Durch die Bestimmung der Effektiven Dosis und des Dosisflächenprodukts unterschiedlicher DVT-Geräte sollten Unterschiede der Strahlenexposition bei Akquisition einer dentalen digitalen Volumentomographie herausgestellt werden. Des Weiteren sollte ein Korrelationskoeffizient beschrieben, die Anzahl der betriebenen DVT-Geräte in Deutschland bestimmt und eine mögliche Auswirkung auf die kollektive Effektivdosis abgeschätzt werden. Die Messung des Dosisflächenprodukts erfolgte mit einem Dosismessgerät und einer Ionisationskammer. Thermolumineszenzdosimeter wurden zur Ermittlung der Energiedosis verwendet. Diese wurden an 24 definierten Lokalisationen in einem RANDO®-Phantom positioniert. Das so beschickte Phantom wurde in zwei Sequenzen, zehnmal mit den minimalen und zehnmal mit den maximalen Geräteeinstellungen, exponiert. Aus der gemessenen Energiedosis wurde unter Berücksichtigung von Korrektions- und Wichtungsfaktoren auf Grundlage der ICRP 2007 die Effektive Dosis berechnet. In der vorliegenden Studie wurden Dosisflächenprodukte von 0,09 bis 550,68 μGym² und Effektive Dosen von 17,24 bis 395,95 μSv ermittelt. Die Bestimmung eines Korrelationskoeffizienten konnte mit den akquirierten Daten näherungsweise erfolgen. Die Effektive Dosis (E) kann aus dem gemessenen Dosisflächenprodukt über E = 24,23 x DFP0,37 berechnet werden. Die aktuelle Anzahl der in Deutschland gemeldeten DVT-Geräte liegt bei 810. Wird die aktuelle extrapolierte Aufnahmefrequenz zu Grunde gelegt, tragen DVT-Untersuchungen nur unwesentlich zur Erhöhung der kollektiven Effektivdosis bei.
Das Forschungsvorhaben sollte ermitteln, a) aus welchen Institutionen bzw. Unternehmen aus den Bereichen Forschung, Medizin und Industrie deutschlandweit radioaktive Stoffe emittiert werden, b) welche radioaktiven Stoffe dabei emittiert werden, c) wie die jeweiligen Aktivitätsableitungen erfasst und überwacht werden und d) ob und auf welche Art und Weise die Aktivitätsableitungen bilanziert werden und eine Expositionsberechnung durchgeführt wird. Für die unter a) genannten Bereiche konnten sich – nach Befragung von Aufsichtsbehörden und Betreibern – potentielle Emittenten in verschiedenen Einrichtungstypen klassifizieren lassen, die bei den nachstehenden Fragestellungen jeweils separat betrachtet wurden. So lassen sich im Bereich „Medizin“ potentielle Emittenten in die Unterkategorien Radiojodtherapie, Diagnostik einschließlich PET, Strahlentherapie und Ionentherapie aufteilen. Im Bereich Forschung wird zwischen Großforschungseinrichtungen, ECD/IMS-Laboren und sonstigen Laboren unterschieden. Bei der Industrie erfolgt die Einteilung potentieller Emittenten hinsichtlich der allgemeinen Herstellung radioaktiver Stoffe, der Herstellung von PET-Nukliden, der Entsorgung (auch Lagerung) und Konditionierung radioaktiver Reststoffe sowie nach sonstigen Einrichtungen, die entweder mit offenen radioaktiven Stoffen umgehen oder Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlung haben. Für jede der oben genannten Unterkategorien wurden die emittierten Radionuklide im Fortluft- und Abwasserbereich einschließlich der Höhe ihrer abgeschätzten Ableitungen dokumentiert. Die Emissionsüberwachung basiert auch in den Bereichen Medizin, Forschung und Industrie auf den gesetzlichen Grundlagen gemäß Strahlenschutzgesetz und Strahlenschutzverordnung und dem dazugehörigen untergesetzlichen Regelwerk. Um eine Aussage hinsichtlich der Emissionsüberwachung in diesen Bereichen treffen zu können, wurden zunächst diejenigen Einrichtungstypen ermittelt, bei denen in Genehmigungen explizit Ableitungswerte festgelegt sind. In einem zweiten Schritt wurden dann die messtechnischen