Die Daten zeigen Ergebnisse zur Überwachung der Radioaktivität im Boden mithilfe der sogenannten "Insitu-Gammaspektrometrie". Mit dieser Messmethode lässt sich der Gehalt radioaktiver Stoffe auf und im Boden schnell und direkt vor Ort ermitteln, ohne Proben zur Analyse entnehmen zu müssen. Beiträge einzelner Radionuklide zur Gesamt-Gamma-Strahlung über dem Boden werden als Aktivität pro Fläche (Bequerel pro Quadratmeter) ermittelt. Diese Nuklide können unterschiedlich tief in den Boden eingedrungen sein und natürlichen (z.B. Ka-40, Pb-212, Pb-214) oder künstlichen Ursprungs (z.B. Cs-137, I-131, Co-60) sein. Die dargestellten Punkte repräsentieren die jeweilige Verwaltungseinheit (Gemeinde). Die Farbe des angezeigten Punktes gibt die Höhe der Cs 137 Aktivität in der entsprechenden Maßeinheit wieder. Zusätzliche Informationen zur Messung wie Probenahmedatum, Messstelle, Medium, Maßeinheit sowie Messwerte zu K 40 und I 131 erhalten Sie über den Mausklick auf den Punkt. Weitere Informationen zur Radioaktivität im Boden finden Sie im Jahresbericht 2011 zur Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung [<a href='http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:0221-2013090511044' target='new'>http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:0221-2013090511044</a>].
Entsprechend der Anforderung der Röntgenverordnung ist an Personen, die sich aus anderen Gründen als zu ihrer Untersuchung oder Therapie in Kontrollbereichen aufhalten, unverzüglich die Personendosis zu messen. Es gibt zahlreiche Personengruppen, bei denen für derartige Messungen ausschließlich oder ergänzend direkt ablesbare Dosimeter eingesetzt werden. In Deutschland werden als direkt ablesbare Dosimeter in fast allen Fällen aktive elektronische Personendosimeter (EPD) verwendet. EPD haben im Vergleich zu den früher verwendeten Stabdosimetern zahlreiche praktische und messtechnische Vorteile. Im Hinblick auf ihre Verwendbarkeit haben EPD gleichwohl ein relevantes Problem. Werden sie Strahlungsfeldern mit einer Dosisleistung von einigen Sievert je Stunde ausgesetzt, so kann je nach Dosimetertyp das Ansprechvermögen, d.h. das Verhältnis zwischen der vom EPD gemessenen und der tatsächlichen Dosis, deutlich verringert sein. Bei Strahlungsfeldern sehr hoher Dosisleistung kann es sogar vorkommen, dass die Dosimeter überhaupt keine Dosis messen. Innerhalb der vorliegenden Arbeit wurden Untersuchungen durchgeführt, um Aussagen zur praktischen Verwendbarkeit von EPD in klinischen Expositionssituationen der Röntgendiagnostik treffen zu können. Hierzu wurde das dosisleistungsabhängige Ansprechvermögen von zwei EPD-Typen, EPD Mk2.3 und DMC2000X untersucht. Weiterhin wurde eine Aufstellung sämtlicher relevanten Expositionssituationen von Personen in der human- und veterinärmedizinischen Röntgendiagnostik erarbeitet und für jede einzelne Situation bewertet, in wieweit das Ansprechvermögen von EPD der Typen EPD Mk2.3, DMC2000X sowie EDM III bei einem Einsatz in der entsprechenden Expositionssituation dosisleistungsabhängig abgesenkt ist. Es zeigte sich, dass mit einer Ausnahme in sämtlichen Expositionssituationen der Human- und Veterinärmedizin die konservativ abgeschätzte, maximal mögliche Dosisleistung am Aufenthaltsort der Personen kleiner oder gleich 1 Sv/h war. Die Konservativität der theoretischen Abschätzung wurde durch Messungen der Dosisleistung am Trageort der EPD überprüft. Die Messungen erfolgten in der klinischen Routine sowie in nachgestellten, extremen Expositionssituationen. Es zeigte sich, dass die theoretische Beschreibung konservativ im Hinblick auf die gemessene Dosisleistung am Trageort der EPD ist. Anhand der messtechnischen Überprüfung des dosisleistungsabhängigen Ansprechvermögens der EPD, der theoretischen Abschätzung der maximalen Dosisleistung am Trageort der EPD sowie deren messtechnischer Überprüfung ist davon auszugehen, dass die untersuchten EPD-Typen in den im Bereich der Röntgendiagnostik als relevant anzusehenden Expositionssituationen ein Ansprechvermögen von mehr als 0,8 haben. Aufgrund dieses Befundes kann geschlussfolgert werden, dass die betrachteten EPD-Typen im Bereich der human- und veterinärmedizinischen Röntgendiagnostik ohne relevante, messtechnische Probleme eingesetzt werden können. //ABSTRACT// The German x-ray regulation “Röntgenverordnung” requires for the personal dose to be measured immediately on every person who is within the control area for reasons other than their diagnostic examination or therapeutic treatment. To comply with this requirement directly readable dose meters are used in numerous situations, serving as sole or as additive dosemeters. In Germany, the predominantly used directly readable dosemeters are electronic personal dosemeters (EPD). Compared to the formerly used pen dosemeters, EPD hold several advantages of practical and metrological nature. Regarding their applicability, however, they show a relevant deficit. When exposed to a radiation field with dose rates of several Sievert per hour (Sv/h) the response, meaning the relation between the displayed and the actual dose, can be significantly reduced. Under conditions of extremely high dose rates no dose might be measured at all. In the presented study, clinical exposure situations in x-ray diagnostics have been examined in order to classify them regarding their suitability for the use of EPD. Therefore, the response of two different dosemeters (EPD Mk2.3 and DMC2000X) was examined as a function of the dose rate. Furthermore, all relevant exposure situations for persons involved in diagnostic X-ray examinations were listed. For each of these situations the dose rate depending reduction of the response of the dosemeters “EPD Mk2.3”, “DMC2000X”, and “EDM III” was evaluated. It could be found that the conservatively estimated maximally possible dose rate at the location of each person was equal to or below 1Sv/h in all exposure situations in human and veterinary medicine with only one exception. To verify the conservatism of the theoretical estimation, measurements of the dose rate have been performed at the location of the EPDs. The measurements were taken in clinical routine as well as in set-up extreme exposure situations. It could be shown that the theoretical description is conservative regarding the measured dose rate at the location of the EPDs. Based on the metrological examination of the dose rate dependent response of the EPDs, as well as the theoretical estimation of the maximum dose rate at the location of the EPD and the experimental verification thereof, one can assume that the examined EPD types show a response of over 0.8 in all relevant exposure situations. It can be concluded that the tested EPD types can be used in human and veterinary medicine x-ray diagnostics without any relevant metrological problems.
Das Erfordernis der messtechnischen Überwachung der Strahlenexposition von Personen leitet sich aus einem pyramidenförmigen Normen- und Gesetzeswerk ab. Für die Ortsdosimetrie gelten die operativen Messgrößen 𝐻∗(10), 𝐻∗(3) und 𝐻′(0,07). Auch wenn Diskussionen in und zwischen ICRU und ICRP vermuten lassen, dass es hier wesentliche Änderungen geben könnte, bezieht sich vorliegender Bericht ausschließlich auf die Messung Umgebungs-Äquivalentdosis 𝐻∗(10) und der Richtungs-Äquivalentdosis 𝐻′(0,07) bzw. auf die entsprechenden Dosisleistungen 𝐻̇∗(10) und 𝐻̇′(0,07). Die konkreten Regelungen zu den messtechnischen Anforderungen in Deutschland liefert das Mess- und Eichgesetz MessEG. Es regelt die Eignung eines Messsystems für die Bestimmung definierter physikalischer Größen. Als konkretisierende Verordnung hierzu wurde die Mess- und Eichverordnung MessEV erlassen. Über sie und die durch den Regelermittlungsausschuss bestimmten, technischen Veröffentlichungen, die den aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik repräsentieren, leiten sich die verbindlichen Anforderungen ab. Für den Bereich der Ortsdosimetrie mit den Messgrößen der Umgebungs-Äquivalentdosisleistung 𝐻̇∗(10) und der Richtungs-Äquivalentdosisleistung 𝐻̇′(0,07) ist das die Veröffentlichung PTB-A 23.3 der Physikalisch Technische Bundesanstalt (PTB). Auch wenn im vorliegenden Projekt die Konformitätsbewertung (Bauartzulassung) auf Grund des gegenwärtigen Entwicklungsstandes (Zeitgründe) und der fehlenden Projektmittel nicht vorgesehen war, sollten die Ergebnisse immer im Kontext dazu gewertet werden. Im Anhang A zu diesem Abschlussbericht sind die für das vorliegende Vorhaben besonders relevanten Sachverhalte/Forderungen zusammengefasst und vorgestellt. Zwecks weiter-führende Literatur zur Dosimetrie ionisierender Strahlung soll hier auf verwiesen werden. Folgende Aufgaben • Zusammenstellung der gesetzlichen Vorgaben zur Messung von 𝐻∗(10) und 𝐻′(0,07) • Auswahl des Dosimetrieverfahrens (bereits im Antrag skizziert) • Auswahl und Charakterisierung des Detektormaterials • Realisierung des Lichtnachweises und der elektronischen Signalverarbeitung • Endgültige Konstruktion eines Dosimeters • Strahlungsphysikalische Charakterisierung des Prototyps waren im Projekt zu lösen. Der vorliegende Bericht bezieht sich auf das Gesamtvorhaben.
