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Jül - 727 - BO
Februar 1971
KERNFORSCHUNGSANLAGE JOLICH GESELLSCHAFT MIT BESCHRÄNKTER HAFTUNG
Institut für Botanik und Mikrobiologie
Untersuchung der Primärreaktionen
bei Bestrahlung von einzelligen Algen
mit thermischen Neutronen
durch Substitution von 14N und 109
von
Hans-Uwe Knoop
Als Manuskript gedruckt
Berichte der Kernforschungsanlage Jülich - Nr. 727 Institut für Botanik und Mikrobiologie Jül - 727 - BQ
Dok.: Chlorella Radiation Effects Neutrons, Thermal
Im Tausch zu beziehen durch: ZENTRALBIBLIOTHEK der Kernforschungsanlage Jülich GmbH, Jülich, Bundesrepublik Deutschland
Untersuchung derr Prramärreaktuonen
bem BesfrrahhJJng von eBnzelUgen Algen
mmt thermßscchen Neutronen
durch Subsfratutmon von ~4N und H»B
von
Hans-Uwe, l<noop
D 89 (Diss. T. U. Hannover)
- 3 -
Inhaltsverzeichnis
1. Einleitung, Aufgabenstellung und Versuchsplan
2. Bestrahlungsobjekt Chlorella und seine Kulturmethoden
2. 1 Auswahl des Bestrahlungsobjektes
2. 2 Flüssigkultur der Algen
2. 3 Agar kultur der Algen
3, Bestrahlungen
3. 1 Anzucht der Bestrahlungskulturen
3. 2 Herstellung der Bestrahlungsproben
3. 3 Ablauf der Bestrahlungen
3. 4 Thermische Neutronen-Bestrahlungseinrichtung BE-15
3. 4. 1 Konstruktion
3. 4. 2 Neutronenflußdichte-Messungen
3. 4. 3 Neutronenenergiedosis-Berechnungen
3. 4. 4 Bestrahlungsdosis-Messungen des '(-Untergrundes
3. 4. 5 Energiedosis-Berechnungen der f-Untergrundstrahlung
3. 5 150 kV-Röntgenanlage
3. 5. 1 Bestrahlungsdosis-Messung der Röntgenstrahlung
3. 5. 2 Energiedosis-Berechnungen der Röntgenstrahlung
4. Strahlenschaden-Messung
4. 1 Wiederauflösen der Bestrahlungsproben
4.2 Strahlenschaden-Meßgrößen
5. Bestrahlungs-Meßergebnisse
Seite
5
10
10
12
18
20
20
20
23
23
23
27
34
45
47
49
50
51
53
53
53
60
5. 1 75 keV eff-Röntgenstrahlung 60
5. 2 Bestrahlungen in der thermischen Neutronen-Bestrahlungs-einrichtung BE-15 60
6. Diskussion 67
6. 1 Mathematische Form und Auswertung der DW- und FW-Kurven 67
- 4 -
Seite
6. 2 Fehler der Reaktivitäten k bzw. K 68
6, 3 Additivität der Schadenanteile der Strahlenquellen 71
6, 4 Absolute Reaktivitätsanteile der Strahlenquellen 71
6. 5 Relative Reaktivitätsanteile der Strahlenquellen 73 14
6. 6 Überlegungen zur Bedeutung der Transmutation des N-Kerns bei der 14N(n, p) 14C-Reaktion 78
6. 6. 1 Strahlenquellen-bezogener Vergleich der Schadenmeß-größen-Anteile k. Z 78
1,
6. 6, 2 Relative biologische Wirksamkeit (RBW) der Strahlen-quellen 85
7. Zusammenfassung 90
8. Literaturverzeichnis 92
- 5 -
1. Einleitung, Aufgabenstellung und Versuchsplan
Die Zahl der in Betrieb befindlichen Kernspaltungsreaktoren steigt
rasch an. Entsprechend vergrößert sich der Personenkreis, der durch
Strahlung aus den Reaktoren gefährdet ist. Der Strahlenschutz dieser
Personen gewinnt zunehmende Bedeutung.
Ein wesentlicher Bestandteii des Reaktorstrahlenfeldes sind die thermischen
Neutronen. Will man das Stadium des Probierens, des bloßen Beschreibens
der Wirkung thermischer Neutronen auf eine Vielzahl verschiedener
biologischer Testobjekte verlassen, so ist eine eingehende Untersuchung
der Bedeutung der einzelnen Kernreaktionen thermischer Neutronen un
erläßlich. Außer Grundlagen für den Strahlenschutz könnten sich aus
dieser Analyse Hinweise für eine noch wirksamere Züchtung neuer Pflanzen
sorten ergeben, wahrscheinlich auch einige Aussagen über allgemein
biologische Probleme.
Thermische Neutronen werden in einer Reihe von Atomkernen biologischen
Gewebes mit erheblicher Wahrscheinlichkeit eingefangen. Der spontane
Zerfall der dabei gebildeten, instabilen Zwischenkerne ebenso wie der
zeitlich verzögerte Zerfall erzeugter Tochter-Radionuklide schädigt das
Gewebe auf zweifache Weise:
Erstens bewirken die freigesetzten, relativ weitreichenden Strahlungen
verschiedenster Art entlang ihrer Bahn Anregungen und Ionisationen
der getroffenen Moleküle.
zweitens sind mit den Kernumwandlungen eine Reihe sehr lokaler,
auf die von der Einfangreaktion betroffenen Moleküle beschränkte
Prozesse verbunden, die sich unter dem Begriff "Transmutation"
zusammenfassen lassen:
1) Bei der Abgabe oder Aufnahme eines geladenen Teilchens ändert
sich die Ladung des Atomkerns und damit dessen chemischer
Charakter.
- 6 -
2) Bei der Au:strahlung schwerer Korpuskeln erhält der strahlende
Kern eine Rückstoßenergie, die im allgemeinen ausreicht, ihn
aus dem Molekül herauszuschleudern.
3) Damit verbunden ist eine äußerst intensive Anregung und Ionisation
des betroffenen Moleküls.
Verstreute Anregungen und Ionisationen einerseits sowie Transmutationen
andererseits machen die (physikalischen) Primärreaktionen thermischer
Neutronen aus.
Eine Reihe von Versuchen mit inkorporierten Radionukliden haben die
teilweise sehr erhebliche Bedeutung der Transmutationseffekte bestätigt.
Sie brachten neben Beiträgen zur Klärung strahlenbiologischer Grund
probleme auch wichtige Anhaltspunkte für den Aufbau der betroffenen
biologischen Strukturen (vgl. die zusammenfassenden Darstellungen
von H. GLUBRECHT und W. SCHEUERMANNl) sowie R. E. KRISCH und 2)
M.R. ZELLE ).
Eine der wenigen wesentlichen Einfangreaktionen thermischer Neutronen
. b . d. 14N kt. im Gewe e ist ie -R ea 10n:
14N + nth ~ 15N*spont!n P + 14C '* + 0, 625 MeV
( "*' = angeregter Kern).
Diese Reaktion besitzt mit cr' = 1, 75 barn einen relativ großen Einfang-
querschnitt, der cf = 0, 08 nb:rn weit übertrifft. Der 14c ~-Kern nimmt n.r
dabei eine Energie von 43 keV auf, die auf Grund der sehr kurzen Reich-
weite des 6-fach positiv geladenen Kerns in der Größenordnung eines
Moleküldurchmessers zu einer besonders schwerwiegenden Zerstörung
des betroffenen Moleküls führen könnte. Da geeignete Radionuklide für
Stickstoff nicht existieren, gibt diese Reaktion die Möglichkeit, die Be
deutung der Transmutation der überwiegend in sehr wesentlichen
biologischen Strukturen eingebauten Stickstoffkerne zu studieren.
- 7 -
Schon seit der Arbeit von A. D. CONGER und N. H. GILES jr. 3
) ist be-14
kannt, daß außer der erwähnten N-Reaktion nur noch die Einfang-
reaktionen des 1
H und lOB eine nennenswerte Rolle für die Energie
dosis thermischer Neutronen spielen:
lH + (J' = 0, 328 barn nth
2H* spontan 2H + 0 ( 2, 223 MeV)
und
10 d'=3837barn B + nth
6, 3 % 11 ~ B~
93, 7 %
7Li + o< + 2, 79 MeV
7Li* + o<. + 2, 31 MeV ii 7Li + '( ( 0, 48 MeV)
Dabei ist die 1H-Reaktion frei von Transmutation.
Wegen der geringen Zahl wichtiger Einfangreaktionen lassen sich deren
Strahlenschaden-Anteile relativ einfach ermitteln: Alle drei reagierenden
Isotope besitzen neutronenreiche Schwester-Isotope des gleichen chemischen
Elementes mit verschwindend geringem Einfangquerschnitt:
15N : (J' = 0, 00002 barn n.r
2H : cr' = 0, 0005 barn n,ß
11B : d' = 0, 005 barn
n,(
Bei schrittweisem Ersatz der wirksamen Isotope durch unwirksame kann
der Gesamtstrahlenschaden um die Schadenanteile dieser Elemente ver-
ringert werden, ohne die absolute Elementkonzentration im Gewebe zu
verändern und schon dadurch die Entwicklung der Pflanze möglicher
weise zu beeinflussen.
Der weitaus größte Teil der bisher veröffentlichten Arbeiten, in denen
die Wirksamkeit einzelner Einfangreaktionen thermischer Neutronen
untersucht wird, befaßt sich allein mit der lOB(n, o< ) 7 Li - Reaktion.
Häufig wurde hierzu künstlich der Gehalt des Gewebes an natürlichem Bor
- 8 -
oder am 10
B-Isotop allein wesentlich erhöht. Neben den Veröffent-
lichungen zur Neutronen-Einfang-Therapie bösartiger Tumore (vgl. die
Literaturangaben in5
)) sind hier vor allem die Arbeiten von A. D. CONGER 6),
J. 0. ARCHAMBEAU et al. 7) sowie S. MATSUMURA et al. S} (zit. 1l )) zu
nennen. Auch die RBW-Messungen der 10
B-Einfangreaktion von J. MOUTSCHEN 9
' 1
O} und seinen Mitarbeitern wurden mit Hilfe dieser Technik durchge-
führt. In jedem Fall konnte mit wachsender lOB-Konzentration eine deut-
liche Erhöhung des Strahlenschadens beobachtet werden. R. ECOCHARD
und seine Mitarbeiterll-l4
) dagegen änderten bei konstantem Borgehalt
der Bestrahlungsobjekte lediglich das Bor-Isotopenverhältnis. Auf diese
Arbeiten wird später noch ausführlich eingegangen.