Maßnahmen zur Erfassung der Ableitungen eruiert. In diesem Zusammenhang wurde vom Forschungsnehmer ein Überblick über die auf dem Markt erhältlichen Messgeräte erstellt. Prinzipiell erfolgt die Emissionsüberwachung im Fortluftbereich nur, wenn in der Genehmigung explizit Ableitungswerte festgelegt sind, während im Abwasserbereich bei sammelnden Abwasseranlagen stets eine messtechnische Überwachung durchgeführt wird. Hinsichtlich der Frage, ob und auf welche Art und Weise die Aktivitätsableitungen bilanziert werden und eine Expositionsberechnung durchgeführt wird, lässt sich sagen, dass eine Bilanzierung im Allgemeinen nur bei einer Mitteilungspflicht des Betreibers besteht, d. h. wenn eine messtechnische Überwachung der Ableitungen erfolgt. Bezüglich der Exposition für Einzelpersonen der Bevölkerung wird aufgezeigt, dass, wenn überhaupt, nur einmal im Rahmen des Genehmigungsverfahrens zu ermitteln ist. Eine kalenderjährliche Ermittlung ist nur in Ausnahmefällen erforderlich. Bei den meisten Einrichtungen, die die Exposition von Einzelpersonen der Bevölkerung berechnen, liegen die erhaltenen Werte der effektiven Dosis, ähnlich wie die kerntechnischer Anlagen in einem Bereich um 1 µSv, vereinzelt können auch etwas höhere Werte für die effektive Dosis berechnet werden. Einrichtungen ohne explizit genehmigte Ableitungen müssen die Werte nach Anlage 11 StrlSchV einhalten. Bei diesen Einrichtungen ist ein Vergleich mit kerntechnischen Anlagen nicht sinnvoll.
Für Personal deutscher Luftfahrtbetriebe ist die effektive Dosis durch kosmische Strahlung während des Fluges zu bestimmen. Dies erfolgt durch Rechenprogramme unter Angabe der Flugroute, der Flughöhe und der Flugzeit sowie des Flugdatums. Ein wesentlicher Parameter für die Programme ist dabei die Aktivität der Sonne. Im Vorhaben „Untersuchungen der Ortsdosisleistung in Flugzeugen unter Berücksichtigung des Sonnenzyklus, der Lageveränderung der magnetischen Pole und der Auswirkung von solaren Ereignissen zur Qualitätssicherung der Dosisermittlung für das fliegende Personal (3608S10003)“ wurde überprüft, ob die in Deutschland zugelassenen Programme im aktuellen Sonnenzyklus auf den üblichen Flugrouten und Flughöhen die effektive Dosis im Rahmen der erlaubten Abweichungen korrekt berechnen. Dazu wurden drei Dosimetriesysteme in Airbus-Flugzeugen vom Typ A340 der Deutschen Lufthansa AG eingebaut und die Dosis zwischen 9 km und 12,5 km Höhe insgesamt während 18 000 Stunden gemessen. Zusätzlich sollte der Einfluss von sog. Solar Flares auf die Höhenstrahlung untersucht werden, allerdings konnte während des Vorhabens kein dosisrelevantes Ereignis registriert werden. //ABSTRACT// For staff employed by German aircraft companies the effective dose due to cosmic radiation during the flight has to be determined. This is carried out by computer programs with input of air route, flight level, duration and date. A significant parameter for calculating is the solar activity. The project “Verification of dose rate in aircraft taking into account the solar cycle, the dislocation of magnetic poles and solar particle events in order to quality control for radiation dose calculation of air crews (3608S10003)“ checked whether the accredited programs calculate the dose within the regulated range. For that purpose three systems for dose measurements were assembled within planes of type Airbus A340 used by the Deutsche Lufthansa AG. The dose during 18 000 hours is measured at flight levels between 9 km and 12.5 km. Additionally the influence of solar flares should be determined, but during the operational hours of the project no significant dose relevant solar flare was registered.