Im Rahmen des Vorhabens 3618S72392 wurden die tätigkeitsbezogenen Strahlenexpositionen in Anlagen nach AtG und standortnahen Zwischenlagern für radioaktive Abfälle erhoben und bewertet. Der vorliegende fachliche Abschlussbericht dokumentiert die wesentlichen Schwerpunkte des Vorhabens. Die Arbeiten wurden im Detail in einer Reihe von Einzelberichten zu den verschiedenen Themenbereichen dokumentiert. Die Ergebnisse der Untersuchungen zeigen, dass sich die Kollektivdosis der in Betrieb bzw. Nachbetrieb befindlichen Anlagen in den letzten Jahren auf einem niedrigen Niveau stabilisiert hat, wobei allerdings die Gesamt-Jahreskollektivdosis in den einzelnen Jahren deutlichen Schwankungen unterworfen ist. Diese Schwankungen sind unter anderem durch revisionsfreie Jahre einerseits und den Umfang der jährlichen Revisionsarbeiten andererseits bedingt. Durch die Abschaltung von acht Leistungsreaktoren im Jahr 2011 aufgrund der 13. Novelle des Atomgesetzes in Folge des Unfalls in Fukushima hat sich die Jahreskollektivdosis in diesen Anlagen seitdem weiter reduziert. Die Strahlenexposition des Personals hat sich in den letzten Jahren generell insgesamt weiter verringert; dies ist sowohl durch den Trend der mittleren Personendosen als auch durch die Entwicklung in der Verteilung der anlagenbezogenen Individualdosen zu erkennen; dies gilt besonders beim Eigenpersonal, aber auch (wenngleich nicht in gleichem Umfang) für das Fremdpersonal. Der Rückbau der in Stilllegung befindlichen Anlagen lässt sich mit deutlich niedrigeren Jahreskollektivdosen im Vergleich zum Leistungsbetrieb durchführen. Hier hat sich in den letzten Jahren gezeigt, dass sich mit der Durchführung einer Primärkreisdekontamination vor Beginn des Rückbaus diese weiter reduzieren lässt. Nach einer fallenden Tendenz der Gesamt-Jahreskollektivdosis aller in Stilllegung befindlichen Anlagen in den Jahren 2010 bis 2016 zeigt sich seit dem Jahr 2017 wieder ein Anstieg der Gesamt-Jahreskollektivdosis. Dies kann insbesondere auf die steigende Anzahl der in Stilllegung befindlichen Anlagen in diesen Jahren zurückgeführt werden: Seit dem Jahr 2017 haben neun weitere Anlagen ihre Stilllegungsgenehmigung erhalten und mit dem Rückbau begonnen. Je nach individuellen Abbaufortschritt tragen verschiedene Anlagen in einzelnen Jahren unterschiedlich stark zur Gesamt-Jahreskollektivdosis bei. Die Gesamt-Jahreskollektivdosis aller Anlagen der Ver- und Entsorgung liegt in den letzten sechs Berichtsjahren (2014 bis 2019) auf einem relativ konstanten Niveau zwischen 50 und 60 Pers.mSv/a und liegt damit deutlich unterhalb der Gesamt-Jahreskollektivdosen der Kernkraftwerke in Betrieb. Dabei tragen die einzelnen Anlagen auf Grund ihrer verschiedenen Tätigkeitsfelder unterschiedlich zu der Gesamt-Jahreskollektivdosis bei. Die jeweiligen Jahreskollektivdosen der einzelnen Anlagen liegen in einem Bereich von etwa 0,1 Pers.mSv/a bis zu etwa 40 Pers.mSv/a. Bei der Analyse der tätigkeitsbezogenen Daten erweist sich die mittlere tätigkeitsbezogene Dosisleistung insbesondere bei der Analyse von Teiltätigkeiten weiterhin als gutes Werkzeug zum Vergleich der radiologischen Randbedingungen von Arbeiten sowie zur Identifizierung von möglicherweise ungünstigen Arbeitsbedingungen und Hinweisen zur möglichen Optimierung von Tätigkeiten. Die tätigkeitsbezogene Dosisleistung bestätigt dabei auch die anlagenspezifischen Unterschiede, die sich in den Dosisleistungsmessungen an ausgewählten Messpunkten der Anlagen widerspiegeln. Zunehmend wird allerdings sichtbar, dass die Sammlung insbesondere von tätigkeitsbezogenen Daten für Anlagen in Stilllegung schwierig wird, da infolge der Optimierung von Planung und Durchführung von Abbaugewerken eine hochauflösende Dosiszuordnung zu Tätigkeiten wie im Falle des Betriebs von Kernkraftwerken sehr aufwändig und daher kostenintensiv ist. Darüber hinaus wurden im Vorhaben Fragen im Zusammenhang mit dem Strahlenschutz ausländischen Fremdpersonals in deutschen Kernkraftwerken bearbeitet, um einen Beitrag zum grenzüberschreitenden Strahlenschutz zu leisten.
Übergeordnetes Ziel war die Entwicklung neuer strahlenepidemiologischer Tabellen. Das Vorhaben konzentrierte sich dabei auf die Methodenentwicklung und die Erstellung eines Computerprogramms für Krebs nach Gamma- und Röntgenstrahlungsexposition für diejenigen Organe, in denen Krebs besonders häufig auftritt oder die besonders strahlenempfindlich sind. Dieses sind der Dickdarm, die Lunge, der Magen und die weibliche Brust. Die Abschätzungen der Krebsrisiken beruhen auf den Inzidenzdaten für die Atombombenüberlebenden von Hiroshima und Nagasaki (LSS (Lite Span study)-Kohorte). Da verschiedene Modelle basierend auf den gleichen Daten unterschiedliche Aussagen machen können, wird die Methode der „Multi-model inference“ benutzt, um modellunabhängige Risikofaktoren abzuleiten. Für Brustkrebs sollen auch Ergebnisse anderer Studien als die der Atombombenüberlebenden berücksichtigt werden. Bei der Übertragung der Risikofaktoren von den Atombombenüberlebenden auf einen Krebsfall in Deutschland wurden aktuelle Daten zum Krebsrisiko in Deutschland und Unsicherheiten, die sich z. B. durch den geringen Kenntnisstand zum Krebsrisiko nach Expositionen mit niedrigen Dosisleistungen ergeben, berücksichtigt. Das Programm ProZES (Programm zur Berechnung der Zusammenhangswahrscheinlichkeit einer Erkrankung und einer Strahlenexposition) berechnet eine Wahrscheinlichkeitsverteilung für den Zusammenhang der Erkrankung und einer Strahlenexposition. Die Entwicklung von ProZES wurde neben der Fachbetreuung durch das BfS begleitet von einer Arbeitsgruppe der SSK (Strahlenschutzkommission) (A 105) sowie einer internationalen Expertengruppe. //Introduction// Wide use of radiation and radioactivity in medicine, industry, science, and military applications leads to inevitable occupational exposures of personnel involved. Existing radiation protection limits for occupational exposure are set up to prevent deterministic effects of radiation and minimize potential harm of radiation due to stochastic effects (ICRP 2007). Stochastic effects include cancers and heredi-tary effects. Cancer is a common disease and development of cancer might result from either occupa-tional exposure or other cause not related to radiation exposure. Correspondingly, any decision on a compensation claim should investigate causal links between occupational exposure and observed dis-ease. Various implementations of compensation schemes have been developed in Argentina, France, Japan (for A-bomb survivors), Russia, UK, and US (ILO, 2010). In Germany, decision-making on compen-sation in the case of cancer after occupational radiation exposure is made using radiation-epidemiological tables (Chmelevsky et al. 1995), which neither reflect current state of knowledge on radiation-induced carcinogenesis nor account for inherent uncertainties of risk estimates and probabil-ity of cancer causation. Thus, existing tables need to be upgraded and replaced with modern, flexible approach, capable to account for details of personal occupational radiation exposure history as well as existing uncertainties in epidemiological data and models used to express risk of radiation exposure.
