Durch die vorliegenden neuen Empfehlungen für ein System des Strahlenschutzes werden die früheren Empfehlungen der Kommission von 1990 formell ersetzt und die nach 1990 herausgegebenen zusätzlichen Empfehlungen zur Kontrolle der Exposition durch Strahlenquellen aktualisiert, konsolidiert und weiterentwickelt.
Die charakteristischen Grenzen von Methoden der Kernstrahlungsmessung gemäß DIN ENISO 11929 (Erkennungs- und Nachweisgrenze, Grenzen des Überdeckungsintervalls) sind eine bedeutende Information dafür, die Eignung einer Methode und die Zuverlässigkeit der Messergebnisse für die jeweilige Aufgabenstellung zu bewerten. Für die verschiedenen Anwender*innen von Computer-Software zur Auswertung ist es daher wichtig zu wissen, inwieweit sie sich auf die berechneten Werte der charakteristischen Grenzen verlassen können und ob sie vergleichbare und valide Ergebnisse liefern. Im Rahmen dieses Vorhabens wurde die Berechnung der charakteristischen Grenzen in Computerprogrammen, die für die Auswertung von Inkorporationsmessungen in Deutschland am meisten verwendet werden, überprüft. Die Ergebnisse der Softwareprodukte wurden dabei mit denen der vom Thünen-Institut entwickelten Software UncertRadio sowie einer eigenen Berechnung nach DIN EN ISO11929 verglichen. Betrachtet wurden die Messverfahren Alphaspektrometrie, Flüssigszintillationsspektrometrie und Gammaspektrometrie. Je Verfahren wurden UncertRadio und zwei unterschiedliche Produkte je Methode in diesem Vorhaben untersucht. Für jedes Verfahren wurden dafür bis zu 20 verschiedene realistische Messszenarien formuliert. Diese Szenarien deckten sowohl einfache (z. B: einzelne, getrennte Peaks im Spektrum) als auch komplexe Messaufgaben (z. B. Peaküberlappungen bzw. Multipletts und kontaminierter Spike) ab. Darüber hinaus wurden alle relevanten Unsicherheitsbeiträge berücksichtigt und variiert. Es stellte sich heraus, dass die untersuchten Programme sowie UncertRadio die charakteristischen Grenzen im Wesentlichen konform zu DIN EN ISO 11929 berechneten. Allerdings wurden bei allen Methoden speziellere Szenarien identifiziert, bei denen es durchaus zu bedeutenden Abweichungen kommt. Die Ergebnisse dieses Vorhabens können den Softwareherstellern zur Verbesserung ihrer Produkte dienen und darüber hinaus einen Beitrag zur deutschlandweiteinheitlichen Berechnung von Messergebnissen von Personen- und Ringversuchsmessungen in der Inkorporationsüberwachung leisten, wie sie in einer neuen „Richtlinie für die physikalische Strahlenschutzkontrolle zur Ermittlung der Körperdosen Teil 2“ (Riphyko) unter Berücksichtigung der DIN EN ISO 11929 vorgesehen sein könnte.
Die Vergleichsprüfungen sind Bestandteil der Maßnahmen zur Qualitätssicherung für Messungen von Strahlenexpositionen durch Radon und Radonzerfallsprodukte und sollen einen einheitlichen Qualitätsstandard sicherstellen. Art und Umfang der Vergleichsprüfungen orientieren sich an Verfahren, die in anderen Gebieten der physikalischen Strahlenschutzkontrolle, insbesondere in der Personendosimetrie externer Strahlung, durchgeführt werden. //The interlaboratory comparisons are a component part of the measures for quality assurance in measurements of radiation exposure from radon and radon decay products and should ensure a consistent quality standard. The type and scope of the intercomparison laboratory are oriented towards procedures that are carried out in other areas of physical radiation protection monitoring, in particular in the personal dosimetry of external radiation [
Die Vergleichsprüfungen umfassen die Organisation, Durchführung und Bewertung von Messungen der Messgrößen Radon-Aktivitätskonzentration oder Radonexposition, die unter festgelegten Referenzbedingungen mit den von den Messstellen eingesandten Geräten durchgeführt werden. Die Prüfungen sind Bestandteil der Maßnahmen zur Qualitätssicherung für Messungen von Strahlenexpositionen durch Radon und Radonzerfallsprodukte und sollen einen einheitlichen Qualitätsstandard sicherstellen. Art und Umfang der Vergleichsprüfungen orientieren sich an Verfahren, die in anderen Gebieten der physikalischen Strahlenschutzkontrolle, insbesondere in der Personendosimetrie externer Strahlung, durchgeführt werden. Die Vergleichsprüfungen werden jährlich von der Leitstelle für Fragen der Radioaktivitätsüberwachung bei erhöhter natürlicher Radioaktivität des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) durchgeführt.
