Aufbau und Funktion von Strahlungsmessgeräten

1. Aufbau und Funktion von Strahlungsmessgeräten

3. 1.1 D e t e k t o r e n – Ü b e r s i c h t Gasentladungs- detektoren Szintillations- detektoren Halbleiter- detektoren andere Festkörper- detektoren

4. Vorteile der verschiedenen Detektoren Detektoren – Übersicht

5. Nachteile verschiedener Detektoren Detektoren – Übersicht GMZ = Geiger-Müller- Zähler LSD = Liquid Scint. Det.

6. 1.2 Gasentladungsdetektoren a) Ionisationskammer Primäre, durch die Strahlung ionisierte Ladungsmenge wird abgesaugt; Ladungsmenge (energieabhängig) reicht i.d.R. nur zum Nachweis von -und- Strahlung  geringe Nachweisempfind- lichkeit, praktisch kein -Nachweis, ggf. Überdruck u.spez. Anordnungen. I-V-Kennlinie

7. Gasentladungsdetektoren Ionisations- kammer- Bereich

8. 1.2 Gasentladungsdetektoren a) Ionisationskammer Primäre, durch die Strahlung ionisierte Ladungsmenge wird abgesaugt; Ladungsmenge (energieabhängig) reicht i.d.R. nur zum Nachweis von -und- Strahlung  geringe Nachweisempfind- lichkeit, praktisch kein -Nachweis, ggf.Überdruck u.spez.Anordnungen. b) Proportionalzähler EKammer > Egrenz Primär erzeugte Ladungsträger erzeugen weitere (sekundäre) Ionen/Elektronen • HoheFeldstärken durch inhomogene Feldanordnungen,geeignete Gasfüllungen; stabile Spannungsversorgung; Gasdurchflusszähler, großflächig.

9. Proportional- gebiet Gasentladungsdetektoren

10. Gasentladungsdetektoren c) Geiger-Müller-(Auslöse-)Zähler (GMZ) Ursprüngliches Signal wird durch Ionisationslawine völlig überdeckt

11. G.M.-Gebiet Gasentladungsdetektoren

12. Gasentladungsdetektoren c) Geiger-Müller-(Auslöse-)Zähler (GMZ) Ursprüngliches Signal wird durch Ionisationslawine völlig überdeckt •  keine Unterscheidung unterschiedlicher Strahlung • große Totzeit durch Ionisationslawine • hohe elektrische Nachweisempfindlichkeit (wenn absorbiert) • nur geringe Aktivitäten messbar • einfach, billig

13. G.M.-Gebiet Gasentladungsdetektoren

14. 1.3 Szintillationsdetektoren a) Festkörper -Szintillatoren  heute praktisch nur noch NaJ (in Messgeräten, gelegentlich CsJ (nur Detektoreneinheit) hygroskopisch absorbiert - und teilweise auch -Strahlen

15. Szintillationsdetektoren NaJ-Szintillationsdetektoren : • . . . habensehr viel höhere Nachweisempfind- lichkeit für -Strahlung als Gasdetektoren; • . . . haben extrem kleine Zeitkonstanten; d.h. Totzeiten, die praktisch nur durch den SEV und die Elektronik bestimmt sind; • . . . wurden bei der Spektroskopie (Nuklididentifikation) heute durch den erheblich besser energieauflösen- den Halbleiterdetektor ersetzt.

16. Szintillationsdetektoren b) Flüssigkeits-Szintillatoren Effizienz des „Leuchtcocktails“ nur ca. 1/100 von NaJ aber: Strahler wird direkt in die Szint. Flüssigkeit eingebracht  keine bzw. geringe (Fenster-) Absorptionsverluste Zwei SEV werden in Koinzidenz- Schaltung (Dt =1ns ) betrieben  Rauschunterdrückung um ca. einen Faktor 100 Ähnlich hohe Nachweiseffizienz wie NaJ-Szintillations-Detektor Hauptanwendungen: Messung von H 3 - bzw. C 14 - Aktivitäten in chemisch-biologisch-medizinischen Markierungsexperimenten

