Die Messstelle untersucht seit den 1960er Jahren Lebensmittel, Futtermittel und Umweltproben auf Radioaktivität. Bitte wenden Sie sich für Auskünfte zu den Labordaten der Messstelle an das Funktionspostfach landesmessstelleumweltradioaktivitaetfhh@hu.hamburg.de
Aktuelle Arbeiten - Endlager Morsleben Übersicht über die wesentlichen Arbeiten in den Kalenderwochen 13 und 14/2018 Gewährleistung der Betriebssicherheit Bergleute müssen das Endlager nach Berg- und Atomrecht betreiben. Auf der 1. Ebene (Sohle) wird in der Nordstrecke damit begonnen, mehrere Bohrungen zu erstellen. In ihnen soll mittels Messtechnik (Mikroakustik) der Bereich um den Abbau 1a, einer Lösungszutrittsstelle, zukünftig umfangreicher geomechanisch überwacht werden. Die Seilfahrtanlagen im Schacht Bartensleben werden durch Sachverständige (TÜV Nord und DMT) untersucht. Diese gesetzlich vorgeschriebenen Prüfungen erfolgen Jährlich, bzw. zweijährlich. Die Ergebnisse zeigen, dass diese sicher betrieben werden können. Die Giebelwand des Umformergebäudes wird durch den Betrieb verschlossen. Die Wand musste geöffnet werden, um den Leonardsatz, eine ehemalige Anlage zur Spannungsumformung, aus dem Gebäude zu entfernen. Die Anlage wird für den Betrieb bereits seit längerem nicht mehr benötigt. In der Abluftüberwachung des Schacht Bartensleben werden die Sammler für die Überwachung von Tritium und Kohlenstoff-14 gewartet. Die Grubenluft wird auf die zwei radioaktiven Gase untersucht. Die Wartung findet halbjährlich statt. Einblick Aufgenommen im April 2018 Das Labor der betrieblichen Umgebungsüberwachung. Eine Mitarbeiterin arbeitet mit einer Probe, um die Konzentration von Tritium (H-3) zu bestimmen. Tritium oder auch schwerer Wasserstoff ist ein radioaktives Gas, das mit den radioaktiven Abfällen in das Endlager eingebracht wurde. Es entsteht als Nebenprodukt der Kernspaltung. Tritium ist ein Betastrahler mit einer Halbwertszeit von 12,32 Jahren. Eine Überwachung der Ab- und Raumluft wird so vorgenommen, dass die zu überwachende Luft durch sogenannte Tritium- und Kohlenstoff-14-Sammler geschickt wird. Beim Durchgang durch die Sammler wird das Tritium durch Absorption in Wasser und das als CO2 vorliegende Kohlenstoff-14 (C-14) durch Absorption in Natronlauge gebunden. Die gewonnenen Proben werden im eigenen Labor ausgewertet. Im Endlager Morsleben wird sowohl die Raumluft im Bereich der Einlagerungsbereiche auf der 4. Ebene mit H-3- und C-14-Sammlern überwacht, als auch die Abluft an den Schächten Marie und Bartensleben. Die Abluftüberwachung ist nach der „Richtlinie zur Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer Anlagen“ organisiert. Über die Aktuellen Arbeiten Mit den aktuellen Arbeiten bieten wir Ihnen einen regelmäßigen Überblick zu den wichtigsten Arbeiten und Meilensteinen im Endlager Morsleben. Die Arbeiten sind den wesentlichen Projekten zugeordnet, um den Fortschritt der einzelnen Projekte nachvollziehbar zu dokumentieren. Wir bitten zu beachten, dass nicht alle Arbeiten, die täglich über und unter Tage stattfinden, an dieser Stelle dokumentiert werden können. Bei Bedarf steht Ihnen das Team der Infostelle Morsleben gerne für weitere Auskünfte zur Verfügung. Links zum Thema Alle Wochenberichte im Überblick
Aktuelle Arbeiten - Endlager Morsleben Übersicht über die wesentlichen Arbeiten in den Kalenderwochen 3 und 4/2019 Sichere Stilllegung des Endlagers Die BGE muss die Funktionalität von Stilllegungsmaßnahmen aufzeigen. Für die Optimierung von Planungsunterlagen müssen Untersuchungen durchgeführt werden. Bergleute transportieren Bohrkerne aus dem Bohrkernlager der Grube Marie zur 1. Ebene (Sohle) Grube Bartensleben. Die Bohrkerne stammen aus dem Vor-Ort-Versuch (in situ-Versuch) für eine Streckenabdichtung im Steinsalz und sollen nach einer ersten Begutachtung von einem Dienstleister umfassend analysiert werden. Gewährleistung der Betriebssicherheit Bergleute müssen das Endlager nach Berg- und Atomrecht betreiben. Bergleute bohren auf der 2. Ebene der Grube Bartensleben Löcher in die Decke (Firste) und fahren diese mit einem Haken ab. So kann die Decke in nicht sichtbaren Bereichen auf Auflockerungen kontrolliert werden. Diese „Füllhakenprüfung“ findet jährlich statt. wieder auf den Normalbetrieb umgestellt. Ein Sachverständiger überprüft die Mechanik und das Seil der Fördermaschine im Gesenk 500. Die Fördermaschine ermöglicht neben Leitern (Fahrten) den Zugang zur 500-Meter-Ebene auf Schacht Marie. Mitarbeiter des TÜV Nord überprüfen die Tankstelle auf dem Werksgelände des Endlagers. Die Tankstelle deckt den Kraftstoffbedarf fast aller im Endlager vorhandenen Fahrzeuge. Die umfassende Betriebsprüfung findet alle fünf Jahre statt. Das Bundesamt für kerntechnische Entsorgungssicherheit (BfE) erteilt die Freigabe für einen Messplatz, der mit einem neuen Messgerät (Flüssigszintillationszähler) ausgestattet wurde. Es dient zur Analyse von Proben in Bezug auf radioaktive Stoffe, die niedrigenergetische Betastrahlung abgeben und kommt im Rahmen der Umgebungsüberwachung zum Einsatz. Einblick Aufgenommen im Februar 2015 Ein Ort zur Lagerung von Bohrkernen im Endlager Morsleben ist die Kammer 11 auf der 360-Meter-Ebene in der Grube Marie. Die Kammer dient als eine von drei Erweiterungen des zentralen Bohrkernlagers, das auf Grund seiner Auslastung keine weiteren Kerne mehr aufnehmen kann. Insgesamt lagern im Endlager Morsleben Bohrkerne mit insgesamt circa 9.000 Metern Gesamtlänge aus rund 200 Bohrungen. Die Bohrkerne aus geologischen Erkundungsbohrungen geben Aufschluss zum Aufbau und Struktur der Geologie der Grubengebäude des Endlagers. Die Gewinnung von Bohrkernen für die geologische und geotechnische Standorterkundung erfolgt aktuell vor allem im Rahmen der Erkundungsarbeiten zur Herrichtung eines Fluchtwegs auf der 3. Ebene nach Marie. Außerdem werden im Rahmen der Auswertung eines Vor-Ort-Versuchs für eine Streckenabdichtung im Steinsalz auf der 2. Ebene der Grube Bartensleben Bohrkerne aus dem Bauwerkskörper gewonnen. Die Analyse und Untersuchung dieser Bohrkerne dient dem besseren Verständnis des Bauwerks und hilft gegebenenfalls bei der Verbesserung und Optimierung der Konstruktion und Herstellung der Abdichtung. Kammer 11 ist eine von 152 Kammern, die während der Zeit des Nationalsozialismus zur untertägigen Lagerung von Munition aufgefahren wurden. Sie hat eine Abmessung von circa 22 x 18 x 2,5 Metern und ist in einem Abstand von circa 20 Metern zu den anderen Kammern angelegt. Nach dem Zweiten Weltkrieg diente die Kammer fast 25 Jahre zur Hühnermast und zur zwischenzeitlichen Lagerung von Giftmüll. Über die Aktuellen Arbeiten Mit den aktuellen Arbeiten bieten wir Ihnen einen regelmäßigen Überblick zu den wichtigsten Arbeiten und Meilensteinen im Endlager Morsleben. Die Arbeiten sind den wesentlichen Projekten zugeordnet, um den Fortschritt der einzelnen Projekte nachvollziehbar zu dokumentieren. Wir bitten zu beachten, dass nicht alle Arbeiten, die täglich über und unter Tage stattfinden, an dieser Stelle dokumentiert werden können. Bei Bedarf steht Ihnen das Team der Infostelle Morsleben gerne für weitere Auskünfte zur Verfügung. Links zum Thema Alle Wochenberichte im Überblick Geschichte des Endlagers Morsleben