Abklingbecken Ein mit Wasser befülltes Becken, in dem Brennelemente nach dem Reaktoreinsatz so lange lagern, bis die Aktivität und Wärmeentwicklung auf einen gewünschten Wert gesunken ist, so dass eine Handhabung, u.a. zum Abtransport möglich wird. Ableitung radioaktiver Stoffe Ist die Abgabe flüssiger, an Schwebstoffe gebundener oder gasförmiger radioaktiver Stoffe auf hierfür vorgesehenen Wegen. (§ 1 Abs. 1 StrlSchV ). Ein Beispiel ist die geordnete und überwachte Abgabe von Fortluft aus Anlagengebäuden. Ableitungswerte Sind Angaben über die Aktivität (also Menge) radioaktiver Stoffe als auch über die hervorgerufene Dosis (also Wirkung) von Ableitungen. Für die durch Ableitung freigesetzten radioaktiven Stoffe hat der Gesetzgeber Grenzwerte festgesetzt (§§ 99 ff. StrlSchV ). Die in Genehmigungen festgelegten Werte (nach § 102 StrlSchV ) liegen in Berlin deutlich unterhalb dieser Grenzwerte. Die tatsächlich freigesetzten radioaktiven Stoffe unterschreiten wiederum in der Regel die genehmigten Werte deutlich. Äquivalentdosis Äquivalentdosis ist die mit einem Qualitätsfaktor gewichtete (multiplizierte) Energiedosis . Der Qualitätsfaktor berücksichtigt die relative biologische Wirksamkeit (die Wirkung ist bei verschiedenen Geweben nicht gleich) der unterschiedlichen Strahlenarten. Die Äquivalentdosis ist deshalb die Messgröße für die biologische Wirkung ionisierender Strahlung auf den Menschen. Ihre Einheit ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Aktivität Aktivität ist die Anzahl von Atomkernen eines radioaktiven Stoffes , die in einem bestimmten Zeitintervall zerfallen. Die Aktivität wird in Becquerel (Einheit im Internationalen Einheitssystem) gemessen und beschreibt die Anzahl der Kernzerfälle eines radioaktiven Stoffes in einer Sekunde. Siehe auch Erläuterung unter Dosis . Anlage, kerntechnische siehe „ kerntechnische Anlage Becquerel Das Becquerel (Kurzzeichen: Bq) ist die Maßeinheit der Aktivität eines “radioaktiven Stoffes”/sen/uvk/umwelt/strahlenmessstelle/glossar/#radioaktiver: und gibt an, wie viele Kernzerfälle pro Sekunde stattfinden. Betreiber/in Der Inhaber einer Genehmigung gemäß § 7 Atomgesetz zum Betrieb einer kerntechnischen Anlage . Brennelemente Brennelemente enthalten Kernbrennstoff . Sie bestehen meist aus einer Vielzahl von Brennstäben und sind wesentlicher Bestandteil des Reaktorkerns einer kerntechnischen Anlage . Dekontamination Alle Maßnahmen und Verfahren zur Beseitigung einer möglichen radioaktiven Verunreinigung einer Person oder eines Objekts (z.B. Geräte, Kleidung, Körperteile). Dialoggruppe Gesprächskreis durch ein Vorhaben direkt oder indirekt berührter Bürgerinnen und Bürger aus der Umgebung, Vertreterinnen und Vertreter von Parteien, Initiativen und Umweltorganisationen sowie sonstige interessierte Personen aus der Öffentlichkeit. Ziel ist es, das Vorhaben aktiv mit dem Vorhabenträger zusammen zu diskutieren und evtl. mitzugestalten. Darüber hinaus treffen sich die am Dialogverfahren des BER II Beteiligten ohne Vertreter des HZB im Rahmen der sogenannten Begleitgruppe. Dosimetrie Lehre von den Verfahren zur Messung der Dosis bzw. der Dosisleistung bei der Wechselwirkung von ionisierender Strahlung mit Materie. Dosis Die Dosis ist ein Maß für die Strahlenwirkung. Siehe auch die Erläuterungen zu Energiedosis , Organdosis , Effektive Dosis . Dosisleistung Dosis, die in einem bestimmten Zeitintervall erzeugt wird. Die Einheit ist Sievert oder Gray pro Zeitintervall. Effektive Dosis Die Effektive Dosis berücksichtigt die unterschiedliche Empfindlichkeit der Organe und Gewebe bezüglich stochastischer (zufallsgesteuert auftretender) Strahlenwirkungen. Dazu werden die spezifizierten Organdosen mit einem Gewebe-Wichtungsfaktor multipliziert. Die Effektive Dosis erhält man durch Summation der gewichteten Organdosen aller spezifizierten Organe und Gewebe, wobei die Summe der Gewebe-Wichtungsfaktoren 1 ergibt. Die Gewebe-Wichtungsfaktoren bestimmen sich aus den relativen Beiträgen der einzelnen Organe und Gewebe zum gesamten stochastischen Strahlenschaden (Detriment) des Menschen bei gleichmäßiger Ganzkörperbestrahlung. Die Einheit der Effektiven Dosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). In der Praxis des Strahlenschutzes werden in der Regel Bruchteile der Dosiseinheit verwendet, zum Beispiel Millisievert oder Mikrosievert Elektromagnetische Strahlung Elektromagnetische Strahlung ist nicht an Materie gebundene Strahlung (kein “Teilchenstrom”), die sich mit Lichtgeschwindigkeit ausbreitet und je nach Energieinhalt (charakterisiert durch die Frequenz oder die Wellenlänge) unterschiedliche Eigenschaften hat. Von den langen zu den kurzen Wellen unterscheidet man Ultralangwelle, Langwelle, Mittelwelle, Kurzwelle, Mikrowelle, Wärmestrahlung (Infrarot), sichtbares Licht, Ultraviolett, Röntgenstrahlung, Gammastrahlung. Für Infrarot und für sichtbares Licht besitzen wir Sinnesorgane, die anderen Strahlungsarten können nur über ihre Wirkung oder mit Messgeräten wahrgenommen werden. Im Ultraviolettbereich liegt die Grenze der ionisierenden Strahlung : kürzerwellige Strahlung ionisiert, längerwellige nicht. Gammastrahlung ist die kürzestwellige und energiereichste dieser Strahlungsarten, sie tritt bei Vorgängen in Atomkernen auf. Energiedosis Die Energiedosis beschreibt die Energie, die einem Material mit einer bestimmten Masse durch ionisierende Strahlung zugeführt wird, dividiert durch diese Masse. Die Einheit der Energiedosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Gray (Kurzzeichen: Gy). Entlassung aus dem Atomgesetz Mit der Entlassung aus dem Atomgesetz liegt keine kerntechnische Anlage nach § 2 Abs. 3a Atomgesetz mehr vor. EURATOM-Vertrag Der EURATOM-Vertrag ist einer der Römischen Verträge und damit Bestandteil der Gründungsvereinbarung der Europäischen Union. Das Ziel ist nach Artikel 1 die Schaffung der für die rasche Bildung und Entwicklung von Kernindustrien erforderlichen Voraussetzungen zur Hebung der Lebenshaltung in den Mitgliedstaaten und zur Entwicklung der Beziehungen mit den anderen Ländern. Kapitel 3 regelt Maßnahmen zur Sicherung der Gesundheit der Bevölkerung. Fernüberwachungssystem (Reaktorfernüberwachungssystem – RFÜ) Für die deutschen Kernkraftwerke existieren komplexe Messsysteme zur Erfassung von Anlagendaten und Werten der Umweltradioaktivität (KFÜ). Im Falle des Berliner Forschungsreaktors ist ein der KFÜ analog aufgebautes Reaktorfernüberwachungssystem (RFÜ) vorhanden. Das RFÜ erfasst und überwacht vollautomatisch rund um die Uhr Messwerte zum aktuellen Betriebszustand des Forschungsreaktors BER II einschließlich der Abgaben (Emissionen) in die Luft sowie den Radioaktivitätseintrag in die Umgebung (Immission). Freigabe Die Freigabe ist ein Verwaltungsakt (§ 33 Abs. 2 StrlSchV), der die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des Strahlenschutzgesetzes (und auf diesem beruhender Rechtsverordnungen) bewirkt. Er kann Vorgaben zum weiteren Umgang oder zur Verwendung, Verwertung oder Beseitigung der freigegebenen und damit rechtlich als nicht radioaktiv anzusehenden Stoffe enthalten. Freigabeverfahren Nach §§ 31 ff. Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) kann die Entlassung von u.a. beweglichen Gegenständen, Gebäuden, Räumen oder Anlagenteilen aus dem Regelungsbereich des “Strahlenschutzgesetzes“https://www.gesetze-im-internet.de/strlschg/: (und auf diesem beruhenden Rechtsverordnungen) auf Antrag bewirkt werden. Voraussetzung hierfür ist, dass die zuständige Behörde einen Freigabebescheid erteilt. Dieser wird erst dann erteilt, wenn festgestellt worden ist, dass die Materialien oder Objekte nicht so stark strahlen, dass durch sie ein Mitglied der Bevölkerung gefährdet werden könnte. Hierfür müssen bestimmte Anforderungen erfüllt werden, die (z. B. durch Messung) überprüft werden. Der Freigabebescheid kann zusätzliche Festsetzungen enthalten, wonach die freigegebenen Objekte nur dann als nicht radioaktive Objekte gelten, wenn mit ihnen in bestimmter Weise weiter umgegangen wird. Durch die freigegebenen Stoffe darf für Einzelpersonen der Bevölkerung nur eine effektive Dosis bis zu 10 Mikrosievert im Kalenderjahr auftreten (10-Mikrosievert-Konzept). Formelles Verfahren Ist ein auf Antrag erfolgendes behördliches Prüfungsverfahren mit dem Ziel einer Bescheidung durch die zuständige Behörde. Je nach Thematik können sich formelle Genehmigungsverfahren über Jahre erstrecken. Fortluft Der Begriff Fortluft stammt aus der Lüftungs- und Klimatechnik und bezeichnet den Teil der geführten Abluft, welcher nicht weitergenutzt und in die Atmosphäre abgegeben wird. Halbwertszeit Die Zeit, in der die Hälfte der Menge der Atomkerne eines bestimmten radioaktiven Stoffes zerfallen ist. Nach zwei Halbwertszeiten liegt demnach noch ein Viertel der Anfangsmenge vor, nach drei Halbwertszeiten ein Achtel usw. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Menge und die Aktivität eines radioaktiven Stoffes auf 1/1024 oder rund ein Promille des Anfangswertes gesunken usw. Die Halbwertszeit ist charakteristisch für eine bestimmte radioaktive Atomkernsorte („Nuklid“). Herausgabeverfahren Nicht jeder Stoff oder Gegenstand in einer kerntechnischen Anlage , der von einer Genehmigung nach § 7 Atomgesetz umfasst ist, ist zwingend radioaktiv kontaminiert oder aktiviert . Stoffe, Gegenstände, Gebäude oder Bodenflächen, die nachweislich von Vornherein weder radioaktiv kontaminiert noch aktiviert sind, fallen nicht unter das in der Strahlenschutzverordnung geregelte Freigabeverfahren . Ein klassisches Beispiel ist ein Anlagenzaun, der in der Genehmigung gefordert wird (also zum genehmigten Bereich gehört), aber nie mit Strahlung oder radioaktiven Stoffen in Verbindung stand. Das Herausgabeverfahren stellt daher ergänzend sicher, dass die Entlassung auch dieser Materialien aus dem atomrechtlichen Genehmigungsbereich überwacht wird. Das Verfahren wird behördlich begleitet. Das Herausgabeverfahren wird grundsätzlich in der Genehmigung zu Stilllegung und Abbau einer kerntechnischen Anlage festgelegt und im atomrechtlichen Aufsichtsverfahren, d.h. bei der nachfolgenden Stilllegung und dem Abbau der kerntechnischen Anlage, angewendet. IAEA Internationale Atomenergie-Organisation IMIS Das Integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt ( IMIS ) dient dazu, die Radioaktivität in der Umwelt zum Schutz der Bevölkerung zu überwachen, und ist im Strahlenschutzgesetz verankert. Die Überwachungsaufgaben werden zwischen Bund und Ländern aufgeteilt. INES INES steht für International Nuclear and Radiological Event Scale und ist eine Internationale Bewertungsskala für nukleare Ereignisse in kerntechnischen Anlagen (Kernkraftwerken, Zwischenlager etc.), aber auch allgemein bei sämtlichen Ereignissen im Zusammenhang mit radioaktiven Stoffen . Informelles Verfahren Das informelle Verfahren ist vom formellen Genehmigungsverfahren zu unterscheiden. Es dient zunächst ausschließlich der frühzeitigen Information aller potentiell Betroffenen eines bestimmten Vorhabens und steht in der alleinigen Verantwortung des Vorhabenträgers. Das informelle Verfahren umfasst z.B. Informationsveranstaltungen oder eine erweiterte Medienpräsenz. Es steht dem Vorhabenträger weiterhin zu, bei Bedarf eine Dialoggruppe einzurichten, der eine aktive Mitwirkung vorbehalten sein kann. Iodblockade Bei einem Unfall in einer kerntechnischen Anlage kann unter anderem auch radioaktives Iod freigesetzt werden. Durch die rechtzeitige Einnahme von hochdosierten Iodid-Tabletten kann die – Iod speichernde – Schilddrüse mit nicht radioaktivem Iod gesättigt und so die Aufnahme radioaktiven Iods verhindert werden. Siehe auch: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit ionisierende Strahlung Strahlung, die so energiereich ist, dass sie beim Auftreffen auf Luftmoleküle aus diesen Elektronen herausschlagen, also sie ionisieren kann. Dabei wird üblicherweise bei dem Begriff “Strahlung” nicht zwischen lichtartiger Strahlung (Röntgenstrahlung oder Gammastrahlung) und Strömen energiereicher Teilchen (Alphastrahlung, Betastrahlung, Neutronenstrahlung usw.) unterschieden – für die Naturwissenschaft ist ein Scheinwerferstrahl ein “Strahl”, ein Wasserstrahl aber auch (diese beiden sind aber nicht ionisierend). Mehr zu ionisierender Strahlung und deren Wirkung beim Bundesamt für Strahlenschutz . Katastrophenschutzplan Er beschreibt Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung in der Umgebung des Forschungsreaktors BER II und dient dem Zweck, die Zeit zwischen einem Schadensereignis und den zu treffenden Einsatzmaßnahmen optimal zu nutzen und damit die Schäden in der Umgebung zu begrenzen, die bei einem schweren Unfall entstehen können. Dabei beschreibt der Katastrophenschutzplan die der Planung zugrundeliegende Ausgangslage, das gefährdete Gebiet, die Aufgaben der Gefahrenabwehr und die Zusammenarbeit der zuständigen Behörden und Einrichtungen. Kerntechnische Anlage Kerntechnische Anlagen sind ortsfeste Anlagen, die eine Genehmigung nach Atomgesetz benötigen. Hierunter fallen im eigentlichen Sinn Anlagen zur Erzeugung, Bearbeitung, Verarbeitung, Spaltung oder Aufbewahrung von Kernbrennstoffen oder zur Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe, die alle eine Genehmigung nach § 7 des Atomgesetzes benötigen. Gemäß § 2 Abs. 3a des Atomgesetzes gelten außerdem folgende Einrichtungen als „kerntechnische Anlagen“: Anlagen zur Aufbewahrung von bestrahlten Kernbrennstoffen nach § 6 Abs. 1 oder Abs. 3 Atomgesetz, Anlagen zur Zwischenlagerung für radioaktive Abfälle, wenn die Zwischenlagerung direkt mit einer vorstehend bezeichneten kerntechnischen Anlage in Zusammenhang steht und sich auf dem Gelände der Anlage befindet. Einrichtungen, in denen mit Kernbrennstoffen sonst umgegangen wird (nach § 9 des Atomgesetzes), werden gelegentlich als „kerntechnische Einrichtung im weiteren Sinn“ in die Definition einbezogen. Kernbrennstoffe Was unter den Begriff „Kernbrennstoff“ zu verstehen ist, wird in § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes genauer definiert. Danach sind Kernbrennstoffe eine Teilgruppe der radioaktiven Stoffe , und zwar “besondere spaltbare Stoffe“ u.a. in Form von Plutonium 239, Plutonium 241 oder mit den Isotopen 235 oder 233 angereichertem Uran. Mehr zu Kernbrennstoffen wird hier angeboten. Kerntechnisches Regelwerk Die Nutzung der Kernenergie ist in Deutschland durch verschiedene Gesetze, Verordnungen, Regelungen, Leit- und Richtlinien geregelt. Unterhalb der Gesetzes- und Verordnungsebene werden die Anforderungen durch das kerntechnische Regelwerk weiter konkretisiert. Weitere Informationen, u.a. auch zur Regelwerkspyramide, finden sich auf den Internetseiten des Bundesamtes für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) . Kontamination Gemäß § 3 Abs. 2 Nr. 19 der Strahlenschutzverordnung eine Verunreinigung von Arbeitsflächen, Geräten, Räumen, Wasser, Luft usw. durch radioaktiven Stoffe . Unter Oberflächenkontamination versteht man die Verunreinigung einer Oberfläche mit radioaktiven Stoffen. Für Zwecke des Strahlenschutzes wird bei der Oberflächenkontamination zwischen festhaftender und nicht festhaftender (ablösbarer) Kontamination unterschieden. Bei nicht festhaftender Oberflächenkontamination kann nicht ausgeschlossen werden, dass sich radioaktive Stoffe ablösen und verbreitet werden.“ Kontrollbereich siehe Strahlenschutzbereich Landessammelstelle Berlin (ZRA) Der Gesetzgeber verpflichtet jedes Bundesland eine Landessammelstelle für radioaktive Abfälle einzurichten. Diese nimmt Abfälle aus Medizin, Industrie und Forschung an, jedoch Betriebs- oder Stilllegungsabfälle von Kernkraftwerken oder anderen kerntechnischen Anlagen nur in speziell gelagerten Fällen mit besonderer Erlaubnis. Das Land Berlin hat dem Helmholtz-Zentrum Berlin den gesetzlichen Auftrag zum Betrieb der Berliner Landessammelstelle für radioaktive Abfälle, genannt „Zentralstelle für radioaktive Abfälle“, ZRA , übertragen. Die ZRA übernimmt folglich als Berliner Landessammelstelle schwach- und mittelradioaktive Abfälle , die z.B. bei Anwendern radioaktiver Stoffe in der Industrie, in der Medizin sowie in Forschung und Lehre des Landes Berlin anfallen. Mediator*in Der Begriff stammt aus dem Lateinischen und bedeutet “Vermittler“. Umgangssprachlich wird ein Mediator*in auch als Streitschlichter*in bezeichnet, da die Aufgabe darin besteht, einen Konflikt zwischen mehreren Parteien friedlich zu lösen. Meist gestaltet sich die Lösung in Form eines Kompromisses oder eines Vergleichs. Megawatt (MW) siehe Watt . Meldekategorien (siehe auch meldepflichtiges Ereignis ) Gemäß der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung werden meldepflichtige Ereignisse nach der Frist, in der die Aufsichtsbehörden unterrichtet werden müssen, in unterschiedliche Meldekategorien unterteilt. Sie werden im Einzelnen in den Anlagen 1 bis 5 der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung aufgeführt. Meldepflichtiges Ereignis Vorkommnis, das nach der Atomrechtlichen Sicherheitsbeauftragten- und Meldeverordnung der zuständigen Aufsichtsbehörde zu melden ist. Es handelt sich dabei bei weitem nicht nur um Unfälle oder Störfälle; diese machen erfahrungsgemäß nur einen sehr kleinen Bruchteil der meldepflichtigen Ereignisse aus. Zu melden sind (als „Normalmeldung“) unter anderem alle Abweichungen vom Normalzustand, die eine sicherheitswichtige Einrichtung beeinträchtigen könnten, auch wenn selbst deren Ausfall noch keine Gefahr darstellen würde. Ein Beispiel für eine Normalmeldung bei einem Forschungsreaktor (Bericht Seite 3 und 7) finden Sie hier . Wesentlichere Befunde sind als Eilmeldung oder gar als Sofortmeldung in das Meldesystem einzubringen. Meldepflichtige Ereignisse werden entsprechend in verschiedene Meldekategorien unterteilt. Weitere Informationen stellt das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung (BASE) hier . Mikrosievert Sievert ist die Maßeinheit der effektiven Dosis , benannt nach dem schwedischen Mediziner und Physiker Rolf Sievert. 1 Mikrosievert (µSv) sind 0,000 0001 Sievert (Sv). Bsp.: Eine Zahnaufnahme erzeugt pro Anwendung eine Dosis von weniger als 10 µSv. Millisievert 1 Millisievert (mSv) sind 1000 Mikrosievert (µSv) oder 0,001 Sievert (Sv). Bsp.: Die Dosis einer Ganzkörper-Computertomographie eines Erwachsenen beträgt pro Anwendung ca. 10 mSv. Mittelradioaktive Abfälle siehe Radioaktiver Abfall Neutronen Neutronen sind ungeladene Elementarteilchen. Sie werden insbesondere bei der Kernspaltung freigesetzt. Die Kernspaltung ist nur für schwere Atomkerne (z.B. vom Element Uran) charakteristisch. Die Neutronenstrahlung besitzt wie die Gammastrahlung ein hohes Durchdringungsvermögen und erfordert zur Abschirmung ebenfalls einen stärkeren Einsatz von Abschirmmaterialien. Mehr zu Neutronen und Neutronenstrahlung finden Sie hier . Organdosis Die Organdosis berücksichtigt die unterschiedliche biologische Wirksamkeit verschiedener Arten ionisierender Strahlung (bei gleicher Energiedosis). Sie ist das Produkt aus der Organ-Energiedosis und dem Strahlungs-Wichtungsfaktor. Beim Vorliegen mehrerer Strahlungsarten ist die gesamte Organdosis die Summe der ermittelten Einzelbeiträge. Die Einheit der Organdosis ist J/kg mit dem speziellen Namen Sievert (Sv). Ortsdosis Ortsdosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der Strahlenmenge an einem Ort und ist definiert als die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Fettgewebe und Muskelgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Ortsdosisleistung (ODL) Die Ortsdosisleistung ist die pro Zeitintervall erzeugte Ortsdosis. Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe (z.B. Muskelgewebe oder Fettgewebe), gemessen an einem bestimmten Ort. Personendosis Personendosis ist eine operative Messgröße zur Abschätzung der von einer Person erhaltenen Dosis und ist definiert als die Äquivalentdosis gemessen an einer repräsentativen Stelle der Körperoberfläche. Personendosimeter Messgeräte zur Bestimmung der Personendosis als Schätzwert für die Körperdosis einer Person durch externe Bestrahlung (§§ 66 und 172 StrlSchV ). Radioaktiver Stoff Radioaktive Stoffe ( Kernbrennstoffe und sonstige radioaktive Stoffe) im Sinne von § 2 Abs. 1 des Atomgesetzes sind alle Stoffe, die folgende Bedingungen erfüllen: Sie enthalten ein oder mehrere Radionuklide und ihre Aktivität oder spezifische Aktivität kann im Zusammenhang mit der Kernenergie oder dem Strahlenschutz nicht außer Acht gelassen werden. Wann die Aktivität oder spezifische Aktivität eines Stoffes nicht außer Acht gelassen werden kann ist in den Regelungen des Atomgesetzes (§ 2 Absatz 2 AtG) oder der Strahlenschutzverordnung festgeschrieben. In der Bundesrepublik sind Stoffe mit zerfallenden Atomkernen daher kein „radioaktiver Stoff“, wenn in der Strahlenschutzverordnung festgelegt ist, festgelegt ist, dass die entstehende Strahlung unwesentlich ist. Solche Festlegungen findet man z.B. in § 5 der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV). Das neue Strahlenschutzgesetz greift in seinem § 3 diese Definition aus dem Atomgesetz auf. Mehr zu Grenzwerten im Strahlenschutz finden Sie hier . Radioaktivität Radioaktivität ist die Eigenschaft bestimmter Stoffe, sich spontan (ohne äußere Wirkung) umzuwandeln (zu „zerfallen“) und dabei charakteristische Strahlung (ionisierende Strahlung) auszusenden. Die Radioaktivität wurde 1896 von Antoine Henri Becquerel an Uran entdeckt. Wenn die Stoffe, genauer gesagt, die Radionuklide, in der Natur vorkommen, spricht man von natürlicher Radioaktivität; sind sie ein Produkt von Kernumwandlungen in Kernreaktoren oder Beschleunigern, so spricht man von künstlicher Radioaktivität. Mehr über die Wirkung ionisierender Strahlung finden Sie hier . Röntgenstrahlung Durchdringende elektromagnetische Strahlung mit einem Frequenzspektrum (und Energie) zwischen Ultraviolettstrahlung und Gammastrahlung. Mehr zum Thema „Wie wirkt Röntgenstrahlung?“ finden Sie hier . Auch bei Röntgenstrahlung gelten die Grundsätze des Strahlenschutzes. Mehr dazu wird hier angeboten. Rückbauverfahren Der Abbauprozess einer kerntechnischen Anlage , welcher typischerweise aus verschiedenen Verfahrensschritten besteht, z.B. Dekontamination, Demontage, Gebäudeabriss. Sicherheitsbericht Der Sicherheitsbericht ist Teil der einzureichenden Antragsunterlagen zu Stilllegung und Rückbau einer kerntechnischen Anlage . Er legt die relevanten Auswirkungen des Vorhabens im Hinblick auf die kerntechnische Sicherheit und den Strahlenschutz dar. Er soll außerdem Dritten die Beurteilung ermöglichen, ob die mit der Stilllegung und dem Abbau verbundenen Auswirkungen sie in ihren Rechten verletzen könnten. Sperrbereich siehe Strahlenschutzbereich Stilllegung Die Stilllegung einer kerntechnischen Anlage besteht hauptsächlich aus dem Rückbau (siehe Rückbauverfahren ) des nuklearen Teils und der Entsorgung des radioaktiven Inventars „(Gesamtheit der in einer kerntechnischen Anlage enthaltenen radioaktiven Stoffe). Zielsetzung ist die Beseitigung der Anlage und Verwertung der Reststoffe so weit wie möglich. Stilllegungsverfahren Der Begriff „Stilllegungsverfahren“ bezeichnet den Gesamtprozess von der Einreichung des Grundantrages bis zur endgültigen Entlassung der kerntechnischen Anlage aus dem Atomgesetz. Strahlendosis siehe Dosis Strahlenexposition Ist ein Synonym für Strahlenbelastung. Bezeichnung für die Einwirkung ionisierender Strahlung auf Lebewesen oder Materie. Strahlenschutz (nur bezogen auf die schädigende Wirkung ionisierender Strahlung) Strahlenschutz dient dem Schutz von Menschen und Umwelt vor den schädigenden Wirkungen ionisierender Strahlung aus natürlichen oder künstlichen Strahlenquellen. Strahlenschutzbeauftragter Nach § 43 bis 44 der Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ) die Person, die neben dem Strahlenschutzverantwortlichen (Genehmigungsinhaber) in einem Betrieb für die Einhaltung der Strahlenschutzvorschriften im Rahmen seiner Befugnisse verantwortlich ist. Strahlenschutzbereich Strahlenschutzbereiche sind räumlich abgrenzbare Bereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden. Sie unterteilen sich in Überwachungsbereich, Kontrollbereich und Sperrbereich. Überwachungsbereich Nicht zum Kontrollbereich (und nicht zum Sperrbereich) gehörende betriebliche Bereiche, in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 1 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 50 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 50 Millisievert: erhalten können. Der Zutritt zu einem Überwachungsbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn Personen eine dem Betrieb dienende Aufgabe wahrnehmen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist, sie Auszubildende oder Studierende sind und der Aufenthalt in diesem Bereich zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist oder sie Besucher sind. Kontrollbereich Sind Strahlenschutzbereiche, die aus Strahlenschutzaspekten besonders überwacht und kontrolliert werden und in denen Personen im Kalenderjahr eine effektive Dosis von mehr als 6 Millisievert oder eine Organ-Äquivalentdosis von mehr als 15 Millisievert für die Augenlinse oder 150 Millisievert für die Hände, die Unterarme, die Füße oder Knöchel oder eine lokale Hautdosis von mehr als 150 Millisievert erhalten können. Der Zutritt zu einem Kontrollbereich darf aus gesundheitlichen Gründen Personen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge tätig werden müssen, ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs-, Begleit- oder Tierbegleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen, zahnärztlichen oder tierärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, zugestimmt hat oder bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist. Sperrbereich Bereiche des Kontrollbereichs, in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 Millisievert (mSv) durch Stunde sein kann. Der Zutritt zu einem Sperrbereich darf aus gesundheitlichen Gründen nur erlaubt werden, wenn sie zur Durchführung der in diesem Bereich vorgesehenen Betriebsvorgänge oder aus zwingenden Gründen tätig werden müssen und sie unter der Kontrolle eines Strahlenschutzbeauftragten oder einer von ihm beauftragten Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, stehen oder ihr Aufenthalt in diesem Bereich zur Anwendung ionisierender Strahlung oder radioaktiver Stoffe an ihnen selbst oder als Betreuungs- oder Begleitperson erforderlich ist und eine zur Ausübung des ärztlichen oder zahnärztlichen Berufs berechtigte Person, die die erforderliche Fachkunde im Strahlenschutz besitzt, schriftlich zugestimmt hat. Es gelten spezielle Reglungen für Schwangere. Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) Umweltverträglichkeitsprüfung im Stilllegungsgenehmigungsverfahren des Forschungsreaktors BER II: Die Durchführung einer UVP dient der frühzeitigen Feststellung, Erkennung und Bewertung der möglichen Auswirkungen des Rückbaus des Reaktors für Menschen, Tiere, Pflanzen sowie auf die Qualität der Böden, Luft, Gewässer, Klima, Landschaft, Kulturgüter und sonstige Schutzgüter. Die Durchführung der UVP ist bei der Stilllegung von Reaktoranlagen ab 1 kW thermischer Dauerleistung gesetzlich vorgeschrieben (vgl. der Forschungsreaktor BER II hat eine thermische Dauerleistung von 10 Megawatt ). Überwachungsbereich siehe Strahlenschutzbereich Watt Maßeinheit für Leistung. Der Forschungsreaktor BER II hat eine Nennleistung von 10 MW. Zum Vergleich: Ein mittleres Kernkraftwerk hat eine Nennleistung von ca. 1.400 MW. 1 Megawatt (MW) = 1.000.000 Watt (W) > 1 Gigawatt (GW) = 1.000 Megawatt (MW) = 1.000.000 Kilowatt (kW) = 1.000.000.000 Watt (W) Wetterparameter Ist eine Größe wie Temperatur, Windstärke oder Niederschlagsmenge, mit deren Hilfe eine Aussage über die Wetterverhältnisse gewonnen werden kann. Das spielt eine Rolle zum Beispiel bei der Vorhersage der Ausbreitung radioaktiver Stoffe nach einer Freisetzung. ZRA Die Zentralstelle für radioaktive Abfälle (ZRA) betreibt als Institution der Helmholtz-Zentrum Berlin GmbH die Landessammelstelle Berlin. Das Atomgesetz verpflichtet jedes Bundesland, eine Landessammelstelle zur Zwischenlagerung der in seinem Gebiet angefallenen radioaktiven Abfälle einzurichten. Zwischenlager Lagerort für radioaktive Abfälle, die aufbewahrt werden müssen, bis man sie an ein Endlager abgeben kann. Es werden Zwischenlager für hochradioaktive Abfälle ( Brennelemente und Wiederaufarbeitungsabfälle) und Zwischenlager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle unterschieden.