17. Neuester, bzgl. der Energieauflösung mit Abstand bester Detektor. Es wird der sog. „Innere Photoeffekt“ , d.h. die strahlungsinduzierte Elektro-nen -Loch-Paar-Bildung in Halbleiter-kristallen (Si, Ge und InSb) verwendet. • Festkörper-Analogon zum Gasentlastungsdetektor • Allerdings: viel höhere Dichte (> 1000x) • geringere Ionisierungsenergie • (Si: 3,6 eV, Ge: 2,9 eV; Gas:  30 eV) •  viel höhere Nachweiswahrscheinlichkeit, wenn • auch nicht ganz so hoch wie NaJ-Kristall • Rauschunterdrückung durch Kühlung • Heute erhältliche Ausführungen: p, n-Si-Sperrschicht-Detektoren (, ) • Si-Oberflächen-Sperrschicht-Detektoren (, ) • Reinst-Germanium-Detektoren  ()

18. Funktionsweise eines HL-Detektors: 1 - Photon des Ba 133 (E = 360 keV)erzeugt im Ge-Detektor ca. 120 000 Elektron-Loch-Paare

19. In silberaktiviertem Phosphatglas werden Lumineszenz-Zentren gebildet, die mit UV-Licht „abgefragt“ werden können  orangefarbene Fluoreszenzstrahlung Dosismessung kann beliebig wiederholt werden  Löschen durch Thermobehandlung. Messung der Änderung optischer Eigenschaften von Festkörpern nach Bestrahlung  Erhöhung der Absorption (Einfärbung)  Erhöhung bzw. Reduzierung der Lumineszenzfähigkeit Vorteil: Robust, klein, billig, für Dosimetrie gut geeignet Nachteil: keine direkte Dosisablesung möglich, zur Auswertung ist eine komplizierte Apparatur notwendig Radio-Photolumineszenz – Dosismeter (RPLD) Thermolumineszenz-Dosimeter (TLD) In bestimmten Kristallen (LiF, CaF2.....) werden durch Bestrahlung  Lumineszenz- Zentren gebildet, die bei Erwärmung (200 – 400 C) durch Lichtemission, die proportional zur Energiedosisist, wieder ausheilen.

20. Farbglas-Dosimetrie für die Hochdosisbestrahlung Dosis 0 Gy Dosis 25 kGy

21.  .Schwärzung von Filmmaterial durch ionisierende Strahlung Wegen nichtlinearer Schwärzungskurve Eichung notwendig Wegen der geringen Absorption von normalen Filmmaterial für - bzw. Röntgenstrahlung wird in sog. Röntgenfilme mehr Brom- und Jodsilber eingebaut! 1.5 Photoemulsionen 1.6 Biologische Detektoren • sog. „biologische Dosimetrie“  Messung von Blutbild/Chromosomen-Veränderungen  erst ab Dosen > 100 mSv möglich !

22. 2. Informationsverarbeitung 2.1 Zählende Geräte digitale Speicherung der Impulszahl Impuls Einheitsimpuls Detektor Zählrate  Geiger-Müllerzähler  ,  -Monitore (Proportional-Zähler) Unterscheidung der Strahlungsart ggf. durch Verwendung charakteristischer Absorber möglich!

23. Anzeige in Bq (Imp/s)  Umschaltung vom -AP auf + -AP durch Knopfdruck Gasdetektoren (Proportionszähler, ggf. in großflächiger Gasdurchfluss-bauart; selten Ionisations-Kammern) -Messung oft nicht er-wünscht  Ausschluss durch Geometrie, Gasdruck und Zwei-Kammer-Messanord-nung (Antikoinzidenz) a.) Kontaminationsmonitore

24.  richtige Dosis, meist schwaches Signal Ionisationskammer:  gut geeignet, stabile Spannungsversorgung notwendig Proportionszähler: • billig, leicht-jedoch wegen der stark nicht-linearen Energie- abhängigkeit nur bei bekannter Strahlung einsetzbar GM-Zähler: Szintillationszähler:  sehr hohe Empfindlichkeit nur für -Strahlung Halbleiterdetektor:  wegen extremer Energieauflösung und Preis ungeeignet Festkörperdetektor: • finden als Personen- und Körperteil-(Fingerring) Dosimeter Anwendung  Fremdauswertung Filmdetektor:  Personendosimeter  Fremdauswertung