An Veröffentlichungen, die die Messung des Schadenanteils der 14
N(n, p) 14
C-Reaktion allein betreffen, ist dem Verfasser nur die Arbeit von
K. C. ATWOOD und T. PITTENGER lS}bekannt. Ohne nähere Angaben
(in den Abstracts of Papers) über das benutzte Strahlenfeld wird berichtet,
daß unter den Bedingungen dieser Experimente der auf die n, p-Reaktion
des Stickstoffs entfallende Schadenanteil rund 20 % des Gesamtschadens
ausmache. Diese Bestimmung wurde ebenfalls unter Variation des 14
N : 15
N-Verhältnisses durchgeführt.
Arbeiten, bei denen wenigstens zwei der drei wichtigsten Einfangreaktionen
thermischer Neutronen einzeln am gleichen Objekt unter den gleichen Be
dingungen der Bestrahlung und Auswertung ausgeschaltet wurden, liegen
unseres Wissens nach noch nicht vor. ~)
*kach Fertigstellung dieser Arbeit veröffentlichte R. ECOCHARD15
) eine
Untersuchung über den Beitrag der 14
N- und der 1
OB-Einfangreaktion zum
genetisch bedingten Strahlenschaden thermischer Neutronen bei Tomaten
Rilen. In dieser Arbeit wird für beide Reaktionen die Isotopen-Austausch
technik angewandt. Einzelne Ergebnisse werden an passender Stelle hier
noch auf genommen.
- 9 -
Es ist daher das Ziel dieser Arbeit, unter den genannten Bedingungen die
Schadenanteile der wichtigsten Einfangreaktionen thermischer Neutronen
zu ermitteln. Bezogen auf die Energiedosis, soll die Schadenwirksamkeit
dieser Reaktionen ermittelt und miteinander verglichen werden.
Neben den natürlichen Isotopengemischen des Stickstoffs und Bors (99, 6 % 14 at 15 , II II at 10 at 11 N : 0, 4 1o N, Bezeichnung N-14 • bzw. 19, 8 1o B : 80, 2 1o B,
Bezeichnung "B-1O+ll11) werden die veränderten Gemische 5 % 14N : 95 %
15N (Bezeichnung "N-15 11) und 4, 2 % lOB : 95, 8 % 11
B (Bezeichnung
11B-ll 11) eingesetzt. Der an sich mögliche Ersatz von
1H durch
2H zur
Messung des 1H-Schadenanteils wird nicht durchgeführt, da durch
2H be
dingte wesentliche physiologische Veränderungen der Testpflanzen mit
Sicherheit erwartet werden müssen 4
). Die Isotopengemische werden auf
alle denkbaren Weisen kombiniert:
H-1, B-10+11, N-14
H-1, B-11 N-14
H-1, B-10+11, N-15
H-1, B-11 N-15 .
Die nach dem weitgehenden Ersatz von 14
N und lOB noch verbliebenen
Strahlenquellen des benutzten thermischen Neutronenfeldes sind die 1H
Einfangreaktion und andere Einfangreaktionen thermischer Neutronen
(Kurzbezeichnung "H-1 11) sowie die Reaktionen nicht-thermischer Neutronen
und die f-Untergrundstrahlung. Die vereinigte Wirkung der nicht
thermischen Neutronen und der y-Untergrundstrahlung kann durch Her
ausfiltern der thermischen Neutronen mittels 6Li-Filter bestimmt
werden. Der Schadenanteil der f-Untergrundstrahlung schließlich läßt
sich durch Bestrahlen der Proben mit Röntgenstrahlen gleich geringer
Dosis und Dosisleistung abschätzen. Aus den Differenzen dieser ver
schiedenen Gesamtschäden ergeben sich die Schadenanteile aller be
teiligten Strahlenquellen. Zur Vervollständigung der Untersuchungen wird
auch die Wirkung hoher Röntgenstrahlen-Dosen gemessen.
- 10 -
2, Bestrahlungsobjekt Chlorella und seine Kulturmethoden
2, 1 Auswahl des Bestrahlungsobjektes
Die Gesichtspunkte zur Auswahl des Bestrahlungsobjektes waren viel
fältig. Neben der bei Bestrahlungsversuchen dieser Art immer anzu
strebenden Einheitlichkeit des Materials war vor allem die Möglichkeit
einer schnellen und vollständigen Markierung mit den in Frage kommenden
Isotopen erforderlich. Das Objekt mußte eine Reihe verschiedenartiger,
leicht meßbarer und empfindlicher Veränderungen mit der Bestrahlung auf
weisen. Aber vor allem durfte es bei einer möglichst großen Zahl von
Individuen nur eine relativ geringe Masse besitzen, um den Einsatz hoch
gradig markierter 15
N-Verbindungen nicht unnötig zu verteuern. Aus dem
gleichen Grunde mußte es anorganisch in Flüssigkultur ernährbar sein,
und nicht zuletzt sollten diese Kulturbedingungen und das Objekt selbst gut
erforscht sein.
Diese Bedingungen werden gut von der einzelligen, unbeweglichen und
synchronisierbaren Grünalge Chlorella pyrenoidosa erfüllt. Ein selbster
zeugter Klon des Stammes Nr. 211-8b der Sammlung von Algenkulturen
des Pflanzenphysiologischen Instituts der Universität Göttingen diente als
Bestrahlungsobjekt. Unter günstigen Bedingungen wachsen die jungen,
ellipsoidförmigen, im Mittel etwa 4 p.m langen Zellen (Abb. 1) innerhalb
von 20 h zu teilungsbereiten, kugelförmigen "Mutterzellen" heran, die
einen Durchmesser von durchschnittlich 10 pm erreichen (Abb. 2), Die
Alge vermehrt sich ungeschlechtlich durch den Zerfall der Mutterzellen
in meist 8 oder 16 Tocherzellen (sog. Autosporen). Hiermit ist nach etwa
24 h ein Zyklus beendet und der Ausgangszustand wiederhergestellt. Die
Literaturangaben über den Entwicklungsverlauf (Abb. 3) und die Kultur
von Chlorella pyrenoidosa sind inzwischen umfangreich (vgl. z. B.
A. KUHL , H. LORENZEN1
?); H. ALTMANNlS) und C. SOROKIN,
R. W. KRAUSS19
)). Die Umweltfaktoren und der Entwicklungszeitpunkt
spielen eine ganz wesentliche Rolle für die chemische Zusammensetzung
der Algenzellen (H. G. RUPPEL 2
0) u. a. ).
- 11 -
1 •
Abb. 1: Chlorella-Autosporen, 1, 5 h nach Beginn der Lichtzeit
Abb. 2: Chlorella-Mutterzellen, 5 h vor Beginn der Lichtzeit
Lichtzeit
Wachstum
0 2 4 6 8
- 12 -
Dunkelzeit
10 12 14 16 18 20 22 24
Zeit nach Lichtbeginn ( h )
Abb. 3: Entwicklungsverlauf von Chlorella pyrenoidosa im Licht
Dunkel- Wechsel 14 h : 10 h
2. 2 Flüssigkultur der Algen
Die Anzucht der Algen erfolgte in Flüssigkultur im Licht-Dunkel-Wechsel
(LDW) von 14 h Licht (ca. 15000 Lux an der Kulturoberfläche aus 2 Philips
TL 40 W /32 de Luxe und 3 Philips TL 40 W /33) und 10 h völliger Dunkel
heit. Hierbei wuchsen die Algen steril in Röhren aus "Solitex"-Glas (In
halt max. 120 ml; Abb. 4), die in Thermostatbecken auf 30, 0 + max.
0, 2 °c gehalten wurden (Abb. 5). Die technischen Einzelheiten dieser
Einrichtung wurden von W. GÖHDE21
) eingehend beschrieben.
Eine günstige Nährlösung mußte Stickstoff und Bor in jeweils nur einer
und einfachen Verbindung enthalten und damit (abgesehen von reinen
H-C-0-Verbindungen) anorganisch sein. Die Nährlösung wurde im
wesentlichen nach A. KUHL und H. LORENZEN17
) zusammenge-
stellt, aber aus Kostengründen verdünnt (Tab. 1 ). Das Eisen mußte
komplex mit 9, 3 mg/1 Dinatriumsalz von EDTA gebunden werden. Um ein
Ausflocken schwer löslicher Phosphate zu verhindern, wurde die Nähr
lösung ohne Spurenelemente, aber mit Bor und Calcium nur 30 min lang 1
Gummikappe
0 cm 5
Abb. 4
Belüftungsrohr
Kulturröhre der Algen
(Abb, verändert ent
nommen aus 21
))
- 13 -
Abb. 5 Vollständige Kultur
einrichtung der Algen
(Abb. entnommen aus21
))
bei 120 °c autoklaviert. Die fehlenden Spurenelemente wurden erst kurz
vor dem Gebrauch der Röhren steril, in 1 ml H2o gelöst, den sonst
fertigen Röhren zugegeben.
Die Herkunft des Bors in der Nährlösung muß kritisch untersucht werden.
880 · 10-7
g Bor /1 werden der Nährlösung in Form von Borsäure zuge-
geben. Die p. a. Chemikalien von 1 g/1 dürften nicht mehr als etwa 5 · 10-7
g
Bor einschleppen. Das für die Algenkulturröhren verwandte "Solitex" -Glas
der Fa. SOVIREL (Paris) enthält 13, 0 % B2o
3 und kommt damit als Bor
lieferant ebenfalls in Frage. Nach wenigstens dreimaligem Gebrauch der
Röhren verlieren diese unter den genannten Arbeitsbedingungen weniger -7 / 22} als 35 . 10 g Bor 1 (nach Herstellerangaben und K. RE~M ) .
