Radiologische Gefährdungslage

Radiologische Gefährdungslagen sind Ereignisse, die großräumige Expositionen mit ionisierender Strahlung zur Folge haben, die sich nachteilig auf Menschen, die Umwelt oder Sachgüter auswirken können. Im Rahmen dieses Artikels sind dies überregionale oder regionale Notfälle im Sinn von § 5 Absatz 26 des Strahlenschutzgesetzes (StrlSchG). Nicht betrachtet werden in diesem Artikel lokale Notfälle im Sinn des StrlSchG, deren Bewertung sowie deren Bekämpfung vor Ort durch die allgemeine Gefahrenabwehr und den Katastrophenschutz der Bundesländer.

Radiologisches NotfallmanagementBearbeiten

In radiologischen Gefährdungslagen wird in Deutschland zum Strahlenschutz der Bevölkerung Teil 3 („Strahlenschutz bei Notfallexpositionssituationen“) des StrlSchG angewandt. Erforderlichenfalls werden frühe Notfallschutzmaßnahmen getroffen, die Gefahren für Einzelpersonen der Bevölkerung abwenden. Kriterien liefert die Notfall-Dosiswerte-Verordnung (NDWV). Ergänzende Maßnahmen legen Rechtsverordnungen fest, die erforderlichenfalls lagebezogen erlassen werden. Europäische Rechtsakten sind dabei vorrangig. Sollte es die Lage erfordern, können auch befristete Eilverordnungen durch bestimmte Bundesministerien erlassen werden.

Maßnahmen werden im Rahmen eines Notfallmanagementsystems getroffen, das in Deutschland nach den Erfahrungen infolge des Reaktorunfalls von Tschernobyl aufgebaut und seither fortlaufend optimiert worden ist. Es sieht ein radiologisches Lagezentrum des Bundes vor. Dieses koordiniert die zuständigen Bundes-, Landesbehörden und Fachstellen bei ihren Schutzmaßnahmen. Vorsorglich werden solche Maßnahmen in einem abgestimmten System von Notfallplänen des Bundes und der Bundesländer vorgeplant. Sie stützen sich auf einheitliche Bewertungsgrundsätze in Form von Dosis- und Kontaminationswerten.

Das radiologische Lagezentrum führt ein radiologisches Lagebild, zu dem u. a. das integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Umweltradioaktivität (IMIS) beiträgt. Dieses Lagebild ist maßgebend für alle im Verlauf des Notfalls zu treffenden akuten und strategischen Entscheidungen.

Eine lokal, z. B. in der näheren Umgebung einer kerntechnischen Anlage erforderlich werdende Gefahrenabwehr leisten die für die öffentliche Sicherheit und den Katastrophenschutz zuständigen Behörden und ist Gegenstand der Katastrophenschutzplanung der Bundesländer. Katastrophenschutz und Notfallmanagement sind eng miteinander verzahnt und ergänzen einander.

Radioaktivität bei radiologischen GefährdungslagenBearbeiten

Radioaktivität ist die spontane Umwandlung instabiler Atomkerne (Nuklide) unter Aussendung ionisierender Strahlung. Derartige instabile Nuklide werden Radionuklide genannt.

Charakterisiert werden stabile Nuklide und Radionuklide durch Angabe des chemischen Elements und durch die Massenzahl ihrer Atomkerne. Zum Beispiel gehören zum Element Cäsium (chemisches Kurzzeichen Cs) Nuklide mit Massenzahlen von 113 bis 148. Nur ein einziges von diesen vielen Nukliden ist stabil, nämlich das mit der Massenzahl 133 (Cs-133). Es besteht aus 55 Protonen, wie alle anderen Nuklide des Elements Cäsium, sowie aus 78 Neutronen. In der Summe sind dies – entsprechend der Massenzahl – 133 Kernbausteine. Die anderen Nuklide des Elements Cäsium sind Radionuklide, darunter das für radiologische Gefährdungslagen besonders bedeutsame Radionuklid Cs-137. Sie existieren nur, wenn sie künstlich erzeugt werden, unterliegen dann dem radioaktiven Zerfall und senden dabei ionisierende Strahlung aus.

Radionuklide können natürlichen Ursprungs sein, bei Kernspaltungen in Kernreaktoren entstehen oder bei Kernwaffenexplosionen. Radionuklide natürlichen Ursprungs sind entweder zusammen mit den stabilen Nukliden entstanden (primordiale Radionuklide) oder sie werden fortlaufend in natürlichen Prozessen erzeugt. Kalium-40 (K-40) ist ein Beispiel für ein primordiales Radionuklid. Das radioaktive Tritium (H-3) hingegen ist ein kosmogenes Radionuklid. Es wird fortlaufend durch Wechselwirkung der kosmischen Strahlung mit der Erdatmosphäre erzeugt.

Das bei einem radioaktiven Zerfall entstehende Nuklid, das so genannte Tochternuklid, ein Zerfallsprodukt, kann wieder ein Radionuklid sein, oder ein stabiles Nuklid. Die Umwandlungsprozesse sind für die jeweiligen Radionuklide charakteristisch. Sie laufen spontan ab, folgen statistischen Gesetzen und enden, unter Umständen über Zerfallsreihen, schließlich immer bei stabilen Nukliden.

Charakteristisch für den radioaktiven Zerfall eines Radionuklids ist dessen Halbwertszeit und die auftretende Strahlung. Es treten vor allem zwei Arten von Teilchenstrahlung auf, Alphastrahlen und Betastrahlen. Hinzu kommt die Gammastrahlung, die keine Teilchenstrahlung ist, sondern eine elektromagnetische Strahlung relativ hoher Energie, die der Teilchenstrahlung fast immer folgt. Es gibt noch weitere Strahlenarten, die allerdings in Bezug auf die im Folgenden behandelte Thematik keine weitere Bedeutung haben, wie die „Positronenstrahlung“ („Beta+“) und der „K-Einfang“, die z. B. bei K-40 zusammen 11 % der Zerfälle ausmachen.

Eine besondere Form der radioaktiven Umwandlung ist die spontane Kernspaltung. Diese wird bei einigen wenigen, besonders schweren Nukliden beobachtet, z. B. bei dem primordialen Radionuklid Uran-235 (U-235). Die dabei entstehenden Spaltprodukte sind fast immer radioaktiv. Cs-137 ist z. B. ein solches Spaltprodukt. In erheblichem Umfang entstehen Spaltprodukte künstlich in Kernreaktoren, in denen der Mensch den Prozess der Kernspaltung steuert. Weitere wichtige Beispiele für Radionuklide, die wie das Cs-137 in radiologischen Gefährdungslagen von Bedeutung sein können, sind die Spaltprodukte Sr-90, Mo-99, Ru-106, Te-132, I-131, I-132, I-133 und Ba-140 sowie die schweren Nuklide U-238 und Pu-239. Auch auf andere Weise künstlich erzeugte, in Technik und Medizin vielfach verwendete Radionuklide können bei radiologischen Gefährdungslagen von Bedeutung sein, wie z. B. Co-60.

Radiologische Gefährdungslagen werden durch die vorliegenden Radionuklide, deren Aktivität und ihre Halbwertszeit bestimmt. Eine Aktivitätsangabe, gemessen in der Einheit Becquerel (Einheitenzeichen: Bq), muss dabei immer ausdrücken, wo die Aktivität gemessen wurde, auf welche Radionuklide sie sich bezieht und wie sich die Aktivität verteilt. Diese kann unzugänglich sein oder sich gleichmäßig und großflächig auf dem Boden verteilen, auf eine bestimmte Fläche beschränkt sein, sich auf kleinstem Raum konzentrieren („Hot Spots“). Beispiele für Aktivitätsangaben sind z. B. Bq pro m², Bq pro m³, Bq pro kg, Bq pro Liter, Bq pro Gebrauchseinheit und Bq pro Hot Spot.

Auf den ersten Blick werden radiologische Gefährdungslagen von der Gammastrahlung und die von ihr verursachte äußere Bestrahlung geprägt. Radionuklide können aber auch in den Körper gelangen (Inkorporation), z. B. durch Einatmen (Inhalation) oder durch Verschlucken bei der Nahrungsaufnahme (Ingestion). Hinsichtlich der Strahlenwirkung dominiert dann die Teilchenstrahlung. Sie kann im biologischen Gewebe ihre besonders schädigende Wirkung entfalten, während sie von außen den Menschen ansonsten kaum erreicht oder spätestens durch die Haut abgeschirmt wird.

Tabelle 1 zeigt Daten von Radionukliden, deren Auswahl gezielt mit Hilfe der Literatur im Hinblick auf diesen Artikel getroffen wurde. Hinzugezogen wurden insbesondere die Allgemeine Verwaltungsvorschrift zum Integrierten Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Radioaktivität in der Umwelt (IMIS), die Publikation UNSCEAR 2008 und die Liste der Isotope. Die Tabelle umfasst daher vor allem Radionuklide, die im Routinemessprogramm von IMIS enthalten sind oder die beim Reaktorunfall von Tschernobyl freigesetzt wurden. Überwiegend handelt es sich um Spaltprodukte. Die Betastrahlung ist neben der Gammastrahlung die vorherrschende Strahlenart.

Z Element Kurzbe-
zeichnung
Halbwerts-
zeit
Zerfallsart Zerfalls-
energie
in keV
Vorherrschende
Teilchenenergie
in keV
Gamma-
strahlung
Hinweise
1 Wasserstoff H-3 12,3 a Beta 19 19 - -
19 Kalium K-40 1,3 Mrd a Beta
K,Beta+
1311
1505
1311
44
-
Gamma
89 % der Zerfälle
11 % der Zerfälle
27 Kobalt Co-60 5,3 a Beta 2824 318 Gamma -
36 Krypton Kr-85 10,7 a Beta 687 687 Gamma -
38 Strontium Sr-89
Sr-90
50,5 d
28,8 a
Beta
Beta
1495
546
1495
546
-
-
-
zerfällt in Y-90
39 Yttrium Y-90 2,7 d Beta 2280 2280 - Zerfallsprodukt von Sr-90
40 Zirconium Zr-95 64 d Beta 1125 368 Gamma zerfällt in Nb-95
41 Niob Nb-95 35 d Beta 926 160 Gamma Zerfallsprodukt von Zr-95
42 Molybdän Mo-99 2,7 d Beta 1215 1215 - zerfällt in Tc-99m
43 Technetium Tc-99m 6 h Gamma 140 - Gamma Zerfallsprodukt von Mo-99
44 Ruthenium Ru-103
Ru-106
39,3 d
1 a
Beta
Beta
726
39
726
39
-
-
zerfällt in Rh-103
zerfällt in Rh-106
45 Rhodium Rh-103m
Rh-106
56 min
30 s
Gamma
Beta
40
3541
-
3541
Gamma
Gamma
Zerfallsprodukt von Ru-103
Zerfallsprodukt von Ru-106
52 Tellur Te-129m
Te-129
Te-132
33,6 d
1,2 h
3,2 d
Gamma
Beta
Beta
105
1498
493
-
1470
215
Gamma
Gamma
Gamma
-
Grundzustand von Te-129m
zerfällt in I-132
53 Jod I-131
I-132
I-133
8 d
2,3 h
20,8 h
Beta
Beta
Beta
971
3580
1771
606
2140
1241
Gamma
Gamma
Gamma
-
Zerfallsprodukt von Te-132
-
54 Xenon Xe-133 5,2 d Beta 427 346 Gamma -
55 Cäsium Cs-134
Cs-136
Cs-137
2 a
13,6 d
30,2 a
Beta
Beta
Beta
2059
2548
514
658
2208
514
Gamma
Gamma
-
-
-
zerfällt in Ba-137m
56 Barium Ba-137m
Ba-140
2,6 min
12,8 d
Gamma
Beta
662
1050
-
1006
Gamma
Gamma
Zerfallsprodukt von Cs-137
zerfällt in La-140
57 Lanthan La-140 1,7 d Beta 3762 1350 Gamma Zerfallsprodukt von Ba-140
58 Cer Ce-141
Ce-144
32,5 d
284,7 d
Beta
Beta
581
319
435
319
Gamma
Gamma
-
zerfällt in Pr-144
59 Praseodym Pr-144 17,3 min Beta 2998 2998 - Zerfallsprodukt von Ce-144
86 Radon Rn-222 3,8 d Alpha 5590 5490 - Zerfallsprodukt von Ra-226
88 Radium Ra-226 1602 a Alpha 4871 4784 Gamma zerfällt in Rn-222
92 Uran U-234
U-235
U-238
250000 a
700 Mio a
4,5 Mrd a
Alpha
Alpha
Alpha
4858
4679
4270
4775
4397
4198
Gamma
Gamma
Gamma
-
Beginn der Uran-Actinium-Zerfallsreihe
Beginn der Uran-Radium-Zerfallsreihe
93 Neptunium Np-239 2,4 d Beta 722 436 Gamma -
94 Plutonium Pu-238
Pu-239
Pu-241
87,7 d
24110 a
14,4 a
Alpha
Alpha
Beta
5593
5244
21
5499
5157
21
Gamma
Gamma
-
Zerfallsprodukt von Cm-242
-
zerfällt in Am-241
95 Americium Am-241 432,2 a Alpha 5638 5486 Gamma Zerfallsprodukt von Pu-241
96 Curium Cm-242 162,8 d Alpha 6216 6113 Gamma zerfällt in Pu-238
Tabelle 1: Zerfallsarten und Zerfallsenergien ausgewählter Radionuklide

StrahlenwirkungBearbeiten

Sowohl die Teilchenstrahlung als auch die Gammastrahlung ionisieren Atome des Gewebes, auf das sie treffen. Dabei werden chemische Verbindungen, auch genetisch so bedeutsame Moleküle wie z. B. die DNS, bis hin zu höherdimensionalen Gewebestrukturen beschädigt oder zerstört. Die Folge sind stochastische Schäden, wie erhöhte Krebswahrscheinlichkeiten und – bei sehr intensiven Strahlenexpositionen – deterministische Schäden (Gewebereaktionen bis zur Strahlenkrankheit).