26. Kommerzielle Ausführungen von direkt ablesbaren Dosisleistungsmessgeräten: Taschengeräte: Stab- oder Füllhalterdosimeter Ionisationskammer kombiniert mit Fadenelektrometer, relativ unemp- findlich (Messbereich bis 1 mSv, 2 mSv, 5 mSv, 10 mSv)  nur Langzeit – bzw. Stör-Unfall-Kontrolle  Taschenwarngeräte: Akustisches Signal bei Überschreitung einer bestimmten Dosis oder Dosis- leistung “Warnschreier“  geringe Empfindlichkeit: Ionisationskammer  hohe Empfindlichkeit: GMZ (nicht für stärkere Strahlungsfelder geeignet Handgeräte:  Ionisationskammern für stärkere, GM-Zähler für schwache Strahlungsfelder Trage- und Standgeräte: Proportionszähler und Szintillationsmessgeräte mit breitem Dosis- und Dosisleistungs-Messspektrum. Eichgesetz (1975) Strahlenschutzdosimeter müssen seit 1.1.1977 im Energie- bereich von 5 keV – 3 MeV geeicht sein (Prüfstrahler-Kalibrierung

27. Hohe Energieauflösung zur Identifikation des/der strahlenden Nuklide(s) erwünscht  Heute nahezu ausschließlich Halbleiterdetektoranordnungen (Ge) Bei entsprechend empfindlicher (hochauflösender) Spektrometeranordnung ist eine äußerst empfindliche, nuklidspezifische Identifikation von strahlender Materie möglich (<0,1 Bq/kg).

31. REM-Counter: Abbremsung von schnel- len und epithermischen Neutronen im Polyäthy- len, dann 6Li (n, )3H- Nachweisprozess. Einzig Dosisäquivalent anzeigender Detektor. Messgrenze: ca. 1 Sv/h Fehlende Ladung  fehlende primäre Ionisation komplizierte, größere Detektoren

33. Vor Funktionskontrolle Prüfung des Strahlenmessgerätes auf Anpassung an das Messproblem!  - geeigneter Detektor - ausreichende Empfindlichkeit - geeignete Messbereiche - ausreichende Genauigkeit - Temperaturfertigkeit - Wetter- und Luftfeuchtigkeitsempfindlichkeit - Langzeitkonstanz

34. -optische bzw. akustische Anzeige - Nulleffektmessung - Eichpräparate messen geringer Wirkungsgrad des Detektors Zeitkonstante von Detektor und Nachweiselektronik Zeitkonstante der Anzeige Influenzwirkung Nichtbeachtung von Richtungsabhängigkeiten Absorption im Detektorfenster Strahlungshintergrund

35. Annahme: Kontamination mit: max. Halbraum erfassbar <1000 Bq/kg Es werden nur 200g (1 Kopf) gemessen < 200 Bq Eigenabsorption / Geometrie < 100 Bq Wirkungsgrad des Detektors (-Str.) tatsächliches Messsignal: 2000 Bq/kg < 5 Bq Beispiel: sog. Kontaminationskontrolle an Salatköpfen nach Tschernobyl-Unfall: d.h. Sie messen ein Signal in der Größenordnung des Nulleffektes

36. 4. Abschirmung ionisierender Strahlung Bei der Abschirmung von ionisierender Strahlung muss prinzipiell zwischen der Abschirmung geladener und neutraler (Teilchen–) Strahlung unterschieden werden. Abschirmung geladene Teilchen (, , p): Da die geladene Teilchenstrahlung eine begrenzte Reichweite Rmax in Materie hat, gilt: Rmax = f(E) < dmindAbs > dminD(primär) = 0 D. h. auf Grund der endlichen Reichweite Rmax geladener Teilchenstrahlung in Materie existiert eine endliche Dicke dmin, in der die gesamte primäre Teilchen-strahlung absorbiert wird. Ist die Dicke der Abschirmung dAbs größer als diese Dicke bzw. die maximale Reichweite, wird hinter dieser Abschirmung überhaupt keine Primärstrahlung mehr registriert. Die Primärdosis Dp ist null. Durch die Abbremsung der Teilchenstrahlung im Absorber entsteht jedoch immer mehr oder weniger Sekundärstrahlung (Bremsstrahlung). 