- 14 -
Nährsalz Konzentration Konzentration (mg/l} (molar}
NaH 2Po4
• H 2o 310 2. 25 . 10- 3
Na2HP0
4 . 12 H
20 89,5 2, 50 . 10-4
-3 KN0 3
505 5,00 . 10
MgS04 7 H 20 123 5,00 . 10-4
CaC12
2 H20 7, 40 5,00 . 10-5
H3Bo
3 0,500 8, 09 . 10- 6
FeS04 7 H
2o 6,95 2. 50 . 10- 5
MnC12
4 H 20 0,140 7,00 10- 7
ZnS04
7 H2o 0,287 1,00 • 10- 6
CuS04 5 H 2o 0,006 2. 4 . 10-8
Moo 3 0,001 7. 0 . 10-9
CoC1 2 6 H 20 0,002 1. 0 . 10-8
H20 dreifach destilliert zu 1000 ml Lösung; pH-Wert= 5, 95
Tab. 1 Nährlösung für Chlorella pyrenoidosa
- 15 -
Diese geringen, berechneten Fremdboranteile werden gut bestätigt durch
Untersuchungen von M, PASCHKE23
). Unter den gleichen Versuchsbe
dingungen ließ sich in einer "borfreien" Nährlösung kein Bor als Borsäure
methylester nachweisen, während zugesetzte 87 · 10- 7 g Bor/lauf diese
Weise sicher festzustellen sind. Beim Weglassen der sonst üblichen
-7 / 87 · 10 g Bor 1-Nährlösung nahm die Zuwachsrate der Grünalge
Haematococcus pluv. stark ab.
Bei massenspektrometrischen Untersuchungen wurde in guter Überein
stimmung mit dem eingesetzten Anreicherungsgrad für die 15
N-Versuche
ein 15
N-Anteil von 93, 7 + 2, 2 % in der Trockensubstanz der Algen ge
messen. Der 10
B-Anteil-in der Algentrockensubstanz für die 11
B-Ver
suche konnte nicht nachgeprüft werden. Es wurden daher die Angaben des
Herstellers über den lOB-Anteil der eingesetzten H3
11B o
3-Säure über
nommen.
14 15 10 11 Selbst ein gleichzeitiger Ersatz von N durch N und von B durch B
hatte - ohne Bestrahlung - keinen meßbaren Einfluß auf die Entwicklung der
Algen, in Übereinstimmung mit den Ergebnissen bisher darüber veröffent
lichter Arbeiten (vgl. die eingehende Untersuchung von R. A. UPHAUS et 4)
al. ) .
Einzige Kohlenstoffquelle der Algen war der mit 5, 6 Vol. % CO 2
ange
reicherte, angefeuchtete Luftstrom, der die Kulturen durchperlte und
dadurch gleichzeitig für eine dauernde Durchmischung der Algen sorgte.
Die den Algen zur Verfügung stehende CO 2
-Menge kann bei dichten
Kulturen wachstumsbestimmend sein. Es wurde daher der größtmögliche
Gasdurchsatz von etwa 2 1 Gasgemisch pro h und Röhre eingestellt. Die
Gleichheit der Begasung der Kulturröhren konnte nur geschätzt werden.
Wurden die Algenkulturen täglich 1, 5 h nach Lichtbeginn auf die gleiche
spezifische Zellzahl von 3, 5 · 106
Zellen/ml verdünnt, waren sie bei den
genannten Kulturbedingungen spätestens nach 3 d vollständig synchron,
d. h. bei Lichtbeginn bestanden die Kulturen nur aus jungen Autosporen
(Abb. 1; über Synchronkulturen von Chlorella vgl. 17)).
- 16 -
Die hierzu notwendige Bestimmung der spezifischen Zellzahlen erfolgte
mit einem elektronischen Zählgerät (Celloscope 202 der Fa. L. LJUNGBERG
(Stockholm); Zählkapillarendurchmesser 100 pm; Zählvolumen 1, 00 ml;
Zählzeit 32 sec). Zur Zählung wurden die vor allem im jungen Stadium ge
legentlich leicht zusammenhängenden Autosporen mit Ultraschall vorsichtig
getrennt. Wurden die Koinzidenz-Verluste der Apparatur korrigiert, war
der gesamte Zählvorgang auf ~ 1, 7 % genau.
Die Zählimpulse des C elloscope sind proportional zum Algenvolumen. Mit
Hilfe zweier Diskriminatorstufen ließ sich in etwa 30 min die Volumenver-
teilung einer Algenpopulation aufnehmen.
Die Synchronität einer Algenkultur mit 3, 5 · 10 6
Zellen/ ml läßt sich mit
den Zellvolumenverteilungen beweisen, die 5 h vor bzw. 1, 5 h nach Licht
beginn für 30 000 Zellen aufgenommen wurden (Abb. 6). Die Verteilung der
Autosporen ist eingipflig und folgt sehr gut der eingezeichneten GAUSS
Verteilung. Nur vollsynchrone oder völlig asynchrone Kulturen können
eine solche Verteilung aufweisen. Die Mutterzellen (5 h vor Lichtbeginn)
scheinen dagegen aus zwei Gruppen fast gleich großer Zellen zu bestehen.
Es dürfte sich dabei um die Gruppen handeln, die - entsprechend ihrer
Größe- in entweder 8 oder 16 Autosporen zerfallen, trotzdem aber auf
gleicher Entwicklungsstufe stehen. Die Abb, 6 läßt klar erkennen, daß
die Verteilungskurven keine gemeinsame Fläche besitzen. Es ist ein hin
reichender Beweis dafür, daß sich innerhalb der beiden Meßzeitpunkte jede
Zelle der rechten Population wenigstens einfach geteilt haben muß.
Zur Messung der Synchronisationsschärfe der Kulturen wurde die spezifische
Zellzahl in Abhängigkeit von der Zeit aufgenommen und in Abb. 7 darge
stellt. 4 h vor Lichtbeginn steigt die vorher konstante Zellzahl steil an
und erreicht 5 h später, also 1 h nach Lichtbeginn, ihre endgültige Höhe.
~ 120 w _J .......
M
9
- 17 -
w 100 -t--~~---1----~~~~~-1-~-~~~-----I-~-~~
I \ -L:. .~ 'U U1 Cl c ! 1 ~ 80 +------l---~~---<l--'1--~-l-~~~~-1-----1-~-~------l -~
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c ©
~ I
\ \ 0
E 60 +------+------1-----'---1-----.&----1.----.1-------1
3 0 2: Qj N
• 2 log .
I I
I I I I I
/
Zellvolumen
\ \ \
\ \
0
3 ( rel. Einh. )
Abb. 6: Zellvolumen-Verteilungen5Stundenvor (- - o - - )
und 1, 5 Stunden nach Lichtbeginn ( --•--- )
35
- 30 E
'.§ 20 ..!::!
~ . 15
N CIJ a. <ll
10
0
A
r 0
0
)
14 16 18 20 22 24 2 4 6 8 10 12 14 ---. Zeit nach Lichtbeginn ( h )
Abb. 7: Spezifische Zellzahl in Abhängigkeit von der Zeit
- 18 -
Die Synchronität einer Kultur bleibt unter den genannten Kulturbedingungen
wenigstens über 16 Generationen erhalten.Abb. 8 zeigt über 6 Generationen
schematisch den Verlauf des Zellzuwachses (Mittelwert aus 3 Parallel
kulturen) und das anschließende Verdünnen auf die spezifische Standard
zellzahl von 3, 5 · 106
Zellen/ml. Nach zwei relativ hohen Zuwachsraten
scheint eine geringere zu folgen, was jedoch auf die Synchronität keinen
Einfluß hat.
... 0 :;c .E tll Cl c: :::J
15
~ 10 E ~
0
,
LJ 4 u.
, ,
' '
I 4 14 4 14
p
'
l j
4 14 4 14 ___., Tageszeit
4 ( h)
r
' I 14
Abb. 8: Vermehrungsfaktor einer synchronen Chlorella-Kultur über
6 Generationen
2. 3 Agarkultur der Algen
4
Um die Entwicklung einer Chlorella-Zelle über viele Generationen ver
folgen zu können, wurden die Algen auch auf sterilen Nähr-Agarober
flächen kultiviert. 30 ml einer 2 o/oigen-Agar-Lösung, angesetzt mit der
anorganischen Nährlösung von Kap. 2. 2, wurden heiß in 9 cm ~-Petri
schalen gegossen und zugedeckt etwa 2 Wochen zum Trocknen in der Impf
kabine belassen.
Gleichbleibend 0, 5 ml Algensuspension mit einer genau bekannten Zahl
von etwa 500 Zellen wurden auf eine Platte steril aufpipettiert und durch
Schleudern auf der Oberfläche verteilt. Die Flüssigkeit wurde von den
Platten restlos aufgesogen. Ein Dekantieren der Platten nach dem Ab-
- 19 -
setzen der Algen war daher überflüssig. Die Algen wuchsen im LDW von
14 h Licht (ca 5 000 Lux aus 5 Philips TL 40 W / 3 2 de Luxe und 4 Philips
40 W/33 Leuchtstoffröhren) und 10 h völliger Dunkelheit. Die Temperatur
schwankte im Tagesablauf mit der Belichtung zwischen 21-26 °c, blieb 0
aber zum gleichen Zeitpunkt bei den einzelnen Versuchen auf etwa 2" 2 C
konstant.
- 20 -
3. Bestrahlungen
3. 1 Anzucht der Bestrahlungskulturen
Eine synchrone Chlorella-Kultur wurde in der in Frage kommenden Isotopen
Nährlösung über meist drei, wenigstens aber zwei Generationen so ver
mehrt, daß die Zahl der jungen Autosporen am Ende der letzten Dunkel-
zeit rund 24 - 35 · 106 /ml erreichte. Diese Kultur wurde dann in fünf
bis sechs Parallelröhren der gleichen Nährlösung auf die Standardzellzahl
von 3, 5 . 106 /ml verdünnt und nach einer weiteren Generation bestrahlt.
Bei einem durchschnittlichen Vermehrungsfaktor der Algen von 10 betrug
damit die Verdünnung der beim Start in den Zellen vorhandenen Isotope
wenigstens 1 : 1000. Vor der Bestrahlung wurden die Parallelkulturen ver
einigt und durchmischt, so daß kaum vermeidbare, geringe Wachstums
schwankungen der einzelnen Anzuchtkulturen ausgeglichen werden konnten
und ein in allen Proben reproduzierbares und gleichartiges Bestrahlungs
gut vorlag.