Die Wirkung einer radioaktiven Strahlung auf den Organismus wird durch die Energiedosis quantifiziert. Deren Einheit Gray (Einheitenzeichen: Gy) ist auf die Masseneinheit der exponierten Substanz (Körper, Organ, Gewebe) bezogen und beschreibt die Energie, welche die Strahlung dorthin übertragen hat. Darauf aufbauend werden unter Verwendung von Strahlungswichtungsfaktoren sowie Gewebewichtungsfaktoren im Strahlenschutz Körperdosen mit der Dosiseinheit Sievert (Einheitenzeichen: Sv) definiert. Die wichtigsten Dosisbegriffe, die bei der Bewertung radiologischer Gefährdungslagen zur Anwendung kommen, sind die Organ-Äquivalentdosis und die effektive Dosis bzw. bei der Inkorporation von Radionukliden die Folge-Organ-Äquivalentdosis und die effektive Folgedosis.

Im Rahmen dieses Artikels wird hauptsächlich die effektive Dosis (bzw. effektive Folgedosis) angesprochen. Sie ist auf den gesamten Körper bezogen und stellt eine Bilanz der Dosis dar, die Vergleiche verschiedenartiger Expositionen und Aufsummierungen ermöglicht. Die unterschiedliche Strahlenempfindlichkeit von Organen wird dabei durch die Zuordnung von Gewebewichtungsfaktoren berücksichtigt (Gewebewichtungsfaktoren nach der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV), die bei der Berechnung der effektiven Dosis verwendet werden – vgl. Artikel Effektive Dosis).

Methoden zur Ermittlung der Körperdosen beruhen auf Messgrößen, wie z. B. der Personendosis, der Ortsdosis, der Ortsdosisleistung, der Konzentration radioaktiver Stoffe in der Luft, der Kontamination des Arbeitsplatzes, der Aktivität von Ausscheidungen und der Eigenschaft der Strahlenquelle oder des Strahlungsfeldes (siehe Artikel Äquivalentdosis).

SzenarienBearbeiten

Die bisher einzige radiologische Gefährdungslage, von der Deutschland betroffen wurde, waren die Auswirkungen des Reaktorunfalls von Tschernobyl im Jahr 1986.

Radiologischen Gefährdungslagen in diesem Sinn dürfte immer eine Vorwarnung vorausgehen. Ein ungeplantes Ereignis ist eingetreten, das am Ereignisort zu einer Freisetzung von Radioaktivität, u. U. zu einer Katastrophe geführt hat oder führen kann. Kann das in der Folge am eigenen Aufenthaltsort zu einem Eintrag von Radionukliden führen, liegt eine potenzielle Gefährdung vor. Muss mit erheblichen nachteiligen Auswirkungen durch ionisierende Strahlung auf Menschen, die Umwelt oder Sachgüter gerechnet werden, liegt ein „Notfall“ im Sinne des StrlSchG vor. Die zuständigen Behörden informieren lagebezogen die betroffene Bevölkerung, geben Verhaltensempfehlungen und verfahren im Rahmen des radiologischen Notfallmanagements gemäß ihren Notfallplänen.

Kommt es zu einem Eintrag von Radionukliden, so wird dies in Deutschland genau mit Hilfe des Integrierten Mess- und Informationssystems zur Überwachung der Umweltradioaktivität IMIS überwacht. Es ist davon auszugehen, dass die maßgebenden Daten quantitativ aktuell über das Internet veröffentlicht werden.

Der Eintrag erfolgt überwiegend mit der Luft. Mögliche Strahlenexpositionen sind eine direkte Bestrahlung aus der Luft (Submersion), die Bodenstrahlung durch niedergeschlagene Radionuklide sowie die Inkorporation von Radionukliden durch Inhalation und Ingestion.

Von Bedeutung ist laut ICRP in erster Linie die äußere Bestrahlung, hauptsächlich die Bodenstrahlung, während die Submersion eine nur nachrangige Bedeutung hat. In zweiter Linie ist die Inkorporation maßgebend, dabei langfristig die Ingestion, kurzfristig und insgesamt von geringerer Bedeutung die Inhalation.

Hat sich nach einem Notfall die radiologische Lage stabilisiert, liegt eine „bestehende Expositionssituation“ im Sinne von Teil 4 des StrlSchG vor. Getroffene Schutzmaßnahmen können auf dieser Grundlage angepasst, u. U. wieder aufgehoben und durch Sanierungsmaßnahmen ergänzt werden.

Gegenstand dieses Artikels sind überregionale und regionale, d. h. großflächige radiologische Gefährdungslagen. Katastrophenszenarien sowie lokale Notfälle, z. B. Szenarien wie im Jahr 1987 in Goiânia (Brasilien), wo eine massive, jedoch lokal begrenzte radioaktive Kontamination durch eine in den Schrott gelangte hochradioaktive Strahlenquelle verursacht wurde, liegen außerhalb solcher Szenarien und werden hier nicht betrachtet.

Dosis-EckwerteBearbeiten

 
Abb. 1: Dosis-Eckwerte (effektive Dosis) zur Bewertung von Strahlenexpositionen

Bewertungen im Strahlenschutz orientieren sich bei geplanten Anwendungen von ionisierenden Strahlen an einem Rechtfertigungsgebot, an Dosisgrenzwerten und an einem Minimierungsgebot. Diese Grundsätze können bei radiologischen Gefährdungslagen, die immer ungeplant sind und bei denen stattdessen gemäß StrlSchG zwischen Notfall-Expositionssituationen und „bestehenden“ Expositionssituationen unterschieden wird, allenfalls sinngemäß angewendet werden. An die Stelle von Dosisgrenzwerten treten Referenzwerte und Notfall-Dosiswerte.

Referenzwerte entsprechen Dosiswerten, die auf ein Jahr bezogen und unter der Annahme ermittelt werden, dass sie unter realistischen Bedingungen, insbesondere der Anwendung von Schutzmaßnahmen zustande kommen. Sie sind als Obergrenze für die effektive Dosis vorab festgelegt, können jedoch im eingetretenen Notfall erniedrigt und zusätzlich spezifiziert (z. B. hinsichtlich Organ-Äquivalentdosen) werden. Einmal festgelegt dürfen Referenzwerte während eines Notfalls nicht überschritten, sollen jedoch durch Anpassung der getroffenen Schutzmaßnahmen möglichst weit unterschritten werden.

Notfall-Dosiswerte sind nach dem fiktiven Szenarium einer gedachten, ungeschützt und dauernd im Freien exponierten Person festgelegte Planungswerte. Sie dienen als radiologische Kriterien für die Angemessenheit bestimmter Schutzmaßnahmen. Lassen die nach diesem Modell erfolgten vereinfachenden Abschätzungen zu Beginn eines Notfalls erkennen, dass Notfall-Dosiswerte überschritten werden, so sind die damit verbundenen Schutzmaßnahmen grundsätzlich auszulösen.

Die nachstehende Zusammenstellung von Dosiseckwerten, die vor dem Hintergrund geplanter, bestehender und von Notfall-Expositionen sowie der natürlichen Strahlenexposition getroffen wurde, soll eine Orientierung geben (siehe auch Abb. 1).

Eckwerte 1 und 2: Die natürliche Strahlenexposition ist allgegenwärtig, räumlich wie zeitlich. Gesundheitliche Risiken wurden in Deutschland bislang allein für den Beitrag nachgewiesen, den die Inhalation von Radon ausmacht (Erhöhung des Lungenkrebsrisikos). Die effektive Dosis, die infolge der natürlichen Strahlenexposition als Summe von äußerer und innerer Strahlenexposition, d. h. sowohl durch äußere Bestrahlung, durch Inkorporation natürlicher Radionuklide mit der Atemluft (Inhalation) als auch über die Nahrung (Ingestion) von einer Einzelperson der Bevölkerung im Jahr aufgenommen wird, beträgt im Mittel etwas über 2 mSv/a.[1]

Maßgebend ist nicht nur die Höhe der natürlichen Strahlenexposition, sondern auch ihre Schwankungsbreite. Es gibt erhebliche Unterschiede in der aufgenommenen Strahlendosis je nach Wohnort und Lebensgewohnheiten einer Person. Die Schwankungsbreite der genannten mittleren Dosis, d. h. die Differenz zwischen niedrigsten und höchsten beobachteten Werten, beträgt mehr als das Doppelte des genannten Mittelwerts. Bezogen auf die Lebenszeit beträgt diese Schwankungsbreite ca. 300 mSv.

Die natürliche äußere Strahlenexposition beträgt effektiv etwa 0,7 mSv/a und hat hauptsächlich zwei Ursachen, die terrestrische Strahlung und die kosmische Strahlung. Die natürliche terrestrische Strahlung stammt von natürlichen radioaktiven Stoffen im Boden, im Gestein und in Baumaterialien. In Deutschland erhält eine Person eine mittlere effektive Dosis von 0,4 mSv pro Jahr durch terrestrische Strahlung. Die kosmische Strahlung führt zu einer mittleren effektiven Dosis von 0,3 mSv pro Jahr.[1]

Die natürliche innere Strahlenexposition beträgt effektiv etwa 1,4 mSv/a. Sie entsteht hauptsächlich aufgrund der Inhalation von Radon und seinen Zerfallsprodukten vor allem während des Aufenthalts in Gebäuden. In Deutschland erhält eine Person dadurch eine mittlere effektive Dosis von 1,1 mSv pro Jahr. Die Inkorporation natürlicher Radionuklide durch Ingestion führt im Mittel zu einer jährlichen mittleren effektiven Dosis von 0,3 mSv pro Jahr.[1]

Eckwert 3: Die Strahlenexposition der Bevölkerung, die von einer geplanten beruflichen Tätigkeit verursacht wird, ist auf effektiv 1 mSv/a begrenzt. Auch Strahlenexpositionen aufgrund von Ableitungen radioaktiver Stoffe sind mit einzubeziehen. Besteht die Möglichkeit, dass dieser Grenzwert überschritten werden könnte, was nur in betrieblichen Bereichen erlaubt ist, muss der Verantwortliche diese überwachen („Überwachungsbereiche“) und es gelten Zutrittsbeschränkungen. Strahlenexpositionen, denen Einzelpersonen der Bevölkerung ausgesetzt sind, indem sie medizinisch untersucht oder behandelt werden, bleiben bei dieser Begrenzung außer Betracht. In Deutschland erhalten Personen durchschnittlich eine mittlere effektive Dosis von 1,7 mSv pro Jahr durch Röntgendiagnostik. Zu Eckwert 3 siehe § 80 StrlSchG.

Eckwert 4: Durch Ableitungen radioaktiver Stoffe dürfen Einzelpersonen der Bevölkerung keine effektive Dosis von mehr als 0,3 mSv/a erhalten. Die Einhaltung des Grenzwerts muss für die ungünstigste Einwirkungsstelle für eine gedachte Referenzperson mit ungünstigen Lebensgewohnheiten nachgewiesen sein. Zu Eckwert 4 siehe § 99 StrlSchV.

