DIN 6844-3-2006 Nuclear medicine departments - Part 3 Radiation protection calculations《核医疗部门 第3部分 辐射防护计算》.pdf

1、Dezember 2006DEUTSCHE NORM Normenausschuss Radiologie (NAR) im DINPreisgruppe 21DIN Deutsches Institut fr Normung e.V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e.V., Berlin, gestattet.ICS 11.040.50; 13.280!,jEF“9713435www.din.deDDIN 6

2、844-3Nuklearmedizinische Betriebe Teil 3: StrahlenschutzberechnungenNuclear medicine departments Part 3: Radiation protection calculationsServices de mdicine nuclaire Partie 3: Calculs de radioprotectionAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frDIN 6844-3:1989-09www.beut

3、h.deGesamtumfang 66 SeitenDIN 6844-3:2006-12 2 Inhalt Seite Vorwort. 3 1 Anwendungsbereich 4 2 Normative Verweisungen 4 3 Begriffe . 4 4 Berechnung von UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSISLEISTUNG und ABSCHIRMUNGEN 8 4.1 Strahlenschutzmanahmen 8 4.2 Berechnungsbedingungen . 9 4.3 Abschirmungsberechnungen. 9 5 D

4、OSISLEISTUNGSKONSTANTEN. 10 5.1 Tabellierte DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN 10 5.2 Berechnete DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN 10 5.3 DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN fr Betastrahler. 10 6 Schwchungskurven. 11 6.1 Diagramme . 11 6.2 Materialdichten. 11 Anhang A (normativ) HALBWERTSZEITEN, DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN und Dars

5、tellung der SCHWCHUNGSFAKTOREN F ber der FLCHENBEZOGENEN MASSE d fr BETON, BARYTBETON, Eisen und Blei fr verschiedene Radionuklide 12 A.1 HALBWERTSZEITEN und DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN. 12 A.2 Darstellung des SCHWCHUNGSFAKTORS F ber der FLCHENBEZOGENEN MASSE d fr BETON, BARYTBETON, Eisen und Blei fr v

6、erschiedene Radionuklide . 14 Anhang B (informativ) Berechnungsbeispiele . 62 Literaturhinweise 64 Stichwortverzeichnis 65 DIN 6844-3:2006-12 3 Vorwort Diese Norm wurde vom Arbeitsausschuss 3 Nuklearmedizin“ des Normenausschusses Radiologie (NAR) im DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. in Arbeits

7、gemeinschaft mit der Deutschen Rntgengesellschaft und in Zusammenarbeit mit der Deutschen Gesellschaft fr Medizinische Physik, der Deutschen Gesellschaft fr Nuklearmedizin sowie der Deutschen Gesellschaft fr Radioonkologie erarbeitet. Die Norm enthlt Strahlenschutzberechnungen fr nuklearmedizinische

8、 Betriebe im Sinne der Verordnung fr die Umsetzung von EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz“ (Strahlenschutzverordnung StrlSchV) vom 20. Juli 2001 sowie der EURATOM-Richtlinien zum Strahlenschutz 1 und der Richtlinie Strahlenschutz in der Medizin 2. Neue Dosisgren gem ICRU 60 von 1998 3 und ICRP 6

9、0 von 1991 4 finden sich in DIN 6814-3:2001-01 sowie mit Bezug auf den Strahlenschutz in E DIN 6814-5:2006-08. Neben den Regeln dieser Norm sind die einschlgigen Rechts- und Verwaltungsvorschriften fr den Strahlen-schutz, die Unfallverhtungsvorschriften und die speziellen Auflagen der zustndigen Gen

10、ehmigungsbehr-den zu beachten. Es wird auf die Mglichkeit hingewiesen, dass einige Texte dieses Dokuments Patentrechte berhren knnen. Das DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. ist nicht dafr verantwortlich, einige oder alle diesbezglichen Patentrechte zu identifizieren. DIN 6844 Nuklearmedizinisch