Zusammenfassung In dem Vorhaben wurden bestimmte Vergussmassen von Chipkarten, die als EC-,Kredit, Krankenkassen- und SIM-Karten vorkommen, sowie elektronische Komponenten in tragbaren elektronischen Geräten als Materialien ermittelt, die für die Rekonstruktion von individuellen Strahlenexpositionen in radiologischen Notfällen geeignet sind. Mit den entwickelten Messverfahren können individuelle Dosiswerte innerhalb eines Tages ermittelt werden, mit Nachweisgrenzen von 10-20 mGy bis zu 10 Tage nach Exposition. Allen Materialien gemein ist ein lineares Dosiswachstum bis ca. 10 Gy, sowie eine Langzeitinstabilität des Lumineszenzsignals bei Lagerung bei Raumtemperatur. Dies bedeutet, dass der Zeitpunkt der Exposition bekannt sein muss, um mit den in dem Vorhaben bestimmten Fadingkurven eine Signalkorrektur durchführen zu können. Es wurde weiterhin ein wartungsfreier Lumineszenz-Detektor auf BeO–Basis entwickelt, mit hoher Empfindlichkeit und geringer Photonenenergieabhängigkeit. Es wurden zwei Berechnungsmethoden entwickelt, um für zwei verschiedene Fälle aus den lokalen Dosismessungen eine Karte der Kontamination bzw. der effektiven Dosis zu erhalten. // In this project, certain encapsulations of chip card modules, that find use in debit, credit, health insurance and SIM-cards and electronic components in portable electronic devices were identified as materials that are useful for reconstruction of individual radiation exposures in radiological emergencies. The developed measurement protocols allow the determination of individual doses within one day, with minimum detectable doses of 10-20 mGy for up to 10 days after exposure. All materials have the common feature of showing a linear dose response up to approx. 10 Gy but also a long-term signal instability for storage at room temperature. This implies that the time of exposure has to be known, in order to correct the signal using the fading curves determined in the project. Further, a maintenance-free BeO based luminescence detector was developed, showing high sensitivity and an essential flat photon energy response. Two computational procedures for two different cases were developed, in order to produce maps of contamination or effective dose from the localized dose measurements.
Für die Erhebung von Daten zur Häufigkeit von Röntgenuntersuchungen in Deutschland hat das BfS ein standardisiertes, regelmäßig durchführbares Verfahren etabliert. Die wichtigsten Datenquellen sind dabei die gesetzlichen Krankenkassen sowie die privaten Krankenversicherungen, da diese Kostenträger die ärztlichen Leistungen über so genannte Leistungsziffern abrechnen. In den Leistungspositionen werden die ärztlichen Maßnahmen, und damit auch die interessierenden radiologischen Untersuchungen, mehr oder weniger genau beschrieben. Von den gesetzlichen Kostenträgern wird jedoch nur der ambulante Bereich vollständig erfasst, für den stationären Bereich müssen die Zahlen abgeschätzt werden. Von den privaten Kostenträgern werden die Daten lediglich als Stichprobe geliefert. Der Bereich "Angiographie & Intervention" stellt in beiden Fällen einen wesentlichen Unsicherheitsfaktor dar, denn die Zahlen sind hier einerseits relativ gering (etwa 2% der Gesamthäufigkeit aller röntgendiagnostischer Maßnahmen). Andererseits handelt es sich hierbei jedoch um eine Kategorie mit sehr dosisintensiven Verfahren, die nach aktuellen Schätzungen zu etwa 18% der gesamten kollektiven effektiven Dosis beitragen. Die Daten aus diesem Bereich sind somit mit entsprechenden Unsicherheiten behaftet. Mit diesem Vorhaben sollte die derzeit unsichere Datenlage für den strahlenhygienisch wichtigen Bereich "Interventionelle Radiologie" verbessert werden, um so zu einer verlässlicheren Abschätzung der medizinischen Strahlenexposition zu gelangen und eine solide Ausgangsbasis für Abschätzungen in den kommenden Jahren zu erhalten.