Eckwert 5: Wird im beruflichen Bereich die mögliche Exposition von Personen auf effektiv 6 mSv/a begrenzt, liegen zunächst die Bedingungen für einen Überwachungsbereich vor, es sei denn, es wird 1 mSv/a zuverlässig unterschritten. Überträgt man die geforderten Überwachungsmaßnahmen für diese Bereiche auf radiologische Gefährdungslagen, so können Maßnahmen, die staatlicherseits in Form von umfangreichen Messungen der Umweltradioaktivität (z. B. das IMIS) getroffen werden, als analoge Überwachungsmaßnahmen und als angemessen angesehen werden. Eine exponierte Person, die diesen Wert überschreitet, gilt als "beruflich exponierte Person" und unterliegt arbeitsmedizinischen Vorsorgeuntersuchungen. Bereiche, in denen Personen diesen Dosiswert überschreiten können, sind Kontrollbereiche und erfordern eine Reihe von Strahlenschutzmaßnahmen (Kennzeichnung, Zutrittsbeschränkungen, Unterweisungen, Personendosimetrie). Bei der Bemessung der Dosiswerte, welche Überwachungs- und Kontrollbereiche definieren, wird eine Aufenthaltszeit von 40 Stunden pro Woche zugrunde gelegt. Zu Eckwert 5 siehe §§ 52, 53, 55, 56, 63, 64 StrlSchV.

Eckwert 6: Die Strahlenexposition beruflich exponierter Personen ist auf effektiv 20 mSv/a begrenzt. Der Grenzwert von 20 mSv darf in einem Kalenderjahr bis zu einem Wert von maximal 50 mSv überschritten werden, unter der Voraussetzung, dass er zusammen mit den Dosiswerten der folgenden vier Jahre im Mittel eingehalten wird. Organ-Äquivalentdosen sind zusätzlich begrenzt, z. B. für Hände auf 500 mSv pro Kalenderjahr. Zu Eckwert 6 siehe § 78 StrlSchG.

Eine effektive Dosis von 20 mSv/a ist zugleich der obere Referenzwert bei ungeplanten „bestehenden“ Expositionen.[2] Er könnte z. B. zur Anwendung kommen, wenn nach einer Evakuierung oder Umsiedlung geprüft wird, ob in ein verlassenes kontaminiertes Gebiet wieder zurückgekehrt werden kann (Übergang von einer Notfall-Expositionssituation zu einer bestehenden Expositionssituation). Zu Eckwert 6 siehe insofern auch § 118 Abs. 1 Nr. 1 und Abs. 4 StrlSchG.

Eckwert 7: Zur Begrenzung der Exposition von Einzelpersonen der Bevölkerung durch Störfälle müssen diesbezügliche Auslegungen bei Kernkraftwerken sicherstellen, dass die effektive Dosis auf 50 mSv begrenzt bleibt. Die Folge-Organ-Äquivalentdosis der Schilddrüse wird zusätzlich auf 150 mSv begrenzt. Zu Eckwert 7 siehe § 104 StrlSchV.

Eckwert 8: Die Grenze für eine besonders zugelassene Strahlenexposition liegt bei effektiv 100 mSv. Damit sollen nach Genehmigung „notwendige spezifische“ Arbeitsvorgänge ermöglicht werden. Ausgeführt werden dürfen solche Arbeitsvorgänge nur von Freiwilligen, die als beruflich exponierte Personen arbeitsmedizinischen Vorsorgeuntersuchungen unterliegen. Zu Eckwert 8 siehe § 74 StrlSchV.

Eckwert 9: Der Notfall-Dosiswert für Aufenthalt in Gebäuden beträgt effektiv 10 mSv in einer Woche. Zu Eckwert 9 siehe § 2 NDWV.

Eckwert 10: Der Notfall-Dosiswert für eine Evakuierung beträgt effektiv 100 mSv in einer Woche. Zu Eckwert 10 siehe § 4 NDWV.

Eckwert 11: Als Referenzwert für die aufgenommene effektive Dosis im ersten Jahr nach Eintritt eines Notfalls sind 100 mSv festgelegt. Um ihn einzuhalten muss nötigenfalls die betroffene Bevölkerung umgesiedelt werden. Würde er überschritten, könnten auch deterministische Strahlenschäden auftreten. Zu Eckwert 11 siehe § 93 Abs. 1 StrlSchG.

Eckwerte 12, 13: Der Notfall-Dosiswert für die Einnahme von Jodtabletten bezieht sich auf die Inhalation von Radiojod und beträgt für Kinder und Jugendliche unter 18 Jahren sowie für Schwangere für die Schilddrüsendosis (Folge-Organ-Äquivalentdosis) 50 mSv in 7 Tagen. Für Personen im Alter von 18 bis 45 Jahren liegt der entsprechende Notfall-Dosiswert bei 250 mSv in 7 Tagen. Älteren Personen wird von der Einnahme von Jodtabletten abgeraten.[2] Generell sollten wegen der möglichen Nebenwirkungen Jodtabletten nur nach ausdrücklicher Aufforderung durch die zuständigen Behörden eingenommen werden. Zu den Eckwerten 12 und 13 siehe § 3 NDWV.

Eckwert 14: Die EU-Verordnung zur Begrenzung der Aktivitätskonzentration von Radionukliden in Lebensmitteln legt einen oberen Referenzwert der effektiven Dosis von 1 mSv im Jahr zugrunde, wobei davon ausgegangen wird, dass 10 % der jährlich konsumierten Nahrung kontaminiert sind. Zu Eckwert 14 vgl. Abschnitt Ingestion und siehe § 94 Abs. 2 Nr. 3 StrlSchG (Verordnungsermächtigung).

DosisabschätzungBearbeiten

Die folgenden Abschätzungen beschränken sich auf die drei wesentlichen Strahlenexpositionen in Form der äußeren Bestrahlung, insbesondere durch auf dem Boden abgelagerte Radionuklide oder durch Submersion, der Inhalation von Radionukliden und der Ingestion von Radionukliden. Grundsätzlich müssen die Wirkungen aller drei genannten Formen der Strahlenexposition addiert werden. Je nach Lageentwicklung dürfte jedoch zeitweise der eine oder andere Expositionspfad dominieren und kann für sich alleine betrachtet werden, während die anderen Expositionspfade bereits nicht mehr oder möglicherweise erst später betrachtet werden müssen. Bei der effektiven Dosis erfolgt die Bewertung anhand der Summe der einzelnen Expositionsarten. Das gilt auch für Beiträge einzelner Radionuklide eines Radionuklidgemischs. Jedes Radionuklid kann für sich betrachtet werden. Dabei ist die zeitliche Einordnung wichtig. Aufgrund der unterschiedlichen Halbwertszeiten spielen manche Radionuklide unter Umständen nur in bestimmten Zeitfenstern eine Rolle und können im Übrigen außer Acht gelassen werden.

Dargestellt werden im Folgenden Abschätzungen bezüglich einer Auswahl von Radionukliden. Die Auswahl wurde in erster Linie im Hinblick darauf getroffen, welche Radionuklide als Spaltprodukte relevant sein könnten. Eine Orientierungshilfe waren dabei die Radionuklide, die im Rahmen des IMIS routinemäßig überwacht werden sowie die Radionuklide, die infolge der Reaktorunfälle von Tschernobyl und Fukushima verbreitet wurden. Als Radionuklid, das typisch für „schmutzige Bomben“ sein könnte, wurde Co-60 gewählt. Als typischen Vertreter und Referenznuklid für die natürliche Strahlenexposition wurde K-40 gewählt. Wichtige Radionuklide sind die Spaltprodukte I-131 und Cs-137. I-131 ist zugleich ein Beispiel für ein relativ kurzlebiges Radionuklid, Cs-137 für ein relativ langlebiges. I-131 ist außerdem ein Beispiel für ein Radionuklid, das relevante Organdosen verursacht (hier die Schilddrüsendosis (Folge-Organ-Äquivalentdosis)).

Es ist unmöglich, zuverlässig alle Radionuklide, die in einer radiologischen Gefährdungslage auftreten können, im Vorfeld zu erfassen. Von den hier nicht aufgeführten Radionukliden können benötigte Daten, z. B. die einschlägigen Dosiskoeffizienten und die Dosisleistungskoeffizienten, jederzeit nachgeschlagen werden. Die Dosis- und Dosisleistungskoeffizienten werden in den veröffentlichten Tabellenwerken der ICRP unter Berücksichtigung des Alters der exponierten Person sowohl für Organe als auch für die effektive Dosis angegeben. Bei den folgenden Abschätzungen wird meist nur der Effektivwert betrachtet (ausgenommen Jod, wo bezüglich Inhalation und Ingestion in einigen Darstellungen auch die Schilddrüsendosis (Folge-Organ-Äquivalentdosis) angegeben wird).

Äußere BestrahlungBearbeiten

 
Abb. 2: Dosisaufnahme bei äußerer Strahlenexposition und bekannter Dosisleistung

Ohne zunächst auf Radionuklide näher eingehen zu müssen, steht im Mittelpunkt der Dosisabschätzung bei äußerer Bestrahlung die Dosisleistung. Generell ergibt sich eine Körperdosis als das Produkt aus der Dosisleistung mit der Expositionszeit.

Körperdosis (Mikrosievert) = Dosisleistung (Mikrosievert pro Stunde) • Expositionszeit (Stunden)

Bei längeren Zeiträumen und sich verändernder Dosisleistung ist dies über den interessierenden „Integrationszeitraum“ aufzusummieren. Zur Bewertung einer Dosis wird meist ein Integrationszeitraum von einem Jahr herangezogen, bei Notfall-Dosiswerten ein Zeitraum von sieben Tagen.

Zu Beginn einer radiologischen Gefährdungslage liegen meist zuallererst Messergebnisse der Messgröße Ortsdosisleistung (Äquivalentdosisleistung) vor. Ihre Messung ist einfach und erfolgt am schnellsten. Aus der Ortsdosisleistung kann streng genommen zunächst nur auf die Ortsdosis (Äquivalentdosis), dem Produkt aus der Ortsdosisleistung mit der Zeit, geschlossen werden. Gleichwohl ergibt sich damit ein konservativer Wert auch für die Körperdosis. Für den Fall einer großräumigen, zeitlich wie örtlich weitgehend homogenen Ortsdosisleistung gilt bezüglich der zumeist maßgebenden effektiven Dosis:

Effektive Dosis (Mikrosievert) ≤ Ortsdosisleistung (Mikrosievert pro Stunde) • Expositionszeit (Stunden)

Setzt man solchermaßen vereinfachend die effektive Dosis der Ortsdosis gleich, bietet sich als Faustformel an:

1 µSv/h Ortsdosisleistung etwas weniger als 10 mSv effektive Dosis pro Jahr.

Ob ein Messwert der Ortsdosisleistung aussagekräftig ist, hängt insbesondere davon ab,

  • wo gemessen wurde und ob es sich um einen repräsentativen, insbesondere auch zugänglichen Ort handelt,
  • über welche räumliche Ausdehnung sich der Messwert erstreckt und ob es örtliche Schwankungen gibt,
  • wann gemessen wurde und ob es eine zeitliche Tendenz gibt,
  • ob es sich um einen Höchst- oder Mittelwert handelt,
  • mit welcher Messmethode der Messwert aufgenommen wurde.

Erst das Vorliegen solcher zusätzlicher Angaben gestattet eine brauchbare Interpretation eines Messwerts und macht die Qualität einer Information aus. Unbeschadet dessen können fehlende Informationen zuweilen aus anderen hergeleitet werden. Soweit es sich um eine äußere Bestrahlung aufgrund von auf dem Boden abgelagerten Radionukliden handelt, siehe diesbezüglich den nächsten Abschnitt. Andererseits werden seriöse Messergebnisse immer in Verbindung mit den benötigten zusätzlichen Informationen publiziert.

In der beigefügten Abbildung (Abb. 2) fungiert die Dosisleistung als Parameter und bildet den Anfangswert (DL0) einer Exposition. Die zugehörigen Funktionsgraphen sind Hochrechnungen der Dosis für den Fall einer gleichbleibenden Dosisleistung über den jeweils betrachteten Zeitraum. Das ist beispielsweise der Fall, wenn sich die Quelle der Dosisleistung in dieser Zeit nicht wesentlich ändert. Handelt es sich um ein langlebiges Radionuklid wie Cs-137, kann dies über das gesamte Jahr der Fall sein, wenn im Übrigen die Rahmenbedingungen gleich bleiben. Bei kurzlebigeren Radionukliden wie I-131 hingegen muss der radioaktive Zerfall bei der Interpretation der Graphen berücksichtigt werden. Die in diesem Fall maximal erreichbare Dosis kann beim ca. 1,5-fachen der Halbwertszeit abgelesen werden, bei I-131 wären dies zwölf Tage.