3. 2 Herstellung der Bestrahlungsproben
Die jungen Autosporen von Chlorella am Ende der Dunkelphase erfüllen die
wesentliche Forderung scharfer Synchronität am besten. Die Zellkerne be
finden sich alle in der G1 -Phase; die DNS-Synthese beginnt bei normalen
Kulturbedingungen der Algen erst rund 10 h nach Lichtbeginn. Eine zur Be
strahlung notwendige Veränderung des Kulturmilieus verursacht zu diesem
Zeitpunkt die geringsten Schäden 24
). Der Bestrahlungszeitraum wurde da
her exakt an die Dunkelphase angehängt. Dabe~51ußte die relativ geringe
Strahlenempfindlichkeit der jungen Autosporen in Kauf genommen
werden.
Bei der Herstellung der Algenbestrahlungsproben waren eine Reihe teils
widersprüchlicher Bedingungen zu erfüllen. So mußten vor allem die nur
rund 1, 1 · 10-l O cm 3 großen Autosporen möglichst dicht gepackt in einem
möglichst großen Bestrahlungsproben-Volumen vorliegen, um den an die
- 21 -
Zellen abgegebenen Teil der dort durch die Neutronen erzeugten Korpus
kularstrahlen-Energie zu vergrößern und Energiedosis-Variationen dieser
Strahlung innerhalb der Probe sicher zu vermeiden. Die Bestrahlungsge
fäße mußten autoklavierbar sein und sowohl für spontane als auch verzögerte
Strahlung aus Einfangprozessen thermischer Neutronen einen kleinen
Wirkungsquerschnitt besitzen.
Das in der Abb. 9 dargestellte zylindrische Gefäß aus Teflon - (CF 2) -3 n
der Innenmaße:~ = 0, 5 cm, H = 0, 7 cm, V = 0, 137 cm und der Wand-
stärke von min. 0, 5 cm entsprach gut diesen Anforderungen.
r t
Ln
~
i w
l r:--
i t ~
Ln .!:"'
+ ' 51/U' „
...,__ 10 .PI'
14 IAI
Abb. 9: ZylindrischesBestrahlungsgefäß aus Teflon (Maße in mm; Gewinde: M 10 und M 14)
Die Bodenteile der Zylinder wurden in Zentrifugenröhren aus Edelstahl
eingeschraubt (Abb, 10), durch 5 min dauernde Zentrifugation von jeweils
100 ml Algensuspension bei 1200 g gleichmäßig mit Algen gefüllt und mit
Schraubkappen aus Teflon sofort fest und steril verschlossen. Die ge
ringen Abweichungen des Verhältnisses Trocken - zu Naßgewicht einer
einzelnen Algenbestrahlungsprobe von 0, 0041 = 2, 4 % des Mittelwertes
0, 1714 beweisen die gute Reproduzierbarkeit der Füllungen. Das Algen
konzentrat in den Teflonzylindern war nicht frei von Nährlösung. Aus dem
Verhältnis Trocken- zu Naßgewicht dieser Proben im Vergleich zu dem
- 22 -
Abb. 10: Zentrifugenbehälter mit eingeschraubtem Bodenteil der Teflon
Bestrahlungsgefäße
durch Filtration mit Millipore-Filtern von 1, 2 pm Porenweite gewonnenen,
fast nährlösungsfreien läßt sich der Anteil der Nährlösung auf 20, 7 % ab
schätzen. Zum Vergleich: eine Füllung des Zylinders mit ähnlich kleinen,
gleichen Kugeln würde unabhängig von deren Radien einen Volumenanteil
der Kugelzwischenräume von 26 % ergeben. Bei der Energiedosisberechnung
wird dieser Anteil der Nährlösung den Algen zugezählt, zumal die dort durch
Strahlung entstehenden Produkte einen Einfluß auf die Algen ausüben können.
Nur für die Einfangreaktionen thermischer Neutronen ist aus geometrischen
Gründen (bei Gleichverteilung der Elemente in der Zelle} die so berechnete
Energiedosis der Algen möglicherweise etwas zu klein, jedoch bei allen
Y - , ß - und Protonenstrahlungen im gleichen Maße. Durch das Zentri
fugieren der Algen wurde ein denkbarer Einfluß einer bestrahlten Nähr
lösung auf die Algen weitgehend vermieden.
Die Algen vertrugen die für die Bestrahlungen notwendige Isolationsdauer
von 15, 8 + 0, 2 h bei 26, 7 + 0, 6 °c immer ohne im Mikroskop sichtbare - -
Schäden. Eine Weiterentwicklung der Zellen während dieser Zeit ist aus
zuschließen, da keine vorzeitigen Mitosen der fdgenden (ersten) Generation
- 23 -
auftraten. Die Zellvermehrungsrate der ersten Generation lag jedoch um
etwa 30 % unter der einer unbeeinflußten Kultur gleicher Dichte, während
die zweite Generation einen solchen Rückstand nicht mehr aufwies.
3. 3 Ablauf der Bestrahlungen
Zur Aufnahme von Energiedosis-Wirkungs-Kurven sowohl bei Neutronen
als auch bei Röntgenbestrahlung der Algen wurde bei konstanter Energie
dosisleistung die Bestrahlungsdauer variiert. Die Bestrahlungen der
einzelnen Proben endeten bei konstanter Isolationsdauer alle zum gleichen
Zeitpunkt. Die noch nicht oder gar nicht bestrahlten Proben erfuhren da
bei exakt die gleiche Behandlung wie die bestrahlten (Dunkelheit, 26, 7 + 0
0,6 C).
3. 4 Thermische Neutronen-Bestrahlungseinrichtung BE-15
3. 4. 1 Konstruktion
Die "biologische Bestrahlungseinrichtung" 15 (BE-15; W. PORSCHEN5
))
in der thermischen Säule I des 5 MW Schwimmbecken-Reaktors FRJ -1 11Merlin 11 (Jülich) diente als Quelle thermischer Neutronen, Die Abb. 11
gibt alle Einzelheiten der Konstruktion von BE-15 wieder. Die Zeichnung
beginnt links mit der Tankwand.
Zur Bestrahlung wurden die Proben in Stützplatten aus Teflon eingeschraubt
und diese von einem Plexiglaskasten ("Käfig"; Abb. 12 und 13) mit
16 x 16 x 4 cm großem Innenraum aufgenommen. Der Käfig konnte bei
laufendem Reaktor durch einen Schieber seitlich in die Schwalbenschwanz-
Halterung an der Stirnseite eines Transportwagens eingesetzt und der
Wagen darauf mittels einer Schubstange von Hand im Transportrohr bis
zum kleinen Wismutfilter eingefahren werden. Die bei Neutronenflußdichte
und 0-Bestrahlungsdosismessungen von 2 bzw. 1 min Dauer während des
Ein- und Ausbringens der Dosimeter zusätzlich erzeugte Anzeige betrug
etwa 1 % und wurde rechnerisch berücksichtigt (Transportfaktor = 0, 99 ).
- 24 -
<-,L
/
//
0 20 40 60 80 100 120 140 f60 !80 200 220 240 260 280 300 320 340 300 300 cm 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1
0./.· ///
Abb. 11
Gesamtanordnung der &strahlungs -einrichtung BE 15
Neutronenbestrahlungseinrichtung BE-15 am Reaktor FRJ-1
"Merlin" (Abb. verändert entnommen aus 5
))
Abb. 12 Bestrahlungskäfig mit Einsätzen für BE-15
Abb. 13
i
'3 (J'I
'
-·--------+ Reaktorkern - 1
seite
- 25 -
- Bestrahlungskäfig
--- vorderer F' l . h b i-:-+_._,...-'-"-.........,>-t _ hinterer 1 tereinsc u
- - Li F - Filterring
vorderes 6Li _ Filter - hinteres
- Stützplatte für Algengefäße
Algengefäß
0 mm 30
Horizontalschnitt durch den Bestrahlungskäfig mit eingebauter
Li-Filtereinrichtung und eingelegten Bestrahlungsproben
- 26 -
Der Innenraum des Bestrahlungskäfigs wies je nach Verwendungszweck
verschiedene Anordnungen auf. Für die Bestrahlungen mit dem gesamten
Neutronenspektrum wurde die Stützplatte der Proben von einem sehr leicht
gearbeiteten Rahmen aus Plexiglas in Höhe der vorderen Nut in der Mitte
des Käfigs gehalten und der verbliebene Raum zwischen Bestrahlungsge
fäßen und Rückwand des Käfigs durch einen 10 x 10 cm großen und 2, 2 cm
dicken Plexiglasblock als Neutronenreflektor ausgefüllt {Abb. 12).
Um die Wirkung des Strahlenfeldes ohne thermische Neutronen messen zu
können, wurden die Bestrahlungsproben mit einer Lithium-Filtereinrich
tung abgedeckt. Wirksam ist die Einfangreaktion
6Li + n ---)""'
3H + ~ + 4, 8 MeV
mit d = 953 barn für thermische Neutronen. Zwei 1 mm dicke Scheiben 6n,<X
aus Li-Metall von 7, 0 cm Durchmesser unter 1, 5 mm Plexiglas, und ein
quadratischer, 2, 6 cm dicker Filterring, gefüllt mit natürlichem, reinstem
LiF, bilden einen Hohlraum von 3, 8 x 3, 8 x 1, 8 cm. In diesen wurde die
Stützplatte mit den eingeschraubten Bestrahlungsgefäßen eingelegt (Abb. 13).
Die beim Neutroneneinfang im 6Li erzeugten energiereichen o< - und
3H
Kerne können das Bestrahlungsgut nicht erreichen. 1 mm 6Li-Metall ab
sorbiert 99, 34 % der auffallenden thermischen Neutronen, während die
wichtigen mittelschnellen und schnellen Neutronen (E > 10 keV) zu wenigstens
98, 4 % das Filter durchdringen. Auch für die umgebende harte (-Strahlung
(E rund 2 MeV) ist die Absorption in 1 mm Li und 3 mm Plexiglas vernach
lässigbar gering. Der Ring aus LiF verhindert das seitliche Eindiffundieren
thermischer Neutronen in den Bestrahlungsraum. 2, 6 cm LiF bei einer
effektiven Dichte von 1, 31 g · cm -3
sind 8 Halbwertsschichten für thermische
Neutronen. Es wird angenommen, daß die mittelschnellen und schnellen
Neutronen sowie die 0-Strahlung so stark gerichtet vom Reaktorkern her
einfallen, daß der Filterring auf die am Probenort herrschende Intensität
dieser Strahlung keinen wesentlichen Einfluß hat.
