Die Messstelle untersucht seit den 1960er Jahren Lebensmittel, Futtermittel und Umweltproben auf Radioaktivität. Bitte wenden Sie sich für Auskünfte zu den Labordaten der Messstelle an das Funktionspostfach landesmessstelleumweltradioaktivitaetfhh@hu.hamburg.de
Das Projekt "Automated measuring system for waste from dismantling of the KKN plant, to be released" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von NIS Ingenieurgesellschaft mbH durchgeführt. Objective: an important task in the decommissioning of nuclear installations is the proof of the very low radioactivity levels, allowing for free release of the generated waste. This proof involves long measuring times on a great number of representative samples out of important masses of metal structures and concrete, and considerable radiation exposure of the measuring staff. The main objective of the present research is the development, construction and large-scale testing of a prototype for an automatic measuring system, appropriate to treat important masses of waste, with low-level activities and different nuclide compositions and shapes. It is expected to minimise human errors by automatic operation. The measuring system will be designed as a mobile unit, with a modular structure allowing for a general purpose application to lwr typical waste arising, at different decommissioning sites. The practical testing will be done a total mass of 1000 mg in the framework of the kkn decommissioning. The study will be completed by a conclusive assessment of the merits of the developed measuring system for large-scale operation. General information: b.1.conceptual studies for the definition of the requirements for a measuring system, including assessment of existing low-level activity measuring techniques, definition of the types of waste to be treated, and health physics protection considerations. B.2. Preparation of a design of the complete measuring system, including detectors, control and transport system, general purpose software for measuring data processing, followed by a call for tenders and the choice of manufactures. B.3. Preparation of a licensing dossier for experimental operation of the measuring system programme. In the framework of the decommissioning of kkn. B.4. Execution of a large-scale test programme. B.5.conclusive assessment of the appropriateness of the developed measuring system, considering technical and economic aspects. Achievements: the dismantling of nuclear facilities requires proof that the radioactivity levels of materials to be released from restricted areas remain below low limiting values. Up till now, decisive measurements have been almost impossible on parts and material with complex geometries. In order to keep measurement costs low, a device has been developed which uses a fast automatic procedure to examine large amounts of dismantled and potentially contaminating components. The device measures the gross gamma-radiation which has a higher penetrating capacity into the material than beta radiation. The measuring tunnel is 1.2 m broad and 1.2 m high. Parts to be measured can be up to 4 m long and weigh 1 tonne. Analysis of measurements has shown that the specified minimal detectable activity level of 1000 bq cobalt-60 can be achieved, even with steel shielding of 2 cm thickness.
Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern In der Nuklearmedizin werden zunehmend Positronenstrahler für die Diagnostik von Tumorerkrankungen mit Hilfe von PET-Untersuchungen genutzt. Das Merkblatt liefert praktische Empfehlungen zur Handhabung von Betastrahlern und der Verringerung der Strahlenexposition an Beta-Arbeitsplätzen. Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern (PDF, 2 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Stand: 01.05.2015
Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der Radiosynoviorthese (RSO) Die RSO ist ein Verfahren der Nuklearmedizin zur Behandlung chronisch entzündlicher Gelenkerkrankungen durch Injektion von Lösungen mit Betastrahlern in die betroffenen Gelenke. Dieses Merkblatt enthält Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der RSO. Empfehlungen zum Strahlenschutz bei der Radiosynoviorthese (RSO) (PDF, 2 MB, Datei ist barrierefrei⁄barrierearm) Stand: 01.05.2015
Das Projekt "Behaviour of actinides and other radionuclides that are difficult to measure, in melting of steel" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Kraftwerk Union AG durchgeführt. Objective: various types of contaminated piping, valves, heat exchangers and vessels are removed from nuclear facilities in the course of decommissioning. Depending on their origin, these components are contaminated with various radio nuclides, e.g. alpha-emitters, pure beta-emitters, and gamma-emitters. Unrestricted or otherwise non-hazardous reuse of these components is possible if the residual activity concentrations are below the limits authorised. To achieve this goal, decontamination processes have to be used in general. In many cases, chemical decontamination of large components with complex surface geometry cannot be performed economically. Recycling can be achieved in