Die Bewertung der hochgerechneten Dosen erfolgt durch Vergleich mit den Dosis-Eckwerten. Unter Beachtung der genannten Einschränkungen ist aus Abb. 2 rasch ablesbar, welche Eckwerte durch Hochrechnung einer Ortsdosisleistung erreicht werden. Umgekehrt kann man ausgehend von einem Eckwert abschätzen, ob dieser bei der vorliegenden Dosisleistung erreicht werden kann und wie die zeitliche Relevanz dafür ist.

Weil die Ortsdosisleistung leicht gemessen werden kann, ist sie die bevorzugte Messgröße, um anhand ihres Werts radiologische Gefährdungslagen zu bewerten und unmittelbar zu entscheiden, ob bestimmte Schutzmaßnahmen erforderlich sind. Als Entscheidungshilfe hat die Strahlenschutzkommission (SSK) für die maßgebenden Dosiswerte und relevanten Szenarien Richtwerte der Ortsdosisleistung abgeleitet und empfohlen[3]. In diese Ableitungen gehen radiologisch begründete, dem jeweiligen Szenarium entsprechende Expositionsbedingungen sowie pragmatische Überlegungen ein. Außer der Messgröße Ortsdosisleistung hat die SSK auch weitere geeignete Messgrößen (insbesondere die Oberflächenkontamination) betrachtet und hierfür abgeleitete Richtwerte empfohlen. Einzelheiten dazu enthält der Abschnitt Bewertung.

Eine Karte der Ortsdosisleistung in Deutschland aus dem IMIS kann jederzeit aktuell im Internet über die Seiten des Bundesamts für Strahlenschutz eingesehen werden.[4] Zu jeder der im IMIS betriebenen 1800 Messstellen kann der aktuelle Messwert sowie der zeitliche Verlauf der Stundenmesswerte während der vergangenen sieben Tage und der Tagesmittelwerte während des vergangenen Jahres abgelesen werden.

BodenstrahlungBearbeiten

 
Abb. 3: Wirkungskette der externen Bestrahlung durch Bodenkontamination
 
Abb. 4: Dosisleistungskoeffizienten (effektive Dosis) bei äußerer Strahlenexposition für ausgewählte Radionuklide (Personen über 17 Jahre)
 
Abb. 5: Dosisleistung (effektive Dosis) bei bekannter Bodenkontamination für ausgewählte Radionuklide (Personen über 17 Jahre)

Typisch für die äußere Strahlenexposition ist die Gammastrahlung, die von einem im Gelände großräumig abgelagerten Radionuklid oder einem Gemisch von Radionukliden ausgeht (Bodenstrahlung).

Maßgebend für eine Bewertung der Strahlenexposition ist die von der abgelagerten Aktivität herrührende Ortsdosisleistung. Messgröße, aus der diese abgeleitet werden kann, ist die Aktivität des Radionuklids, die pro Quadratmeter Boden abgelagert ist, d. h. die Oberflächenkontamination oder spezifischer die „Bodenkontamination“.

Bei einer gedachten unendlich ausgedehnten Fläche, auf der das Radionuklid gleichmäßig verteilt ist, trägt die Bodenkontamination aus allen Bereichen der Fläche zur Ortsdosisleistung an einem beliebigen Punkt über der Fläche bei. Aufgrund des größeren Abstands und aufgrund der Schwächung der Strahlung in der Atmosphäre sind die Beiträge von weiter entfernt liegenden Bereichen natürlich entsprechend geringer.

Aus der Kenntnis des Radionuklids in Verbindung mit seiner Aktivitätsverteilung leiten sich die weiteren Größen ab, die zur Abschätzung der Gefährdung maßgebend sind.

Maßgebend sind insbesondere Strahlungsart und Halbwertszeit, die für jedes Radionuklid charakteristisch sind. Die Halbwertszeit bestimmt, wie schnell die Strahlung abklingt, sofern nicht Aktivität fortlaufend nachgeliefert wird, z. B. bedingt durch die Wetterlage mit dem Wind oder über Regenfälle ausgewaschen aus der Atmosphäre. Auch die Zusammensetzung der Aktivität kann sich dabei ändern, z. B. indem andere Radionuklide folgen und abgelagert werden. Je besser die Informationen über die eigentlichen Ursachen der Kontamination sind, desto besser sind die Vorhersagen.

Die Berechnung der Dosisleistung unter den Bedingungen der Bodenstrahlung erfolgt am einfachsten mit Hilfe von Dosisleistungskoeffizienten, die von der ICRP angegeben werden (vgl. Abb. 4 und Tab. 2). Diese nuklidbezogenen Koeffizienten beschreiben nicht die Ortsdosisleistung (Äquivalentdosis), sondern direkt die Zunahme der Körperdosen (Organ-Äquivalentdosen und effektive Dosen). Damit können diese Körperdosen für eine gedachte Person, die auf einer kontaminierten Fläche steht, unmittelbar berechnet werden:

Dosisleistung (Sv/s) = Aktivität pro Fläche (Bq/m²) • Dosisleistungskoeffizient ((Sv/s) / (Bq/m²))

Die umfangreichen Tabellenwerke der ICRP betrachten alle bekannten Radionuklide und unterscheiden zwischen Altersklassen von Personen. Die Dosisleistungskoeffizienten für Kinder sind größer als für Erwachsene, weil sich ihre Körperorgane aufgrund der geringeren Körpergröße näher an der strahlenden Oberfläche befinden. Ggf. vorhandene kurzlebige Tochternuklide sind in den Dosisleistungskoeffizienten mit berücksichtigt.

Beispielsweise hat der Dosisleistungskoeffizient für Cs-137 bei Erwachsenen (Alter über 17 Jahre) den Wert 1,9 (nSv/h)/(kBq/m²) für die effektive Dosis, wie auch aus den beigefügten Abbildungen (Abb. 4, 5 und Tab. 2) herausgelesen werden kann. Bei einer Bodenkontamination von 40.000 Bq/m² (40 kBq/m²) ergibt sich durch Multiplikation mit diesem Dosisleistungskoeffizienten eine Dosisleistung von rund 80 nSv/h für die effektive Dosis. Bodenkontaminationen in dieser Größenordnung kamen in Gebieten Süddeutschlands aufgrund des Reaktorunfalls von Tschernobyl vor.[5] Mit einem Dosisleistungsmessgerät, das die Ortsdosisleistung misst, würde bei einem realen vergleichbaren Szenarium ein Wert in dieser Größenordnung gemessen (Äquivalentdosisleistung). Der tatsächlich gemessene genaue Wert hinge noch von den vorliegenden realen natürlichen Geländebedingungen und von Schwankungen der abgelagerten Aktivität ab.

Ohne Rechnung, auch wenn diese einfach wäre, kann aus Abb. 5 bei Kenntnis der pro m² abgelagerten Aktivität für verschiedene Radionuklide der Dosisleistungswert direkt abgelesen werden. Der Höchstwert ergibt sich für Te-132 (mit Tochter I-132), was eine "konservative" Abschätzung ermöglicht (vgl. die in Abb. 5 angegebene "Faustformel").

In Abb. 5 sind außerdem zwei Dosisleistungswerte eingezeichnet, die den Eckwerten des Abschnitts „Dosis-Eckwerte“ entsprechen und mit denen die abgelesene Dosisleistung bewertet werden kann. Der Eckwert 1 der mittleren natürlichen äußeren Strahlenexposition (effektiv 0,7 mSv im Jahr) entspricht einer Dosisleistung von 80 nSv/h. Die Abbildung zeigt, dass Ablagerungen von mindestens 10 kBq/m² nötig wären, um solche Dosisleistungen zu verursachen. Das wäre beispielsweise beim Radionuklid Co-60 der Fall, das einen der am höchsten Dosisleistungskoeffizienten aufweist. Bei Cs-137 beispielsweise bestätigt die Abbildung, dass erst eine Ablagerung von ca. 40 kBq/m² der natürlichen äußeren Strahlenexposition entspräche. Bei I-131 würde erst bei noch höheren Ablagerungen der natürliche Dosisleistungswert erreicht, wobei aufgrund der kurzen Halbwertszeit von nur 8 Tagen (vgl. Tabelle 1) eine anfängliche Aktivität mit einer entsprechenden Dosisleistung rasch wieder abgeklungen wäre.

Der Eckwert 5 (effektiv 6 mSv im Jahr), wo bei beruflicher Exposition persönliche Schutz- und Überwachungsmaßnahmen ergriffen werden müssen, würde bei einer andauernden Dosisleistung von knapp 700 nSv/h (0,7 µSv/h) erreicht. Dies erfordert Ablagerungen von mindestens 100 kBq/m², bei Cs-137 beispielsweise über 300 kBq/m².

Z Element Kurzbe-
zeichnung
Halbwerts-
zeit
Zerfallsart DL-Koeffizient
effektive Dosis
in (Sv/s)/(Bq/m²)
DL-Koeffizient
effektive Dosis
in (nSv/h)/(kBq/m²)
Hinweise
19 Kalium K-40 1,3 Mrd a Beta, K, Beta+ 1,40E-16 5,04E-01 -
27 Kobalt Co-60 5,3 a Beta 2,20E-15 7,92E+00 -
40 Zirkonium Zr-95 64 d Beta 1,40E-15 5,04E+00 mit Tochter Nb-95
42 Molybdän Mo-99 2,7 d Beta 2,40E-16 8,64E-01 mit Tochter Tc-99m
44 Ruthenium Ru-103 39,3 d Beta 4,40E-16 1,58E+00 mit Tochter Rh-103m
44 Ruthenium Ru-106 1 a Beta 1,90E-16 6,84E-01 mit Tochter Rh-106
52 Tellur Te-129m 33,6 d Gamma 7,00E-17 2,52E-01 -
52 Tellur Te-132 3,2 d Beta 2,30E-15 8,28E+00 mit Tochter I-132
53 Jod I-131 8 d Beta 3,60E-16 1,3E+00 -
53 Jod I-133 20,8 h Beta 6,10E-16 2,20E+00 -
55 Cäsium Cs-134 2 a Beta 1,50E-15 5,40E+00 -
55 Cäsium Cs-136 13,1 d Beta 2,00E-15 7,20E+00 -
55 Cäsium Cs-137 30,2 a Beta 5,30E-16 1,91E+00 mit Tochter Ba-137m
56 Barium Ba-140 12,8 d Beta 2,20E-15 7,92E+00 mit Tochter La-140
58 Cer Ce-141 32,5 d Beta 6,90E-17 2,48E-01 -
58 Cer Ce-144 284,7 d Beta 5,60E-17 2,02E-01 -
88 Radium Ra-226 1602 a Alpha 1,60E-15 5,76E+00 -
92 Uran U-234 250.000 a Alpha 6,50E-19 2,34E-03 -
92 Uran U-235 700 Mio a Alpha 1,50E-16 5,40E-01 -
92 Uran U-238 4,4 Mrd a Alpha 2,30E-17 8,28E-02 -
93 Neptunium Np-239 2,4 d Beta 1,50E-16 5,40E-01 -
94 Plutonium Pu-238 87,7 a Alpha 6,90E-19 2,48E-03 -
94 Plutonium Pu-239 24110 a Alpha 3,20E-19 1,15E-03 -
94 Plutonium Pu-241 14,4 a Beta 1,20E-18 4,32E-03 zerfällt in Am-241
95 Americium Am-241 432,2 a Alpha 2,30E-17 8,28E-02 -
96 Curium Cm-242 162,8 d Alpha 9,70E-19 3,49E-03 zerfällt in Pu-238
Tab. 2: Dosisleistungskoeffizienten (effektive Dosis) ausgewählter Radionuklide für Personen über 17 Jahren.