- 27 -
BE-15 war nur über das Reaktortankwasser und die Reaktorhallenluft
temperierbar. Im Laufe der Versuchsreihe ergab sich in der Bestrahlungs
position eine durchschnittliche Temperatur
t = 26, 7 (min. 26, 1, max. 27, 3) 0e.
Einmal aufgetretene 24, 7 °e hatten keinen merklichen Einfluß auf das Ver
suchsergebnis.
3, 4. 2 Neutronenflußdichte - Messungen
Thermische Neutronenflußdichte
26) Den Angaben der IAEA entsprechend, wurde die thermische Neutronen-
flußdichte f th durch die Aktivierung von Goldsonden gemessen:
2 Die kleinen Goldscheiben (Durchmesser = 1, 1 cm, Fläche = 1, 0 cm • Ge-
wicht = 0, 0365 g) stören das Neutronenfeld nur unwesentlich. Sie wurden
exakt in der Probenbestrahlungsposition, also auch unter einer beid
seitigen Abdeckung von 0, 5 cm Teflon, 2, 00 min lang mit und ohne 0, 1 cm
dicker Cadmium-Abdeckung bestrahlt. Das Fehlen der kleinen Algenzylinder
während der Flußmessungen konnte vernachlässigt werden. Aus der nach
der Zeit J- nach Bestrahlungsende noch vorhandenen, erzeugten Aktivität
A(..)-) der unabgedeckten Folien läßt sich <pth berechnen:
Gl. 1
\. 1'5-- -1 A(..,) · e (1- fCd · ReJ · fTr
f th =( 1 - e - A. t) · m · O" • N · f a th
-1 A(.3--) = Aktivität der Goldfolien (sec )
= Zeit zwischen Bestrahlungsende und Messung (min)
t = Bestrahlungszeit = 2, 00 min
198 -4 -1 = Zerfallskonstante des Au = 1, 784 · 10 min
- 28 -
fTr = Transportfaktor in BE-15 = 0, 99
m = Masse der Goldsonden (g)
r1 =Aktivierungsquerschnitt für 197
Au = 98,8. lo- 24cm
2 a
197 1021 g-1 N = Zahl der Au-Kerne pro g Gold = 3, 058 ·
fth = Korrekturfaktor für die Absorption thermischer
Neutronen in der Goldsonde = 0, 95
RCd = Verhältnis der spezifischen Sättigungsaktivitäten von
unbedeckten zu mit Cadmium abgedecktem Gold
fCd = Flächenkorrekturfaktor (berücksichtigt die Absorption
epith. Neutronen in Cd) = 1, 11 für 0, 1 cm Cd .
Hier und bei allen anderen, in dieser Arbeit genannten Einfangreaktionen
im thermischen Energiebereich liegt eine Maxwell' sehe Energieverteilung
der Neutronen zu Grunde und wird der Einfangquerschnitt a' angegeben für a
die wahrscheinlichste Geschwindigkeit thermischer Neutronen bei Zimmer-
temperatur v = 2200 m/ sec. 0
Statt A(J) wurde die Zählrate C (J-) aktivierter Goldsonden in einem NaJ(Tl)
Bohrlochkristall, der an einen Telefunken-Strahlungsmeßplatz angeschlossen
war, gemessen. Wegen der großen Reinheit des Goldes (99, 999 o/o) konnte
das gesamte Energiespektrum des 198
Au ausgenutzt werden. Die Konstanz
der Meßapparatur wurde mit einem 22
Na-Standard überprüft.
A(.}) und C(""') einer Sonde sind über den Kalibrierungsfaktor e des be
nutzten Strahlungsmeßplatzes einander proportional. Mit Hilfe einer
ß, 0 -Koinzidenzmeßanordnung wurde die wahre Aktivität A(J--) einer Sonde
ermittelt und aus C (J'-+A~) derselben Sonde nach Gl. 2 der Kalibrierungs
faktor l' zu e = 2, 66 bestimmt:
Gl. 2
- 29 -
Li~ = Zeit zwischen der Messung von A(~) und C (~) in (min).
C = Nulleffekt des Meßplatzes. 0
Meßergebnisse
Die folgende Aufstellung gibt die relativen Strahlungsintensitäten in den
vier Bestrahlungspositionen des Bestrahlungskäfigs an (Mittelwert = 1, 000):
fth / fth Tepi / Tepi Ir I f.r vor Reflektor im Innern der im Innern der
Li-Filterein- Li-Filtere in-richtung richtung
Pos. 1: 1. 003 + o. 005 1,016+0,034 1. 008 + o. 013
Pos. 2: 1. 001 + o. 004 o. 944 + o. 001 1. 04 0 + 0. 016
Pos. 3: o. 995 + o. 001 1,039 +0,017 o. 979 + o. 020
Pos. 4: 1. 001 + o. 002 1,001+0,017 o. 970 + o. 020
Ir = Bestrahlungsdosis der (-Strahlung (R ).
Die vier Bestrahlungspositionen sind innerhalb enger Grenzen gleichwertig.
Durch mehrfaches Drehen der Algengefäß-Stützplatte in der Halterung
während des Bestrahlungszeitraumes wurden die geringen Intensitäts
unterschiede zusätzlich ausgeglichen.
Für den Gradienten der thermischen Neutronenflußdichte in Richtung der
Kanalachse ergab die Messung 1, 1 % · cm -l. Die hierdurch innerhalb der
Proben verursachten Flußdichtedifferenzen sind ~ 0, 7 % und damit zu ver
nachlässigen, Etwa gleich groß ist ~ I(/I'( (nach W. PORSCHEN5
)).
Da am FRJ-1 während der Versuchszeit vielfältige Experimente vor
allem im Reaktorkern liefen, waren trotz konstanter thermischer Leistung
des Reaktors Schwankungen der thermischen Neutronenflußdichte in BE-15
unvermeidbar. Es ergaben sich:
<pth 0
= 0,89 bis 1,32 ·
• 1 0 . 1 o9 f th, o = • 5 nth '
9 -2 cm 10 nth · -2
cm -1 · sec
-1 · sec
- 30 -
Vor und meist auch nach jeder Probenbestrahlung wurde fth gemessen und
dafür Sorge getragen, daß sich an den Betriebsdaten während einer Be
strahlung nichts änderte. Die größte relative Abweichung betrug so nur
3, 4 % und war nicht signifikant.
Berechnung der thermischen Neutronenflußdichte im Probeninnern
Die Abnahme von ~th mit der Eindringtiefe z im Probeninnern muß be
rücksichtigt werden und wird in grober Näherung angesetzt mit: z
-=
= th. Neutronendiffusionslänge in weichem Gewebe = 2, 48 cm
= durch einseitig einfallende Neutronen bedingte thermische Flußdichte
Die Proben wurden während der Bestrahlung nicJlt gewendet. Da aber das
Albedo von Plexiglasreflektor und Käfigrückwand zusammen ß = 0, 82 be
trägt, wird das Bestrahlungsgut praktisch beidseitig bestrahlt mit: z H - z
Gl. 4 : f th (z) = fth, o (e Ad
+ 0, 82e
so daß die mittlere Flußdichte im Probeninnern mit
fth = 1, 59 Tth, 0
(min. 1, 572; max. 1, 618)
statt fth = 1, 82 fth, 0
fast gleichmäßig nur 87 % der von den Goldsonden
(beidseitig ! ) gemessenen Neutronenflußdichte f th, 0
am Bestrahlungsort
beträgt. Die Unsicherheit der Abschätzung dürfte etwa 5 % betragen. Da
mit ergibt sich ein Gesamtfehler der thermischen Neutronenflußdichte von - 1 9 -2 -1
etwa 6 % : fth = (0, 914 ::- 0, 055) · 0 nth · cm · sec .
Um die höchste gewählte thermische Neutronenfluenz cpth = 4, 5 2 · 1013
nth · cm ""2
im Probeninnern zu erreichen, waren daher Bestrahlungs
zeiten von durchschnittlich 13, 8 h notwendig.
- 31 -
Cadmium- und Lithium-Verhältnis
Als Cadmium-Verhältnis RCd bezeichnet man das Verhältnis der Aktivie
rung einer am gleichen Ort ohne und mit Cd-Hülle dem Neutronenfeld aus
gesetzten Folie, also:
Gl. 5 = f th ' dth + f epi · crao
(1) • er' Tepi ao
<p epi = epithermische Neutronenflußdichte pro Lethargieintervall
(vgl. das folgende Kapitel)
<Y ao
197 = Resonanzaktivierungsintegral für Au und E :> 0, 4 eV
n = 1558barn
32).
6th =Aktivierungsquerschnitt für 197
Au bei thermischen Neutronen
energien (vth = 2200 m/sec).
Bei konstantem Neutronenenergiespektrum oberhalb des thermischen Be
reiches und bekanntem fth lassen sich mit Gl. 5 relative Änderungen von
RCd in relative Änderungen der epithermischen Neutronenflußdichte um
rechnen.
Mit Goldfolien wurde im Versuchszeitraum gemessen:
RCd = 36, 5 (max. 39, O; min. 33, 6; Stand. -Abw. = + 4, 7 %).
Das Neutronenspektrum in BE-15 war also hinreichend konstant. Die
Energiedosis der nicht-thermischen Neutronen ist der Flußdichte
thermischer Neutronen daher gleichbleibend proportional. Das Neutronen
feld ist allerdings im Vergleich zu einigen anderen Anlagen schlecht
thermalisiert.
Die Abschirmwirkung der Li-Filtereinrichtung ergibt sich aus dem Li
Verhältnis
A , unabgedeckt ohne Reflektor s
A t 6L. s, un er i
A = Sättigungsaktivität von Gold pro Gramm. s
- 32 -
Gemessen wurde mit Goldfolien RL. = 39, 5 + 1, O. Da der Beitrag der 1 -
Goldresonanzaktivierung (gemessen mit Cd) ..:::: 2, 8 % der Gesamt-
aktivität des Goldes war und RLi > RCd' betrug die Absorption der
Li-Filter für thermische Neutronen wenigstens 9 7, 2 % der vollständigen
Absorption von 0, 1 cm Cadmium.