STRAHLENTHEMEN Effektive Dosis pro Stunde [Mikrosievert pro Stunde]Höhe bis 1515 km bis 11 10 km bis 7 Mount Everest (8850 m) 2 0,5 0,3 0,2 0,1 Mont Blanc (4807 m) 5 km Lhasa, Tibet (3650 m) Mexico City (2240 m) Zugspitze (2962 m) München (530 m) 0,07 Hamburg (0 m) 0,05 0 km 0,03 Höhenstrahlung und Fliegen Viele Menschen reisen – privat oder geschäftlich – zu entfernten Zielen mit dem Flugzeug. Flugzeuge fliegen oft in Höhen und geografischen Breiten, in denen deut- lich mehr so genannte Höhenstrahlung (auch kosmische Strahlung genannt) auf den Menschen einwirkt als am Boden. Die Energien dieser Strahlen sind so hoch, dass man sie praktisch nicht abschirmen kann. Wie entsteht eigentlich diese Strahlung? Die Erde ist ständig einem Strom von hochenergetischen Teilchen ausgesetzt, die aus den Tiefen des Kosmos so- wie von der Sonne kommen und in die Erdatmosphäre eindringen. Dabei reagieren sie mit den Bestandteilen Titelbild: Kosmische Strahlung in unterschiedlichen Höhen der Lufthülle und bilden neue Teilchen. Die Gesamtheit dieser Teilchen bildet die so genannte Höhenstrahlung. Auf ihrem Weg zur Erdoberfläche wird die Höhenstrah- lung mit zunehmender Dichte der Atmosphäre schwä- cher (s. Titelbild). Die kosmische Strahlung dringt jedoch nicht überall gleich stark in die Erdatmosphäre ein, da das Magnet- feld der Erde die elektrisch geladenen Teilchen teilweise von der Erde ablenkt. Die Abschirmung durch das Erd- magnetfeld wirkt am stärksten am Äquator. Über den geomagnetischen Polen, die sich etwa 1.600 km abseits der geografischen Pole befinden, ist die Schutzwirkung dagegen am schwächsten. Infolgedessen ist die Höhen- strahlung in den nördlichen und südlichen Regionen der Erde deutlich stärker als am Äquator (s. Abbildung unten). Ein zusätzlicher Schutz kommt von der Aktivität der Son- ne. Der so genannte „Sonnenwind“ ist ein von der Sonne ausgehender Strom aus geladenen Teilchen, von denen ein kleiner Teil auch in die Erdatmosphäre eindringt. Vor allem aber lenkt der Sonnenwind einen Teil der kos- mischen Strahlung von unserem Sonnensystem ab. Die- se Sonnenaktivität ändert sich nahezu regelmäßig in einem Zyklus von elf Jahren. In Zeiten hoher Sonnenak- tivität kann man vermehrt Sonnenflecken beobachten. Diese werden aufgezeichnet und gehen in den so ge- nannten Relativen Sonnenflecken-Index (RSI) ein. Je grö- ßer die Sonnenaktivität und damit der Wert des RSI ist, desto geringer ist die Höhenstrahlung und umgekehrt. Das letzte Minimum der Sonnenaktivität war im Jahr 2009, das nächste Maximum wird im Jahr 2013/2014 er- wartet (s. Abbildung nächste Seite oben). Strahlenbelastung beim Fliegen nach New York (9 Stunden Flugdauer, davon 8 Stunden in Reiseflughöhe) zu einer effektiven Dosis von ca. 64 µSv (8 Stunden x 8 µSv/h). Dieser Wert galt gegen Ende des Jahres 2012. Infolge der zurzeit zunehmenden Sonnen- aktivität wird die Höhenstrahlung in den nächsten Jah- ren um ca. 25 Prozent zurückgehen. In der folgenden Ta- belle sind effektive Dosen, die durch Höhenstrahlung auf häufig geflogenen Strecken typischerweise entstehen, zusammengestellt. Abflug Ankunft Dosisbereich* [µSv] Frankfurt Gran Canaria10 - 18 Frankfurt Johannesburg18 - 30 Frankfurt New York32 - 75 Frankfurt Rio de Janeiro17 - 28 Frankfurt Santo Domingo (DomRep)30 - 65 Frankfurt Rom Frankfurt San Francisco 3-6 45 - 110 Frankfurt Singapur28 - 50 Frankfurt Tokyo45 - 110 * Die Schwankungsbreite geht hauptsächlich auf die Ein- flüsse von Sonnenzyklus und Flughöhe zurück. Effektive Dosis durch Höhenstrahlung auf ausgewählten Flugrouten Das Ausmaß der Strahlenbelastung beim Fliegen hängt somit vor allem von der Flughöhe, der Flugdauer, der geografischen Lage der Flugroute und der Sonnenak- tivität ab. Ein Maß für die Strahlenbelastung des Men- schen ist die effektive Dosis. In einer Höhe von 11 km und nördlich des 60-sten Breitengrades (Helsinki – Oslo – Südspitze Grönland) entsteht durch die Höhenstrahlung eine Dosisleistung von 8 bis 9 Mikrosievert pro Stun- de (µSv/h). Im Bereich des Äquators beträgt sie nur ein Drittel davon. Demzufolge führt die Strahlenexposition durch die Höhenstrahlung bei einem Flug von Frankfurt Wie wird die Strahlendosis ermittelt? Technisch besteht die Möglichkeit, die Strahlendosis während eines Fluges im Flugzeug zu messen. Da die physikalischen Bedingungen, die zu einer Dosis durch Höhenstrahlung führen, recht gut bekannt sind, kann man diese Strahlendosen auch hinreichend genau be- rechnen. Hierfür existieren Computerprogramme, die auf der Basis von physikalischen Messungen und anhand Zonen mit unterschiedlicher Höhenstrahlung [11 km Höhe, Ende 2013, Mikrosievert pro Stunde] Schwankung des Relativen Sonnenflecken-Index (RSI) und der effektiven Dosis durch Höhenstrahlung bei einem Hin- und Rückflug Frankfurt – New York (ab 2012 geschätzt) der flugbestimmenden Daten (z. B. Start- und Zielflugha- fen, Flugdauer und -höhe, Datum) die gesamte effektive Dosis ermitteln, die bei einem Flug entsteht. Strahlenbelastung durch natürliche Quellen am Boden Die Höhenstrahlung macht einen Teil der natürlichen Strahlung aus, der die Menschheit schon immer ausge- setzt ist. In Meereshöhe beträgt ihr Wert ca. 300 µSv pro Jahr. Den größten Beitrag zur natürlichen Strahlenbelas- tung in Deutschland liefert mit durchschnittlich 1.100 µSv pro Jahr das Radon, ein radioaktives Edelgas, das z. B. von granithaltigem Gestein abgegeben wird, und das über die Atemluft aufgenommen wird. Zusätzlich wirkt von außen die terrestrische Strahlung – das ist die Strahlung der na- türlichen radioaktiven Stoffe im Bodengestein der Erd- kruste – auf uns ein. Sie beträgt im Mittel jährlich 400 µSv. Auch der menschliche Körper enthält natürliche radioak- tive Stoffe. Hier ist es vor allem das Kalium-40 in den Mus- kelzellen, das mit ca. 300 µSv zur jährlichen Strahlenexpo- sition aus natürlichen Quellen beiträgt. vergleichsweise niedrigen Dosis zwar sehr gering, das Ri- siko steigt aber mit der Höhe der erhaltenen Strahlendo- sis an. Für Menschen, die wenig fliegen, ist die zusätzliche Exposition durch kosmische Strahlung von untergeordne- ter Bedeutung. Jedoch ist jede zusätzliche Belastung mit einem zusätzlichen Risiko verbunden. Dies ist besonders bei Schwangeren und Kleinkindern zu berücksichtigen (s. a. BfS-Faltblatt „Strahlenthemen: Schwangerschaft und Strahlenschutz“). Wenn ein Flug zu privaten oder auch geschäftlichen Zwecken geplant wird, dann liegt es meist im persönlichen Ermessen des Einzelnen abzuwägen, ob der Flug für gerechtfertigt gehalten wird und wie die Ri- siken eines solchen Fluges und die Risiken beim Benutzen alternativer Verkehrsmittel zu Wasser oder zu Lande ge- geneinander abgewogen werden. Das fliegende Personal der Verkehrsfluggesellschaften hat diese Entscheidungs- freiheit nicht. Für diese Personen werden daher Vorkeh- rungen des Arbeitsschutzes getroffen. Piloten, flugbegleitendes Personal oder berufliche „Viel- flieger“ können – insbesondere, wenn sie häufig Lang- strecken, vor allem auf den nördlichen Polrouten flie- gen – Strahlendosen erhalten, die durchaus vergleichbar sind mit Dosiswerten in Berufsgruppen, die ionisierende Strahlung einsetzen oder die mit radioaktiven Quellen umgehen. In einzelnen Studien gibt es Hinweise darauf, dass fliegendes Personal einem leicht erhöhten Gesund- heitsrisiko ausgesetzt ist. Von einem wissenschaftlich ge- sicherten, ursächlichen Zusammenhang zwischen der Höhenstrahlung und z. B. der Häufigkeit von Krebser- krankungen kann man nach gegenwärtigem Kenntnis- stand aber nicht sprechen. Gleichwohl ist es sinnvoll, die Höhe eines möglichen gesundheitlichen Risikos durch Höhenstrahlung abzuschätzen und ggf. zu begrenzen. Strahlenschutz des fliegenden Personals Früher erstreckte sich der Strahlenschutz für Arbeitskräf- te nur auf Tätigkeiten, bei denen man die Strahlungs- eigenschaften radioaktiver Stoffe absichtlich anwendet In Deutschland beträgt die mittlere effektive Dosis aus natürlichen Strahlenquellen demnach etwa 2.100 µSv pro Jahr. Je nach Aufenthaltsort schwankt der tatsächli- che Wert zwischen 1.000 und 6.000 µSv pro Jahr. Im Vergleich dazu bewirkt eine Flugreise von Frankfurt nach New York und zurück eine zusätzliche Strahlenex- position von ca. 120 µSv. Die durchschnittliche natürli- che Strahlenexposition eines Jahres erhöht sich also al- lein durch eine Flugreise um ca. fünf Prozent. Höhenstrahlung und Gesundheit Grundsätzlich kann die Höhenstrahlung als ionisie- rende Strahlung die Körperzellen schädigen und z. B. Krebserkrankungen auslösen. Die Wahrscheinlichkeit für einen gesundheitlichen Schaden ist aufgrund der Die Strahlenbelastung des fliegenden Personals wird in Deutschland seit August 2003 überwacht
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.