many cases using melting processes. Thus the non-hazardous reuse of beta-, gamma-contaminated material which accumulated in the course of repairs and refittings of nuclear power plants has been demonstrated by the contractor in co-operation with Siempelkamp Giesserei GmbH und Co, Krefeld. The aim of this research programme is to extend the melt decontamination process to materials which are contaminated with actinides and radio nuclides that are difficult to measure. The distribution of these radio nuclides in the metal and the slag will be determined and direct measuring techniques or representative sampling techniques will be developed. General information: b.1. Literature review related to radio nuclide deposition on components, chemical separation procedures for iron and nickel, basic radio nuclide data and evaluation of authorised activity limits. B.2. Sampling of material and test melts at laboratory scale using well known activity quantities and accompanied by an appropriate measurement programme for original material, metal, slag and off-gas. B.3. Development of direct measuring techniques for alpha emitters in melt and slag, taking into account the alpha-energy of the emitting nuclides and the sample geometry. B.4. Development of measuring techniques for pure beta-emitters, such as c-14 and sr-90, expected to be found in metal and off-gas, and in slag, respectively. B.5. Development of a sampling technique and simple chemical separation procedures for nuclides decaying by electron capture, such as fe-55 and ni-59, emitting weak x-rays which cannot be measured directly. B.6. Large-scale melt in a commercial foundry of alpha-contaminated material to demonstrate the transferability of the laboratory results to industrial scale. B.7. Evaluation of results from both laboratory tests and large-scale tests with respect to alpha-activity distribution in metal, slag and off-gas, the most suitable measuring technique and costs. Achievements: the research work carried out confirmed the expected homogeneous distribution of the radio nuclides selected for the experiments (iron-55 and nickel-63) in the metal ingot, as was already known from the behaviour of cobalt-60. Cobalt-60 radio nuclide may be used as an indicator nuclide for iron-55 and nickel-63 which are both ...
Das Projekt "Teilprojekt B" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Klinikum rechts der Isar der Technischen Universität München, Klinik und Poliklinik für Nuklearmedizin durchgeführt. In der letzten Dekade hat die Einführung von radioaktiv markierten PSMA Liganden die diagnostischen und therapeutischen Möglichkeiten nuklearmedizinischer Methoden fundamental erweitert. Im Rahmen theranostischer Konzepte rücken Ansätze mit chemisch nahezu identischen Substanzen in den Fokus, mit denen eine weitgehende Verzahnung zwischen Diagnostik und Therapie ermöglicht wird. Allerdings besteht bei diesen neuen Verfahren noch ein signifikanter Optimierungsbedarf des gesamten Arbeitsablaufes. Im Detail gilt es, a) eine optimale Balance zwischen der Menge des injizierten Radiotherapeutikums für den Patienten (maximale Tumordosis bei größtmöglicher Schonung gesunden Gewebes / von Risikoorganen wie den Nieren sowie der Strahlenbelastung für Angehörige und Mitarbeiter der Klinik zu finden. Die chemische Symmetrie von diagnostischen und therapeutischen Substanzen ist zwar ein entscheidender Schlüssel, allerdings erfolgt die Messung der beiden Substanzgruppen auf unterschiedlichen Zeitskalen (Stunden vs. Tage). Diagnostische Methoden mit Positronenemittern decken einen Zeitraum von Stunden ab, therapeutische Substanzen sind langlebige Alpha- oder Betastrahler. Die Aufgabe besteht nun darin, aus der Kinetik der diagnostischen Komponente die der therapeutischen Komponente abzuschätzen, um die Dosis auf den Tumor bei minimalem Schaden anderer Organe zu finden. Allerdings ist das Risiko für die Mitarbeiter und die Angehörigen im Vergleich zur etablierten Radiojodtherapie (RJT) erhöht. Das liegt zum einen an der Art der Applikation (Injektion in flüssiger Form vs. Kapselgabe bei der RJT) und zum anderen an den unterschiedlichen physikalischen Eigenschaften der eingesetzten Radionuklide. Auch die Tatsache, dass Patienten mit mCRPC häufig deutlich pflegebedürftiger als RJT-Patienten sind sowie die regelmäßige Wiederholung der palliativen Behandlung erhöht das Kontaminations- und somit das Inkorporationsrisiko für Mitarbeiter und Angehörige. Mithin ist die optimale Bala (Text abgebrochen)