Innere BestrahlungBearbeiten

InhalationBearbeiten

 
Abb. 6: Wirkungskette der Strahlenexposition durch Inhalation von Radionukliden
 
Abb. 7: Dosiskoeffizienten (effektive Folgedosis) für die Inhalation ausgewählter Radionuklide
 
Abb. 8: Dosisaufnahme (effektive Folgedosis) durch Inhalation ausgewählter Spaltprodukte und weiterer Betastrahler bei bekannter Aktivitätszufuhr
 
Abb. 9: Dosisaufnahme (effektive Folgedosis) durch Inhalation ausgewählter Radionuklide bei bekannter Aktivitätskonzentration in der Luft
 
Abb. 10: Dosisaufnahme (effektive Folgedosis) durch Inhalation von aerosolgebundenem Cs-137 und elementarem I-131 bei bekannter Aktivitätskonzentration in der Luft
 
Abb. 11: Dosisaufnahme (Schilddrüsendosis) durch Inhalation von elementarem I-131 bei bekannter Aktivitätskonzentration in der Luft

Ein Radionuklid, das sich in der Atemluft befindet, kann eingeatmet (inhaliert) werden. Partikel unter 10 Mikrometern sind alveolengängig und werden damit dem Körper zugeführt. Die Zufuhr steht am Anfang einer Wirkungskette der Strahlenexposition durch Inhalation. Maßgebend für die Aktivitätszufuhr durch Inhalation sind als Messgrößen die Aktivitätskonzentration in der Luft sowie die Atemrate, die bei einer erwachsenen Person mit 8100 m³ im Jahr bekannt ist (ca. 22 m³ pro Tag oder 0,9 m³ pro Stunde).

Es ist davon auszugehen, dass die Zeit, während der ein Radionuklid in der Atemluft vorliegt und inhaliert werden kann, begrenzt ist. Bei einer radiologischen Gefährdungslage wird eine Aktivitätskonzentration in der Atemluft (vgl. Abb. 6) in kurzer Zeit wieder zurückgehen oder verschwinden, indem sich die radioaktiven Stoffe auf dem Boden niederschlagen (z. B. aufgrund der Schwerkraft oder vom Regen aus der Atmosphäre ausgewaschen) oder Luftströmungen sie weitertragen. Ein niedergeschlagenes Radionuklid kann wieder aufgewirbelt werden („Resuspension“) oder es können erneut Radionuklide, auch andere als zuvor, mit der Luft herangetragen werden. Dennoch ist die Strahlenexposition aufgrund der Inhalation von Radionukliden zeitlich begrenzt und deshalb gegenüber den längerfristig wirksamen Expositionspfaden der äußeren Bestrahlung und der Ingestion von geringerer Bedeutung. Die Zufuhr eines Radionuklids bedeutet nicht, dass es auch vom Körper aufgenommen (inkorporiert) wird. Unter Umständen wird es mit dem nächsten Atemzug wieder ausgeatmet, z. B. Radionuklide, die chemisch Edelgase sind, wie Argon, Krypton oder Xenon. Die stoffliche Form, in der das Radionuklid vorliegt, bestimmt den weiteren Ablauf der Inkorporation nach der Zufuhr durch Inhalation.

Die maßgebenden stofflichen, chemischen wie physikalischen Formen, welche die Inkorporation von zugeführten Radionukliden bestimmen, sind z. B. elementare Formen (z. B. Jod-Isotope als Jodmolekül I2 oder bei Metallen die metallische Form), anorganische chemische Verbindungen (z. B. Oxide, Hydroxide, Salze), organische chemische Verbindungen (z. B. Iodmethan) oder Aerosole in unterschiedlicher Größe.

Aufgrund seiner stofflichen Form kann ein Radionuklid mehr oder weniger lungengängig sein, in Körperflüssigkeiten unterschiedlich löslich und unterschiedlich chemisch reaktionsfreudig. Die stoffliche Form bestimmt infolgedessen zeitlich wie räumlich die weitere Verteilung der zugeführten Aktivität im Körper (Pharmakokinetik). Eine Kategorisierung des Inkorporationsverhaltens geschieht mit Hilfe von Lungenabsorptionsklassen, denen Radionuklide abhängig von ihren chemischen Eigenschaften zugeordnet werden. Soweit im Einzelfall keine individuellen spezifischen Daten bekannt sind, wird durch Wahl einer geeignet erscheinenden Absorptionsklasse eine spezifischere Bewertung ermöglicht. Es werden die Absorptionsklassen F („fast“), M („moderate“) und S („slow“) unterschieden. Tritt ein Radionuklid als Aerosol auf, ist es außerdem einem aktivitätsbezogen gemittelten aerodynamischen Durchmesser (AMAD – „Activity Median Aerodynamic Diameter“) zuzuordnen. Hinsichtlich der Strahlenexposition der Bevölkerung wird üblicherweise von einem AMAD von 1 µm ausgegangen.

Ein Radionuklid, das in nicht lungengängiger Form vorliegt, kann stattdessen auch vom Atemtrakt in den Mund und den Rachenraum und schließlich in den Verdauungstrakt gelangen, was als Ingestion gewertet wird. Während dessen trägt es zu einer Dosisaufnahme des umgebenden Gewebes bei. Das weitere Verhalten eines inkorporierten Radionuklids im Körper, sein Transport in verschiedene Körperregionen, sein Einbau und Verbleib in bestimmten Körperorganen oder -geweben wird von seinen chemischen und pharmakokinetischen Eigenschaften und den Stoffwechselprozessen bestimmt. Ein Radionuklid verhält sich chemisch genauso wie seine stabilen Isotope. Quantitativ befindet es sich jedoch mit seinen Atomen zahlenmäßig in einer relativ verschwindenden Minderheit gegenüber im Körper vorhandenen stabilen Isotopen oder Elementen, die sich chemisch ähnlich verhalten. Atome eines Radionuklids fallen als solche nicht besonders auf und „schwimmen mit“, bis sich zufallsbedingt nach den Gesetzen des radioaktiven Zerfalls einzelne Atomkerne des Radionuklids umwandeln und die Zerfallsprodukte ihre eigenen Wege gehen.

Aus der Sicht des Stoffwechsels mag ein aufgenommenes Radionuklid wegen der meist verschwindend geringen Masse relativ unbedeutend sein. Absolut betrachtet kann es sich dennoch um eine enorme Zahl radioaktiver Atomkerne handeln. Entsprechend groß kann die Zahl der Zerfälle sein und die ausgesandte Strahlung macht sich im biologischen Gewebe zerstörerisch bemerkbar. Die noch viel größere, für uns überhaupt nicht vorstellbar große Zahl der stabilen Atome wird uns dagegen gar nicht bewusst. Zusammenfassend wird der Verbleib eines Radionuklids im Körper durch seine biologische Halbwertszeit beschrieben. Das ist die Zeit, in der die eingangs inkorporierte Aktivität auf die Hälfte abgenommen hat, sowohl durch den radioaktiven Zerfall (infolge der physikalische Halbwertszeit) als auch durch biologische Ausscheidungen.

Die für eine Bewertung der Inhalation radioaktiver Stoffe aus Strahlenschutzsicht maßgebenden Größen sind die Körperdosen, genauer die Folge-Organ-Äquivalentdosen und die effektive Folgedosis. Die Körperdosen hängen einerseits von der für das Radionuklid spezifischen Strahlung, insbesondere der jetzt wirksam werdenden Teilchenstrahlung, andererseits von seiner Anreicherung in Organen ab. Sie werden als Folge-Organ-Äquivalentdosen oder als effektive Folgedosis dem Zeitpunkt der Inkorporation zugeschrieben, auch wenn sich die tatsächliche Dosisaufnahme unter Umständen auf einen recht langen späteren Zeitraum verteilt. Das gesamte physikalische und biokinetische Verhalten des Radionuklids in der weiteren Zukunft muss für eine Bewertung betrachtet werden. Die Lösung, wie unter solch komplexen Rahmenbedingungen eine Dosis in der Praxis mit überschaubarem Aufwand abgeschätzt werden kann, liefert die ICRP. Sie stellt ein umfangreiches Tabellenwerk mit berechneten Dosiskoeffizienten für die Inhalation bereit (vgl. Abb. 7 und Tab. 3).

Die Dosiskoeffizienten drücken für jedes Radionuklid die pro zugeführter (inhalierter) Aktivität erhaltenen Körperdosen aus. Mit ihrer Hilfe wird die Dosis aus der zugeführten Aktivität wie folgt berechnet:

Körperdosis (Sv) = Inhalierte Aktivität (Bq) • Dosiskoeffizient (Sv/Bq)

Die spezifischen Nebenbedingungen hinsichtlich der Form, in der Radionuklide vorliegen, in der Regel die Absorptionsklassen und die Aerosolgrößen, werden über die Wahl der zutreffenden Dosiskoeffizienten berücksichtigt. Solche Nebenbedingungen müssen also eingangs bekannt sein. Liegen darüber keine Informationen vor, sind Standardbedingungen anzunehmen. Nötigenfalls sind „worst-case“-Bedingungen zugrunde zu legen, damit der gewählte Dosiskoeffizient auf der „sicheren Seite“ liegt und die Dosisabschätzung als „konservativ“ gilt. Dies kann allerdings zu einer deutlichen Überschätzung der Dosis führen.

Die ICRP stellt Dosiskoeffizienten für Folge-Organ-Äquivalentdosen und für die effektive Folgedosis zur Verfügung. Sie werden für unterschiedliche Altersklassen bereitgestellt. Die in Tab. 3 und Abb. 7 wiedergegebenen und in den Abb. 8–11 benutzten Werte beziehen sich auf Körperdosen für ausgewählte Radionuklide (vgl. Tabelle 1) und gelten für Personen über 17 Jahren. Tochternuklide sind ggf. berücksichtigt. Es zeigen sich erhebliche Unterschiede zwischen den Radionukliden. Diese Unterschiede beruhen auf den unterschiedlichen Energien der für die Radionuklide charakteristischen Teilchenstrahlung, ihren unterschiedlichen physikalischen Halbwertszeiten und ihrem unterschiedlichen biokinetischen sowie Stoffwechselverhalten. Für Radionuklide in Form von Edelgasen, wie z. B. Kr-85 oder Xe-133, die wichtige Spaltprodukte darstellen, liegen keine Dosiskoeffizienten vor, da sie bei einer Inhalation nicht vom Körper aufgenommen werden. Die Bandbreite der Werte ist wesentlich größer als bei den Dosisleistungs-Koeffizienten für die Gammastrahlung bei Bodenstrahlung.

Als Faustformel führt eine Inhalation von 100 Bq der in Abb. 8 angegebenen Radionuklide zu einer effektiven Folgedosis von maximal vier Mikrosievert. Für Cs-137 führt die Anwendung dieser Faustformel zu einer Überschätzung um fast den Faktor 10, was ihre Konservativität deutlich macht. Voraussetzung für diese Konservativität ist jedoch das Vorliegen ausschließlich von Betastrahlern, was bei Spaltprodukten der Fall ist. Alphastrahler müssen ausgeschlossen werden können, denn für die ergeben sich wesentlich höhere Dosiswerte, teilweise um den Faktor 1000 und mehr.

Ausgehend von einer bekannten Aktivitätskonzentration in der Atmosphäre kann nach Auswahl des zutreffenden oder unter Umständen des ungünstigsten Dosiskoeffizienten die erwartete bzw. „worst-case“-Dosis wie folgt hochgerechnet werden:

Körperdosis (Sv) = Aktivitätskonzentration (Bq/m³) • Dosiskoeffizient (Sv/Bq) • Atemrate (m3/h) • Zeit (h)

Als Faustformel führt ein Aufenthalt in mit Spaltprodukten kontaminierter Atmosphäre mit 1 Bq/m3 maximal zu einer effektiven Dosis von einem Mikrosievert pro Tag (vgl. Abb. 9). Damit ist ohne genaue Kenntnis der konkret vorhandenen Radionuklide eine erste und schnelle Bewertung durch Vergleich mit Messwerten der so genannten „Beta-Gesamtaktivität“ in der Luft möglich.

Bevor Spaltprodukte durch Inhalation zusätzlich zur äußeren Bestrahlung durch Bodenkontamination wesentlich zu Notfall-Dosiswerten beitragen, müssen schon recht hohe Aktivitätskonzentrationen vorliegen. Für das Verbleiben in Gebäuden (10 mSv in sieben Tagen – Dosis-Eckwert 9) müssen sie beispielsweise in der Größenordnung von einigen Hundert Bq/m3 liegen (vgl. z. B. die Graphen für I-131 und Cs-137 in Abb. 10).

Die abgebildeten Graphen für die Schilddrüsendosis (Folge-Organ-Äquivalentdosis) durch Inhalation von I-131 (Abb. 11) gelten für die elementare Form (I2). Für die Aerosol-Form sind die Dosiskoeffizienten deutlich niedriger. Die Abbildung zeigt, dass die Einnahme von Jodtabletten erst angemessen wäre (Dosis-Eckwert 13), wenn mit einigen 1000 Bq/m3 I-131 in der Atmosphäre gerechnet werden müsste. Das gilt ungeachtet einer evtl. ausgerufenen Notfallmaßnahme, in Gebäuden zu bleiben.