Die Wirkung des gesamten Neutronenspektrums wurde bei unabgedeckten
Proben vor dem Reflektor ermittelt, die Wirkung des um die thermischen
Neutronen verminderten Feldes jedoch im Innern der Li-Filtereinrich
tung, und zwar aus Platzgründen ohne Reflektor. Dadurch wurde auch das
Feld der nicht-thermischen Neutronen in beiden Positionen um ~R Cll • Tep1 ungleich. Der Reflektor bewirkte eine Zunahme von fth um 35 %. Gleich-
zeitig wuchs auch RCd von 31, 9 auf 39, 3, so daß für die Position mit
Reflektor L'.lR <D ./ <D • = + 8, 2 % schon im Resonanzgebiet des Goldes bei 1 ep1 1 ep1
4, 9 eV gering ist (nach Gl. 5 ). Für die wichtigeren Neutronenenergien
> 10 keV sinkt die Reflektorwirkung des Plexiglases stark ab (Vorwärts-
streuung, Verringerung von d ). L\ R <D • wird daher vernachlässigt. s rep1
Die geometrisch begründete Flußdichtedifferenz der beiden Positionen be
trägt nur 1, 2 %.
Nicht- thermische Neutronenflußdichte
Für die thermische Säule des FRJ-1 11Merlin11 ist nach W. SCHNEIDER 27
)
auf Grund der geringen Neutronenabsorption im Energiebereich 0, 5 -
ca. 500 000 eV eine Neutronenenergieverteilung
-1 Gl. 6 : ul/E(E) = f epi . E
-2 -1 -1 (n · cm . sec · eV )
mit guter Näherung gegeben. Bei
$ = 1 05 . 10 'th, 0 •
9 -2 nth · cm
-1 sec
- 33 -
ergibt sich im Prinzip aus Gl. 5 - unter Beachtung einer Reihe von
Korrekturfaktoren für die Neutronenabsorption im Cadmium und Gold -
für den genannten Energiebereich die konstante Flußdichte
6 -2 -1 <fJ = 4 9 · 10 n · cm · sec pro Lethargieintervall. 1epi '
{Der Energiebereich 0, 5 eV - 600 keV besteht dabei aus 14 Lethargie
intervallen [ EK , e · EK] ; vgl. Tab. 5. Für die mittlere Neutronen
energie eines Intervalles K ergibt sich durch Integration
Gl. 7 EK = ( e - 1 ) · EK ) .
Zur Messung der Flußdichte schneller Neutronen mit Energien > 0, 72 MeV
wurde die Aktivierung von 31
P-Phosphatgläsern unter Cadmium verwandt:
ß
T 1/ 2 = 2,62 h
Aus der Sättigungsaktivität des erzeugten 31
si* ergab sich unter Zugrunde
legung eines reinen Spaltspektrums
Gl. 8 : u (E) = c · sp sp
e -1, 036 E . sh V 2, 29 E (E in MeV)
die integrale Neutronenflußdichte f s mit Energien > 1 MeV zu
106
n -2 -1
~s.E>lMeV = 3, 0 . cm . sec und
s
106n
-2 -1 -1 sowie c = 2, 1 . cm . sec eV
sp s
E = 2, 42 MeV
{bei fth, 0
= 1, 05
30 %).
9 -2 10 nth · cm sec-\ Fehler nach W. SCHNEIDER
27)
Für den Zwischenbereich 600 keV - 1 MeV ':_urden ul/E(E) und usp(E)
graphisch verbunden. Die mittlere Energie E beträgt 75 3 keV.
- 34 -
Die Flußabnahme durch Absorption der mittelschnellen und schnellen
Neutronen im Probeninnern ist zu vernachlässigen.
3. 4. 3 Neutronenenergiedosis - Berechnungen
Energiedosis thermischer Neutronen
Die durch Einfang thermischer Neutronen im Algenkonzentrat freige
setzte ionisierende Strahlung setzt sich formal zusammen aus der
spontanen Einfang-Strahlung (meist f, Halbwertzeit < 10- l O sec} und
der verzögerten Strahlung erzeugter-Radionuklide (meist ß- und t, Halb
wertzeit > 10- lO sec}. Die Energiedosis, die diese Strahlungen in einem
Massenelement mit gleichmäßiger Verteilung der strahlenden Nuklide
abgeben, ergibt sich für alle Strahlungen einheitlich aus Gl. 9 :
Gl. 9 0... rt. Ni ' - [ 1 - lt t - l }J D .. (v} = -y ·~·d. .·Ln ·E ·A · 1- ~ (1-e k }·e "k 1, J th 9 1, J k k k k A. t
k
D. . ( J'} = 1, J
Energiedosis des Nuklids i aus der Kernreaktion i, j -1
L k
A. k
t
<Pth
N. 1
L
(MeV · g }
= Zeit nach Bestrahlungsende (h }
= Summe über alle wesentlichen, bei der Kernreaktion
i, j entstehenden, spontanen oder verzögerten Strah
lungen
= Zerfallskonstante des die Strahlung k aussendenden -1
angeregten Kernes (h }
= Bestrahlungszeit (h}
-2 = Fluenz thermischer Neutronen (cm }
= Zahl der Nuklide i pro Volumeneinheit des Algen-3 konzentrates (cm }
= L · ~ • p • qi · M -1
23 -1 = Loschmidtsche Zahl = 6, 02 · 10 g-Atom
- ::S5 -
~ = Dichte des Algenkonzentrates = 1, 06 g · cm -3
p = Massenanteil des zum Nuklid i gehörigen Elementes
q. 1
M
Cf. . 1, J
(Tab. 2)
= Anteil des Nuklids i am Element
= Atomgewicht des zum Nuklid i gehörigen Elementes -1
(g · g-Atom )
= Einfangquerschnitt des Nuklids i für die Kernreaktion
. . ( 2) 1, J cm
= Zahl der Strahlungsquanten und Teilchen k pro
Reaktion i, j
Ek = (zumeist mittlere) Energie der Strahlungsquanten und
Teilchen k (MeV)
Ak = absorbierter Bruchteil der im Massenelement er-
zeugten Energie (Absorptionsfaktor) der Strahlung k.
A hängt ab vom Ort innerhalb der Probe. Für die weitere Rechnung wird
zunächst der mittlere Absorptionsfaktor eines Algenzylinders von 0 1 5 cm
Durchmesser und 0 1 7 cm Höhe zugrunde gelegt. In diesem ist eine gleich
mäßige Verteilung aller strahlenden Nuklide gewährleistet.
Wegen ihrer sehr geringen Reichweiten ist für schwere geladene Teilchen
generell A = 1. Die Energiedosis dieser Strahlungen ist im ganzen Zylinder
volumen gleich.
Bei ß-Strahlung wurde als Mittelwert für A das Verhältnis der Energie
dosis im Mittelpunkt einer Kugel vom Radius 0 1 25 cm zur Energiedosis
in einem unendlich ausgedehnten Medium gleicher spezifischer Aktivität
eingetragen (graphische Darstellung in 28
)). Ein ß-Spektrum wurde er-
setzt durch eine mittlere Energie und einen mittleren Absorptionskoeffizien
ten. Für eine Überschlagsrechnung ist dieses Verfahren ausreichend ge-
nau.
- 36 -
Für (-Strahlung ergibt die Theorie 29
) einen Absorptionsfaktor
GI. 10 Pe . J'(f e-Prer A f (x) = 41T ). dV
V
f e
r
X
V Zylinder
3 = Volumen der Bestrahlungsprobe (cm )
= Energie-Absorptionskoeffizient (cm -l)
= Abstand zwischen Aufpunkt und Strahlenquelle (cm)
= Punkt im Innern des Zylinders aus Algenkonzentrat.
Das Integral, der sog. "g-Wert"P ist für die hier vorkommenden f-Energien
und Zylinderabmessungen fast unabhängig von fe· Daher kann die für
E 0 = 2, 223 MeV der 1H-Einfangreaktion berechnete g- Wert-Verteilung
(Abb. 14) und der zugehörige Mittelwert g = 2, 92 cm für alle r-Strahlungen
verwendet werden:
GI. 11 Pe
=-4
· 2, 92 cm. 'iT
Die durch diese Verteilung bedingte (-Dosisvariation im Innern des Algen
konzentrates beträgt maximal+ 33, 1 % und - 55, 2 % vom Mittelwert und
ist wegen der geringen Wirksamkeit der f -Strahlen (vgl. Kap. 5) unwichtig.
Da bei der Weiterkultur der bestrahlten Algen nur etwa 2/3 des Inhaltes
der Bestrahlungsgefäße verwertet wurde und die Entnahme dieses Teils
weitgehend zufällig erfolgte, entsteht jedoch bei den t-Energiedosen aus
internen Einfangreaktionen hierdurch ein zusätzlicher Fehler von etwa
10 % und bei ß-Strahlungen ein Fehler von rund 3 %.
-1 Die Umrechnung der Energiedosis von MeV g in rad erfolgt gemäß
GI. 12 D .. (rad) = 1, 6 · 10-B (~ ~g ) · D .. (MeV3
). 1, J e 1, J cm
- 37 -
4 4
g
3 3
2 2
Ebene z = 0,35 cm Mittelachse
0 0-t---.-~-.---.~-.-~.---.-~4-~o ~1 ~2cm ~o 0,1 0,2 0,3 cm
Abstand Mittelachse Höhe z , auf der Mittelachse
Abb. 14 g-Wert-Verteilung in einem Zylinder aus Algenkonzentrat mit
einem Radius von 0, 25 cm und einer Höhe von 0, 7 cm
Die folgenden Tabellen 2 - 4 berücksichtigen die für die Energiedosiser
zeugung im Algenkonzentrat wichtigsten Kernreaktionen thermischer
Neutronen. Einige nicht geprüfte Elemente mit besonders hohem Einfang
querschnitt (wie Cadmium, Samarium und Gadolinium) sind in den Algen
nicht zu erwarten3
). Der Gehalt der Algen an Schwefel und Mangan wurde
aus der Arbeit von H. J. KNAUSS, J. W. PORTER3
0) entnommen. Der Bor
gehalt wurde colorimetrisch mit de:mDianthrimid-Verfahren gemessen.