Das Projekt "Radiological aspects of recycling concrete debris from dismantling of nuclear installations" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technischer Überwachungsverein Bayern Sachsen durchgeführt. Objective: Limiting values for the release of concrete with low-level residual radioactivity for the selective safe utilization (e.g., for noise barriers, earth fill, earth bank or substitute for foundation material) are presently not defined. The research programme will examine whether it is possible to define limiting values for radioactively contaminated concrete in the range of the limiting values for steel. The effect of radioactively contaminated concrete on the soil (leach out of radio nuclides) and on man (radiation exposure) will be determined. The results of these studies will have an effect on the decommissioning activities as far as buildings of the controlled area and the kind and quantity of the radioactively contaminated concrete are concerned. The advantage of the studies lies in an economic and safe recycling of large amounts of concrete with a low-level artificial residual radioactivity. Thereby, valuable ground storage space would be saved and natural gravel deposits would be preserved. The research work will provide data concerning cost saving by recycling concrete from controlled areas, radiation exposure of the decommissioning workers and of the general public. The research programme is performed in cooperation with CEA-IPSN, which has a research programme with a similar objective. General Information: WORK PROGRAMME: 1. Leach tests; 1.1. Design of the test facility and determination of concrete test specimen. (all); 1.2. Construction and operation of the test facility. (TUV-Bay.); 1.3. Literature survey on leaching out problems of radio nuclides in concrete. (TUV-Bay.); 1.4. Radiological measurements on concrete rubble before, during and after leach out tests. (TUV-Bay.); 2. Natural radioactivity in concrete; 2.1. Procurement of samples from recently produced and aged concrete. (RWE); 2.2. Measurement of alpha, beta and gamma radiation. (TUV-Bay.); 2.3. Literature survey concerning the natural radioactivity of concrete. 3. Development of methods for recycling concrete. 3.1. Examination of concrete recycling possibilities by a literature study. (RWE); 4. Calculation of radiation exposure and determination of the artificial residual radioactivity; 4.1. Determination of radiation exposure scenarios. (TUV-Bay.); 4.2. Calculation of radiation exposure for man due to natural and artificial radioactivity. (TUV-Bay.); 4.3. Derivation of criteria for the safe use of concrete with artificial radioactivity. (TUV-Bay.). Achievements: Limiting values for the release of concrete with low level residual radioactivity for selected safe utilisation (e.g. for noise barriers, earth fill, earth bank or substitute for foundation material) are presently not defined. The research programme will examine whether it is possible to define limiting values for radioactively contaminated concrete in the range of the limiting values for steel. The effect of radioactively contaminated concree on the soil (leach out of radio nuclides) and on man ...
Das Projekt "Teilprojekt A" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Jülich GmbH, Geschäftsbereich Sicherheit und Strahlenschutz (S) durchgeführt. The investigations will deepen our knowledge on the impact of radiation-induced complex DNA lesions with spinoffs for radiation protection and the development of new, advanced tumor therapy strategies. The DNA double-strand-break (DSB), which is defined as a rupture in the double-stranded DNA molecule, is the most critical DNA lesion and when un- or misrepaired may lead to transformation or cell killing. For a DSB the chance to be accurately repaired strongly depends on its complexity. This complexity is defined by the nature and number of chemical alterations involved, its clustering or location in chromatin regions of different accessibility, as well as its association with DNA replication. It is widely recognized that lesion complexity is a major determinant of many of the adverse effects of IR, but the risks associated with different levels of complexity and the role of complexity in the choice of DSB repair pathway remain conjectural. The latter is particularly relevant, as it is well-known that the pathways engaged in DSB processing show distinct and frequently inherent propensities for errors. Therefore, pathway-choice will define the types and levels of possible errors and thus also the associated risk for genomic alterations. Here, we present a project designed to address the biological consequences of DSBs of different levels of complexity focusing on how complexity affects processing and the generation of processing-errors. In a highly coordinated effort, five expert Institutes and Clinics address specific facets of DSB complexity and cover in this way a spectrum of lesions encompassing all major candidates for adverse radiation effects. Importantly, the experimental design integrates a bioinformatics component analyzing the effect of DSB complexity on gene expression, as well as DNA sequence alterations from erroneous processing. The knowledge generated by the proposal will be important for our understanding of the mechanisms underpinning individual radiosensitivity differences, and relevant to radiation protection and individualized radiotherapy. The proposed research will generate an environment that will strengthen the participating groups and as a result the field of Radiation Biology in Germany. Most notably though, it will generate a unique environment for recruiting and training young investigators, as well for retaining in the field excellent graduate students as postdoctoral fellows.