MERKBLATT ÄUSSERE STRAHLENEXPOSITION DES PERSONALS BEI DER THERAPIE MIT RADIUM-223 DICHLORID Radium-223 Dichlorid ist ein Radiopharmakon zur Therapie von Knochenmetastasen bei kastrations- resistentem Prostatakarzinom. Radium-223 wird se- lektiv im Knochengewebe gespeichert, was zu ei- ner Bestrahlung der Tumorzellen führt. Das 223Ra-Präparat Xofigo® der Firma Bayer Phar- ma AG wurde im November 2013 für die ambulan- te Behandlung in Deutschland zugelassen. Es be- sitzt eine Zulassung der europäischen (EMA) und der US-amerikanischen Gesundheitsbehörde (FDA). Zum Zeitpunkt der Zulassung von Xofigo® wurde ein Primärstandard zur Kalibrierung der Aktivime- ter verwendet, der vom National Institute of Stan- dards and Technology (NIST) 2010 entwickelt wur- de. Im Jahr 2015 wurde jedoch festgestellt, dass die Aktivität im NIST-Standardreferenzmaterial (NIST- SRM) von 2010 um 10 % zu niedrig angegeben war [NIST 2015, Ber 2015]. Daraus folgt, dass die mit dem alten Standard ermittelten Aktivitätswerte um 10% unterschätzt waren. Verfügung gestellt. Die Implementierung des neu- en Standards erfolgte am 18.04.2016. Alle Aktivi- tätsangaben in diesem Merkblatt beziehen sich auf das NIST-SRM von 2015. Für eine Therapie wird Xofigo® in Durchstechfla- schen mit 6 ml 223Ra Dichloridlösung und einer Ak- tivität von 6,6 MBq (entsprechend dem neuen Stan- dard) am Referenzdatum geliefert [Bay 2016, EMA 2016]. Die Behandlung erfolgt i. d. R. durch 6 i. v. Injektionen von je 55 kBq pro kg Körpergewicht (entsprechend dem neuen Standard) im Abstand von 4 Wochen. Unter Verwendung des alten Stan- dards NIST-SRM 2010 ging man (fälschlicherweise) davon aus, dass die Durchstechflaschen 6 MBq ent- halten und je Injektion 50 kBq pro Kg Körperge- wicht appliziert werden. In Deutschland wurde das aktualisierte NIST-SRM zur Kalibrierung der Messgeräte inzwischen zurDie Korrektur hat keinen Einfluss auf die Sicher- heit oder Wirksamkeit von Xofigo®, da die tat- sächliche Aktivitätsmenge, die dem Patienten ver- abreicht wird, sich dadurch nicht ändert. In den nuklearmedizinischen Zentren ist jedoch zu prü- fen, ob aufgrund der Korrektur eine Erhöhung der genehmigten Umgangsaktivität erforderlich ist. Abb. 1: Zerfallsschema von Radium-223Abb. 2: Zerfallskurven von Radium-223 und Tochternukliden Radium-223 ist ein Alphastrahler und hat eine Halbwertszeit von 11,4 Tagen. Es zerfällt über vier a-Emitter (Alphaenergie 5,0 - 7,5 MeV) und zwei b-Emitter (Eb, max = 1,37 und 1,42 MeV) in das stabi- le Tochternuklid 207Pb (Abb. 1). Bei einigen dieser Tochternuklide treten auch g-Strahlen unterschied- licher Energie (E = 0,01 - 1,27 MeV) auf, deren Emissionswahrscheinlichkeit in der Summe 0,7 pro a-Zerfall des Mutternuklids 223Ra beträgt. Alle Tochternuklide des 223Ra sind vergleichswei- se kurzlebig, was zur Folge hat, dass sich wenige Stunden nach der Abtrennung des Mutternuklids ein radioaktives Gleichgewicht mit den Töchtern einstellt. In dieser Zeit erhöht sich die Gesamtak- tivität des Nuklidgemisches aus 223Ra und dessen Töchtern auf etwa das 6-fache der ursprünglichen 223 Ra-Aktivität. Folglich enthält auch das angelie- ferte Vial eine Gesamtaktivität bis zum 6-fachen der angegebenen 223Ra-Aktivität zum Referenzzeit- punkt (Abb. 2). In den Fachinformation der Firma Bayer wird mit- geteilt, dass die von a-Teilchen, b-Teilchen und Gammastrahlung abgegebenen Energieanteile 95,3 %, 3,6 % und 1,1 % betragen [Bay 2016, EMA 2016]. Diese Zahlen sind jedoch nur bedingt geeig- net, um die Gefährdung des Personals durch äu- ßere Strahlenexpositionen beim Umgang mit 223Ra Dichlorid zu bewerten. Hierfür sind nicht zuletzt die b-strahlenden Tochternuklide 211Pb und 207Tl von Bedeutung, deren Summenaktivität im Gleich- gewicht 33 % der Gesamtaktivität ausmacht. Auf- grund dieser Tatsache und wegen der relativ ho- hen Energie der b-Teilchen (Eb, max = 1,37 und 1,42 MeV) sind äußere Strahlenbelastungen nicht aus- zuschließen. Bei genauerer Betrachtung muss zwi- schen einer möglichen Ganzkörperexposition und einer Exposition der Haut, vor allem an den Hän- den, unterschieden werden. Die Messgröße für die externe Strahlenbelastung des Körpers ist die Tiefen-Äquivalentdosis, H*(10). In 50 cm Abstand von einer 223Ra Punktquelle mit 6,6 MBq beträgt die entsprechende Dosisleistung 0,033 µSv/min unter Berücksichtigung der Folge- produkte, [BfS 2016]. Signifikante Ganzkörperexpo- sitionen des Personals können folglich nahezu aus- geschlossen werden. Hautexpositionen werden vor allem durch b-Strah- lung verursacht. Für die Messgröße der Hautdo- sis, die Oberflächen-Äquivalentdosis, H‘(0,07), ist der entsprechende Dosisleistungskoeffizient für 211 Pb und 207Tl mit 1,30 bzw. 1,27 mSv/(h MBq) [Pet 1993] deutlich größer, das Modell der Punkt- quelle jedoch ungeeignet. Unter realistischen Expositionsbedingungen führen die Selbstabsorpti- on in der Radionuklidlösung und die Schwächung der b-Teilchen in der Wand von Spritzen oder Vials zu einer deutlichen Reduzierung dieser Koeffizi- enten. Andererseits ist beim Hantieren mit Radio- pharmaka der Abstand zu den Händen oft kleiner als 10 cm und kann bei unsachgemäßem Umgang nahe Null sein, z. B. wenn eine Spritze oder das Vial nicht abgeschirmt sind und mit den Fingern berührt werden. Dann können hohe lokale Haut- dosen auftreten. Der Hersteller von Xofigo® hat Messungen der Do- sisleistung mit verschiedenen Verfahren an einem Vial veranlasst. Diese ergaben eine relativ geringe Dosisleistung von maximal 0,64 mSv/(h MBq) (un- ter Berücksichtigung des aktualisierten Standards NIST-SRM 2015). Für ein anderes realistisches Szenario, den Kontakt mit einer 5 ml-Spritze, stehen berechnete Dosisleis- tungskoeffizienten zahlreicher Nuklide zur Verfü- gung [Del 2002], aber leider nicht für 223Ra. Aus den Daten von Nukliden mit ähnlichen b-Energien lässt sich jedoch ableiten, dass die Oberflächen-Do- sisleistung an einer mit 223Ra-Dichlorid gefüllten 5 ml-Spritze im Mittel ca. 20 mSv/(h MBq) betragen kann. Zur Verifizierung dieses Sachverhalts hat das Bun- desamt für Strahlenschutz (BfS) Messungen durch- geführt. Dazu wurden Thermolumineszenzdosime- ter (TLD) axial an der Oberfläche einer 5 ml-Spritze mit 3,05 MBq 223Ra fixiert und 30 Minuten be- strahlt. Die Kalibrierung der TLD erfolgte mit 90Y (Eb, max = 2,28 MeV). Der gemessene Dosisleistungs- koeffizient betrug 17±1 mSv/(h MBq) und stimmt somit recht gut mit der theoretischen Vorhersage überein. Das ist ein 26-fach höherer Wert als der an einem Vial gemessene. Dafür sind insbesondere die unterschiedliche Geometrie (geringerer Durch- messer der Spritze, d.h. weniger Selbstabsorpti- on) und das andere Wandmaterial (0,5 mm Plastik statt 1 mm Glas) verantwortlich. Würde man die am Vial gemessene Dosisleistung für die Abschät- zung der an der Wandung einer 5 ml-Spritze zu erwartenden Dosisleistung zu Grunde legen, wür- de die Gefährdung in Hinblick auf Hautexpositio- nen deutlich unterschätzt. An der Wand einer mit 3,8 