Z Element Kurz-
bez.
Halbwerts-
zeit
Zerfallsart Form Effektive Dosis
in Sv/Bq
größte Organdosis (Organ)
in Sv/Bq
Hinweise
1 Wasserstoff H-3 12,3 a Beta organisch
elementar
CH3T
HTO
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
4,10E-11
1,80E-15
1,80E-13
1,80E-11
6,20E-12
4,50E-11
2,60E-10





3,20E-10 (Lunge)
2,10E-09 (Lunge)
19 Kalium K-40 1,3 Mrd a Beta, K, Beta+ Aerosol (F) 2,10E-09 4,60E-09
27 Kobalt Co-60 5,3 a Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
5,20E-09
1,00E-08
3,10E-08
1,30E-08 (Atemwege)
5,20E-08 (Lunge)
1,80E-07 (Lunge)
36 Krypton Kr-85 10,7 a Beta elementar 0 0 Edelgas
38 Strontium Sr-89 50,5 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,00E-09
6,10E-09
7,90E-09
5,4E-09 (Knochenoberfläche)
4,50E-08 (Lunge)
6,20E-08 (Lunge)
38 Strontium Sr-90 28,8 a Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
2,40E-08
3,60E-08
1,60E-07
3,70E-07 (Knochenoberfläche
2,10E-07 (Lunge)
1,30E-06 (Lunge)
mit Tochter Y-90
39 Yttrium Y-90 2,7 d Beta Zerfallsprodukt von Sr-90
40 Zirkonium Zr-95 64 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
2,50E-09
4,80E-09
5,90E-09
5,30E-08 (Knochenoberfläche)
3,10E-08 (Lunge)
4,20E-08 (Lunge)
mit Tochter Nb-95
41 Niob Nb-95 35 d Beta Zerfallsprodukt von Zr-95
42 Molybdän Mo-99 2,7 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
2,20E-10
8,90E-10
9,90E-10
1,60E-09 (Atemwege)
6,30E-09 (Lunge)
6,00E-09 (Lunge)
mit Tochter Tc-99m
43 Technetium Ts-99m 6 h Gamma Zerfallsprodukt von Mo-99
44 Ruthenium Ru-103 39,9 d Beta Tetroxid
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,10E-09
4,80E-10
2,40E-09
3,00E-09
3,10E-09 (Dickdarm)
2,50E-09 (Atemwege)
1,80E-08 (Lunge)
2,20E-08 (Lunge)
mit Tochter Rh-103m
44 Ruthenium Ru-106 1 a Beta Tetroxid
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,80E-08
7,90E-09
2,80E-08
6,60E-08
4,10E-08 (Dickdarm)
1,30E-08 (Dickdarm)
2,00E-07 (Lunge)
5,30E-07 (Lunge)
mit Tochter Rh-106
45 Rhodium Rh-103m 56 min Gamma Zerfallsprodukt von Ru-103
45 Rhodium Rh-106 30 s Beta Zerfallsprodukt von Ru-106
52 Tellur Te-129m 33,6 d Gamma elementar
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
3,70E-09
1,30E-09
6,60E-09
7,90E-09
3,40E-08 (Knochenoberfläche)
1,10E-08 (Knochenoberfläche)
4,80E-08 (Lunge)
6,10E-08 (Lunge)
mit Te-129
52 Tellur Te-129 1,2 h Beta zerfällt in I-129
52 Tellur Te-132 3,2 d Beta elementar
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
5,10E-09
1,80E-09
2,00E-09
2,00E-09
7,60E-08 (Schilddrüse)
2,50E-08 (Schilddrüse)
1,00E-08 (Lunge)
1,10E-08 (Lunge)
mit Tochter I-132
53 Jod I-132 2,3 h Beta Zerfallsprodukt von Te-132
53 Jod I-131 8 d Beta CH3I
elementar
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,50E-08
2,00E-08
7,40E-09
2,40E-09
1,60E-09
3,10E-07 (Schilddrüse)
3,90E-07 (Schilddrüse)
1,50E-07 (Schilddrüse)
2,20E-08 (Schilddrüse)
1,10E-08 (Lunge)
53 Jod I-133 20,8 h Beta CH3I
elementar
Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
3,10E-09
4,00E-09
1,50E-09
5,50E-10
4,30E-10
6,00E-08 (Schilddrüse)
7,60E-08 (Schilddrüse)
2,80E-08 (Schilddrüse)
3,60E-09 (Schilddrüse)
2,00E-09 (Lunge)
54 Xenon Xe-133 5,2 d Beta elementar 0 0 Edelgas
55 Cäsium Cs-134 2 a Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
6,60E-09
9,10E-09
2,00E-08
1,20E-08 (Atemwege)
5,00E-08 (Lunge)
1,40E-07 (Lunge)
55 Cäsium Cs-136 13,1 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,20E-09
2,50E-09
2,80E-09
8,90E-09 (Atemwege)
1,60E-08 (Lunge)
1,80E-08 (Lunge)
55 Cäsium Cs-137 30,2 a Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
4,60E-09
9,70E-09
3,90E-08
7,40E-09 (Atemwege)
6,30E-08 (Lunge)
3,00E-07 (Lunge)
mit Tochter Ba-137m
56 Barium Ba-137m 2,6 min Gamma Zerfallsprodukt von Cs-137m
56 Barium Ba-140 12,8 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,00E-09
5,10E-09
5,80E-09
5,40E-09 (Dickdarm)
3,50E-08 (Lunge)
4,20E-08 (Lunge)
mit Tochter La-140
57 Lanthan La-140 1,7 d Beta Zerfallsprodukt von Ba-140
58 Cer Ce-141 32,5 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
9,30E-10
3,20E-09
3,80E-09
1,70E-08 (Knochenoberfläche)
2,40E-08 (Lunge)
3,00E-08 (Lunge)
58 Cer Ce-144 284,7 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
4,00E-08
3,60E-08
5,30E-08
4,06E-07 (Leber)
1,90E-07 (Lunge)
4,20E-07 (Lunge)
mit Tochter Pr-144 und Folgeprodukten
59 Praseodym Pr-144 17,3 min Beta Zerfallsprodukt von Ce-144
86 Radon Rn-222 3,8 d Alpha Zerfallsprodukt von Ra-226
88 Radium Ra-226 1602 a Apha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
3,60E-07
3,50E-06
9,50E-06
1,60E-05 (Knochenoberfläche)
2,80E-05 (Lunge)
7,90E-05 (Lunge)
mit Tochter Rn-222 und Folgeprodukten
92 Uran U-234 250.000 a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
5,60E-07
3,50E-06
9,40E-06
9,50E-06 (Knochenoberfläche)
2,70E-05 (Lunge)
7,80E-05 (Lunge)
mit Folgeprodukten
92 Uran U-235 700 Mio a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
5,20E-07
3,10E-06
8,50E-06
9,00E-06 (Knochenoberfläche)
2,40E-05 (Lunge)
7,00E-05 (Lunge)
mit Folgeprodukten
92 Uran U-238 4,5 Mrd a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
5,00E-07
2,90E-06
8,00E-06
8,70E-06 (Knochenoberfläche)
2,20E-05 (Lunge)
6,70E-05 (Lunge)
mit Folgeprodukten
93 Neptunium Np-239 2,4 d Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,70E-10
9,30E-10
1,00E-09
2,70E-09
6,30E-09 (Lunge)
7,10E-09 (Lunge)
mit Folgeprodukten
94 Plutonium Pu-238 87,7 a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,10E-04
4,60E-05
1,60E-05
3,60E-03 (Knochenoberfläche)
1,40E-03(Knochenoberfläche)
1,60E-04 (Knochenoberfläche)
Zerfallsprodukt von Cm-242
94 Plutonium Pu-239 24.110 a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
1,20E-04
5,00E-05
1,60E-05
4,00E-03 (Knochenoberfläche)
1,50E-03 (Knochenoberfläche)
1,80E-04 (Knochenoberfläche)
mit Folgeprodukten
94 Plutonium Pu-241 14,4 a Beta Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
2,30E-06
9,00E-07
1,70E-07
7,90E-05 (Knochenoberfläche)
3,10E-05 (Knochenoberfläche)
4,10E-06 (Knochenoberfläche)
mit Tochter Am-241 und Folgeprodukten
95 Americium Am-241 432,2 a Alpha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
9,60E-05
4,20E-05
1,60E-05
4,40E-03 (Knochenoberfläche)
1,70E-03 (Knochenoberfläche)
2,10E-04 (Knochenoberfläche)
mit Folgeprodukten
96 Curium Cm-242 162,8 d Apha Aerosol (F)
Aerosol (M)
Aerosol (S)
3,30E-06
5,20E-06
5,90E-06
9,00E-05 (Knochenoberfläche)
3,50E-05 (Lunge)
4,90E-05 (Lunge)
mit Tochter Pu-238 und Folgeprodukten
Tab. 3: Dosiskoeffizienten (effektive Folgedosis und höchste Folge-Organ-Äquivalentdosis) für die Inhalation ausgewählter Radionuklide bei Erwachsenen

IngestionBearbeiten

 
Abb. 12: Dosiskoeffizienten (effektive Dosis) für die Ingestion ausgewählter Radionuklide

Ingestion von Radionukliden ist deren Zufuhr mit Lebensmitteln. Die Inkorporation erfolgt über den Verdauungstrakt. Kurzfristig sind in einer radiologischen Gefährdungslage Radionuklide zu betrachten, die sich oberflächlich auf Pflanzen niedergeschlagen haben, z. B. auf Salat, Blattgemüse und Obst, und durch deren Verzehr dem Menschen direkt zugeführt werden. Die Ablagerung auf den Pflanzen ist weitgehend unabhängig von der Form der Radionuklide. Es können die verschiedensten chemischen Verbindungen und auch relativ kurzlebige Radionuklide vorkommen. Waschen, eine nach Möglichkeit angemessen lange Lagerung vor dem Verzehr, Einschränkungen beim Verzehr usw. sind einfache und wirksame Schutzmaßnahmen. Gleichermaßen können Radionuklide auf der Weide von Kühen aufgenommen und dem Menschen über Milch und Milchprodukte zugeführt werden.

Längerlebige Radionuklide können auch eine entsprechend langfristige radioaktive Kontamination von Lebensmitteln pflanzlicher und tierischer Herkunft zur Folge haben. Radionuklide können z. B. über den pflanzlichen Stoffwechsel aus dem Boden in Pflanzen oder aus Gewässern in Fischen angereichert und über Nahrungsketten konzentriert werden. Entsprechend enthalten Pilze oder das Fleisch von Wildschweinen in bestimmten Regionen Süddeutschlands heute noch Cs-137, das vom Reaktorunfall von Tschernobyl aus dem Jahr 1986 stammt.[6]

Dem Körper mit Lebensmitteln zugeführte Radionuklide werden nicht immer in vollem Umfang inkorporiert. Der nicht inkorporierte Anteil wird wieder ausgeschieden. Die chemische Form, in der das Radionuklid vorliegt, und seine Löslichkeit in Körperflüssigkeiten spielen eine maßgebende Rolle. Eingebaut in das Gewebe pflanzlicher und tierischer Organismen befinden sich Radionuklide allerdings bereits in einer Form, die beim Verzehr sehr viel leichter inkorporiert wird, als lediglich oberflächlich niedergeschlagene Radionuklide.

Die Verhältnisse bei der Ingestion von Radionukliden sind nicht ganz so komplex wie bei der Inhalation. Bei der Ingestion spricht man von einer fraktionierten Absorption und definiert diese durch einen Faktor (f1-Faktor), der die Verhältniszahl zwischen zugeführter und über den Verdauungstrakt inkorporierter Aktivität ausdrückt. Bei einer vollständigen (100 %) Absorption hat der f1-Faktor den Wert 1. Ein f1-Faktor von 0,3 bedeutet, dass nur 30 % der zugeführten Aktivität inkorporiert werden.

Die wesentlichen funktionalen Aspekte der Inkorporation von Radionukliden enthält bereits der vorstehende Abschnitt über die Inhalation. Analog zur Inhalation sind für eine Bewertung der Inkorporation durch Ingestion von Radionukliden wieder die Folge-Organ-Äquivalentdosen und die effektive Folgedosis die bestimmenden Größen. Die Dosiswerte können aus der zugeführten Aktivität wieder mit Dosiskoeffizienten (Dosiskoeffizienten für die Ingestion) abgeleitet werden, die die ICRP bereitstellt (vgl. Abb. 12 und Tab. 4). Diese beziehen sich analog zur Inhalation wieder jeweils auf ein Radionuklid einschließlich evtl. Tochternuklide und gelten für verschiedene Altersklassen. Der f1-Faktor ist ebenfalls nuklidspezifisch. Auch gibt die ICRP Zwischenwerte der Folgedosen für Zeitabschnitte nach der Zufuhr an.