Die nuklearmedizinische Diagnostik ist, genauso wie andere Bereiche medizinischer Diagnostik, einem ständigen Wandel unterworfen. Dieses hat zur Folge, dass einmal gewonnene Kenntnisse über Untersuchungshäufigkeiten sowie im Zusammenhang mit Untersuchungen applizierte Aktivitäten nicht auf Dauer gültig bleiben. Die aktuelle Situation der Untersuchungshäufigkeit sowie der applizierten Aktivitäten wurde im Rahmen der vorliegenden vom BfS im Jahr 2008 in Auftrag gegebenen Studie untersucht. Die Studie wurde als Multi-Center-Studie durchgeführt, in die Daten aus 48 nuklearmedizinischen Einrichtungen (23 Praxen / 25 Krankenhäuser) einfließen. Die Basis der Analyse bilden die gelisteten Daten sämtlicher nuklearmedizinischen Untersuchungen der Jahre 2007 und 2008 der teilnehmenden Einrichtungen. Neben aggregierten Daten zu organbezogenen Untersuchungshäufigkeiten und aus den Untersuchungen resultierenden effektiven Dosen wurden im Detail einzelne Untersuchungen mit ihren statistischen Größen untersucht. Darüber hinaus wurde die altersabhängig applizierte Aktivität sowie die mit Untersuchungen einhergehende Bildqualität an exemplarischen Untersuchungen betrachtet. Das letzte Halbjahr des Studienzeitraums fiel mit dem ersten Halbjahr der Mo/Tc- Nuklidknappheit zusammen. Die Auswirkung der Knappheit auf die Diagnostik in den untersuchten nuklearmedizinischen Einrichtungen wurde betrachtet. In Bezug auf die Untersuchungshäufigkeiten zeigte sich insbesondere, dass sich im Zeitraum zwischen der letzten größeren Erhebung mit entsprechender Fragestellung und dieser Studie die Zusammensetzung an Untersuchungen teilweise deutlich geändert hat. Lungen- und Nieren-Untersuchungen haben an relativer Häufigkeit deutlich abgenommen, Ganzkörper (PET)-Diagnostik sowie Sentinel-Lymphknoten-Diagnostik hat deutlich zugenommen. Die Spanne von im Zusammenhang mit Untersuchungen applizierter Aktivität ist auch 5 Jahre nach Einführung der Diagnostischen Referenzwerte für die Nuklearmedizin zwischen unterschiedlichen Einrichtungen groß. Das Ziel, die Diagnostischen Referenzwerte als Richtwerte einzuführen, scheint bislang nicht gelungen zu sein. Bei Untersuchungen an Kindern wird im Mittel eine Aktivität appliziert, die gut im Einklang mit den Empfehlungen der EANM ist. Im Einzelfall gibt es gleichwohl z.T. große Abweichungen. Die Unterschiede in der Aktivität, die im Zusammenhang mit Untersuchungen appliziert wird, scheinen nicht durch andere Aufnahmeparameter kompensiert zu werden. Es ist somit nahe liegend, dass Untersuchungen gleicher Fragestellung, die in unterschiedlichen Einrichtungen durchgeführt werden, Aufnahmen mit deutlich unterschiedlicher Bildqualität zur Folge haben. In Folge der Mo/Tc-Nuklidknappheit hat die Anzahl an Untersuchungen sowie die Gesamtmenge applizierter Aktivität deutlich abgenommen. Ein Wechsel auf Untersuchungen unter Verwendung anderer Nuklide wurde nicht festgestellt. Es scheint darüber hinaus, dass auf die Knappheit nicht mit einer Verringerung der im Zusammenhang mit Untersuchungen applizierten Aktivität reagiert wurde. Vielmehr scheint es, dass Untersuchungen, die einen hohen Aktivitätsbedarf haben, systematisch weniger durchgeführt wurden. Allgemein scheinen die Auswirkungen auf den stationären Bereich größer als auf den ambulanten zu sein.