MERKBLATT Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der Radiosynoviorthese (RSO) Grundlagen Die RSO ist ein Verfahren der Nuklearmedizin zur Behandlung chronisch entzündlicher Gelen- kerkrankungen durch Injektion von Lösungen mit Betastrahlern in die betroffenen Gelenke. Bei diesem, vor allem in Deutschland verbreite- ten Therapieverfahren werden die Nuklide Ytt- rium-90, Rhenium-186 und Erbium-169 in Form von kolloidalen Lösungen appliziert. Die Ener- gie des Betastrahlers bestimmt die Reichwei- te der Strahlung in Gewebe und damit ihre Eig- nung für die Behandlung eines Gelenkes in Abhängigkeit von dessen Größe. Tabelle 1 ent- hält einige physikalische Größen der genannten Radionuklide. Betastrahlung lässt sich durch Materialien nied- riger Massenzahl, z. B. durch Kunststoffe wie Acrylglas (PMMA), gut abschirmen. Es gilt die Faustformel: Die maximale Reichweite der Be- tateilchen, d.h. die zur völligen Abschirmung nötige Kunststoffdicke in cm, entspricht etwa der Hälfte der Maximalenergie eines Nuklids in MeV. Die Betastrahlung des Y-90 wird z. B. mit ca. 1 cm Kunststoff völlig abgeschirmt. In Luft ist die Reichweite dagegen um etwa drei Zehnerpotenzen größer, was in der Praxis häu- fig nicht beachtet wird. Als Faustformel gilt hier, dass die maximale Reichweite in Luft, angege- ben in m, rund das Vierfache der Maximalener- gie in MeV beträgt. Für Y-90 entspricht das einer Entfernung von ca. 9 m. Die Messgröße für die Personendosis durch Be- tastrahlung und niederenergetische Photonen- strahlung (<15 keV) ist die Oberflächen-Person- endosis HP(0,07) [1]. Bei Teilkörperexpositionen der Extremitäten ist HP(0,07) ein geeigneter Schätzwert für die Hautdosis. Der Grenzwert für die Organdosis der Haut für beruflich strahlenexponierte Personen der Ka- tegorie A beträgt gemäß Strahlenschutzverord- nung und Röntgenverordnung 500 mSv/a. Sachstand Bei der RSO eines Kniegelenks werden bis etwa 300 MBq Y-90 appliziert. Bei der Präparation und Applikation der Spritzen können hohe Radio- Halbwerts- Max./mittl. Max./mittl.Hautdosisleistung für 1 MBq (µSv/s) nuklid zeit Energie Punktquelle in 30 cm Abstand Reichweite in Gewebe 1) Gleichmäßige VerteilungTropfen von 0,05 ml (1 kBq/cm2)(1 kBq) (h)(MeV)Y-90642,28/0,9311/3,60,0300,560,38 Re-186911,07/0,383,7/1,20,0330,500,25 Er-1692260,34/0,101,0/0,30,0030,310,08 1) (mm) Hautdosisleistung bei Kontamination (µSv/s) gilt annähernd auch für Kunststoffe mit einer Dichte von ca. 1g/cm3³ (PMMA, PE, PP) Tabelle 1: Eigenschaften der zur RSO verwendeten Radionuklide (nach [2, 3]) lokale Hautdosen durch Berühren der aktivitäts- führenden Kanülen bzw. Spritzen oder durch ge- ringe Abstände dazu auftreten. Betroffen sind insbesondere die Fingerspitzen von Daumen und Zeigefinger. Abbildung 1 zeigt Messwerte der Dosisleistung an der Oberfläche einer Spritzenabschirmung aus Acrylglas (max. Wanddicke 6 mm) sowie in verschiedenen Abständen vom Kanülenansatz ei- ner mit 185 MBq Y-90 gefüllten 1 ml-Spritze. Die zum Vergleich angegebenen Werte, ohne Sprit- zen unterstreichen einerseits, dass dessen Ver- wendung unverzichtbar ist. Andererseits bele- gen sie, dass trotz ihrer Benutzung erhebliche Hautdosen auftreten können. Dies ist vor allem dann der Fall, wenn die Spritze während der Ap- plikation am Kanülenansatz mit den Fingern festgehalten wird, da die Abschirmung an dieser Stelle nur wenig schützt. Bedingt durch die hohe spezifische Aktivität, können zusätzlich schon winzige, unsichtbare Spritzer erhebliche Kontaminationen und ent- sprechend hohe lokale Hautdosen hervorru- fen. Kontaminationen durch Betastrahler verur- sachen im Allgemeinen eine um ein Vielfaches höhere Hautdosis als Gammastrahler gleicher Flächenaktivität! Behandlungen durchgeführt, um realistische Werte für die maximale Beta-Teilkörperdosis des Personals zu ermitteln. Aufgrund der inhomo- genen Strahlungsfelder beim Umgang mit offe- nen Betastrahlern, lässt sich die Strahlenexpositi- on nur schwer mit der erwünschten Genauigkeit bestimmen. Mit hochempfindlichen Thermolu- mineszenzdetektoren (TLD), befestigt an den In- nen- und Außenseiten der Fingerkuppen bzw. am Zeigefingergrundgelenk, wurden die lokalen Hautdosen gemessen. Im Falle von Kontaminati- onen wurden die dadurch verursachten Hautbe- lastungen rechnerisch abgeschätzt. Nuklidspezifische Messungen in einigen Einrich- tungen bestätigten die Erwartung, dass die RSO von Kniegelenken mit Y-90 den überwiegen- den Beitrag zur Strahlenexposition des Personals durch Direktstrahlung liefert. Dies ist auf die hohe Energie der Betastrahlung des Y-90, die re- lativ hohe Therapieaktivität und die verhältnis- mäßig großen Patientenzahlen zurückzuführen. In den meisten Kliniken und Praxen tragen The- rapien mit Re-186 in deutlich geringerem Maße zur Dosis bei. Beim Umgang mit Er-169 wird die Direktstrahlung aufgrund der niedrigeren Energie bereits durch die Spritze und die Hand- schuhe stark abgeschirmt, sodass nur geringe Hautdosen auftreten. Kommt es jedoch zu Kon- taminationen der Haut, tragen alle drei Nuklide in vergleichbarem Maße zur Hautbelastung bei (Tabelle 1, Spalten 6 und 7). Ausgangssituation Abbildung 1: Dosisleistung [µSv/s] an der Oberfläche der Sprit- zenabschirmung und in verschiedenen Abständen vom Kanülenan- satz einer 1 ml Spritze mit 185 MBq Y-90 (Werte in Klammern: ohne Abschirmung). Untersuchungsergebnisse an Arbeitsplätzen Vom Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) wur- den Untersuchungen an RSO-Arbeitsplätzen in 12 medizinischen Einrichtungen bei 21 Ärz- ten und 20 Assistentinnen während ca. 360 Zu Beginn der Untersuchungen des BfS wurde festgestellt, dass die Fingerspitzen des Personals in vielen Fällen mit lokalen Hautdosen von mehr als 100 mSv pro Therapietag exponiert wurden. Die- se hohen Dosen waren immer auf unzureichen- den Strahlenschutz zurückzuführen. Bei Rechts- händern wurden im allgemeinen Zeigefinger, Daumen und Mittelfinger der linken Hand am höchsten belastet, insbesondere beim Fixieren der Rollrandflasche mit der Stammlösung und beim Trennen der Kanüle von der gefüllten Spritze bzw. beim Halten des Kanülenansatzes während der Applikation. Die Hautdosen an der rechten Hand waren oft eine Größenordnung geringer. Mehrfach wurden beträchtliche Kontaminatio- nen festgestellt. Gemessen wurden bis zu 160 kBq auf der Handfläche, woraus sich unter praxis- typischen Annahmen Handbelastungen in der Größenordnung von 100 mSv, also etwa 20 % des Jahresgrenzwertes von 500 mSv, ergeben. Außerdem wurde festgestellt, dass die verwende- ten Latexhandschuhe gegenüber den Radionu- klidlösungen keinen zuverlässigen Kontaminati- onsschutz der Haut gewährleisten. In einigen Einrichtungen wurden amtliche Fin- gerringdosimeter getragen. Diese Dosimeter sind jedoch nur für die Messung der Teilkörper-Per- sonendosis durch Photonen geeignet und zuge- lassen. Die Dosimeter wurden zudem meist am Grundgelenk des Ringfingers der rechten Hand mit dem TLD an der Außenhand getragen. Infol- gedessen lagen die festgestellten amtlichen Jah- resdosen für die Haut in der gleichen Größenord- nung wie die vom BfS an einem Tag gemessenen Werte oder waren sogar deutlich kleiner. Die durch eine falsche Trageweise der Dosimeter be- dingte systematische Unterbewertung der tat- sächlichen Hautdosis begünstigt die Verharmlo- sung der Strahlenbelastung durch Betastrahler. Pinzette am Flaschenhals gefasst werden. Bereits beim Aufziehen der Spritzen mit Y-90- oder Re- 186-Lösungen sind Spritzenabschirmungen zu verwenden. Gegebenenfalls vorhandene Befesti- gungsschrauben sind nur soweit anzuziehen, dass die Bewegung des Kolbens nicht behindert wird. Die Abschirmungen sind erst nach der Applika- tion von der Spritze zu entfernen und daher in ausreichender Zahl vorzuhalten. Beim Abziehen der gefüllten Spritze ist in jedem Fall das Anfassen des Kanülenschafts zu vermei- den. Dies ist durch die Nutzung eines Einweg- Makrolonringes (Abbildung 2) zu erreichen. Stattdessen können auch langschenklige Zangen oder Pinzetten eingesetzt werden. Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition Eine ausreichende Abschirmung der Betastrah- lung ist für die verwendeten Nuklide mit Acryl- glas von mindestens 5 mm Dicke möglich. Die mit aktiven Lösungen gefüllten Vorratsfläschchen sind ständig, vor allem auch während des Aufzie- hens der Spritzen, in den dafür vorgesehenen Ab- schirmbehältern zu belassen (Abbildung 2). Ist das Fläschchen zum vollständigen Entleeren aus der Abschirmung zu entnehmen, muss dieses mit einer geeigneten Zange (z. B. Abbildung 3) oder Abbildung 3: Vialzangen Abbildung 2: Plexiglasabschirmung mit Aktivitätsfläschchen und Kanüle mit Einweg-Makrolonring (Vertrieb: Schering / IBA Molecular) Werden die gefüllten Spritzen mit einem Stop- fen verschlossen, ist dieser ebenfalls mit Pinzet- te zu fassen (Abbildung 4). Die Spritzen sind bis zur Applikation in geeigneten Abschirmbehältern wie z. B. Acrylglasboxen (Abbildung 5) oder in Ab- schirmbehältern aufzubewahren, die in der Nuk- learmedizin für aktive Spritzen gebräuchlich sind.