11、e Betriebe besteht aus Teil 1: Regeln fr Errichtung und Ausstattung von Betrieben zur diagnostischen Anwendung von offenen radioaktiven Stoffen Teil 2: Regeln fr Errichtung und Ausstattung von Betrieben zur therapeutischen Anwendung von offenen radioaktiven Stoffen Teil 3: Strahlenschutzberechnungen

12、 nderungen Gegenber DIN 6844-3:1989-09 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) Inhaltliche berarbeitung und Anpassung an die Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) vom 20. Juli 2001, (BGBl. Teil I S. 1714 ber. I 2002 S. 1459) gendert durch Verordnung zur nderung der Rntgenverord-nung und anderer atom

13、rechtlicher Verordnungen vom 18.06.2002 (BGBl. Teil I S. 1869, 1903). b) Neue Dosisgren gem ICRU 60 von 1998 3 und ICRP 60 von 1991 4 sowie nach DIN 6814-3: 2001-01 und mit Bezug auf den STRAHLENSCHUTZ nach E DIN 6814-5:2006-08 wurden eingefhrt. c) In bereinstimmung mit DIN 6814-3:2001-01 wurde die

14、DOSISLEISTUNGSKONSTANTE H“ durch die DOSISLEISTUNGSKONSTANTE H*“ ersetzt; dabei bezieht sich diese auf die UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSIS-LEISTUNG 1, die alle PHOTONEN mit Energien 20 keV bercksichtigt. Entsprechend wurden die SCHWCHUNGSFAKTOREN als Funktion der FLCHENBEZOGENEN MASSE d neu berechnet. d) A

15、uswahl der behandelten RADIONUKLIDE wurde dem derzeitigen Stand der Technik in der nuklearmedizi-nischen Diagnostik und Therapie angeglichen. Frhere Ausgaben DIN 6844: 1978-12 DIN 6844-3: 1989-09 DIN 6844-3:2006-12 4 1 Anwendungsbereich Diese Norm legt Daten und Gleichungen zur Berechnung von UMGEBU

16、NGS-QUIVALENTDOSISLEISTUNG und FLCHENBEZOGENER MASSE (Abschirmdicke) von ABSCHIRMUNG ionisierender STRAHLUNG beim Umgang mit RADIOAKTIVEN STOFFEN fest. Sie gilt fr die in der Nuklearmedizin angewendeten RADIONUKLIDE und deren AKTIVITT. Die Norm gilt sowohl fr Planer nuklearmedizinischer Einrichtunge

17、n als auch fr deren Betreiber. Auerdem gibt sie den fr Genehmigung und Aufsicht zustndigen atomrechtlichen Behrden Hilfe fr ihre Entschei-dungen. 2 Normative Verweisungen Die folgenden zitierten Dokumente sind fr die Anwendung dieses Dokuments erforderlich. Bei datierten Ver-weisungen gilt nur die i

18、n Bezug genommene Ausgabe. Bei undatierten Verweisungen gilt die letzte Ausgabe des in Bezug genommenen Dokuments (einschlielich aller nderungen). DIN 6814-1:2005-11, Begriffe in der radiologischen Technik Teil 1: Anwendungsgebiete DIN 6814-2:2000-07, Begriffe in der radiologischen Technik Teil 2: S

19、trahlungsphysik DIN 6814-3:2001-01, Begriffe in der radiologischen Technik Teil 3: Dosisgren und Dosiseinheiten DIN 6814-4:2006-10, Begriffe in der radiologischen Technik Teil 4: Radioaktivitt E DIN 6814-5:2006-08, Begriffe in der radiologischen Technik Teil 5: Strahlenschutz DIN 6844-2, Nuklearmedi

20、zinische Betriebe Teil 2: Regeln fr Errichtung und Ausstattung von Betrieben zur therapeutischen Anwendung von offenen radioaktiven Stoffen DIN 6854, Technetium-Generatoren Anforderungen und Betrieb DIN 25413-2, Klassifikation von Abschirmbetonen nach Elementanteilen; Abschirmung von Gammastrahlung