MBq 223Ra gefüllten Plastikspritze kommt es bei Hautkontakt über einen Zeitraum von 1 min zu ei- ner Dosis von 1,08 mSv. Von den Werten am Vial ausgehend würde man hingegen nur 0,04 mSv erwarten. Wegen des großen Dosisleistungskoeffizienten gehört 223Ra zu der Gruppe von b-strahlenden Nukliden mit dem höchsten Gefährdungspotenti- al durch Hautexpositionen. Für diese Nuklide, zu denen z.B. auch 90Y zählt, werden Teilkörperdosi- meter (Fingerringdosimeter) der amtlichen Person- endosismessstellen zur Überwachung des Grenz- wertes der Hautdosis (500 mSv/a) empfohlen, wenn die jährliche Umgangsaktivität 1 GBq überschreitet [BfS 2015]. Verglichen mit anderen Radionuklidtherapien ist das Risiko von Hautexpositionen des Personals bei Therapien mit 223Ra Dichlorid aber dennoch ge- ring, da die applizierte 223Ra Aktivität relativ nied- rig ist. Auch die Höhe der äußeren Ganzkörperex- position des Pflegepersonals oder der Angehörigen durch Patienten wird als vernachlässigbar einge- schätzt, da die Dosisleistung in 1 m Abstand vom Patienten den Wert von 0,2 µSv/h nicht übersteigt [Dau 2014]. Aus den angeführten Gründen sollten sich Strah- lenschutzmaßnahmen zum Schutz des an der The- rapie beteiligten Personals, von Pflegekräften und Angehörigen im Wesentlichen auf die Vermeidung von Inkorporationen und Kontaminationen kon- zentrieren. Hierzu sind die üblichen strahlenhygie- nischen Maßnahmen zur Vermeidung von Inkorpo- rationen beim Umgang mit offenen Radionukliden einzuhalten, z. B. das Tragen von Handschuhen, Laborkleidung und Mundschutz, sowie regelmä- ßige Kontaminationskontrollen. Darüber hinaus wird zwecks Minimierung äußerer Strahlenexpo- sitionen, insbesondere der Haut, die Verwendung geeigneter Abschirmungen für Spritzen und Vials empfohlen. Hierfür sind keine speziellen Abschir- mungen für b-strahlende Radiopharmaka erforder- lich. Es können z.B. auch kommerzielle Spritzenab- schirmungen aus Wolfram für g-Strahler wie 99mTc verwendet werden. Weitere Hinweise zum Strah- lenschutz des Personals beim Umgang mit 223Ra Di- chlorid finden sich unter [BfS 2016, Bay 2016, EMA 2016] sowie in einer Muster-Strahlenschutzanwei- sung [MHH 2014]. Impressum Bundesamt für Strahlenschutz Externe und interne Dosimetrie, Biokinetik Postfach 10 01 49 38201 Salzgitter Telefon: + 49 (0) 30 18333 - 0 Telefax: + 49 (0) 30 18333 - 1885 Internet: www.bfs.de E-Mail: ePost@bfs.de Stand: Februar 2017 Literatur: Bay 2016Xofigo® 1100 kBq/ml Injektionslösung, Bayer-Fachinformation, April 2016 DE/3, http://www.fachinfo.de EMA 2016Xofigo Radium-223 dichloride, Annex 1, Summery of Product Characteris- tics, http://www.ema.europa.eu/docs/ en_GB/document_library/EPAR_-_Pro- duct_Information/human/002653/ WC500156172.pdf, 25.05.2016 NIST 2015Revision of the NIST Standard for 223 Ra: New Measurements and Re- view of 2008 Data, Jornal of Research of the National Institute of Standard and Technology, Vol. 120, pages 37-57, 2015, http://www.nist.gov/nvl/jres.cfm Ber 2015Bergeron E et al. Secondary standards for 223Ra revised, Appl. Radiat. Isot. 101:10-14, 2015 BfS 2015Empfehlung von Kriterien für die Teil- körperdosimetrie in der Nuklearme- dizin, Bundesamt für Strahlenschutz, GMBl. 2015, Nr. 22, S. 438-440 BfS 2016Strahlenschutzmaßnahmen bei der Anwendung von Xofigo®; Überarbeite- te Stellungnahme des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) vom 18.Dezember 2015; GMBl. 2016 Nr. 8, S.177 Pet 1993Petoussi N., Zankl M. et al. Dose dis- tributions in the ICRU sphere for mo- noenergetic photons and electrons and for 800 radionuclides, GSF-Bericht 7/93, 1993 Del 2002Delacroix, D. et al. Radionuclide and Radiation Protection Data Handbook 2002, Rad. Prot. Dosimetry; 98 (1) 2002 Dau 2014Dauer L.T. et al. Radiation safety con- siderations for the use of 223RaCl DE in men with castration-resistant pro- state cancer. Health Phys. 2014; 106(4):494–504 MHH 2014 Strahlenschutzanweisung für den Um- gang mit Ra-223 Dichlorid, V 1.0 vom 13.02.2014, Medizinische Hochschu- le Hannover, L. Geworski, Persönliche Mitteilung, April 2015.
Die Einlagerungskammer 7 auf der 725-Meter-Ebene wurde ursprünglich im Jahr 1932 zur Salzgewinnung aufgefahren. In ihr lagern 8.530 Behälter mit schwachradioaktiven Abfällen. Diese wurden von 1975 bis 1977 mittels Abkipptechnik eingelagert. Die abgekippten Fässer wurden mit Salzmaterial überdeckt. Die Einlagerungskammer 7/725 ist die einzige heute noch zugängliche Einlagerungskammer. Der Kenntnisstand über ihren Zustand, die damalige Einlagerungstechnik, den Verfüllungsgrad sowie dem noch offenstehenden Resthohlraum ist groß. Durchführung der Rückholung Der Zugang zur Einlagerungskammer wird durch ein Schleusensystem gesichert. Zur Bergung der Abfälle ist ein ferngesteuerter Tripod-Bagger geeignet. Dieser kann mit unterschiedlichem, auswechselbaren Werkzeugen versehen werden. Für den Transport der Abfälle sowie des Tripod-Baggers kommt eine ferngesteuerte Hängebahn zum Einsatz. Diese wird an der Decke (Firste) der Einlagerungskammer befestigt. Vor dem Einsatz der Technik muss die Lage der Abfallbehälter innerhalb des Salzmaterials erfasst werden. Dies kann mit Hilfe visueller Methoden oder durch Detektion mittels Bodenradar ermöglicht werden. Anschließend kommt der Tripod-Bagger zum Einsatz. Er löst die Abfälle aus dem Salzmaterial und lädt sie in einen bereitstehenden Behälter. Die Behälter werden mittels der Hängebahn zu den Schleusen transportiert. Für den kontaminationsfreien Transport nach über Tage wird der Behälter in der Schleuse mit einer Umverpackung versehen. In der Schleuse können verschiedene Daten der Umverpackung wie zum Beispiel das Gewicht und die Dosisleistung an der Außenseite erfasst werden. Nach einer abschließenden Kontaminationskontrolle an der Außenseite der Umverpackung wird diese zum untertägigen Transport bereitgestellt. Die Einlagerungskammer wird nach Bergung der Abfälle verfüllt Nachdem der radioaktive Abfall aus der Einlagerungskammer zurückgeholt wurde, wird in Vorbereitung der Verfüllung die Bergetechnik rückgebaut und die Einlagerungskammer auf verbleibende Restkontamination geprüft. Nach erfolgter radiologischer Prüfung wird die Einlagerungskammer verfüllt. Über die Einlagerungskammer 7/725 liegen die meisten Erkenntnisse vor. Die Rückholung soll mit Hilfe eines Tripod-Baggers stattfinden. Den Originaltext finden Sie im Rückholplan auf den Seiten 29 bis 34 - Plan zur Rückholung der radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage Asse II (PDF, 7,35 MB) . Die Mitarbeiterinnen und Mitarbeiter der Infostelle Asse stehen gerne für weitere Fragen zur Verfügung. Bei Bedarf stellen Sie auch den Kontakt zu den entsprechenden Fachkolleginnen und -kollegen her. Weitere Informationen hierzu erhalten Sie in der Infostelle Asse . Themenschwerpunkt: Rückholung Plan zur Rückholung der radioaktiven Abfälle aus der Schachtanlage Asse II (PDF, 7,35 MB) Infostelle Asse
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