Z Element Kurz-
bez.
Halbwerts-
zeit
Zerfallsart f1-
Wert
Effektive Dosis
in Sv/Bq
größte Organdosis (Organ)
in Sv/Bq
Hinweise
1 Wasserstoff H-3 12,3 a Beta 1
1
4,20E-11
1,80E-11
organisch
19 Kalium K-40 1,3 Mrd a Beta, K,Beta+ 1 6,20E-09 1,40E-08 (Dickdarm)
27 Kobalt Co-60 5,3 a Beta 0,1 3,40E-09 8,70E-09 (Dickdarm)
36 Krypton Kr-85 10,7 a Beta Edelgas
38 Strontium Sr-89 50,5 d Beta 0,3 2,60E-09 1,40E-08 (Dickdarm)
38 Strontium Sr-90 28,8 a Beta 0,3 2,80E-08 4,10E-07 (Knochenoberfläche) mit Tochter Y-90
39 Yttrium Y-90 2,7 d Beta Zerfallsprodukt von Sr-90
40 Zirkonium Zr-95 64 d Beta 0,01 9,50E-10 5,10E-09 (Dickdarm) mit Tochter Nb-95
41 Niob Nb-95 35 d Beta 0,01 5,80E-10 2,80E-09 (Dickdarm) Zerfallsprodukt von Zr-95
42 Molybdän Mo-99 2,7 d Beta 1 6,00E-10 3,10E-09 (Nieren) mit Tochter Tc-99m
43 Technetium Tc-99m 6 h Gamma 0,5 2,20E-11 6,70E-11 (Dickdarm) Zerfallsprodukt von Mo-99
44 Ruthenium Ru-103 39,3 d Beta 0,05 7,30E-10 4,30E-09 (Dickdarm) mit Tochter Rh-103m
44 Ruthenium Ru-106 1 a Beta 0,05 7,00E-09 4,50E-08 (Dickdarm) mit Tochter Rh-106
45 Rhodium Rh-103m 56 min Gamma Zerfallsprodukt von Ru-103
45 Rhodium Rh-106 30 s Beta Zerfallsprodukt von Ru-106
52 Tellur Te-129m 33,6 d Gamma 0,3 3,00E-09 1,40E-08 (Dickdarm)
52 Tellur Te-129 1,2 h Beta Grundzustand von Te-129m (zerfällt in I-129)
52 Tellur Te-132 3,2 d Beta 0,3 3,80E-09 3,10E-08 (Schilddrüse) mit Tochter I-132
53 Jod I-132 2,3 h Beta 1 2,90E-10 3,40E-09 (Schilddrüse) Zerfallsprodukt von Te-132
53 Jod I-131 8 d Beta 1 2,20E-08 4,30E-07 (Schilddrüse)
53 Jod I-133 20,8 h Beta 1 4,30E-09 8,20E-08 (Schilddrüse) mit Tochter Xe-133
54 Xenon Xe-133 5,2 d Beta Edelgas
55 Cäsium Cs-134 2 a Beta 1 1,90E-08
55 Cäsium Cs-136 13,1 d Beta 1 3,00E-09
55 Cäsium Cs-137 30,2 a Beta 1 1,30E-08 1,50E-08 (Dickdarm) mit Tochter Ba-137m
56 Barium Ba-137m 2,6 min Gamma Zerfallsprodukt von Cs-137
56 Barium Ba-140 12,8 d Beta 0,2 2,60E-09 1,70E-08 (Dickdarm) mit Tochter La-140
57 Lanthan La-140 1,7 d Beta 0,0005 2,00E-09 1,30E-08 (Dickdarm) Zerfallsprodukt von Ba-140
58 Cer Ce-141 32,5 d Beta 0,0005 7,10E-10 5,50E-09 (Dickdarm)
58 Cer Ce-144 284,7 d Beta 0,0005 5,20E-09 4,20E-08 (Dickdarm) mit Folgeprodukten
59 Praseodym Pr-144 17,3 min Beta Zerfallsprodukt von Ce-144
86 Radon Rn-222 3,8 d Alpha Zerfallsprodukt von Ra-226
88 Radium Ra-226 1602 a Alpha 0,2 2,80E-07 1,20E-05 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
92 Uran U-234 250.000 a Alpha 0,02 4,90E-08 7,80E-07 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
92 Uran U-235 700 Mio a Alpha 0,02 4,70E-08 7,40E-07 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
92 Uran U-238 4,5 Mrd a Alpha 0,02 4,50E-08 7,10E-07 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
93 Neptunium Np-239 2,4 d Beta 0,0005 8,00E-10 6,00E-09 (Dickdarm) mit Folgeprodukten
94 Plutonium Pu-238 87,7 a Alpha 0,0005 2,30E-07 7,40E-06 (Knochenoberfläche) Zerfallsprodukt von Cm-242
94 Plutonium Pu-239 24.110 a Alpha 0,0005 2,50E-07 8,20E-06 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
94 Plutonium Pu-241 14,4 a Beta 0,0005 4,80E-09 1,60E-07 (Knochenoberfläche) zerfällt in Am-241
95 Americium Am-241 432,2 a Alpha 0,0005 2,00E-07 9,00E-06 (Knochenoberfläche) Zerfallsprodukt von Pu-241
96 Curium Cm-242 162,8 d Alpha 0,0005 1,20E-08 1,90E-07 (Knochenoberfläche) mit Folgeprodukten
Tab. 4: Dosiskoeffizienten (effektive Folgedosis und höchste Folge-Organ-Äquivalentdosis) für die Ingestion ausgewählter Radionuklide bei Erwachsenen
 
Abb. 13: Dosisaufnahme (effektive Folgedosis) durch Ingestion ausgewählter Radionuklide bei bekannter Aktivitätszufuhr
 
Abb. 14: Dosisaufnahme (effektiv) durch regelmäßige Ingestion von Cs-137 bei bekannter Aktivitätszufuhr pro Tag

Mit Hilfe der Dosiskoeffizienten wird die Dosis aus der zugeführten Aktivität analog zur Inhalation wie folgt berechnet:

Körperdosis (Sv) = Zugeführte Aktivität (Bq) • Dosiskoeffizient (Sv/Bq)

Als Faustformel, die sich am Radionuklid Sr-90 orientiert, führt eine Zufuhr von 100 Bq zu einer effektive Folgedosis von maximal 3 µSv (vgl. Abb. 13). Ohne genaue Kenntnis der konkret vorhandenen Radionuklide kann damit eine erste schnelle und konservative Bewertung vorgenommen werden. Die Faustformel gilt jedoch nur für Betastrahler. Alphastrahler müssen ausgeschlossen werden können, denn für die ergeben sich bis um den Faktor 10 höhere Dosiswerte. Die Unterschiede sind erheblich, wenn auch nicht ganz so groß wie bei der Inhalation.

Für die Dosisaufnahme durch das besonders relevante Radionuklid Cs-137 siehe Abb. 14. Die Abb. gilt für gleichbleibende tägliche Aktivitätszufuhren.

Neben den Kontaminationswerten der Lebensmittel, die in einer radiologischen Gefährdungslage als Ergebnis von Messkampagnen bekannt sind, hängt die zugeführte Aktivität stark vom jeweiligen Verzehrverhalten einer Person ab. Aus den individuellen Verzehrmengen und den ermittelten Aktivitätskonzentrationen (spezifische Aktivität in Bq/kg oder Bq/l) können die Werte für die Aktivitätszufuhr errechnet werden. Für die daraus abgeleitete Dosis ergibt sich:

Körperdosis (Sv) = Dosiskoeffizient (Sv/Bq) • Aktivitätskonzentration (Bq/kg) • Verzehrmenge (kg)
Lebensmittel mittlere Verzehrrate (kg/a)
Trinkwasser 350
Milch, Milchprodukte 130
Fisch 7,5
Fleisch, Wurst, Eier 90
Getreide, Getreideprodukte 110
einheimisches Frischobst, Obstprodukte, Säfte 35
Kartoffeln, Wurzelgemüse, Säfte 55
Blattgemüse 13
Gemüse, Gemüseprodukte, Säfte 40
Tabelle 5: Mittlere Verzehrraten für Erwachsene gemäß StrlSchV

Ausgehend von Mittelwerten für den Verzehr (vgl. Tab. 5) hat die Europäische Union Höchstwerte für Radionuklide in Lebensmitteln festgelegt (Tab. 6). Sie geht dabei von der Annahme aus, dass 10 % der jährlich konsumierten Nahrung kontaminiert sind. Unter dieser Voraussetzung wird ein Referenzwert von 1 mSv pro Jahr für die individuelle effektive Dosis durch Ingestion eingehalten. Bei Cs-137 entspräche dies einer Begrenzung der Zufuhr auf einen Mittelwert in der Größenordnung von 210 Bq pro Tag (vgl. Abb. 14). Die Höchstwerte der Europäischen Union für Säuglingsnahrung beruhen auf anderen Annahmen und sind niedriger.

Milcherzeugnisse und
flüssige Lebensmittel
Sonstige Lebensmittel
(sofern nicht von geringer Bedeutung)
Strontiumisotope, insbesondere Sr-90 125 750
Jodisotope, insbesondere I-131 500 2000
Alphateilchen emittierende Nuklide wie Pu-239 20 80
Alle übrigen Nuklide
mit einer Halbwertszeit von über 10 Tagen,
insbesondere Cs-134 und Cs-137
1000 1250
Tabelle 6: Höchstwerte für Radionuklide in Lebensmitteln gemäß EU (in Bq/l bzw. Bq/kg)[7]

Das Inkrafttreten von Grenzwerten im Rahmen dieser Höchstwerte erfordert den Erlass von Durchführungsverordnungen, die auf einen konkreten Notfall bezogen sind. Gleiches gilt für Einfuhrbeschränkungen. Entsprechend werden heute noch im Nachgang zum Unfall von Tschernobyl für das Inverkehrbringen von radioaktiv belasteten Produkten in der EU Grenzwerte angewendet (z. B. 600 Bq Radiocäsium pro kg Wildschweinfleisch), die auf damals erlassene Einfuhrbeschränkungen und eine Empfehlung der Europäischen Kommission zurückgehen.[8]

BewertungBearbeiten

 
Abb. 15: Dosis-Eckwerte und diesen entsprechende konservative Messgrößen oder abgeleitete Richtwerte bei einer großflächigen Ausbreitung von Spaltprodukten

Die Bewertung einer radiologischen Gefährdungslage besteht im Sinne dieses Artikels im ersten Schritt aus einer Abschätzung der von ihr verursachten Dosiswerte und im zweiten Schritt aus deren Vergleich mit den Eckwerten, die im Abschnitt Dosis-Eckwerte definiert sind.

Die verursachten Dosiswerte werden, wie im Abschnitt Dosisabschätzung beschrieben, aus Messwerten von Messgrößen abgeleitet, wie der

  • Ortsdosisleistung (in µSv/h),
  • Kontamination des Bodens (in Bq/m²),
  • Kontamination der Luft (in Bq/m³),
  • Kontamination von Lebensmitteln (in Bq/kg, Bq/l) oder Aktivitätszufuhr in Bq/d.

Über solche Messwerte hinaus erfordert eine Dosisabschätzung grundsätzlich die Kenntnis der vorliegenden Radionuklide und damit ihrer Eigenschaften (Dosiskoeffizienten, Halbwertszeiten).

Jedoch auch bei Vorliegen lediglich von Aktivitätsangaben ohne genaue Kenntnis der Radionuklide sind konservative, d. h. auf der sicheren Seite liegende Bewertungen möglich. Dies geschieht, indem maximale Dosiskoeffizienten (vgl. die Faustformeln im Abschnitt Dosisabschätzung) und gleichzeitig Langlebigkeit der Radionuklide unterstellt werden.

Eine Bewertung ist auch ohne eigene Dosisabschätzung möglich, wenn abgeleitete Richtwerte vorliegen. Diese sind für die vorgenannten Messgrößen in Bezug auf die maßgebenden Dosis-Eckwerte und bestimmte Szenarien abgeleitet. Treten diese Szenarien ein, ist eine Bewertung durch direkten Vergleich der Messwerte mit den abgeleiteten Richtwerten möglich. Diese übernehmen bei der Bewertung die Rolle der eigentlich maßgebenden Dosis-Eckwerte. Die SSK hat solche abgeleiteten Richtwerte als Entscheidungshilfe für bestimmte Schutzmaßnahmen erarbeitet[3].