STRAHLENTHEMEN Notfallvorsorge durch das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) Die Reaktorkatastrophen in Tschernobyl und Fukushima haben deutlich gemacht, dass Radioaktivität an Länder- grenzen nicht halt macht. Da nicht auszuschließen ist, dass sich solche Ereignisse wiederholen können, ist ein System zur Notfallvorsorge zum Schutz der Bevölkerung erforderlich. Um in einem Notfall die geeigneten Schutz maßnahmen ergreifen zu können, muss die Kontamina tion (Verunreinigung) der Umwelt rasch und zuverlässig prognostiziert, gemessen und die daraus resultierende Strahlenbelastung des Menschen festgestellt werden. Das BfS hat ein umfassendes Mess- und Informations system (IMIS) eingerichtet, um im Ereignisfall schnell notwendige Informationen bereitstellen zu können. Das System besteht aus mehreren Komponenten, die bei klein- und großräumigen Kontaminationen der Umwelt Titelbild: Messfahrzeug • vor und während des Durchzugs einer radioaktiven Wolke, • unmittelbar nach dem Durchzug einer radioaktiven Wolke und • langfristig die jeweils notwendigen Informationen bereitstellen. Komponenten des Mess- und Informationssystems In einem Ereignisfall ist es notwendig, möglichst früh zeitig noch vor Durchzug der radioaktiven Wolke ge warnt zu werden, um rechtzeitig die erforderlichen Schutzmaßnahmen ergreifen zu können. Im BfS und in anderen Institutionen, wie z. B. dem Deutschen Wet terdienst (DWD), gibt es deshalb rund um die Uhr eine Übung / Test Maßnahme: Aufenthalt in Gebäuden Summe der eff. Dosen für Erwachsene durch Inhalation, Wolken- und Bodenstrahlung über 7 Tage eff. Dosis (Wert in mSv) < 0,310 - 30 0,3 - 130 - 100 1-3100 - 300 3 - 10> 300 Maximalwert: 1220 mSv Richtwert für Aufenthalt in Häusern: 10 mSv Deutschland TK1000 Gewässer Kernkraftwerke Zonen kerntechnischer Anlagen Datenquelle: RODOS Freisetzungsort: GRAFENRHEINFELD (10.1850.49.9840) Freisetzungsbeginn: Dienstag, 03. Juli 16:39 MEST 2012 Quellterm: Edelgas: 1.25E+19 Bq, Iod: 4,54E+17 Bq, Aerosole: 4,67+16 Bq Datenbasis: DWD-Prognosen vom 03. Juli 2012 00:00 (UTC) Bundesamt für Strahlenschutz (im Auftrag des BMU) RODOS-Zentrale Rechnung von: Dienstag, 3. Juli 16:41 MEST 2012 Lauf-Kennung: mwe-m163900 User-ID: mwe-m Simulierte Prognose des Systems RODOS über eine zu erwartende Strahlenbelastung durch Inhalation und Direktstrahlung in den ersten 7 Tagen nach einem Unfall. Die Prognose dient als Entscheidungsgrundlage für eine Aufforderung an die Bevölkerung, zu ihrem Schutz in den Häusern zu bleiben. Der Richtwert für diese Maßnahme liegt bei 10 Millisievert (mSv) über diesen Zeitraum. Rufbereitschaft. Diese nimmt die Frühwarnung entge gen und löst nach einer ersten Überprüfung ggf. Alarm aus. Frühwarnungen können durch Eigenmeldungen der nachfolgend beschriebenen Messeinrichtungen zur kontinuierlichen Überwachung der Umwelt oder durch Meldungen von Betreibern einer Anlage, einer interna tionalen Behörde oder Mitteilungen aus dem Ausland ausgelöst werden. Um einen schnellen Informationsaustausch bereits in der Frühphase zu gewährleisten, wurden auf na tionaler (IMIS) und internationaler Ebene (z.B. ECU RIE – European Community Urgent Radiological Ex change system, EMERCON – Emergency Convention) entsprechende Informationssysteme entwickelt und eingerichtet. Pflanzen, Nahrungsmittel etc.) und die daraus resultie rende Strahlenbelastung für unterschiedliche Altersgrup pen – z. B. Kleinkinder und Erwachsene – abschätzen. Die Berechnungen in der Frühphase eines Notfalls sind die Basis für Entscheidungen über erforderliche Emp fehlungen und Maßnahmen. RODOS verwendet hierfür Mess- und Prognosedaten, die sowohl am Unfallort als auch durch die bundesweiten Radioaktivitätsmessnet ze erhoben werden. Für die zu treffenden Maßnahmen wurde ein Katalog erarbeitet. Dieser sieht z. B. für die Phase vor und während des Durchzugs einer radioakti ven Wolke folgende Empfehlungen vor: • Empfehlungen zum Verbleib im Haus, • Anordnung einer Iodprophylaxe • oder in gravierenden Fällen sogar eine Evakuierung. RODOSMesseinrichtungen zur kontinuierlichen Überwachung der Umwelt In der Frühphase müssen zunächst Prognosen abgege ben werden. Dazu steht dem BfS das Entscheidungshil femodell RODOS (Realtime Online Decision Support Sys tem) für den Nahbereich bis 100 km Entfernung vom Unfallort und – sofern der Unfallort außerhalb der deut schen Grenze liegt – flächendeckend für die Bundesre publik Deutschland zur Verfügung. Damit lassen sich bereits vor Eintreffen einer radioaktiven Wolke die zu erwartende Kontamination der Umwelt (Luft, Boden,Die Vorhersagen von RODOS sind in der Frühpha se durch unzureichende Informationen über die Höhe und die Radionuklidzusammensetzung der Freisetzun gen und durch Wetteränderungen mit großen Unsicher heiten behaftet. Sie müssen daher so schnell wie mög lich durch Einbeziehung von Messergebnissen verbessert werden. Als wichtigstes Werkzeug dienen dabei dem BfS das Messnetz zur Bestimmung der Ortsdosisleistung (ODL) und die Luftmessstationen des DWD. Zentralstelle des Bundes Alle Messergebnisse werden dem BfS in Neuherberg, der Zentralstelle des Bundes, gemeldet. Die Ergebnis se werden in Form von Karten und Grafiken aufbereitet und dem Bundesumweltministerium und den Ländern zur Entscheidungsfindung über ggf. notwendige Vor sorgemaßnahmen zur Verfügung gestellt. Auch die EU und internationale Einrichtungen wie die Internationa le Atomenergie-Organisation und die Ernährungs- und Landwirtschaftsorganisation der Vereinten Nationen er halten diese Informationen. Wichtig ist, dass die Bundes republik Deutschland nicht nur die Nachbarländer und internationale Behörden informiert, sondern bei Ereig nissen im Ausland selbst schnell und umfassend infor miert wird. Luftmesssonde Umweltmessungen Messdaten über die tatsächliche Kontamination der Um welt müssen so früh wie möglich gewonnen werden, um die Kontaminationsprognosen von RODOS zu überprü fen. Nach Durchzug der Wolke werden zur Charakteri sierung der Lage gezielte Radionuklidmessungen vor al lem in bewohnten Gebieten und im landwirtschaftlichen Bereich durchgeführt. Die Messungen in bewohnten Gebieten geben Hinweise auf die aktuelle Belastung der Bevölkerung durch direk te Strahlung und bilden die Grundlage für die Entschei dung, ob Dekontaminationsmaßnahmen notwendig und sinnvoll sind. Im landwirtschaftlichen Bereich werden umgehend Milch und Nahrungsmittel pflanzlicher Herkunft un tersucht, dann folgen Nahrungsmittel tierischer Her kunft und schließlich Futtermittel. Weiterhin wird die Radioaktivität im Boden bestimmt. Es gilt zu erkennen, welche Produkte aufgrund ihrer Kontamination noch marktfähig sind und welche aus dem Verkehr gezogen werden müssen. Die regionalen und bundesweiten Probenahmen und Messungen der Radioaktivität in diesen Medien werden von Messeinrichtungen der Länder und den Leitstellen des Bundes durchgeführt. Dabei werden folgende radio aktive Stoffe gemessen: • Gammastrahler, wie Iod 131 oder Cäsium 134 und 137, • Betastrahler wie Tritium (radioaktiver Wasserstoff), Strontium 89 und 90, • Alphastrahler, wie Plutonium. In einem Ereignisfall werden wichtige Messungen und In formationen auf vielen anderen Ebenen, in den Ländern, beim Betreiber