Die Vergleichsprüfungen umfassen die Organisation, Durchführung und Bewertung von Messungen der Messgrößen Radon-Aktivitätskonzentration oder Radonexposition3, die unter festgelegten Referenzbedingungen mit den von den Messstellen eingesandten Geräten durchgeführt werden. Die Prüfungen sind Bestandteil der Maßnahmen zur Qualitätssicherung für Messungen von Strahlenexpositionen durch Radon und Radonzerfallsprodukte und sollen einen einheitlichen Qualitätsstandard sicherstellen. Art und Umfang der Vergleichsprüfungen orientieren sich an Verfahren, die in anderen Gebieten der physikalischen Strahlenschutzkontrolle, insbesondere in der Personendosimetrie externer Strahlung, durchgeführt werden
Das Projekt "Test of long-range teleoperated handling equipment with different tools for concrete dismantling and radiating protection monitoring" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Karlsruhe, Institut für Reaktortechnik im Kernforschungszentrum Karlsruhe durchgeführt. Objective: An existing advanced handling system (EMIR) will be used as a carrier system for various devices for concrete dismantling and radiation protection monitoring. It combines the advantages of long reach and high payload with highly dexterous kinematics. This system will be enhanced mechanically to allow the use of different tools. Tool attachment devices for automatic tool exchange will be investigated as well as interfaces (electric, hydraulic, compressed air, cooling water and signals). The control system will be improved with regard to accuracy and sensor data processing. Programmable logic controller (PLC) functions for tool control will be incorporated. The free field of the EMIR will be used to build a mock-up that allows close simulation of that scenario without radioactive inventory. Aged concrete will be provided for the integration tests. Finally, the economical and technical effectiveness of the different methods will be assessed/evaluated. General Information: Work programme: 1. Basic concept investigation. 1.1. Interface specification between tools and EMIR (KfK). 1.2. Investigation of tool attachment devices for an automatic tool exchange system (KfK). 1.3. Setting up of test parameters (All). 1.4. Literature review concerning tool holders, adapters and tool replacement (KA). 1.5. Selection of the tool replacement system (KA). 1.6. Microwave equipment; design concept and interface specification (AEA). 1.7. Literature review on automation and measuring (BAI). 1.8. Selection of the type of radiation detector (BAI). 1.9. Definition of contaminants (BAI). 1.10 Design of the mechanics involved (BAI). 1.11 Electronics design for a noisy and dirty environment (BAI). 1.12 Conception of the hardware requirements for the computing system (BAI). 2. Development of tools. 2.1. Development of a tool positioning sensor (KfK). 2.2. Design and manufacture of a sensor equipment (KfK). 2.3. Examination of kinematic requirements (KfK). 2.4. Enhancement of control system (KfK). 2.5. EMIR hardware enhancement (mechanical and non-mechanical interfaces) (KfK). 2.6. Setting up and optimization of test parameters (KfK). 2.7. Adaptation of a commercial tool replacement system or development of an appropriate system (KA). 2.8. Development of a tool replacement adapter system suited to EMIR requirements (KA). 2.9. Installation of radiation measuring instrument plug connectors in the adapter (KA, BAI). 2.10 Tool holder rack design and development (KA). 2.11 Tool adapter plates, tool store and tool replacement equipment manufacturing (KA). 2.12 Assessment of treatment of specific cutting effluents (KA). 2.13 Provision of representative microwave equipment (AEA). 2.14 Manufacturing of measuring system for representative alpha-beta isotopes; software development adapted to detectors (BAI). 3. Adaptation of tools and experiments. 3.1. Setting up of a representative test mock-up (KfK). 3.2. Tool integration and testing (All). 4. Data evaluation. ...
Das Projekt "Sammlung und Auswertung von Daten, die fuer den betrieblichen Strahlenschutz in kerntechnischen Anlagen von Bedeutung sind" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Reaktorsicherheit Köln durchgeführt.
Das Projekt "Testung neuer Verfahren bei der Ausserbetriebnahme einer Anlage zur Kraftstofferzeugung (U, TH)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von NUKEM Alzenau durchgeführt. Objective: this research work is aimed at the assessment of new procedures in the framework of the decommissioning of a plant for the production of material test reactor (mtr) and thorium high temperature reactor (thtr) fuel elements. Important issues in this work are the preparation of detailed uranium and thorium contamination distribution maps in walls and floors, the execution of various dismantling and decontamination operations under health physics control, the large-scale treatment of arising primary waste and the minimisation of secondary waste. The work will be concluded with an assessment of gained experience, with possible recommendations for future work on similar facilities. In a supplementary agreement, the initial work programme was modified, accompanied by a reduction of the ec funding of 48 kecu. General information: b.1.- preparation of a map of the distribution of the contamination within different parts of the fuel fabrication plant. B.2.- determination, by analyses of representative samples, of the penetration depth of uranium and thorium in various parts of the facility. B.3.- controlled decontamination and dismantling of the internal components and of all auxiliary equipment of the plant. B.4.- assessment of appropriate conditions for the removal of contamination from the walls of the facility. B.5.- decontamination of the floors and their removal. B.6.- testing of new decontamination procedures for less accessible parts. B.7.- determination of the residual activity of metallic scrap. B.8.- development of a large scale facility for free release by gamma-detection of waste from a fuel element fabrication facility. B.9.- development of methods for large-scale decontamination of demolition rubble. B.10.- evaluation of obtained results. Achievements: new procedures have been tested for use in the decommissioning of a plant used for producing material test reactor (mtr) and thorium high temperature reactor (thtr) elements.