21、Verordnung ber den Schutz vor Schden durch ionisierende Strahlen (Strahlenschutzverordnung StrlSchV) vom 20. Juli 2001 (BGBl. Teil I S. 1714 ber. I 2002 S. 1459) gendert durch Verordnung zur nderung der Rntgenverordnung und anderer atomrechtlicher Verordnungen vom 18.06.2002 (BGBl. Teil I S. 1869, 1

22、903)1). 3 Begriffe Fr die Anwendung dieses Dokuments gelten die Begriffe nach den Normen der Reihe DIN 6814, insbe-sondere DIN 6814-1:2005-11 bis DIN 6814-5:2006-08, und die folgenden Begriffe. 3.1 quivalentdosis H Produkt aus der ENERGIEDOSIS fr ICRU-WEICHTEILGEWEBE D und dem QUALITTSFAKTOR Q an ei

23、nem Punkt im Strahlungsfeld: H = Q D (1) 1) Nachgewiesen in der DITR-Datenbank, zu beziehen bei: Beuth Verlag GmbH, 10772 Berlin. DIN 6844-3:2006-12 5 Einheit der QUIVALENTDOSIS: Sievert” (Einheitenzeichen Sv) kgJ1 = Sv 1 DIN 6814-3:2001-01 ANMERKUNG 1 ICRU-WEICHTEILGEWEBE (siehe Strahlenschutzveror

24、dnung und 5, 7, 8): Gewebequivalentes Material der DICHTE 1 g cm-3mit der Zusammensetzung (Massenanteile) 76,2 % Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff. ANMERKUNG 2 Der QUALITTSFAKTOR Q ist ein Wichtungsfaktor zur Ermittlung der QUIVALENTDOSIS, der die Einflsse der S

25、trahlungsart und -energie (STRAHLUNGSQUALITT) auf die biologische Wirksamkeit der STRAHLUNG bercksichtigt. Er hat die Dimension 1. ANMERKUNG 3 Bei Photonen- und Elektronenstrahlung ist Q = 1. 3.2 Ortsdosis QUIVALENTDOSIS, gemessen an einem bestimmten Ort. Als ORTSDOSIS gelten die Gren UMGEBUNGS-QUIV

26、ALENTDOSIS H*(10) und RICHTUNGS-QUIVALENTDOSIS H(0,07,r) Einheit der ORTSDOSIS: Sievert“ (Einheitenzeichen Sv) DIN 6814-3:2001-01 ANMERKUNG Die RICHTUNGS-QUIVALENTDOSIS H(0,07, r) wird in der Regel bei STRAHLUNG geringer Eindringtiefe als Messgre verwendet. Sie findet in dieser Norm keine Anwendung.

27、 3.3 Umgebungs-quivalentdosis QUIVALENTDOSIS am interessierenden Punkt im tatschlichen Strahlungsfeld, definiert als die QUIVALENT-DOSIS, die im zugehrigen ausgerichteten und aufgeweiteten Strahlungsfeld auf dem der Einfallsrichtung der STRAHLUNG entgegengesetzten Radius der ICRU-Kugel in 10 mm Tief

28、e erzeugt wrde Einheit der UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSIS: Sievert“ (Einheitenzeichen Sv) DIN 6814-3:2001-01 ANMERKUNG Die ICRU-Kugel hat 30 cm Durchmesser und besteht aus ICRU-WEICHTEILGEWEBE (siehe 3.1, Anmer-kung 1). 3.4 Umgebungs-quivalentdosisleistung ()10*Hdabei ist (10)*d H die UMGEBUNGS-QUIVALENTD

29、OSIS, die in der Zeit dt erzeugt wird: tHHd(10)*d(10)* =dabei ist ()10*Hb) ABSCHIRMUNG von Messgerten gegen erhhte Untergrundstrahlung. Die Bemessung von ABSCHIRMUNGEN richtet sich nach der Art der STRAHLENSCHUTZBEREICHE (KONTROLL-BEREICHE, BERWACHUNGSBEREICHE, allgemein zugngliche Bereiche auf dem