Das Projekt "Teilprojekt B" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität München, Klinikum rechts der Isar, Klinik und Poliklinik für Strahlentherapie und Radiologische Onkologie durchgeführt. Unser Arbeitsziel dient der Gewinnung neuer strahlenbiologischer Erkenntnisse zu den Effekten hoch-fokussierter Teilchenmikrostrahlungen im Vergleich zur konventionellen homogenen Bestrahlung. Dazu wird ein Bereich von nur 500 nm im Zellkern von Tumorzellen mit der Menge an niedrig-LET Protonen fokussiert bestrahlt, welche die identische Energiedeposition wie ein einzelnes hoch-LET Ion besitzt. Als Read-out werden sowohl zytotoxische als auch genotoxische Effekte der unterschiedlichen Bestrahlungsarten in einzelnen Tumorzellen und Tumorsphäroiden qualitativ und quantitativ bestimmt. Neben Protonen werden auch Experimente mit Deuteronen, Li-, B-, C- und O-Ionen durchgeführt, um die unterschiedliche relative biologische Wirksamkeit (RBW) als Folge von Fokussierung und LET zu charakterisieren. Da bei der Mikrobestrahlung mit Teilchen nur geringe Zellzahlen bestrahlt werden können, muss der klassische Zellüberlebenstest in ein 96-Well Format überführt werden. In diesem Testformat kann auch bei geringen Zellzahlen eine hohe statistische Signifikanz erreicht werden. Zur Bestimmung der RBW werden die Apoptose-Induktion, Chromosomenaberrationen, Genexpressionsveränderungen und DNA Reparatur untersucht. Strahleninduzierte Mutationen in Sphäroiden werden mit Hilfe eines modifizierten Chromosomenaberrationstest bestimmt.
Das Projekt "Teilprojekt B" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Sicherheit und Umwelt (SUM) durchgeführt. Eine frühzeitige Entdeckung und Identifikation von Radionukliden ist für die Prävention und Bewertung der resultierenden Strahlenexpositionen der Bevölkerung und ggf. eine effektive Gefahrenabwehr notwendig. Basierend auf verschiedenen Szintillatormaterialien (z.B. lichtleitenden Fasern oder Kügelchen aus Plastikszintillatoren) soll ein Detektorsystem entwickelt werden, mit dem Radionuklide im Trinkwasser empfindlich nachgewiesen werden. Verschiedene Detektormaterialien und erste Erfahrungen mit einer einfachen Messzelle sind bereits vorhanden. Eine geeignete Messgeometrie für den Durchflussbetrieb muss mit Hilfe von Monte-Carlo-Simulationen des Detektorsystems optimiert und kalibriert werden. Das entwickelte System soll in der Lage sein Alpha-, Beta- und Gammastrahler direkt online zu identifizieren und zu quantifizieren. Algorithmen für die Online-Analyse sollen entwickelt werden um einen Dauerbetrieb des Detektorsystems als Aktivitätsmonitor zu ermöglichen. Das AP2.1 ist in Teilschritte für die Meilensteine definiert sind unterteilt. Geeignete Detektormaterialen sind auszuwählen und mit vorhandenen Geräten (LSC) zu testen. Der Strahlungs- und Lichttransport soll simuliert werden um eine Optimierung des Detektors durchzuführen. Analysealgorithmen zur Nuklididentifikation und -quantifikation werden entwickelt. Mit dem fertigen System werden Tests durchgeführt und für zu identifizierende relevante Nuklide werden Nachweisgrenzen bestimmt sowie Dosisabschätzungen durchgeführt.