1986 wurde das Integrierte Mess- und Informationssystem zur Überwachung der Umweltradioaktivität ( IMIS ) errichtet. Die bis dato bestehenden Messsysteme und Messprogramme der Bundesbehörden wurden zum IMIS zusammengefasst. Das Überwachungsnetz besteht aus rund 1.800 ortsfesten Messsonden des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) 40 Messstationen des Bundesamtes für Gewässerkunde 48 Messstationen des BfS und des Deutschen Wetterdienstes 13 Messstellen des Bundesamtes für Seeschifffahrt und Hydrografie Das Hauptaugenmerk liegt auf der Kontrolle der Radioaktivität in der Luft. Es wird davon ausgegangen, dass eine Einwirkung von außen in der Luft zuerst festgestellt werden kann. Das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) betreibt für den Ernstfall, der Kontamination der Umwelt mit radioaktiven Stoffen, Messstrategien im Notfall . Diese dienen dazu Auskunft darüber zu geben, wie sich z.B. ein Ernte- oder Verzehrsverbot auswirken würde. Im IMIS haben die Bundesländer die Aufgabe, die Radioaktivität in Proben von Lebensmitteln, Trinkwasser, Futterpflanzen und anderem zu bestimmen. Die Ergebnisse werden ins System eingestellt und vom Bundesamt für Strahlenschutz mit den Berechnungen der Entscheidungshilfemodelle verglichen. Die gesammelten und geprüften Daten des IMIS gehen in die Berichte der Leitstellen und die Jahresberichte des Bundes zur Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung ein. Im Normalbetrieb werden so neben der Unterstützung der Entscheidungshilfemodelle Daten zur Qualitätssicherung gewonnen und es wird gleichzeitig der Zustand der Umwelt dokumentiert. Der Intensivbetrieb, der im Ereignisfall ausgerufen würde, musste bisher, außer für Übungszwecke, noch nie angeordnet werden. Ausführlichere Informationen zum Integrierten Mess- und Informationssystems können Sie dem nachstehenden PDF-Dokument entnehmen: Das Strahlenschutzgesetz vom 1. Oktober 2017 und die Strahlenschutzverordnung vom 29. November 2018 (in den jeweils gültigen Fassungen) bilden den gesetzlichen Rahmen zum Schutz der menschlichen Gesundheit und der Umwelt vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung. Ziel der behördlichen Tätigkeit ist es, die radiologische Belastung der Umwelt und damit auch der Bevölkerung auf Grund natürlich vorkommender oder künstlich erzeugter Radioaktivität zu kennen und ggf. zu minimieren. Aus diesem Grund wird ebenso die Umgebung kerntechnischer Anlagen überwacht. In der Strahlenmessstelle Berlin werden Messungen zur Bestimmung der Umweltradioaktivität, der Orts- und Personendosis gemäß Strahlenschutzgesetz und Strahlenschutzverordnung durchgeführt.
Das Projekt "Durchführung eines Ringversuchs zu Freigabemessungen mit einem Gebinde bekannter Aktivität" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Brenk Systemplanung GmbH durchgeführt. Das Vorhaben befasst sich mit der Fragestellung, ob zur Sicherstellung eines hohen Qualitätsstandards bei Entscheidungsmessungen im Rahmen von Freigabeverfahren nach Paragraph 29 StrlSchV die Durchführung von Ringversuchen, wie sie bei Radioaktivitätsmessungen im Labor üblich sind, sinnvoll ist und wie solche Ringversuche ggf. angelegt sein könnten. In einem ersten Schritt wurde das Grobkonzept für einen solchen Ringversuch erarbeitet und der potenzielle Teilnehmerkreis ermittelt. Als Kernstück des Ringversuchs wäre ein Gebinde zu verwenden, wie es hinsichtlich Konfiguration und Messgut auch für Freigabemessungen verwendet wird, wobei das Messgut selbst allerdings aktivitätsfrei ist. Die für den Ringversuch notwendige Aktivität wird vor den Einzelmessungen in Form von Prüfstrahlern an vorgegebene Positionen eingebracht. Ein Durchgang des Ringversuchs besteht aus einer Reihe von Einzelmessungen bei jedem Teilnehmer. Vor jeder Einzelmessung wird das Gebinde durch die die Messung betreuende Person mit Aktivität bestückt, welche dem Teilnehmer hinsichtlich des Nuklidvektors bekannt, hinsichtlich ihrer Höhe jedoch jeweils unbekannt ist. Die Aktivitäten werden so gewählt, dass sie für Freigaben aus Reaktoranlagen typische Nuklidzusammensetzungen (z.B. Co-60, Cs-137 und andere gammastrahlende Nuklide) aufweisen und die Summenformel nach Anl. IV Teil A Nr. 1 Buchst. e StrlSchV bezüglich der Freigabewerte nach Anl. III Tab. 1 Sp. 5 StrlSchV zu beispielsweise 50 Prozent bis 130 Prozent ausschöpfen.