30、BETRIEBSGELNDE oder auer-halb des BETRIEBSGELNDES, in denen Personen zu schtzen sind). In KONTROLLBEREICHEN mssen permanente ABSCHIRMUNGEN nach StrlSchV so ausgelegt werden, dass die durch die abgeschirmten STRAHLUNGSQUELLEN erzeugte KRPERDOSIS (EFFEKTIVE DOSIS und ORGANDOSIS) beruflich strahlenexpo

31、nierter Personen 20 mSv im Kalenderjahr nicht bersteigt. Bei Angehrigen des Betriebes, die sich in BERWACHUNGSBEREICHEN aufhalten knnen, darf nach StrlSchV die KRPERDOSIS (EFFEKTIVE DOSIS und ORGANDOSIS) 6 mSv und bei allen anderen Personen auf dem BETRIEBSGELNDE oder auerhalb 1 mSv im Kalenderjahr

32、nicht bersteigen. DIN 6844-3:2006-12 9 4.2 Berechnungsbedingungen Bei Berechnung der ABSCHIRMUNGEN knnen die tatschlichen Aufenthaltszeiten zugrunde gelegt werden. Im Falle von Daueraufenthalt ist bei Arbeitspltzen mit 40 Stunden je Woche und 50 Wochen entsprechend 2 000 Stunden im Kalenderjahr und

33、in allgemein zugnglichen Bereichen auerhalb des BETRIEBSGELNDES, z. B. in Wohnbereichen, mit 8 760 Stunden je Jahr zu rechnen. Damit ergeben sich bei Daueraufenthalt folgende maximale UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSISLEISTUNGEN: in KONTROLLBEREICHEN 10 Sv/h in BERWACHUNGSBEREICHEN 3 Sv/h an Arbeitspltzen aue

34、rhalb von STRAHLENSCHUTZBEREICHEN 0,5 Sv/h in allgemein zugnglichen Bereichen auerhalb des BETRIEBSGELNDES 0,12 Sv/h STRAHLENEXPOSITIONEN aus anderweitigen Ttigkeiten und Arbeiten sind zu bercksichtigen. Messrume fr nuklearmedizinische Diagnostik oder fr Forschungszwecke sowie Aufstellungsorte fr Ko

35、ntaminationsmonitore mssen so gelegen oder abgeschirmt sein, dass der Beitrag von STRAHLUNGS-QUELLEN auerhalb des Raumes auch von Patienten mit inkorporierten RADIOAKTIVEN STOFFEN die Messungen nicht strt. Dies kann im Allgemeinen erreicht werden, wenn durch die STRAHLUNGSQUELLEN auerhalb des Raumes

36、 die UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSISLEISTUNG am Detektor um nicht mehr als 0,2 Sv/h erhht wird. Dabei kann die bauartbedingte ABSCHIRMUNG des Messgertes bercksichtigt werden. Fr spe-zielle Messanordnungen, z. B. fr Ganzkrperzhler, muss der Wert der UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSIS-LEISTUNG soweit erforderlich verr

37、ingert werden. 4.3 Abschirmungsberechnungen Die UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSISLEISTUNG im Abstand r von einer nicht abgeschirmten STRAHLUNGSQUELLE der AKTIVITT A ergibt sich mit Hilfe der DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN H*des betreffenden RADIONUKLIDS (siehe Tabelle A.1) zu (10)*0Hdie DOSISLEISTUNGS-KONSTANTE is

38、t nach 3.9 (Anmerkung) berechnet. 5.2 Berechnete DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN Fr hier nicht aufgefhrte RADIONUKLIDE lsst sich die DOSISLEISTUNGSKONSTANTE aus den Zerfallsdaten nach der folgenden Zahlenwertgleichung berechnen: ()iiKHpE=atr*H10*4,59 (8) wobei E die Photonenenergie in MeV, p die Emissionsw

39、ahrscheinlichkeit je Zerfall und tr/ der Massen-Energietransferkoeffizient in cm2/g fr Luft bei der betreffenden Energie E ist. Tabelliert wird hufig der Massen-Energieumwandlungskoeffizient en/ = (tr/) (1-g). Darin bercksichtigt der Faktor (1-g) die Bremsstrahlungskorrektion der Sekundrelektronen i