Die Rückstoßenergie der Kerne mit ß- oder (-Zerfall ist mit weniger
als 100 eV äußerst gering und spielt bei der Energiedosisberechnung keine
Rolle. Dagegen ist, abweichend von der von M. I. SCHALNow29
) ver
tretenen Ansicht, die Rückstoßenergie der Kerne bei Emission schwerer
Korpuskularstrahlung sehr wohl zu beachten. ß-Spektren sowie die ver
schiedenen r-Energien spontaner Kernreaktionen wurden durch den
Energiemittelwert E ersetzt. Die verwendeten Nuklidkonstanten stammen 31-36)
aus .
- 38 -
Element p N Kernreaktion er' N • cr' bzw.
10-6 1016 cm-3 Nuklid (*=radioaktiv) 1 o""' 28cm2 -8 -1 10 cm
H 104 500 1H 6 614 000 1H(n 9f) 2H 3 280 2 170 000
0 774 600 170 1 160 17 O(n9«) 14c* 5 000 580
c 77 500 120 407 000 12c(n,t)13c 33 1 340
N 14 850 14N 67 400 14N(n, f) 15N 800 5 390
14N(n,p)14c* 17 500 118 000
p 6 870 14 200 31P(n,r)32P* 1 700 2 410
Mg 2 470 26Mg 730 26Mg(n,.f)27Mg* 260 19
K 3 400 5 551 (n,f) 19 700 10 900 41K 371 41Kln,f)42K* 1 1 900 440
Na 170 470 23Na(n, f)24Na* 5 300 250
s 4 000 328 7 600 32s(n,0()29si 70 53
B 1, 70 10B 1,99 10B(n,cx+t) 7Li 3,837•107 7 640
Mn 100 100 55Mn(n, ()56Mn~ 130 oOO 1 300
Cl 870 3501 1 180 35cl(n,p)35s* 3 000 354 3701 384 37c1(n, f)38c1* 5 600 215
Tab. 2 : Einfangreaktionen im Algenkonzentrat natürlicher Isotopen
zusammens et zung
- 39 -
--Element Strah- n E A D D
bzw. lung sp sp
Nuklid (MeV) (rad) je Kern-Reaktion
(rad)
14N p 1, 00 0,582 1, 00 104 112 140 1, 00 0,043 1, 00 7,66
1H r 1, 00 2,223 0,00583 42,4 42,4
10B r 0,94 0,48 0,0076 0,040 27,0 0(. 1, 00 1,49 1, 00 17,2 ?Li 1 ,oo 0,85 1, 00 9,8
170 <X 1, 00 1, 42 1, 00 1, 24 1 , 59 140 1, 00 0,40 1, 00 0,350
K 't 1, 81 2,89 0,00555 0,478 0,478
328 Q( 1, 00 4,4 1, 00 0,35 0,4 29si 1, 00 0,6 1, 00 0,048
14N r 1, 81 5,66 0,00458 0,382 0,382
3501 p 1, 00 0,51 1, 00 0,272 0,276 358 1, 00 0,01 1p00 0,003
31p 't 2,90 2,67 0,00579 o, 163 0,163
120 t 1, 36 3,85 0,00516 0,055 0,055
55Mn r 1, 01 4,64 0,00486 0,045 0,045
Summe aller Nuklide 185
Tab. 3 : Energiedosis D aus spontan erzeugter ionisierender Einfang-sp 1
strahlung für <Pth = 1 · 10 3nth · cm -
2 und natürliche Isotopen-
zusammensetzung der Algen
- 40 -
-Radio- T n E A DR je Nuklid nuklid ( rad )
(h) (MeV) ""'= Oh "'"'=24h -}=:48h
32p 3,43°102 ß- 1, 00 o,69 0,64 0,005 0,081 0,153
27Mg 0,158 ß- 1900 0,58 0,63 0,010 0,010 0,010 r 0,70 0,84 0,0076 t 0,30 1, 013 0,0074
42K 1, 24•10 ß= 1, 00 1940 0,26 0,020 o,184 0,228 r o, 18 1,524 0,0068
24Na 1,50°10 ß- 1, 00 0,54 0,81 0,012 0,121 09157 t 1, 00 1, 369 0,0069 '( 1p00 2,754 0,0056
56Mn 2,58 ß- 1, 00 0,77 0,32 o, 160 0,506 0,507
f 0,99 0,847 0,0076 0,29 1, 811 0,0065
r 0,15 2,110 0,0062
3801 0,62 ß- 0,53 1,64 0,15 0,070 0,098 0,098 ß- 0,31 0,40 0,86 ß- 0,16 0,90 0,38 r 0,38 1,60 0,0067 r 0,47 2, 17 0,0062
Summe aller Radionuklide 0,277 1, 000 1,153
Tab. 4. Energiedosis DR aus der ionisierenden Strahlung erzeugter
Radionuklide, für cpth = 1 · 1013
nth · cm-2
und eine Bestrah
lungszeit t = 3, 04 h
Die durch Radionuklide bedingte Energiedosis bleibt vom Ende der Be
st:r.ahlungszeit (} = 0 h) an etwa konstant. Sie wird aus mehreren Gründen
die theoretischen Werte für den Zylinder aus Algenkonzentrat von.}= 24 h
und 48 h nicht erreichen:
1) Durch das Auflösen des Algenkonzentrates (Verdünnung 4 : 100 000)
am Ende der Reaktorbestrahlungszeit ( J-= 0 h; vgl. Kap. 4. 1)
sinkt der Absorptionsfaktor für die wesentlichen Radionuklide
auf etwa 0, 01 des Wertes des Algenzylinders.
- 41 -
2} Die Energiedosisleistung nimmt fernerhin proportional zum Massen
zuwachs der Kultur ab (Faktor t::t 0, 2}.
3} Ein möglicher Austausch von Radioisotopen in den Algenzellen
gegen inaktive Isotope der Nährlösung verrringert die Energie
dosisleistung noch weiter.
Die Energiedosis aus der Strahlung aller Radionuklide ist bei den Algen
in jedem Fall mit DR = 0, 3 rad je 1013
nth · cm-2
verschwindend gering
im Vergleich zur Dosis Dsp = 185 rad je 1013
nth · cm-2
aus der spontanen
Strahlung der Einfangreaktionen. Aus diesem Grunde ist bei gleicher
Neutronenfluenz die Energiedosis der Algen unabhängig von der Bestrah
lungszeit. Allein die spontane Strahlung der drei Reaktionen 1
H (n, 'f }2H
mit 22, 9 %. 14N (n, p )
14c mit 60, 6 % und 1
OB (n. (){ ) 7 Li mit 14, 6 % machen
zusammen 98, 1 % der gesamten (spontanen und verzögerten) Energiedosis
aus. Insbesondere ist die (-Strahlung der 14
N (n, t )15N-Reaktion zu
vernachlässigen. Lediglich die (n, ()( ) -Reaktion des 17
0 mit 0, 86 % der
gesamten Energiedosis erscheint noch erwähnenswert, da die 1, 4 MeV- o< -
Strahlung möglicherweise eine hohe relative biologische Wirksamkeit
(RBW) hat.
Die mittlere Gesamtenergiedosis im Algenkonzentrat natürlicher Isotopen
zusammensetzung durch thermische Neutronen beträgt 185 rad für eine
th . h 1 th 1 1013 - 2 't . E . d . 1 . t erm1sc e F uenz 't'th = · nth · cm m1 einer nerg1e os1s e1s ung
von 1, 01 rad/min.
Energiedosis nicht-thermischer Neutronen
Die Energiedosis, die die nicht-thermischen Neutronen an den Zylinder
aus Algenkonzentrat abgeben, wird verursacht durch
1) Einfangreaktionen vornehmlich der langsamsten Neutronen mit
H-, B- und N-Kernen und durch
2} elastische Stöße vor allem der schnellen Neutronen an H-, 0-,
C- und N -Kernen.
- 42 -
Energiedosis aus Einfangreaktionen
Bei vollständiger Abbremsung der nicht-thermischen Neutronen im Algen
zylinder wäre mit einer zusätzlichen Flußdichte thermischer Neutronen
von maximal 7. 6 % von 'fth zu rechnen. Innerhalb der Zylinderabmessungen
erleiden die Neutronen jedoch nur etwa zwei bremsende Stöße, so daß mit
einer nennenswerten Thermalisierung nicht zu rechnen ist. Wegen
-1 ul/E ,.., E (vgl. Kap. 3. 4. 2) und
für alle in Frage kommenden Elemente im Bereich langsamer Neutronen
ist die Z.ahl der Einfangreaktionen der nicht-thermischen Neutronen und
damit die Energiedosis aus diesen Reaktionen vernachlässigbar klein im
Vergleich zur Energiedosis thermischer Neutronen.
Energiedosis aus elastischen Stößen
Mit wachsender Neutronenenergie gewinnt die Streuung der Neutronen an
den leichten und häufigen Kernen von H, 0, C und N für die Energieabgabe
schnell überragende Bedeutung. Für E > 1, 5 keV wird die Energiedosis
fast ausschließlich durch elastische Stöße, vornehmlich am Wasserstoff,
verursacht. Andere als (n, n)-Prozesse spielen keine Rolle.
Die freie Weglänge für Neutronen mit E > 1, 5 keV beträgt im Algen
konzentrat nicht weniger als 0, 67 cm. Die Energiedosis dieser Neutronen
wird daher mit genügender Genauigkeit durch die sog. Firstcollision
Energiedosis gegeben:
Gl. 13
ao N.
D = { u(E)· t. dE· E· L er' . (E)· ..,.,2-_ FC ) i s, 1 ~
E=l, 5 keV
2 A. 1
2 (A.+1)
1
-1 = Firstcollision-Energiedosis (MeV · g )
= Summation über die Energiedosisanteile der betei
ligten Kerne (H, 0, C, N)
- 43 -
u(E) -2 -1 = Neutronenenergieverteilung (n · cm · sec
t = Bestrahlungszeit (sec)
E = Neutronenenergie (MeV)
<J' • = Streuquerschnitt des Kernes i (cm2
) s. l
A. = Atomgewicht des Kernes i l
Die übrigen Bezeichnungen entsprechen denen des vorherigen Kapitels.