Die beigefügte Abb. 15 veranschaulicht eine solche überschlägige Bewertung von Messgrößen. Sie gilt für das Szenarium einer großflächigen Ausbreitung von Spaltprodukten, deren Zusammensetzung unbekannt ist. Eine Inkorporation von Alphastrahlern kann ausgeschlossen werden.

Die Werteskalen der relevanten Messgrößen sind mit folgenden Dosis-Eckwerten markiert:

  • die natürliche Strahlenexposition, hier die Eckwerte 1, 2a, 2b,
  • die beruflichen Grenzwerte, repräsentiert durch die Eckwerte 5 und 6,
  • die Notfall-Dosiswerte für frühe Maßnahmen des Notfallmanagements mit den Eckwerten 9 und 10 in Verbindung mit den hierzu abgeleiteten Richtwerten der SSK für Ortsdosisleistung und Bodenkontamination,
  • ein aus Eckwert 14 abgeleiteter Mittelwert für die tägliche Aktivitätszufuhr durch Lebensmittel,
  • der Referenzwert für Notfallexpositionen (Eckwert 11).

Die Bewertung eines solchen Szenariums ist damit übersichtlich strukturiert. Sie erlaubt eine schnelle Orientierung, ob eine radiologische Lage mit der natürlichen Umwelt vergleichbar ist, ob sie sich noch im Rahmen der beruflichen Strahlenexposition bewegt oder ob lagebedingt Schutzmaßnahmen angemessen wären. Im Rahmen der Konservativität bzw. der Einschlägigkeit der abgeleiteten Richtwerte werden auf diese Weise die Größenordnungen deutlich. Eine nach diesem Muster erfolgte Einordnung von Messwerten muss jedoch bei Vorliegen neuer Erkenntnisse, insbesondere hinsichtlich der Nuklidzusammensetzung, überprüft und fortgeschrieben werden.

Die in Abb. 15 benutzten abgeleiteten Richtwerte der SSK beziehen sich auf die Notfalldosiswerte für die Aufforderung zum Aufenthalt in Gebäuden (Dosis-Eckwert 9) und die Anordnung einer Evakuierung (Dosis-Eckwert 10). Darüber hinaus hat die SSK Richtwerte für Schutzmaßnahmen wie Kontaminationskontrollen von Personen und Gegenständen, Dekontaminationen, die Abgrenzung von Gefahrenbereichen sowie ein landwirtschaftliches Maßnahmenpaket abgeleitet.

SchutzmaßnahmenBearbeiten

Schutzmaßnahmen in radiologischen Gefährdungslagen reichen von angepasstem individuellen Verhalten (z. B. Einschränkung von Freizeitaktivitäten), dem Verbleiben in Gebäuden, Vorsorgemaßnahmen in der Landwirtschaft (z. B. Einschränkung des Weidebetriebs), Einschränkungen beim Inverkehrbringen von radioaktiv kontaminierten Lebensmitteln, der Einnahme von Jodtabletten, Dekontaminierungsmaßnahmen bis hin zur Evakuierung und Umsiedlung. Sie haben zum Ziel, dass bei Einzelpersonen der Bevölkerung die Dosis-Referenzwerte eingehalten werden und die Strahlenexposition weitergehend minimiert wird.

Diese Schutzmaßnahmen stellen zum Teil erhebliche Einschnitte in das Leben der Bürger und die Volkswirtschaft dar. Ihre Anwendung muss verhältnismäßig sein, d. h. ihr Nutzen muss gegenüber den Kosten, einschließlich der Risiken, die diese Maßnahmen ihrerseits mit sich bringen, abgewogen werden.

Aus der Sicht der politischen Entscheidungsträger ist es in diesem Spannungsfeld absolut vordringlich, eine zuverlässige Lagefeststellung und -beurteilung als Entscheidungsgrundlage zu haben. Dazu wurde ein Notfallmanagementsystem in Verbindung mit dem IMIS eingerichtet. Es wurden radiologische Grundlagen erarbeitet und Verfahren geschaffen, um von Messergebnissen auf Körperdosen schließen zu können. Die Modellrechnungen der ICRP, zahlreiche Veröffentlichungen der deutschen Strahlenschutzkommission, einschließlich ihrer Analysen zur Wirksamkeit einzelner Schutzmaßnahmen, sowie die zum IMIS gehörenden Fachinformationssysteme ermöglichen in einer radiologischen Gefährdungslage eine Lagebeurteilung und die Festlegung geeigneter und angemessener Schutzmaßnahmen. Weiterhin wurden internationale Vereinbarungen getroffen, um unverzüglich umfassende Informationen zur Ursache einer Gefährdung auszutauschen. Damit sollen Prognosen weitgehend sichergestellt werden, wie sich die Lage voraussichtlich weiter entwickeln wird, auch wenn die Ursache weit entfernt vom Heimatland liegt. Zielführend sind all diese Vorbereitungen in unserer freiheitlichen Gesellschaft jedoch nur, wenn die Bürger "mitgenommen" werden. Das heißt konkret, dass sie verstehen müssen, warum gegebenenfalls Maßnahmen ausgelöst werden. Sie müssen aber ebenso nachvollziehen können, dass eine Maßnahme unter Umständen auch nicht erforderlich sein kann. In diesem Fall sollen sie nicht verunsichert werden können durch Panikmache, unsachgemäße Berichterstattungen oder unbegründete Vorwürfe, die Behörden wären untätig.

Bei erhöhter Sachkompetenz möglichst vieler Bürger

  • haben weder naive noch kalkulierte Verharmlosungen noch Panikmache eine Chance,
  • werden sachlich inkompetente Meinungen erkannt,
  • werden sachgerechte Entscheidungen akzeptiert,
  • kann die Angst reduziert werden.

Auf diese Weise vermindert sich auch der Druck auf die Entscheidungsträger. Sie erhalten den in der Praxis verlorengegangenen Entscheidungsspielraum zurück, um Schutzmaßnahmen vorsorglich zu veranlassen.

LiteraturBearbeiten

Rechts- und VerwaltungsvorschriftenBearbeiten

Fachlich-/radiologische GrundlagenBearbeiten

  • Liste der Isotope in: Wikipedia, Die freie Enzyklopädie
  • International Commission on Radiological Protection (ICRP): The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 103, Ann. ICRP 37 (2-4), 2007, Online, Deutsche Ausgabe herausgegeben vom Bundesamt für Strahlenschutz (PDF; 2,2 MB)
  • International Commission on Radiological Protection (ICRP): Application of the Commission’s Recommendations to the Protection of People Living in Long-term Contaminated Areas after a Nuclear Accident or a Radiation Emergency, ICRP Publication 111, Ann. ICRP 39 (3), 2009, (PDF; 658 kB)
  • Strahlenschutzkommission: Rahmenempfehlungen für den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer Anlagen, Empfehlung verabschiedet in der 274. Sitzung der SSK am 19./20. Februar 2015 (PDF; 115 kB)
  • Dosiskoeffizienten bei äußerer und innerer Strahlenexposition, In: Zusammenstellung der Dosiskoeffizienten, Bundesanzeiger 160 a und b, 28. August 2001 (online)
  • International Commission on Radiological Protection (ICRP): Data Viewer zu Dosiskoeffizienten für die innere Strahlenexposition am Arbeitsplatz, electronic annex zu den ICRP-Publikationen 134 (Ann. ICRP 45(3/4), 1–352) und 137 (Ann. ICRP 46(3/4)), Occupational Intakes of Radionuclides, zip-Datei zum Download, (ausführbare Datei, installiert 41,9 MB)
  • National Nuclear Data Center (NNDC): NuDat, NSR, XUNDL, ENSDF, MIRD, ENDF, CSISRS, Sigma, Chart of Nuclides usw., Sammlung von Online-Datenbanken
  • Strahlenschutzkommission: Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei Ereignissen mit Freisetzungen von Radionukliden, Empfehlung verabschiedet in der 268. Sitzung der SSK am 13./14. Februar 2014, BAnz AT 18.11.2014 B5, (PDF; 722 kB)
  • Strahlenschutzkommission (SSK): Abgeleitete Richtwerte für Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei Ereignissen mit Freisetzungen von Radionukliden, Empfehlung verabschiedet in der 303. Sitzung der SSK am 24./25. Oktober 2019, (PDF; 1,82 MB)
  • Strahlenschutzkommission: Übersicht über Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition nach Ereignissen mit nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen, Maßnahmenkatalog, Empfehlung der Strahlenschutzkommission vom 5./6. Dezember 2007, Berichte der Strahlenschutzkommission, Band 60 (Printmedium)
  • Strahlenschutzkommission: Verwendung von Jodtabletten zur Jodblockade der Schilddrüse bei einem Notfall mit Freisetzung von radioaktivem Jod, Empfehlung verabschiedet in der 294. Sitzung der SSK am 26. April 2018, geändert in der 298. Sitzung der SSK am 6. Februar 2019, BAnz AT 07.05.2019 B4, (PDF; 509 kB)
  • Strahlenschutzkommission: Einsatz partikelfiltrierender Halbmasken im Notfallschutz, Empfehlung verabschiedet in der 300. Sitzung der Strahlenschutzkommission am 27./28. Juni 2019, (PDF; 959 kB)

BerichteBearbeiten

  • United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR): Health effects due to radiation from the Chernobyl accident, in: UNSCEAR Report, 2008, Annex D, Key Chernobyl links.
  • Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit (BMBU): Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung: Jahresbericht 2012 (Gesamtbericht), Juni 2014, URN: nbn:de:0221-2013090511044 (PDF; 6,22 MB).
  • Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS): Der Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl,GRS-S-039, Juni 1986 (PDF; 4,12 MB).
  • Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS): Neuere Erkenntnisse zum Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl, GRS-S-40, Februar 1987 (PDF; 39,49 MB).
  • Bundesamt für Strahlenschutz (BfS): Der Reaktorunfall 1986 in Tschernobyl, 2011 (PDF; 2,79 MB).
  • Deutsches Atomforum e. V.: Der Reaktorunfall in Tschernobyl, April 2011, Unveränderter Nachdruck April 2015 (PDF; 1,7 MB).
  • United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR): UNSCEAR 2013 Report to the General Assembly, VOLUME I, Scientific Annex A, Levels and effects of radiation exposure due to the nuclear accident after the 2011 great east-Japan earthquake and tsunami, United Nations, New York 2014 (PDF; 5,8 MB); Fact Sheet zu diesem Bericht (PDF; 278 kB); Erstes White Paper zu diesem Bericht, Wien 2015 (PDF; 1,25 MB); Zweites White Paper zu diesem Bericht, New York 2016 (PDF; 917 kB).
  • International Commission on Radiological Protection (ICRP): Experience and current issues with recovery management from the Fukushima accident, Michiaki KAI, Präsentation auf dem 2nd International Symposium on the System of Radiological Protection, Abu Dabi 22.-24. October 2013 (PDF; 604 kB).
  • International Atomic Energy Agency (IAEA): The Fukushima Daiichi Accident, Technical Volume 4/5, Radiological Consequences, Wien 2015 (PDF; 19,4 MB).

EinzelnachweiseBearbeiten

  1. a b c BMU: Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung im Jahr 2011: Unterrichtung durch die Bundesregierung, Parlamentsbericht 2011, 4. Juni 2013, URN: nbn:de:0221-2013060410695
  2. a b Strahlenschutzkommission (SSK): Radiologische Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei Ereignissen mit Freisetzungen von Radionukliden, Empfehlung verabschiedet in der 268. Sitzung der SSK am 13./14. Februar 2014
  3. a b Strahlenschutzkommission (SSK): Abgeleitete Richtwerte für Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung bei Ereignissen mit Freisetzungen von Radionukliden, Empfehlung verabschiedet in der 303. Sitzung der SSK am 24./25. Oktober 2019
  4. Karte der Ortsdosisleistung
  5. GRS: Der Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl, GRS-S-039, Juni 1986
  6. BfS: Der Reaktorunfall 1986 in Tschernobyl, 2011
  7. Verordnung (EURATOM) Nr. 2016/52
  8. Empfehlung der Kommission vom 14. April 2003 über den Schutz und die Unterrichtung der Bevölkerung in Bezug auf die Exposition durch die anhaltende Kontamination bestimmter wild vorkommender Nahrungsmittel mit radioaktivem Cäsium als Folge des Unfalls im Kernkraftwerk Tschernobyl (2003/274/EG)

WeblinksBearbeiten