oder im Ausland erzeugt. Da bei der Ent scheidungsfindung auch viele Stellen auf verschiedenen Ebenen beteiligt sind, ist es notwenig, dass alle möglichst umfassend mit den wichtigen Informationen versorgt werden. Um dies zu gewährleisten, ist ein zusätzliches Sys tem (Elektronische Lagedarstellung für den Nofallschutz – ELAN) entwickelt worden, das alle Dokumente zusam menfasst, gliedert und sie chronologisch und nach Inhal ten geordnet allen Beteiligten zum Abruf bereitstellt. Routinebetrieb Um auf einen Ereignisfall vorbereitet zu sein, müssen die Messsysteme permanent betrieben werden. Mit dem ODL- Messnetz wird kontinuierlich die Strahlung in der Umwelt gemessen. Kurzzeitige Erhöhungen der Messwerte kön nen bei Regen oder Schneefall durch Auswaschung von Ortsdosisleistungsmessnetz: Das vom BfS betriebene ODL-Messnetz besteht aus 1800 automatisch arbeitenden ortsfesten Dosisleis- tungsmessgeräten, die in einem Raster von 15 x 15 km über die gesamte Bundesrepublik verteilt sind. Über dieses Messnetz kann der Durchzug einer ra- dioaktiven Wolke zeitnah verfolgt werden. Bei kleinräumigen oder ungleichmäßigen Konta- minationen der Umwelt (z. B. bei Absturz eines Sa- telliten mit einer radioaktiven Quelle) stehen als Ergänzung zum ODL-Messnetz auch Hubschrauber- messungen und Messfahrzeuge bereit. Luftmessstationen des DWD und des BfS: Für eine gute qualitative Beurteilung der radiolo- gischen Situation werden in der Frühphase eines Notfalls an 48 Messstationen erste Messungen zur Konzentration der wichtigsten Radionuklide in der bodennahen Luft und deren Ablagerung auf dem Boden durchgeführt.
INFOBLATT Erster Schritt des Gesundheitsmonitoring Asse abgeschlossen Anlass Anfang 2009 traten einige ehemalige Beschäf tigte der Schachtanlage Asse II, die an Krebs er krankt waren und die ihre Erkrankung auf ihre Tätigkeit in der Schachtanlage Asse II zurückfüh ren, an die Öffentlichkeit. Aus den Veröffentli chungen des bis Ende 2008 zuständigen Betreibers, dem Helmholtz Zentrum München für Gesundheit und Umwelt (HMGU, früher GSF), ergaben sich zu diesem Zeitpunkt keine belastba ren Erkenntnisse, die diese Vermutungen stütz ten. Allerdings existierten Widersprüche zwischen den dokumentierten Arbeitsabläufen auf der Asse und Berichten einzelner ehemaliger Mitarbeiter. Diese Widersprüche betrafen bei spielsweise Fragen des Tragens der persönlichen Filmdosimeter und des Umgangs mit kontami nierten Salzlösungen. Um den möglichen Wider sprüchen hinsichtlich der Strahlenbelastungen der Beschäftigten auf der Schachtanlage Asse II und den Sorgen der Mitarbeiterinnen und Mitar beiter der Asse Rechnung zu tragen, hat das Bun desamt für Strahlenschutz kurz nach Übernahme der Betreiberverantwortung Anfang 2009 das Ge sundheitsmonitoring Asse (GM Asse) gestartet. Ziel ist eine umfassende, aussagefähige Doku mentation der Strahlenbelastung aller im Zeit raum 1967 bis 2008 bei der Schachtanlage Asse II beschäftigten Mitarbeiterinnen und Mitarbei ter sowie eine individuelle Bewertung, ob die Beschäftigten einer Strahlenbelastung ausge setzt waren, die nachweislich zu Krebserkran kungen führen kann. Nachweislich auch deshalb, weil einige ehemalige Beschäftigte bei den Berufsgenossenschaften Anträge auf Aner kennung ihrer Erkrankung als Berufserkrankung gestellt haben und auch bei der Oberstaatsan waltschaft Braunschweig Anzeigen erstattet wur den. Die Ergebnisse des Gesundheitmonitorings können von den Betroffenen in den jeweiligen Verfahren verwendet werden. Ergebnis des ersten Schritts des Gesundheitsmonitorings Asse Durch den vorliegenden ersten Schritt des GM Asse liegt erstmals eine umfassende, aussagefä hige Dokumentation der Strahlenbelastung der im Zeitraum 1967 bis 2008 bei der Schachtanlage Asse II beschäftigten Mitarbeiterinnen und Mitar beiter vor. Die auf Basis der vorhandenen Mess und Beschäftigungsdaten des früheren Betreibers HMGU durch das BfS abgeschätzte Strahlenbelas tung ist zu gering, als dass nach dem Stand von Wissenschaft und Technik dadurch nachweisbar Krebserkrankungen ausgelöst werden könnten. Seit dem Beginn der Einlagerungen radioaktiver Abfälle in die Schachtanlage Asse II 1967 sind die jeweils zu erfüllenden rechtlichen Anforderungen an die Strahlenschutzüberwachung der Beschäf tigten anspruchsvoller geworden. Es kann nicht von einer vollständigen Erfassung aller strahlen schutzrelevanten Daten über den gesamten Zeit raum ausgegangen werden, insbesondere im Hinblick auf eine vollständige Dokumentation aller strahlenschutzrelevanten Arbeitssituationen. Es ist daher nicht auszuschließen, dass es in Ein zelfällen zu nicht dokumentierten, höheren Strah lenbelastungen gekommen ist. Dies kann nur im Zuge von Einzelfallbegutachtungen weiter aufge klärt werden, die nun im zweiten Schritt des GM Asse erfolgen können. Für die Beschäftigten ins gesamt ist die vorhandene Datenbasis aussagefä hig und wissenschaftlich belastbar. Vorgehensweise und Datengrundlage Zunächst galt es zu entscheiden, ob es sinnvoll und notwendig ist, alle derzeitigen und ehemali gen Beschäftigten (ca. 700 Personen) hinsichtlich ihrer möglichen Strahlenbelastung im Zuge ihrer Tätigkeiten auf der Asse zwischen 1967 und 2008 und zu Krebserkrankungen zu befragen. Da die Gruppe der bei der Schachtanlage Asse beschäftigten Personen sehr klein und zum Teil sehr jung ist, muss insgesamt mit bisher wenig aufgetretenen Krebsfällen und großen Zufalls schwankungen gerechnet werden. Unter diesen Umständen ist ein rechnerischer Nachweis von zusätzlich strahlenbedingt aufgetretenen Krebs erkrankungen nicht möglich. Dieser methodi sche Grund spricht gegen eine Erfassung von Krebserkrankungen. Eine Bewertung des Strah lenrisikos ist aber auch ohne die Erfassung von Erkrankungen möglich. Aus einer Vielzahl von Studien liegen hinreichende wissenschaftliche Erkenntnisse vor, die es bei Kenntnis der indivi duellen Strahlenbelastung erlauben, das entspre chende individuelle Gesundheitsrisiko zu beurteilen. Wenn die Erfassung von Erkran kungsfällen aus methodischen Gründen nicht zur Beantwortung der Frage beitragen kann, ob zusätzliche Krebsfälle durch Strahlenbelastungen auf der Asse verursacht wurden, sondern diese Frage nur über die Abschätzung des Strahlenrisi kos beantwortet werden kann, so sprechen auch Datenschutzgründe gegen eine Erfassung. Nur wenn die Beschäftigten insgesamt oder einzelne Beschäftigte durch die Erfassung einen Nutzen haben, so wäre eine Erfassung zu rechtfertigen. Dies ist aber nicht der Fall. Eine erste Sichtung der bei der AsseGmbH – als Betriebsführerin hier Nachfolgerin der HMGU vorhandenen Unterlagen zu Personal und Be schäftigungsdaten sowie von Messwerten zur Strahlenbelastung ergab, dass die vorliegenden Dokumentationen umfangreich und zur Ermitt lung der Strahlenbelastungen der Beschäftigten ausreichend erschienen. Deshalb wurde vom BfS auf diese Daten zurückgegriffen. Der Bundesbeauftragte für den Datenschutz und Informationsfreiheit und der Betriebsrat der AsseGmbH haben dem Vorgehen des GM Asse zugestimmt. Für die Zeit der Einlagerungsphase (19671978) und Umlagerungsphase (bis 1980) sowie für die Phase danach (19812008) wurden alle vorhan denen Messdaten des früheren Betreibers HMGU bzw. von anderen