Die 3D-Bildgebung nimmt in der medizinischen Diagnostik eine zentrale Stellung mit stark steigender Bedeutung ein. 3D-Bildgebung unter Nutzung von Röntgenstrahlen erfolgte bis vor wenigen Jahren fast ausschließlich mittels Computertomographen. Dieses hat sich inzwischen geändert. Computertomographen (CT-Geräte) haben immer noch eine bedeutende Rolle, es gibt jedoch zunehmend Geräte, die vielfach Weiterentwicklungen von Fluoroskopiegeräten darstellen und die ergänzend zu Projektionsaufnahmen und Durchleuchtungen eine 3D-Bildgebung ermöglichen. Aufgrund der Form des Strahlenkegels werden Aufnahmen mit diesen Geräten als Kegelstrahl-Computertomographien (Cone beam computed tomography CBCT) bezeichnet. Es gibt etliche klinische Fragestellungen, die abhängig von den klinischen Gegebenheiten mit CT- oder CBCT-Geräten untersucht werden können. Die Dosiswerte, die zur Bewertung der Strahlenexposition der Patienten von den Geräten angezeigt werden, sind aufgrund der historischen Entwicklung strukturell verschieden; an Computertomographen werden die Größen Computertomographie-Dosisindex (CTDI) und Dosislängenprodukt (DLP) angezeigt, an CBCT-Geräten das Dosisflächenprodukt (DFP). Beide Sätze von Dosisgrößen sind konzeptionell unterschiedlich, so dass es bislang kaum möglich ist, die Strahlenexposition einander entsprechender Untersuchungen zu vergleichen, die an CT- oder CBCT-Geräten durchgeführt werden. Ziel dieses Vorhabens war es, geeignete Konversionsfaktoren zu ermitteln, die es ermöglichen, beide Sätze von Dosisgrößen ineinander umzurechnen. Vor dem Beginn eigener Forschungsaktivitäten im Vorhaben wurde anhand diverser wissenschaftlicher Datenbanken eine Erhebung über bestehende Vorarbeiten durchgeführt. Die Weiterentwicklung auf dem Gebiet wurde durch wiederholte Sichtungen der Literatur im Projektzeitraum verfolgt. Es zeigte sich, dass in der internationalen Literatur bislang keine substanziellen Arbeiten zu dem Thema zu finden sind. Gleichermaßen konnten keine Verlautbarungen relevanter nationaler oder internationaler Gremien identifiziert werden. Innerhalb des Vorhabens wurden vier unterschiedliche Herangehensweisen (zwei messtechnische und zwei simulationstechnische) verfolgt, um die beiden Sätze von Dosisgrößen ineinander zu überführen. In einem ersten Ansatz wurde auf der Basis von Messungen an CBCT-Geräten eine Umrechnung der Dosisgröße DFP in DLP vorgenommen. Hierbei wurden Dosismessungen an einem dreifachen CTDI-Phantom durchgeführt und hierdurch ein DLP ermittelt, das mit dem angezeigten DFP verglichen wurde. In logisch umgekehrter Richtung wurden Messungen an CT-Geräten durchgeführt und die dort als Standard angezeigte Größe DLP in ein messtechnisch bestimmtes DFP umgerechnet. Hierzu wurden die Dosis frei in Luft im Isozentrum und die Ausdehnungen des Strahlkegels längs und orthogonal zur Patientenachse bestimmt. Bei der Ausdehnung orthogonal zur Patientenachse wurde der durch den Formfilter der Computertomographen modulierte Dosisverlauf berücksichtigt. Die beiden simulationstechnischen Ansätze basieren auf Rechnungen mittels der Software