37. Strahlung/Energie Rmax Luft H2O/Gewebe Al  0,1 MeV 0,1 m 0,1 mm 0,05 mm 1 MeV 3 m 5 mm 1,5 mm 10 MeV 39 m 6 cm 20 mm  5 MeV 6 cm < 0,1 mm < 0,1 mm 8 MeV 8 cm < 0,1 mm < 0,1 mm Maximale Reichweite Rmax von – bzw. –Strahlung in Luft, Wasser und Aluminium

38. Abschirmung neutrale Teilchen (n, ): Die Abschirmung neutraler Strahlung ist niemals vollständig möglich. Die Intensität der Strahlung kann jedoch durch entsprechendes Material und durch eine entsprechend große Abschirmdicke (ggf. Materialkombination) beliebig reduziert werden. Es gilt: DmaxDtoleranz wenn dAbsdmin Für Abschirmberechnungen ergeben sich daher meist folgende Fragestellungen:  Reicht eine vorhandene Abschirmung aus, um bei der betreffenden Strahlungsquellstärke (Aktivität) die Einhaltung der vorgegebenen Dosis- Grenzwerte zu gewährleisten?  Wie stark und aus welchem Material (bzw. Materialkombination) muss die Abschirmung sein, um diese vorgegebenen Grenzwerte einzuhalten?

39. Für den Strahlenschutz und insbesondere für den Strahlenschutz in der Medizin ist die Abschirmung von Röntgen– bzw. –Strahlung von herausragender Bedeutung, da es sich um Strahlung großer Reichweite handelt mit der in vielen Bereichen umgegangen wird. • Die Abschirmung von Röntgen– und –Strahlung unterscheidet sich bei gleicher Energie nicht, Wirkung und Abschirmmaßnahmen sind identisch. Sowohl Röntgen– als auch –Strahlung sind elektromagnetische Wellenstrahlung oder Photonen–Strahlung, Für die Absorption ist der Ausdruck „Photonenabsorption“ gebräuchlich. • Da die exakte Durchführung von Abschirmberechnungen zu relativ schwierigen mathematischen Problemstellungen führen kann, wird meist von der verein- fachenden Annahme ausgegangen, dass die Quelle punktförmig ist (i.d.R. nur geringer Fehler!). • Bei der Berechnung erweist es sich als problematisch, die Erzeugung von „Sekundärphotonen“ zu erfassen, die durch Streu– und Wechselwirkungs­ prozesse im Abschirmungs– oder Umgebungsmaterial entstehen. Ihr Einfluss wird mit Hilfe des sog. AufbaufaktorsB erfasst

40. Die verschiedenen Strahlungsanteile, die bei der Abschirmungsberechnung berücksichtigt werden müssen, sind: 1) durchgehende Strahlung 2) im Abschirmmaterial absor- bierte Strahlung 3) gestreute Strahlung • 3a) im Abschirmmaterial heraus- • gestreute Strahlung, die durch • den Streueffekt nicht die • Person trifft • 3b) im Abschirmmaterial erzeugte • („aufgebaute“) „Sekundär“– • Strahlung, die aufgrund der • Streuung die Person trifft 3c) in der Umgebung (im Boden) aufgebaute „Sekundär“–Strah- lung, die aufgrund der Streuung die Person trifft