40、n Luft. (1-g) ist fr Photonenenergien kleiner als 1 MeV etwa gleich eins 6. Die Summe in Gleichung (8) erstreckt sich ber die PHOTONENSTRAHLUNG mit E 20 keV. Der Zahlenfaktor in Gleichung (8) gilt unter der Annahme eines mittleren Energieaufwands zur Bildung eines Ionenpaares in Luft von w = 33,97 e

41、V. Das Verhltnis von UMGEBUNGS-QUIVALENTDOSIS und LUFTKERMA Kawird mit ()()xgdcxbxaxKH+= arctan10*2a(9) und ( )0ln EEx = sowie den Parametern E0= 0,009 85 MeV, a = 1,465, b = 4,414, c = 4,789, d = 0,700 6 und g = 0,651 9 berechnet 6. Die Nherungsformel (9) gilt fr Photonenenergien mit 20 keV E 10 Me

42、V. ANMERKUNG In lteren Tabellenwerken ist noch die spezifische Gammastrahlenkonstante in R m2h-1Ci-1ange-geben. Diese darf nicht mehr verwendet werden. 5.3 DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN fr Betastrahler Beim Umgang mit hheren AKTIVITTEN energiereicher Betastrahler ist die externe BREMSSTRAHLUNG zu bercksi

43、chtigen und gegebenenfalls abzuschirmen. Hierzu ist es zweckmig, eine Bremsstrahlungs-Dosis-leistungskonstante Br, Zeinzufhren, die analog zur DOSISLEISTUNGSKONSTANTEN H*in 3.9 als Quotient aus HBr r2und der AKTIVITT A definiert ist, bei der jedoch HBrdie PHOTONEN-QUIVALENTDOSISLEISTUNG ist, die dur

44、ch Bremsstrahlungsphotonen mit E 20 keV im Abstand r von einer punktfrmigen STRAHLUNGS-QUELLE der AKTIVITT A erzeugt wird, wenn die BETASTRAHLUNG in einem die Quelle unmittelbar umgebenden Material der Ordnungszahl Z vollstndig abgebremst wird. Die Schwchung der BREMSSTRAHLUNG im Bremsmaterial wird

45、dabei als vernachlssigbar angesehen. DIN 6844-3:2006-12 11 Die in Tabelle A.2 angegebenen Zahlenwerte gelten fr Abbremsung der BETASTRAHLUNG in Eisen (Z = 26). Da bei externer BREMSSTRAHLUNG die Photonenflussdichte und damit der Zahlenwert von Br, Znahezu proportional mit der Ordnungszahl Z des Brem

46、smaterials ansteigt, ergibt sich daraus mit einer fr den STRAH-LENSCHUTZ ausreichenden Genauigkeit ein Zahlenwert fr ein Bremsmaterial der Ordnungszahl Z durch die Beziehung: Br, Z= 26ZBr, 26(10) In der Nuklearmedizin liegt der RADIOAKTIVE STOFF meist als wssrige Lsung vor. Die Abbremsung der BETA-S

47、TRAHLUNG erfolgt vorwiegend im Lsungsmittel und in der Glaswandung der Ampulle. Die Zahlenwerte der Tabelle A.2 sind in diesem Falle durch 2,6 (mittleres Z = 10) zu dividieren. 6 Schwchungskurven 6.1 Diagramme In den Bildern A.1 bis A.47 ist fr die wichtigsten RADIONUKLIDE und fr bliches Abschirmmat

48、erial der SCHW-CHUNGSFAKTOR F als Funktion der FLCHENBEZOGENEN MASSE d in g/cm2aufgetragen (7, 8). Die Dicke d der erforderlichen ABSCHIRMUNG in cm enthlt man, indem man den abgelesenen Abszissenwert durch die DICHTE des betreffenden Abschirmmaterials in g/cm3dividiert. Die Schwchungskurven gelten fr breite Strahlenbndel einer Punktquelle. Mit einem +“ gekennzeichneten RADIONUKLIDE besitzen kurzlebige Folgeprodukte; die Abschirmkurven gelten in diesem Falle fr den Gleich-gewichtszustand. Da bei exter