ImpactMC. Ein erster simulationstechnischer Ansatz zielte darauf ab, die Messungen an den CBCT-Geräten abzubilden und den messtechnisch verfügbaren Parameterraum durch Simulationen zu erweitern. Ein zweiter Ansatz nutzte nicht mehr die technischen Dosisgrößen, sondern basierte auf einer risikobehafteten Kopplung unter Verwendung der effektiven Dosis. Die Simulationen basierten auf grundlegenden gerätetechnischen Größen, die vor den Simulationen gemessen oder anhand der Gerätedatenblätter ermittelt wurden und Parametern der betrachteten klinischen Untersuchungsprotokolle. Die Simulationen bei dem risikobasierten Ansatz erfolgten unter Verwendung eines männlichen ICRP Voxelphantoms nach ICRP-Publikation 110 mit den zugehörigen Gewebewichtungsfaktoren nach ICRP-Publikation 103. Bei den messtechnischen und simulationstechnischen Ansätzen wurden insgesamt 15 CBCT-Geräte und zwei Computertomographen sowie vier Untersuchungsregionen im Kopf-Halsbereich und vier Untersuchungsregionen im Bereich des Körperstamms betrachtet. Die Messungen unter Verwendung des CTDI-Kopfphantoms zeigen bei den CT- und CBCT-Geräten eine Abhängigkeit des Konversionsfaktors von den bei den Aufnahmen verwendeten Röntgenspektren. Der beobachtete Zusammenhang lässt sich anhand grundlegender Überlegungen zur Strahlabsorption erklären. Unabhängig von dieser grundlegend beobachteten Abhängigkeit treten gerätespezifisch individuelle Abweichungen vom idealen Verlauf auf, jedoch lässt sich als Konversionsfaktor ein mittlerer Wert von 23,6 cm annehmen, dem nahezu alle betrachteten Geräte und klinischen Untersuchungsprotokolle mit einer maximalen Abweichung von 20% entsprechen. Für Messungen unter Verwendung des CTDI-Körperphantoms lässt sich die auch hier zu vermutende Abhängigkeit des Konversionsfaktors vom Röntgenspektrum nicht beobachten. Es lässt sich jedoch auch hier ein Wert von 50,5 cm ermitteln, um den mit einer maximalen Abweichung von 20% fast alle geräte- und untersuchungsprotokollspezifisch ermittelten Konversionsfaktoren liegen. Die anhand von Simulationen der technischen Dosisgrößen ermittelten Konversionsfaktoren liegen nahe bei den messtechnisch ermittelten Werten, ohne dass jedoch die messtechnisch beobachteten geräteindividuellen Abweichungen vom idealen Verhalten auch simulationstechnisch beobachtet werden. Die anhand der risikobasierten Überlegungen ermittelten Konversionsfaktoren weichen von dem anhand der technischen Dosisgrößen ermittelten Verlauf relevant ab. Sie zeigen auch deutlich größere Streuungen als die auf der Basis technischer Dosisgrößen ermittelten Konversionsfaktoren. Der Unterschied lässt sich insbesondere darauf zurückführen, dass bei der technischen Betrachtung die im menschlichen Körper enthalten Organe und deren individuelle Strahlenempfindlichkeit nicht berücksichtigt werden. So interessant und zukunftsweisend dieser Ansatz auch ist, zeigte es sich zum Abschluss des Vorhabens doch, dass noch zahlreiche weitergehende Studien erforderlich sind, um ein in der Praxis anwendbares Konzept unter Nutzung des Patientenrisikos zu erhalten. Die anhand der