromagnetischer W i e n von Standpunkt desDi ens tnehaerschutzes . . . , . . . , , 113

Hoechstzulaessige Dosisterte - neßtechnische Probleme , , , . . . 115

Haeroatologische Veraenderungen bei chronisch-strahlenexponierten Arbeitern ..128

Leicht ablesbares kleines persoenliches Dosimeter fuer f/achwsis kombinierter Gawa-und Neutron ens trah lung ia !t gewoehnlicher Charakteristik 134

Die Strahlenschutzprohleae bei der Roentgenkinematographie und nagnstische.n Bi ld-baiidaufzeichnung 137

Die Strahlenbelastung des Patienten bei der Betadrontherapie 143

- 395

Methods to measure radiation exposure to ihs population fron X-ray diagnostics comparisonof results obtained with big size f i lm dosimeter and big surface ionisaiion chamber, resp. ...145

Messung der Bestrahlungsdosis von Foeti in verschiedenem Alter waehrend RoEntgendurch-leuchtung und Roentgenauf nahmen , • J ^

Automatisch regul ier te Tiefenblende fuer Roentgenapparate mit Streustrahlerraster 159

Development of measurement techniques in the f i e l d of radiatior protection 163

Stand und Entwicklungstendenzen beim Bau von Ganzkoerperzaehlern .. . .179

Digital-Praezisionsdosiiiieter , . 183

Bestimmung des Dosisleistungssch'saechungskoeffizienten von Betonaischungen durch

Messungen an Betonzuschlagsstoffen , , .190

A thermoluminescent glass dosimeter 206

Estimate of a measuring method of low energy X-ray doses with energy-dependent fflip

dosimeter , 211

Remarks to the calibration of KQDAK fast neutron monitoring f i los 2H

Innere Strahlenbelastung - Strahlenschutzprobleine 223BestiiMungsmethoden fuer Sr-90 in Faekalien als Kontrollnaßnahnie bei der Herstellung

stark er Strah 1 enqu el 1 en 250

Investigation of t r i t ide aerosols by use of personal aerosol sampler 256

Kontrollraessungen der Radon-Luft-Konzentration an Arbeitsplaetzen bei Vorhandensein

offener radiumhalt ig er Verbindungen . . - . .267

Bemuehungen um ein oesterreichisches Strahlenschutzgesetz 271

Calculation concerning the c j l ib ra t ion of a whole body counter , 2?5

On the possibility of thyroid blocking after a single intake of Iodine 131 29114 3

Internal contamination hazard involved in the preparation of C and H labeled compounds ....29GFreisetzung von Radionukliden bei Reaktoren und Behandlung der Betricbsabwaesser 307Erfahrungen ueber in der Umgebung von Kernkraftwerken durchgefuehrte radiologische

Untersuchungen • • 329

Untersuchungen des Abwassers und des Klaerschlames in Hinsicht auf radioaktiveVerseuchung - . . . 336

Konzentration der Luft an kurzlebigen Radonzerfal'lsprodukten in ungarischen Kohnraeumen,

sowie die annaehernde Dosisabscliaetzung des Ateatraktes 3*1

Personendosiinetrie in asrztHcher Sicht 350

Die Strahlenbelastung der Bevoelkerung bei nuklearen Unfasllfin 354

Probleme der Messung von Cs-137 in Rindfleisch 359

Umgebun^sueberwachung nach nuklearen Unfaellen ' J '

Freisetzung von gasfoernigen Aktivltaeten bei Kernkraftwerken 363

Strahlenschutzerfahrungen bei gynaekologischen Strahlenbehandlungen • 375

Calculation of the external ga*aa dosage fron airborne clouds - 384

Eine automatische Einrichtung zua E1nd3»p'en von Flüssigkeiten und die Bestimaung der

dabei auftretenden selektiven Verluste - - '

II y - International Nuclear Information System (INIS)

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