dem BfS zugänglichen Stellen gesichtet, auf Belastbarkeit geprüft und ausgewertet, um die berufliche Strahlenexposi tion zu ermitteln. Diese Daten umfassen: • die personenbezogenen Daten der amtlichen und betrieblichen Personendosimetrie („Film plaketten“), • die personenbezogenen Daten der Überwa chung einer möglichen Aufnahme radioakti ver Stoffe in den Körper (Inkorporationsüberwachung), • radiologische Messwerte in der Grube, • radiologische Messwerte der Grubenluft, • radiologische Messwerte der Abluft, • radiologische Messwerte von Salzlösungen und • Aufzeichnungen zu Kontaminationen, insbe sondere zu Ereignissen im Dezember 1973, im November 1974, im Dezember 1978 und im September 1980. Zusätzlich wurde eine ausgewählte Gruppe ehe maliger Beschäftigter befragt, um weitere Kenntnisse über frühere Arbeitsabläufe, Strah lenschutzmaßnahmen und deren praktische Umsetzung zu erlangen und mögliche Wider sprüche zu vorliegenden Daten des früheren Be treibers HMGU soweit wie möglich aufzuklären. Im GM Asse wurden alle zwischen April 1967 und Dezember 2008 bei der Asse beschäftigten Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter betrachtet, für die die Möglichkeit einer beruflichen Strahlen exposition bestand (433 Personen). Des Weite ren wurden vorsorglich auch Beschäftigte berücksichtigt (188 Personen), für die rückwir kend nicht geklärt werden konnte, ob sie jemals unter Tage gearbeitet haben. Zusätzlich wurden Mitarbeiter von Fremdfirmen, die während ihrer Arbeiten auf der Schachtanlage Asse II vom dortigen Strahlenschutz dosimetrisch über wacht waren, in das Monitoring aufgenommen (71 Personen). Das GM Asse umfasst damit insge samt 692 Personen. Die Strahlenbelastung für jeden Beschäftigten wurde mit Hilfe eines detaillierten Quantifizie rungskonzepts in Form der sog. effektiven Dosis in Millisievert (mSv) berechnet. Die effektive Dosis umfasst Dosisbeiträge durch äußere Belas tung (Strahlung aus der Umgebung oder durch Radionuklide auf der Haut) und innere Belas tung (Einatmen, Verschlucken). Dabei wurden maximale Annahmen getroffen (konservatives Vorgehen), die die reale Belastung bewusst über schätzen. So wurde beispielsweise für jede Per son eine Verweildauer unter Tage von 2000 Stunden pro Jahr angenommen, wohingegen ein Beschäftigungsjahr im Regelfall für Berg leute etwa 1600 Stunden hat. Zu den strahlenschutzrelevanten Kontaminati onsereignissen zählen vier Ereignisse im Dezem ber 1973, im November 1974, Dezember 1978 und September 1980. Die abgeschätzten Dosis werte liegen für Beschäftigte, die zu der Zeit unter Tage tätig waren bei jeweils 0,95, 1,3, 0,029 und 0,35 Millisievert. Salzlösungen, die überwie gend mit Cäsium137 und Tritium kontaminiert waren, wurden ebenfalls hinsichtlich ihrer Dosis beiträge bewertet. Mit wenigen Ausnahmen erga ben sich Jahresdosiswerte von weniger als 0,02 Millisievert. Die Ausnahmen (bis max. 0,041 Milli sievert) betrafen die Jahre 2006 2008. Einordnung der Ergebnisse Insgesamt liegt die abgeschätzte GesamtBerufs lebensdosis (d.h. die Strahlendosis jedes Beschäf tigten, die sie/er während seiner/ihrer gesamten beruflichen Tätigkeit insgesamt auf der Schacht anlage Asse II erhalten hat) im Durchschnitt pro Beschäftigtem bei 12 Millisievert und im indivi duell höchsten Fall bei einem Beschäftigten bei 115 Millisievert. Diese Werte liegen unter dem derzeit gültigen Grenzwert für die Berufslebens dosis von 400 Millisievert. Als höchste Gesamt jahresdosis wurde im GM Asse ein Wert von 17,4 Millisievert im Jahr 1972 bei einem Beschäftig ten beobachtet. Dieser Wert liegt unter dem da mals gültigen Grenzwert von 50 Millisievert pro Jahr und dem heute gültigen Grenzwert von 20 Millisievert pro Jahr. Die ermittelte Berufslebens dosis setzt sich durch die externe und interne Strahlenbelastung, hier Radon, langlebige Radio nuklide und Tritium zusammen: StrahlenquelleDurchschnitt über alle Beschäftigten in MillisievertHöchster ermittelter Wert eines Beschäf tigten in Millisievert Externe Strahlung Radon Tritium Langlebige AlphaRadionuklide Langlebige BetaRadionuklide6,2 4,6 0,179,3 33,7 1,0 0,73,8 0,31,8 Hier nicht einbezogen sind Beiträge aus dem Kontakt mit kontaminierten Salzlösungen sowie im Zusammenhang mit Kontaminationsereignis sen. Diese sind nicht für die Gesamtheit der Mit arbeiter, sondern nur für die Berechnung von Strahlenbelastungen einzelner Beschäftigter rele vant, die Umgang mit diesen Laugen hatten oder von den Kontaminationen betroffen waren. Betrachtet man zum Vergleich die mittlere effek tive Dosis aus natürlicher Strahlung in der Allge meinbevölkerung in Deutschland (z.B. durch das natürliche Edelgas Radon), so liegt diese zwischen 2 und 3 Millisievert pro Jahr, d.h. im Berichtszeit raum von 1967 bis 2008 zusammengefasst bei etwa 100 Millisievert. Etwa drei Viertel der im GM Asse betrachteten Beschäftigten weisen den Berechnungen zufolge eine geschätzte Berufslebensdosis von weniger als 10 Millisievert auf. Lediglich bei 7 Personen wurde eine Dosis von über 100 Millisievert mit einem Maximum von 115 Millisievert ermittelt. In der Einlagerungsphase bis 1978 und der Um lagerungsphase 1980 waren die jährlichen Ge samtdosen deutlich höher als in den Jahren danach (siehe Abbildung). Zeitlicher Verlauf der durchschnittlichen und maximalen geschätzten jährlichen effektiven Gesamtdosis in Millisievert in der Beschäftigtengruppe des GM Asse Seit dem Beginn der Einlagerungen radioaktiver Abfälle in die Schachtanlage Asse II 1967 sind die jeweils zu erfüllenden rechtlichen Anforde rungen an die Strahlenschutzüberwachung der Beschäftigten anspruchsvoller geworden. Es kann nicht von einer vollständigen Erfassung aller strahlenschutzrelevanten Daten über den gesamten Zeitraum ausgegangen werden, insbe
Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches Strahlenschutz und Gesundheit 2002 Autor Akleyev AV, Grosche B, Gusev BI, Kiselev VI, Kisselev MF, Kolyado IB, Romanov S, Shoikhet YN, Neta R Barth I, Mielcarek J Barth I, Mielcarek, J Beck T, Dalheimer A Bellemann ME, Bruckner J, Peschke P, Brix G, Mason RP Titel Developing additional ressources. Radiat Environ Biophys 2002; 42:13-18 Occupational Beta Radiation Exposure During Radiosynoviorthesis In: 6. EAN Workshops „Occupational Exposure Optimisation in the Medical Field and Radiopharmaceutical Industry“. 23.-25.10.2002, Madrid/Spanien; 2002, 43-46 Beta-Strahlenexposition des medizinischen Personals in der endovasculären Brachytherapie. In: Michel R, Täschner M, Bayer A (Hrsg.): Praxis des Strahlenschutzes: Messen, Modellieren, Dokumentieren. Kloster Seeon, 21.-25.04.2002. 