Betrachtungen der technischen Dosisgrößen ermittelten Konversionsfaktoren ermöglichen es, diagnostische Referenzwerte (DRW), die für CT-Untersuchungen als Dosislängenprodukt (DLP) festgelegt wurden, auf entsprechende Untersuchungen unter Verwendung von CBCT-Geräten zu übertragen, die die Dosis als Dosisflächenprodukt (DFP) dokumentieren. Eine Herausforderung bei diesem Ansatz besteht darin, dass die meisten CBCT-Geräte keine Kollimation des Strahls längs und orthogonal zur Patientenachse ermöglichen. Die in der CBCT-Bildgebung abgebildeten 3D-Volumen weichen damit von den Volumen ab, die bei der Festlegung von DRW in der CT-Bildgebung angenommen wurden. Zudem verwenden allein auch CBCT-Geräte deutlich unterschiedlich große Strahlungsfelder. Bei einer einfachen Übertragung der als DLP publizierten DRW aus der CT-Diagnostik resultiert daraus eine Verzerrung beim Betrieb unterschiedlicher Geräte. Eine mögliche Lösung für diese Herausforderung ist, die nach der Konversion von DLP nach DFP erhaltenen Wert auf die Größe des gerätespezifischen Strahlenfeldes zu beziehen. Es resultiert eine Dosisgröße, die als Einfallsdosis im Isozentrum bei der 3D-Aufnahme interpretiert werden kann. Diese Größe erscheint für eine Regelung sinnvoll und ermöglicht es potenziell geräteunabhängig einheitliche Referenzwerte für 3D-Aufnahmen festzulegen. Es verbleibt der bei der Verwendung technischer Dosisgrößen bei der Festlegung von DRW bislang allgemein nicht berücksichtigte Zustand, dass Untersuchungen gleicher technischer Dosiswerte, die an unterschiedlichen Geräten durchgeführt werden, zu unterschiedlichen effektiven Dosiswerten bei Patienten führen können. Diese Herausforderung ist in weiteren Studien zu adressieren.
Die Regelungen des Strahlenschutzgesetzes (StrlSchG) vom 27. Juni 2017 betreffen auch Strahlenexpositionen durch natürlich vorkommende radioaktive Stoffe (NORM) in festgelegten Tätigkeitsfeldern. Für einige dieser Tätigkeitsfelder lagen bisher keine ausreichenden Informationen über die Höhe der Strahlenexpositionen, die Expositionspfade sowie über die Anzahl der betroffenen Arbeitnehmer vor. Das Ziel des Forschungsvorhabens war es, die entsprechenden Informationen für diese Tätigkeitsfelder zu erheben, um den künftigen Umfang der strahlenschutzrechtlichen Maßnahmen zur Gewährleistung des Gesundheitsschutzes beruflich strahlenexponierter Personen festzustellen. Im Ergebnis wurde festgestellt, dass in den untersuchten Tätigkeitsfeldern für etwa 300 bis 1000 Beschäftigte eine Expositionsabschätzung nach § 55 StrlSchG erforderlich sein kann. Bei etwa 50 bis 150 Beschäftigten könnte die effektive Dosis den Wert von 1 mSv im Kalenderjahr übersteigen und eine Pflicht zur Anzeige der Tätigkeit bei der Strahlenschutzbehörde und zur Expositionsermittlung gemäß § 56 StrlSchG vorliegen. Die vorgenannten Anzahlen hängen in hohem Maße von der Konservativität der anzuwendenden Methoden der Dosismodellierung ab. Als ein besonderes Problem wurde die Expositionsabschätzung bzw. -ermittlung von Mitarbeitern externer Firmen erkannt, die bei Wartungsarbeiten eingesetzt werden.