41. . . ·      D ges Gesamt–Dosisleistung [Sv/h], emittiert die Quelle Photonen verschiedener Energie, so ergibt sich E ges als Summe der Teil– Dosisleistungen. ·      D(E): Teil–Dosisleistung, die von Photonen mit der Energie E erzeugt wird [Sv/h] ·     A Aktivität der „Punktquelle“ [Bq] ·      E: Energie der emittierten Photonen ·     p(E): Wahrscheinlichkeit für die Emission eines Photons der Energie E pro Zerfall in [%] ·     k(E): Dosisleistungsumrechnungsfaktor für Photonen der Energie E [Svcm2  s  h–1] (tabelliert) . Die Dosisleistung Dges, der eine Person Pim Abstand r von einer Photonenquelle der Aktivität A ausgesetzt ist, muss als Summe von „Einzel“–Dosisleistungen D(E) für alle von der Quelle emittierten Photonenenergien E berechnet werden. ·B(E, b): Aufbaufaktor für das verwendete Ab schirmmaterial und die verwendete Ab- schirmgeometrie in Abhängigkeit von E und b (tabelliert für viele Materialien) ·      deff = d / cos: effektive Weglänge in der Abschirmung ·      b = (E) . deff: Abschirmweglänge in Relaxationslängen, o. Dimension ·      (E): linearer Schwächungskoeffizient für Pho tonen der Energie E für das verwendete Abschirmmaterial [cm–1] ·      d: Dicke der Abschirmung : Durchdringungswinkel der Strahlung

42. Berechnung der Dosisleistung (vereinfacht) Teil (1) der obigen Gleichung stellt die Dosisleistung dar, die von einer Quelle der Aktivität A im Abstand r erzeugt wird, wenn keine Abschirmung vorhanden ist und keine Strahlung durch streuende Umgebung aufgebaut wird. k(E), die energieabhängige Dosisleistungs–Aktivitäts–Proportionalitätskonstante, kann für verschiedene Isotope/Isotoplinien aus Tabellen oder aus der entsprechenden graphischen Darstellung entnommen werden. Für eine Punktquelle ergibt sich die bekannte Abnahme der Dosisleistung mit dem Abstand von der Quelle proportional zu 1/r2. Teil (2) erfasst die Erhöhung der Dosisleistung durch Aufbaustrahlung, die entweder im Absor-ber oder in der Umgebung (Wände, Boden, Geräte etc.) durch Streuung zur exponierten Person gelenkt wird. Für Ephoton < 500 keV kann B(E, b) in erster Näherung vernachlässigt und durch einen 20 %igen Zuschlag zur Abschirmdicke ausgeglichen werden. Für große Photonen-energien (z. B. Co 60) muss B(E, b) berücksichtigt werden (tabelliert für gängige Materialien). Teil (3) beschreibt die dosisvermindernde Wirkung der Abschirmung. Sie wächst exponentiell (überproportional) mit der Dicke d und der Absorptionsfähigkeit (E) ( b =  (E) . deff )

43. Aber auch diese vereinfachte Gleichung für die Dosisleistung kann nicht nach d aufgelöst werden  das wäre wünschenswert!! Zur Vermeidung zeitraubender Prozeduren werden die Gleichungen gewöhnlich für einen Annahme–(Schätz–)Wert von d gelöst und dieser Vorgang wird ggf. solange wiederholt, bis die geeignete Abschirmdicke d ermittelt ist, die die Dosis- leistung auf den vorgegebenen Dosisleistungswert (gesetzliche Vorschrift oder Auflage) reduziert. Die Abschirmungsberechnungen müssten theoretisch für jede der vom Strahler emittierten Energien durchgeführt werden. Praktisch geschieht dies meist nur für die durchdringendste (i. Allg. die höchste) Energie. Beispiel: notwendigen Abschirmdicken Ein Transportbehälter ist für den Transport von Mn 52 (Emax = 1,4 MeV) mit einer Aktivität von 3,71010 Bq dann erlaubt, wenn die Dosisleistung im Abstand von 1 m weniger als 10 Sv/h beträgt.  eine Bleiwandstärke von 110 mm ist erforderlich.

44. Absorptionsmechanismen Der lineare Schwächungskoeffizient  setzt sich gemäß:  =  +  +  aus den Absorptionskoeffizienten  (Photoeffekt–Koeffizient), Streukoeffizienten  Paarbildungskoeffizienten zusammen. Jeder dieser drei Koeffizienten beschreibt einen charakteristischen Wechselwirkungsprozess der Photonen mit dem Absorbermaterial, bei dem das Photon Energie verliert. Die Photoeffektabsorption  (ein Absorberatom–Hüllenelektron wird durch das Photon angeregt/ionisiert) bildet i. d. R. (EPh < 1 MeV) den Hauptabsorptions- mechanismus. Der Streukoeffizient  wiederum setzt sich additiv aus den drei Anteilen, klassischer Rayleigh–Streuung kl, Comptonstreuung Cs und der Comptonabsorption Ca zusammen. Paarbildungkoeffizient ein Photon erzeugt zwei Elektronen!  ist erst für EPh > 1 MeV relevant!