34. Jahrestagung des Fachverbandes für Strahlenschutz e.V., Verlag TÜV Rheinland, Köln, 2002; 425-432 Zertifizierung und Akkreditierung: Alles, was Sie schon immer darüber wissen wollten In: Strahlenschutzpraxis 2002; 8. Jahrgang, Heft 3: 4-8 19 Quantification and Visualization of Oxygen Partial Pressure in vivo by F NMR Imaging of Perfluorocarbons. Biomed Tech. 2002; 47: 451-4 Assessment of Radiation Exposure Caused by Transmission Scans in SPECT: An Anthropomorphic Dosimetry Study. Biomed Tech. 2002; 47: 474-5 Detection and analysis of xenon isotopes for the Comprehensive Nuclear- Test-Ban Treaty nternational monitoring. J Environ Radioactivity 2002; 59, 2: 139-151 Bellemann ME, Riemann S, Kapplinger S, Brix G, Gottschild D Bowyer TW, Schlosser C, Abel KH, Auer M, Hayes JC, Heimbigner TR, McIntyre JI, Panisko ME, Reeder PE, Sartorius H, Schulze J, Weiss W Brix G Magnetresonanztomographie. In: Medizinische Physik, Band II. Schlegel W und Bille J (Hrsg). Berlin, Heidelberg, New York, Springer-Verlag 2002; 267-296 Brix G Physikalische Grundlagen der magnetischen Resonanz und Abbildungsverfahren. In: Magnetresonanztomographie. Reiser M, Semmler W (Hrsg) Berlin, Heidelberg, New York, Springer-Verlag, 3. Auflage 2002; 6-40 Brix G, Bellemann ME, Hauser Recovery-Koeffizienten zur Quantifizierung der arteriellen Inputfunktion aus H, Doll J dynamischen PET-Messungen: experimentelle und theoretische Bestimmung. Nuklearmedizin 2002 41: 184-190 Brix G, Kolem, Nitz WR Bildkontraste und MR-Bildgebungssequenzen. In: Magnetresonanztomographie. Reiser M, Semmler W (Hrsg) Berlin, Heidelberg, New York: Springer-Verlag, 3. Auflage, S 41-82; 2002 Brix G, Noßke D, Glatting G, A Survey of PET Activity in Germany During 1999. Minkov V, Reske SN Eur J Nucl Med Mol Imaging 2002; 29: 1091-1097 Brix G, Schulz O, Griebel J Begrenzung der HF-Exposition von Patienten bei MR-Untersuchungen. Radiologe 2002; 42: 51-61 Brix G, Seebass M, Hellwig G, Estimation of Heat Transfer and Temperature Rise in Partial-Body Regions Griebel J During MR Procedures: An Analytical Approach with Respect to Safety Considerations. Magn Reson Imaging 2002; 20: 65-76 Brix J, Matthes R, Schulz O, Fachgespräch Forschungsprojekte zur Wirkung elektromagnetischer Felder Weiss W des Mobilfunks, Bundesamt für Strahlenschutz 21./ 22. Juni 2002. BfS Schrift 25/2002, ISSN 0937-4469 Burkart W, Sohrabi M, Bayer A High levels of natural radiation and radon areas: Radiation dose and health (Hrsg) effects. Elsevier Excerpta Medica 2002 1 Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches Strahlenschutz und Gesundheit 2002 Autor Dehos A, Weiss W Dettmann K, Scheler R Titel Im Interesse der Verbraucher/-innen: der Vorsorgegedanke beim Schutz vor elektromagnetischen Feldern. Gesundheitswesen 2002; 64: 651-656 210 Results of Pb in Vivo Measurements for the Validation of Biokinetic and Exposure Models In: High Levels of Natural Radiation and Radon Areas: Radiation Dose and th Health Effects. Proceedings of the 5 International Conference on High Levels of Natural Radiation and Radon Areas held in Munich, Germany on September 4 to 7, 2000, Vol II Poster Presentations. BfS-Schrift 24/2002, Salzgitter, 2002; 400-403 Donhärl W, Gödde R, Schmitt- Strahlenschutzforschung. Programmreport 2000. Bericht über das vom Hannig A, Williams, M Bundesamt für Strahlenschutz fachlich und verwaltungsmäßig begleitete Ressortforschungsprogramm Strahlenschutz des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit. BfS-SH-Bericht 02/2002, Neuherberg, April 2002 Dymke N Radiological basis for the determination of exemption levels. Kerntechnik 2002; 67: 13-16 Fischer PG, Bayer A Praxis des Strahlenschutzes; Messen, Modellieren, Dokumentieren. Bericht von der 34. Jahrestagung des Fachverbandes für Strahlenschutz In: Strahlenschutzpraxis 8 (3) 2002; 51-57 Fischer PG, Bayer A Praxis des Strahlenschutzes; Messen, Modellieren, Dokumentieren. Bericht von der 34. Jahrestagung des Fachverbandes für Strahlenschutz In: Atomwirtschaft 2002; 47: 489-492 Grosche B, Brachner A, Wismut Studien des Bundesamtes für Strahlenschutz - Hintergrund und Hammer G, Kreuzer M, Gesamtkonzept. Martignoni K In: Bericht der Strahlenschutzkommission (SSK) des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit H32 (Hrsg.): Stand der Forschung zu den "Deutschen Uranbergarbeiterstudien". 1. Fachgespräch am 7./8. Mai 2001 in Sankt Augustin. Urban & Fischer Verlag, München/Jena, 2002 Grosche B, Brachner A, Kreuzer Die deutsche Uranbergarbeiter-Kohortenstudie. M, Lehmann F, Martignoni K, Die BG 2002; 2: 54-60 Hammer G Grosche B, Land C, Bauer S, Fallout from nuclear tests. Health effects in Kazakhstan; Radiat Environ Pivina LM, Abylkassimova ZN, Biophys 2002; 42:75-80 Gusev BI Grosche B, Weiss W, Jahraus Häufigkeit kindlicher Krebserkrankungen in der Umgebung von H, Jung Th Atomkraftwerken in Bayern, BfS-SH-Berichte, BfS-SH-04/2002 Grosche B: Semipalatinsk test site. Introduction. Radiat Environ Biophys 2002; 42:53-5 Hellwig G, Brix G, Griebel J, Dynamic MR Mammography: Three-Dimensional Real-Time Visualization of Lucht R, Delorme S, Siebert M, Contrast Enhancement in Virtual Reality. Englmeier KH Acad Radiol. 2002; 9: 1255-1263 Henrichs K, Dalheimer A Zertifizierung und Akkreditierung im Strahlenschutz – ein Resümee oder: Was bedeutet dies für uns? In: Strahlenschutzpraxis 2002; 8. Jahrgang, Heft 3: 30 Henrichs K, Dalheimer, A ISO-Normen zur Inkorporationsüberwachung In: Michel R, Täschner M, Bayer A (Hrsg.) Praxis des Strahlenschutzes: Messen, Modellieren, Dokumentieren; 34. Jahrestagung des Fachverbandes für Strahlenschutz e.V., Kloster Seeon, 21.-25.04.2002 Publikationsreihe: Fortschritte im Strahlenschutz. Verlag TÜV Rheinland, Köln, 2002; 357-362 2 Wissenschaftliche Publikationen des Fachbereiches Strahlenschutz und Gesundheit 2002 Autor Hornhardt S, Gomolka M, Amannsberger R, Semmer J, Widemann S, Schindewolf C, Jung T Titel Combined Effects of Radiation and Environmental Noxae: Experiments with γ Radiation and Arsenic In: High Levels of Natural Radiation and Radon Areas: Radiation Dose and th Health Effects. Proceedings of the 5 International Conference on High Levels of Natural Radiation and Radon Areas held in Munich, Germany on September 4 to 7, 2000, Vol II Poster Presentations. BfS-Schrift 24/2002, Salzgitter, 2002; 535-538 Jahn I, Bammann K, Ahrens W, Sex/gender differences in lung cancer risk in the cleaning business and for Kreuzer M, Pohlabeln H, Brüske- work in the restaurant, bar an hotel. Proceedings der Tagung Epidemiology in Hohlfeld I, Wichmann HE, Jöckel Occupational Health (EPICOH) in Barcelona, Medicina del Lavoro 2002; KH 93:466-7 Knopp MV, Himmelhan N, Methodenvergleich zur Quantifizierung der Kontrastmittelanreicherung am Radeleff J, Junkermann H, Hess Beispiel der dynamischen MR-Mammographie. T, Sinn HP, Brix G Radiologe 2002; 42: 280-290 Kohlhäufl M, Kreuzer M, Passivrauchen und Lungenkrebsrisiko. Bayr Internist 2002; 22:412-17 Häussinger König K, Dalheimer A, Dettmann Novellierung der Richtlinie über Anforderungen an K, Hartmann M, Noßke D, Inkorporationsmessstellen In: Michel R, Täschner M, Bayer A (Hrsg.) Scheler R Praxis des Strahlenschutzes: Messen, Modellieren, Dokumentieren; 34. Jahrestagung des Fachverbandes für Strahlenschutz e.V., Kloster Seeon, 21.-25.04.2002. Publikationsreihe: Fortschritte im Strahlenschutz Verlag TÜV Rheinland, Köln 2002; 345-348 Kreuzer M, Brachner A, Characteristics of the German uranium miners cohort study. Lehmann F, Martignoni K, Health Phys 2002; 83: 26-34 Wichmann HE, Grosche B Kreuzer M, Brachner A, Die Uranbergarbeiter-Kohortenstudie: Stand und Ausblick. Martignoni K, Grosche B In: Bericht der Strahlenschutzkommission (SSK) des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit, H 32 (Hrsg.): Stand der Forschung zu den "Deutschen Uranbergarbeiterstudien". 