Im ersten Teil des Gesundheitsmonitoring Asse (GM Asse) wurde für 692 Beschäftigte der Schachtanlage Asse die Strahlenexposition für den Zeitraum 1967 bis 2008 abgeschätzt. Im Teil 2 des GM Asse wurde den Beschäftigten angeboten, eine individuelle - auf persönlichen Angaben - beruhende Abschätzung und Bewertung der Strahlenexposition durch das BfS vornehmen zu lassen. Insgesamt haben 33 Beschäftigte einen solchen Antrag gestellt. Von diesen haben 22 Personen den zugehörigen Fragebogen zur Beschäftigung auf der Schachtanlage Asse II ausgefüllt und an das BfS gesandt. Auf Basis dieser Angaben, vorhandener Messwerte und anderer Dokumentationen wurde nach einem vorgegebenen detaillierten Quantifizierungskonzept die effektive Dosis durch äußere Exposition, innere Exposition (Radon, Tritium, langlebige Alpha- und Beta-Radionuklide), Kontakt mit kontaminierten Salzlösungen, Beteiligung an Kontaminationsereignissen oder sonstigen genannten Dosis relevanten Ereignissen abgeschätzt. Die Gesamtberufslebensdosis im Zeitraum 1967 bis 2008 auf der Schachtanlage Asse II lag für 80% der Antragsteller unter 10 mSv und für einen Beschäftigten knapp über 100 mSv. Alle abgeschätzten Strahlenbelastungen sind zu gering, als dass dadurch nachweislich Krebserkrankungen ausgelöst werden können. Sie liegen für jeden Beschäftigten unter den jeweils geltenden Grenzwerten für beruflich exponierte Personen pro Jahr und das gesamte Berufsleben. Bezogen auf die Beschäftigungszeit auf der Schachtanlage Asse II liegen sie im Schwankungsbereich der natürlichen Strahlenbelastung.
Im Vorhaben „Verbesserung der Inhalationsdosimetrie am Arbeitsplatz“ wurden Aerosol-Aktivitätskonzentrationen an Arbeitsplätzen gemessen. Diese wurden ergänzt um die Bestimmung von Aerosolparameter, die eine genauere Spezifizierung der Exposition erlauben. An drei verschiedenen Arbeitsplätzen mit unterschiedlichen zu erwartenden Expositionen wurden Aerosolproben genommen: Tschernobyl (Bau des Reaktorschutzgbäudes), Fukushima (Dekontaminationsarbeiten) und eine Schweißwerkstatt (Wolfram-Inertgas-Schweißen mit Thoriumoxid dotierten Schweißelektroden). Als Arbeitsprozesse wurden untersucht: Fundierungsarbeiten, Straßenbau, Anlieferung von Baumaterial, Kranarbeiten (Tschernobyl); Grassschneiden, Bodenabtragen, Abrißarbeiten (Fukushima) und Aluminium-Schweißen (Schweißwerkstatt). Es wurde Gesamtstaub, größenfraktionierter Staub und größenfraktionierter, personenbezogener Staub gesammelt. Die Löslichkeit in simulierter Lungenflüssigkeit wurde an Gesamtstaubproben getestet. Mit Hilfe der Software „IMBA Professional“ wurden aus den Messungen in Tschernobyl und Fukushima die Dosiskoeffizienten berechnet. Als Input wurden dabei Parameter verwendet, die zuvor aus den Löslichkeitsexperimenten sowie aus den Berechnungen der Größenverteilungen der Aktivität ermittelt wurden. Die berechneten Koeffizienten der effektiven Dosis für das Radionuklid 137Cs liegen im Bereich von 4,98 nSvBq-1 bis 38,2 nSvBq-1 und sind vergleichbar mit den Referenzwerten der ICRP für die Partikel der Größe 1 μm und 5 μm und verschiedene Absorptionstypen. Die experimentellen Löslichkeitsparameter deuten für 137Cs auf einen signifikanten Beitrag des Absorptionstyp S hin, was einen höheren Dosiskoeffizienten nach sich ziehen würde. Hier sind noch weitere Messungen an Luftstaubproben zur Löslichkeit in Lungenflüssigkeit angeraten.
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