45. Beispiel : Massenschwächungskoeffi- zient / von Blei (Pb) , sowie seine Zusammenset- zung aus den einzelnen Schwächungsanteilen gemäß der Schwächungskoeffienten

46. Massenschwächungs- koeffizient µ / für: Blei (Pb = 11,3 g/cm3), Kupfer (Cu = 8,9 g/cm3), Aluminium (Al = 2,7 g/cm3) Luft (Luft = 0,0013 g/cm3).

47. Strahlung Energie MeV /cm2/g Al Cu Pb d1/2mm Al Cu Pb d1/100mm Al Cu Pb Fe(K) 0,006 94 98 420 0,03 0,01 0,001 0,2 0,06 0,01 W(K) 0,06 0,3 1,5 5 10 0,6 0,1 67 4 0,8 Ir 192 0,3 0,1 3 7,7 0,2 50 1,4 Co 60 1,33 0,5 12 82 Massenschwächungskoeffizient /, Halbwertsdicke d1/2 und 1/100-Dicke d1/100(Dicke des Absorbermaterials, das die Intensität der eingestrahlten Photonen auf die Hälfte bzw. ein Hundertstel abschwächt) für einige Photonenenergien und Absorbermaterialien. Achtung, hinter großflächigen Abschirmungen werden of erheblich geringere Werte der Schwächung gemessen (Aufbaufaktor, “Linsenwirkung“ durch Streuung).

48. Faustformel zur groben Abschätzung der Dosisleistung für eine Quelle der Aktivität A: Für eine grobe Abschätzung der Dosisleistung im Abstandr = 1 m in Luft von einer Quelle ionisierender Strahlung mit der Aktivität A (keine Aufbaustrahlung B(E, b) = 1) wird für die Dosisleistungsumrechnungs– (spezifische Gamma- trahlen–) Konstante ein Wert von  = k / 4 = 0,25 mSv  m2 h–1 GBq–1 verwendet. Dieser Wert führt für Photonenenergien zwischen 0,01 MeV und 2 MeV zur Überschätzung der Strahlenwirkung mit der sog. Faustformel: 4 GBq, 1 m  1 mSv/h 4 MBq, 1 m  1 Sv/h 4 kBq, 1 m  1 nSv/h Dnat, extern≈ 100 nSv/h  400 kBq in 1m • Die Faustformelabschätzung sollte Anlass geben zu: • ·      - „sicherheitshalber“ eine vorhandene Abschirmung wirklich einzusetzen oder einfache • („Bleiziegel“–) Abschirmungen aufzubauen • ·      - genauer über Exposition bzw. Abschirmung nachzudenken (Rechnung) • - sich selbst bzw. Mitarbeitern zu verdeutlichen, dass eine Exposition z. B. im Vergleich • zur natürlichen Belastung vernachlässigbar ist

49. Aufgrund der bereits geschilderten grundsätzli- • chen WW-Eigenschaften geladener Teilchen, • ( hier Elektronen mit Materie) • Erzeugung von sekundärer „Bremsstrahlung“ durch Wechselwirkung • sollte eine Abschirmung für –Strahlung • aus einer dicken Abschirmung aus leichtem • Material (schwache WW, wenig Bremsstrahl- • ung)und einer dünnen Abschirmung aus • schwerem Material bestehen. • Im leichten Material soll die –Strahlung voll- • ständig absorbiert werden (d1 > Rmax) und dabei • wenig sekundäre Strahlung erzeugen ( Ab- • schirmmaterial mit kleiner Kernladungszahl Z). • Im schweren Material soll die erzeugte Brems-/ • Sekundärstrahlung absorbiert werden • ( großes Z).

50. Luft H2O Al NaJ Cu Pb g/cm3 0,0013 1 2.7 3.7 8.92 11.35 R,max 6.0 m 7.6 mm 3 mm 2 mm 0.9 mm 0.67 mm Reichweite der –Strahlung von P32 (E = 1,7 MeV)