1. Fachgespräch am 7./8. Mai 2001 in Sankt Augustin. Urban & Fischer Verlag München/Jena, 2002 Kreuzer M, Brachner A, Die deutsche Uranbergarbeiterstudie: Stand und Ausblick. 14. Schnelzer M, Martignoni K, Radonstatusgespräch 2001. Grosche B In: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (Hrsg.) Forschung zum Problemkreis Radon, Bonn 2002 Kreuzer M, Gerken M, Heinrich J, Hormonal factors and risk of lung cancer. Proceedings of the American Kreienbrock L, Wichmann HE Association of Cancer Research 2002; 43: 401 Kreuzer M, Gerken M, Heinrich J, Hormonal factors and risk of lung cancer. 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BUNDESGESELLSCHAFT •• FUR ENDLAGERUNG Strahlenschutz (TEK-ST) Radioaktivität und StrahlungStrahlenexposition und Dosis Radioaktivität ist die Eigenschaft bestimmter Atomkerne, sich ohne äußere Einwirkung in andere Kerne umzuwandeln und dabei energiereiche Strahlung auszusenden.Wirkt ionisierende Strahlung auf den menschlichen Körper ein, so spricht man von einer Strahlenexposition. Hierbei tritt die Strahlung mit dem Körpergewebe in Wechselwirkung und gibt Energie (Maßeinheit: Joule) ab. Die Wirkung der vom Körper aufgenommenen Strahlung wird durch die Angabe einer Dosis ausgedrückt. Die Anzahl der Umwandlungen {Zerfälle) pro Zeiteinheit wird in der physikalischen Größe Aktivität angegeben. Die Maßeinheit der Aktivität ist das Becquerel (Bq). Die Organdosis gibt die auf ein bestimmtes Organ, Gewebe oder Körperteil durch ionisierende Strahlung übertragene Energie an. Dabei wird die unterschiedliche biologische Wirksamkeit der verschiedenen Arten ionisierender Strahlung berücksichtigt (Strahlungs- Wichtungsfaktoren). Die Maßeinheit der Organdosis ist das Sievert (Sv). 1 Bq = 1 Zerfall pro Sekunde Bei einer solchen Kernumwandlung (radioaktiver Zerfall) können folgende Arten ionisierender Strahlung emittiert werden: Die effektive Dosis (Dosis gemittelt über den ganzen Körper) wird in Sv angegeben und berücksichtigt die unterschiedliche Empfindlichkeit der Organe und Gewebe bzgl. Strahlungswirkungen {Gewebe-Wichtungsfaktoren). Alpha- und Betastrahlung {Teilchen), Gammastrahlung (Welle), Neutronenstrahlung (Teilchen). l Sv= l Joule pro Kilogramm n 0 ----+-----------+------------- 1- -------> Strahlenquelle Papier Aluminium Abbremsung der Neutronen (Moderation) z. B. durch Polyethylen Blei α β Neutronen- einfang z. B. durch Cadmium Strahlungsfeld Abschirmung der Gammastrahlung z. B. durch Blei Strahlenexposition - - --- - - - -· III /\ • ------ γ -------------------- ------------------- Aktivität (Bq) ------------- -------- - - - - - -> Flussdichte (cm- 2 -s-1) Dosis (mSv) Abb. 2: Zusammenhang zwischen Aktivität und Dosis Abb. 1: Absorption von Alpha-, Beta- und Gammastrahlung sowie Neutronenstrahlung Strahlenexposition der Bevölkerung in Deutschland Jeder Mensch ist auf natürliche Weise ionisierender Strahlung ausgesetzt. Die natürliche Strahlenexposition setzt sich aus folgenden Komponenten zusammen: Innere Strahlenexposition durch die Aufnahme radioaktiver Stoffe durch die Atemluft und Nahrung{lnkorporation), Äußere Strahlenexposition durch kosmische und terrestrische Röntgendiagnostik ca. 1,6 mSv* Strahlung Kerntechnische Anlagen < 0,01 mSv (Di rektstra h lu ng). Neben der natürlichen Strahlenexposition wirkt auch ionisierende Strahlung aus Nuklearmedizin 0,1 mSv* medizinischer und technischer Anwendung auf den Menschen ein (zivilisatorische Strahlenexposition). [1] und ca. 1,7 mSv aus zivilisatorischen Strahlenquellen. Tschernobyl < 0,01 mSv Nahrung ca. 0,3 mSv Die durchschnittliche jährliche Strahlenexposition einer Person in Deutschland beträgt ca. 3,8 mSv. Hierbei stammen etwa 2,1 mSv aus natürlichen Strahlenquellen Andere < 0,04 mSv Forschung, Technik, Haushalt < 0,01 mSv Atombombenfallout < 0,01 mSv Radon und seine Zerfallsprodukte ca.1,1 mSv Direkte kosmische Strahlung ca. 0,3 mSv Direkte terrestrische Strahlung ca. 0,4 mSv Natürliche Strahlenexposition Zivilisatorische Strahlenexposition Rauchen von 20 Zigaretten am Tag Verzehr von 2 Paranüssen pro Tag Abb. 4: Zusammensetzung der effektiven Jahresdosis einer Person durch ionisierende Strahlung in mSv im Jahr 2016, gemittelt über die Bevölkerung Deutschlands (* Daten für das Jahr 2014) [2] Flug von München nach Japan 0,01 mSv Röntgenaufnahme der Zähne Aufenthalt auf der Zugspitze0,0026 mSv pro Tag Aufenthalt in der Stadt Braunschweig0,0019 mSv pro Tag Aufenthalt in Gebäuden• 0,0001 mSv pro Tag 0,00 ~. 0,10 effektive Dosis (mSv) O 20 ' 0,30 0,0001 mSv pro Tag0,0019 mSv pro Tag0,0026 mSv pro Tag0,01 mSv beim Aufenthalt in Gebäuden durch terrestrische Strahlungbeim Aufenthalt in der Stadt Braunschweig durch terrestrische und kosmische Strahlungbeim Aufenthalt auf der Zugspitze durch kosmische Strahlungeine Röntgenauf- nahme der Zähne bis zu 0,1 mSv bei einem Flug von München nach Japan durch kosmische Strahlung 0,16 mSv im Jahr beim Verzehr von 2 Paranüsse pro Tag durch das natürliche Radionuklid Radium 0,1 bis 0,3 mSv im Jahr durch Rauchen von 20 Zigaretten am Tag Abb. 3: Vergleich von Strahlenexpositionen im Alltag [1] Literatur/Quellenangaben: [lJ Bundesamt für Strahlenschutz - www.bfs.de [2] Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit (BMUB} - Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung, Jahresbericht 2016 www.bge.de SG01201/8/3-2019#2 Poster I Stand: 14.12.2019
MERKBLATT Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern in der Nuklearmedizin einschließlich der Positronen-Emissions-Tomografie (PET) Empfehlungen für Ärzte und medizinisches Personal auf der Basis neuer Erkenntnisse Ausgangssituation Bei etwa 20 % des strahlenexponierten medi- zinischen und technischen Personals in der Nuklearmedizin überschreitet die jährliche Exposition an den Händen den Grenzwert für die Organdosis der Haut von 500 Milli- sievert pro Jahr (mSv/a). Das zeigen Dosisab- schätzungen auf der Basis von Messungen an Arbeitsplätzen sowohl in der nuklearme- dizinischen Diagnostik mit Technetium 99m (Tc-99m) und Fluor -18 (F-18) als auch bei Therapien mit Yttrium-90 (Y-90), die im Rah- men des EU-Projekts ORAMED [1] erfolgten. In der Regel werden derartige Grenzwert- überschreitungen durch die Routineüberwa- chung mit amtlichen Fingerringdosimetern nicht erkannt. I nsbesondere beim Umgang mit Betastrah- lern besteht ein erhöhtes Risiko für Hautexpo- sitionen an den Händen. Das betrifft sowohl Beta (b-)-Strahler wie Y-90, Samarium-153 (Sm- 153), Rhenium-186 (Re-186) oder Re-188 als auch Positronen (b+)-Strahler wie F-18 und Gal- lium-68 (Ga-68), die für PET genutzt werden. A n einer unabgeschirmten Spritze mit F-18-Flu- ordesoxyglucose (FDG) werden ca. 50 % der Hautdosis durch b+-Strahlung verursacht [2]. Im Vergleich zu Technetium-99m ist die Do- sisleistung für Betastrahler und damit die Strahlengefährdung unter gleichen Exposi- tionsbedingungen deutlich höher, teilweise um Größenordnungen (Tab. 1). Typisch für den Umgang mit Radionukli- den in der Nuklearmedizin sind Expositio- nen durch inhomogene Strahlenfelder. Diese führen zu gravierenden Differenzen zwi- schen der Maximaldosis, die meistens an den Fingerspitzen von Zeigefinger oder Dau- men auftritt, und der Dosis an den Trage- orten von amtlichen Fingerringdosimetern. Die Unterschiede sind vor allem dann sehr groß, wenn die Quelle (z. B. unabgeschirm- te Spritze oder Aktivitätsfläschchen (Vial), Kanülenschaft, Spritzenboden usw.) mit den Fingern berührt wird. Die nichtdominante Hand (linke Hand beim Rechtshänder) ist stärker exponiert als die dominante. Hauptursache dafür ist, dass die dominante Hand die abgeschirmten Gefäße fixiert, während mit der nichtdominanten Hand häufiger Arbeitsschritte im Bereich ho- her Dosisleistung ausgeführt werden, z. B. in der Nähe des Spritzenbodens. Die erhöhte Exposition durch den Verzicht auf Abschirmungen oder Greifwerkzeu- ge kann nicht durch schnelleres Arbeiten kompensiert werden. Das gilt insbesondere beim Umgang mit hochenergetischen Beta- strahlern. Im Gegensatz zu Photonenstrah- lung, hat Betastrahlung allerdings eine be- grenzte Reichweite und lässt sich somit gut abschirmen. In der Regel ist die Exposition bei der Prä- paration (Vorbereitung der Radiophar- maka und der Spritzen) höher als bei der Applikation. Das Expositionsrisiko kann erheblich ge- senkt werden, wenn das Personal folgende Strahlenschutzmaßnahmen und Grundre- geln beim Umgang mit Radionukliden kon- sequent befolgt: Strahlenschutzmaßnahmen Abschirmungen nutzen ! Prinzipiell müssen alle Gefäße, die Radionu- klide enthalten, abgeschirmt werden. Für ei- nen optimalen Schutz sind die in Tabelle 2 angegebenen Wanddicken des empfohlenen Abschirmmaterials für Spritzen und Vials erforderlich. Beim Aufziehen der Spritzen sind Vialab- schirmungen mit Deckel zu bevorzugen (Abb. 2, 5b). Bei den PET-Nukliden sind, bedingt durch die kurzen Halbwertszeiten, die Lieferakti- vitäten u. U. sehr hoch. Deshalb sind aus- reichend dimensionierte Vialabschirmun- gen nötig, um die Positronenstrahlung vollständig und die Vernichtungsstrahlung (511 Kiloelektronenvolt (keV)) ausreichend abzuschirmen. Spritzenabschirmungen lassen den Sprit- zenboden unabgeschirmt. Daher sind die Finger bei ungünstiger Haltung (Abb. 6a, 9a) sehr hohen Dosisleistungen ausgesetzt. Das ist auch der Fall, wenn das Verbinden bzw. Trennen der Spritzen mit/von Kanülen, Schläuchen u. ä. (Abb. 3a, 4a, 5a, 7a, 10a), mit den Fingern und ohne Hilfsmittel zur Vergrößerung des Abstandes erfolgt. Abstand zur Strahlenquelle halten ! Hilfsmittel zur Vergrößerung des Abstandes (Pinzetten, Zangen, Greifer o. ä.) sind in aus- reichender Zahl vorzuhalten. Jeder direkte Kontakt zwischen Fingern und Strahlenquelle ist zu vermeiden. Durch Ver- wendung von abstandsvergrößernden Werk- zeugen verringert sich die Hautexposition um Größenordnungen, obwohl die Manipu- lation oft länger dauert! Der Abstand zu Patienten nach Radionuk- lidtherapien und PET-Untersuchungen sollte möglichst groß sein, um die Ganzkörperex- position des Personals durch die aus dem Pa- tienten austretende Direkt-, Brems- und Ver- nichtungsstrahlung gering zu halten. Arbeitsverhalten Praxisnahe Unterweisungen des Personals über die Besonderheiten beim Umgang mit Betastrahlern sind wiederholt und insbeson- dere bei der Einführung neuer Verfahren durchzuführen. Optimale Vorbereitung des Arbeitsplatzes (Abb. 11) und Training der Arbeitsabläufe (mit inaktiven Substanzen) tragen zur Ver- ringerung der Expositionszeit und damit der Dosis bei. Die konsequente Nutzung von Abschirmun- gen und distanzvergrößernden Hilfsmitteln muss zur Routine werden. Für die Radiosynoviorthese (RSO) wurde ein Einweg-Makrolonring (Abb. 1) entwickelt. Er verhindert den direkten Kontakt zur Kanüle beim Aufziehen der Spritzen oder während der Applikation (Abb. 2) und senkt die Haut- dosis deutlich. Es ist zu prüfen, ob dieser Ring auch bei anderen Anwendungen einge- setzt werden kann. Zur Vermeidung von Hautkontaminationen sind Nitril- oder Vinylhandschuhe anstelle von Latexhandschuhen zu tragen, da diese eine höhere Dichtheit gegenüber Radionuk- lidlösungen besitzen. Abbildung 1: Steriler Einweg-Makrolonring, passend für Kanülen der Firma Braun Regelmäßige Kontaminationskontrollen, ins- besondere der Hände, sind unverzichtbar, vor allem nach Arbeitsschritten mit erhöh- tem Kotaminationsrisiko und vor dem Ver- lassen des Kontrollbereichs. Aktivimeter sollten so kalibriert werden, dass die Aktivität in Spritzen mit Abschirmung über die entstehende Brems- oder Vernich- tungsstrahlung gemessen werden kann. Es ist vorteilhaft, die Messkammer in die Ar- beitsplatte zu versenken. nahe dem Grundgelenk des Zeigefingers der nichtdominanten Hand getragen wird und der Detektor sich an der Innenhand befindet (Abb. 12). Aber selbst bei dieser Trageweise wird die Maximaldosis durchschnittlich um einen Faktor 6 unterschätzt! [3, 4] An anderen Trageorten war die Abweichung der ermittelten Dosis von der Maximaldosis deutlich größer. Nur an der Spitze des Zei- gefingers wurde ein geringerer Unterschied ermittelt. Aus praktischen Gründen ist die Fingerspitze aber nicht als Trageort eines herkömmlichen Dosimeters geeignet. Personendosimetrische Überwachung An den meisten Arbeitsplätzen in der Nukle- armedizin, an denen mit hochenergetischen Betastrahlern, einschließlich PET-Nukli- den umgegangen wird, kann die Orgando- sis für die Haut größer als 150 mSv im Jahr sein. Nach § 41(3) Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) sind dann amtliche Beta-/Photonen- Fingerringdosimeter zu tragen. Bedingt durch die besonderen Expositions- bedingungen in der Nuklearmedizin (inho- mogene Strahlenfelder, unterschiedliche Ar- beitsweise) ist es schwierig, einen geeigneten Trageort für ein amtliches Teilkörperdosime- ter zu ermitteln. I m europäischen Forschungsprojekt ORA- MED [1] wurde festgestellt, dass in der Nukle- armedizin ein Fingerringdosimeter im Mittel die geringste Abweichung von der maxima- len Hautdosis beider Hände anzeigt, wenn es Abbildung 3a: Das Septumschutzplättchen darf nicht mit den Fin- gern vom Vial abgezogen werden, da dann hohe Expositionen auftreten. Im Folgenden wird auf typische Fehler in der Praxis hingewiesen und gezeigt, wie die Strah- lenexposition mit einfachen Mitteln deutlich verringert werden kann. Abbildung 2: Verwendung des Makrolonrings zur Abschirmung der Kanüle beim Aufziehen der Spritzen und während der Applikation (Radiosynoviorthese). Durch die Nutzung des Rings wird der direkte Kontakt zur Kanüle vermieden und die Dosis deutlich reduziert. Abbildung 3b: Hilfsmittel zum Öffnen des Vials, z. B. ein Spatel, verringern die Exposition deutlich.
Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern In der Nuklearmedizin werden zunehmend Positronenstrahler für die Diagnostik von Tumorerkrankungen mit Hilfe von PET-Untersuchungen genutzt. Das Merkblatt liefert praktische Empfehlungen zur Handhabung von Betastrahlern und der Verringerung der Strahlenexposition an Beta-Arbeitsplätzen. Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern (PDF, 2 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Stand: 01.05.2015
| Origin | Count |
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| Bund | 49 |
| Land | 4 |
| Type | Count |
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| Förderprogramm | 28 |
| Text | 12 |
| unbekannt | 12 |
| License | Count |
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