Zur numerischen Berechnung des Integrals wurde der Energiebereich
1, 5 keV -oO entsprechend der Gliederung in Kap. 3. 4. 2 in 8 Klassen K
unterteilt (Tab. 5 ):
-~K
-K Klassen- EK rrs(EK) bzw. ~8 (EK) DFC K grenzen ,
(keV) (keV) 1010n (1o=24 cm2 ) % .cm=2 H 0 c N
9 1, 49 - 4,05 2,56 5,4 20, 1 5 4,9 5 0,47 10 4,05 - 11'0 6,95 5,4 19,6 5 4,9 5 1, 25 11 11, 0 - 29,9 18,9 5,4 18,3 5 4,9 5 3,20 12 29,9 - 81,2 51,4 5,4 15,6 5 4,8 4,7 7,50 13 81,2 - 221 140 5,4 11 , 3 3,3 4,4 4,0 14,7 14 221 - 600 379 5,4 7, 14 5,0 3,7 3,0 26,2 15 600 = 1000 753 1 , 2 3,5 3,0 2, 1 7,96 16 > 1000 2420 3,3 3,0 2,0 1 , 5 38,7
Tab. 5 Daten zur Berechnung von DFC unter Zugrundelegung von th 13 -2 s 'I" = 1 · 10 n h · cm • <f H berechnet nach J. A. SMORODIN KI
th t 37) s; 36) (zit. nach WL.A,SSOW ). <f ·O C N aus BNL 325
s. • •
DFC ergibt sich dann näherungsweise durch Summation über diese
Klassen:
Gl. 14
- 44 -
16
DFC ~ L cpK(E)· EK· L ds,i (EK)
K=9 i
2 L· p. 1
(A. +1) 1
-1 (MeV g )
ffi -2 'l'K(E) = Fluenz der Neutronen mit Energien der Klasse K (cm )
EK = mittlere Neutronenenergie der Klasse K (MeV) .
Im Normalfall, d. h. beim Fehlen von Resonanzen, wurde o' . (EK) durch s,1
O"s. i (EK) ersetzt. Der Fehler durch E · O" ~ EK· cr' (EK) ist mit maximal
etwa 4 % in jedem Fall gering im Vergleich zur Unsicherheit von <PK' die
bis zu 30 % betragen dürfte. Für den besonders wichtigen Wasserstoff
wurde in dem Neutronenenergiebereich, in dem der 1 /E-Verlauf des
Energiespektrums nicht gegeben ist (Klasse 15 und 16), das Integral von
DFC numerisch ausgerechnet.
Aus der chemischen Zusammensetzung p. der Algen (Tab. 2) ergeben sich 1
mit den Daten der Tab. 5 die dort angeführten Energiedosisanteile der
Energieklassen, Die Proportionalität zwischen thermischer und nicht
thermischer Neutronenflußdichte (vgl. Kap. 3. 4. 2) ermöglicht die Be
rechnung der absoluten DFC-Anteile der wichtigsten Elemente sowie der
Summe der Anteile in Abhängigkeit von <j:>th. Bezogen auf cpth = l • 1013
nth
· cm -2
im Innern des Algenkonzentrates ergibt sich mit den vorgenannten
Daten für die Elementanteile:
Tab. 6
Element DFC,~ % von DFC,~ (rad/1013nth•cm-2 )
H 274 91,7 0 21,6 7,2 c 2,78 0,9 N 0,316 0,1
zusammen: 299 99,9
Firstcollision-Energiedosis DFC, <P im Algenkonzentrat, be
zogen auf eine th. Neutronenfluenz cpth = 1·1013 Ilth' cm-2
- 45 -
Daraus folgt unmittelbar die Energiedosis nicht-thermischer Neutronen
in Abhängigkeit von der thermischen Neutronenfluenz ~th (in 1013
nth ·cm -2
):
Gl. 15 DFC = DFC, cp . cpth (rad).
3. 4. 4 Bestrahlungsdosis-Messungen des (-Untergrundes
Zusammensetzung der Strahlung
Der BE-15 erreichende Teil der Spaltungs- (-Strahlung des Reaktorkerns
dürfte im wesentlichen Energien > 1 MeV aufweisen. Die aus (n, f ) - Ein
fangprozessen thermischer Neutronen in 1H- und
12C-Kernen der Proben
umgebung herrührenden 0-Quanten besitzen ausschließlich hohe Energien
zwischen 1 und 5 Mev35
).
Die Energieabgabe der f-Quanten in den leichtatomigen Bestrahlungs
proben und -Behältern erfolgt daher weit überwiegend durch Compton
Streuung. Die (-Energie spielt daher für die Energiedosis-Umrechnungen
von R in rad kaum eine Rolle. Es wird im folgenden E r • H = 2, 23 MeV
gerechnet. Die Abschwächung der harten (-Strahlung innerhalb der Algen
proben ist unbedeutend.
Thermolumineszenz-Dosimeter
Die f-Bestrahlungsdosis im gemischten Strahlungsfeld der BE-15 wurde
mittels CON-RAD Type 7 LiF-Dosimetern gemessen (Hersteller: CON-RAD,
Controls for Radiation, Cambridge, Mass. ). Die in LiF durch die (-Strah
lung erzeugte Thermolumineszenz ist vom Compton-Bereich bis herab zu
ca. 100 keV ein nahezu energieunabhängiges, bis ca. 1 o4 R dosisproportionales
Maß für die Bestrahlungsdosis. LiF-Teflon-Scheibchen von nur 0, 04 cm
Dicke und 1, 3 cm Durchmesser ließen sich (ohne Kabelverbindung nach
außen und abgedeckt mit 0, 5 cm Teflon) in die exakt gleiche Bestrahlungs
position wie die Algen bringen. Zur Eichung wurde ein Teil der Dosimeter
parallel zu jeder Bestrahlungsdosis-Messung unter 0, 4 cm Plexiglas in
- 46 -
einem 60
co- r -Feld bekannter Stärke bestrahlt und danach alle Dosimeter
in einem Thermolumineszenz-Meßplatz durch Ausheizen ausgewertet.
Durch die Verwendung von 99, 993 % 7Li (Firmenangabe) in den Dosimetern
ist der Einfluß der thermischen Neutronen auf die Messung der '(-Bestrah
lungsdosis gering. Zur Messung der nth -Empfindlichkeit en, th wurden die
LiF-Dosimeter mit und ohne Li-Filtereinrichtung unter sonst gleichen Be
digungen bei rth. 0 = o. 77. 1 o9 nth D cm -
2. sec - l (ohne Reflektor) 1 min lang
bestrahlt. Es ergab sich als Mittelwert aus zwei Versuchen eine Differenz
der Versuchsanordnungen von 14, 2 R (bei 2, 72 R der '(-Untergrundstrah-
l 10 -2
lung ! ) entsprechend en th = (2, 3 ~ 0, 2) R 10 nth ·cm . Zur f-Bestrah-' lungsdosismessung wurden die LiF-Dosimeter daher mit der Li-Filtereinrich-
tung umgeben. Die durch die verbliebene thermische Flußdichte von 1, 3•109
nth. cm-2
in der Minute zusätzlich erzeugte Anzeige von 0, 3 R und der Null
effekt der Dosimeter von 0 - 0, 05 R wurden vom Meßergebnis abgezogen.
Der Einfluß schneller Neutronen auf die Dosimeter ist unbedeutend. Nach
C. L. WINGATE et al. 38
) bleibt bei einer Bestrahlungszeit von 1 min, d. h. th 8 -2 1 s = 6 • 10 ns • cm , die erzeugte Thermolumineszenz < 0, 007 R.
Stabdosimeter
Die Konstanz der f-Untergrundstrahlung in BE-15 konnte auch mit einem
normalen 0 -Stabdosimeter kontrolliert werden. Hierzu wurde das Stab
dosimeter durch eine 0, 5 cm dicke Platte aus Borkunststoff gegen die
thermischen Neutronen abgeschirmt und die dabei im Bor entstehende
weiche ('-Strahlung von 0, 5 MeV durch 1, O cm Blei wesentlich geschwächt
(Konstruktion W. PORSCHEN5
\ Für genaue Bestrahlungsdosis-Messungen
war diese Anordnung jedoch nicht brauchbar. So lag die Anzeige im Mittel
um 36 % über der des LiF.
Bestrahlungsdosis-Meßergebnisse in BE-15
Das Stabdosimeter zeigte im gesamten Bestrahlungszeitraum eine nur ge-~ 13 -2
ringe Schwankung des auf 't'th = 1·10 nth. cm bezogenen r-Untergrundes
- 47 -
I th in BE-15. Die mittlere Abweichung der Einzelmessung LI I ..-h = + 4, 1 % o,'V o.~ -
entsprach etwa der Meßgenauigkeit. Die f-Bestrahlungsdosis und tth sind
einander proportional.
Dennoch nahm bei gleicher thermischer Neutronenfluenz die Thermolumines
zenz der LiF-Dosimeter trotz regelmäßig erneuerter Eichung allmählich
zu, und die Fehlerbreite der Anzeige vergrößerte sich. Gemittelt über den
gesamten Bestrahlungszeitraum, ergaben die LiF-Dosimeter bei 17
Messungen für den Mittelwert
/ 13 -2
10
.<f> = (496 ~ 35) R 10 nth• cm .
I th ist die Grundlage der Energiedosis-Berechnungen. o. 'V
3. 4. 5 Energiedosis-Berechnungen der (-Untergrundstrahlung
Die Energiedosis-Berechnungen der (- und Röntgenstrahlung folgen im
wesentlichen den Angaben von R. GLOCKER und E. MACHERAUCH39
).
Die energiereichsten Sekundärelektronen der f-Strahlung besitzen eine
praktische Reichweite von 0, 39 cm Teflon bzw. 0, 85 cm Algenkonzentrat.
Für die mit 0, 5 cm Teflon abgedeckten Lif-Teflon-Dosimeter besteht da
her Elektronengleichgewicht. Das gilt jedoch nicht ganz für das Algen
konzentrat in den Probengefäßen. Ein bedeutender Teil der dort erzeugten
Elektronenenergie wird erst außerhalb im Teflon abgegeben und kann durch
dieses nicht völlig ersetzt werden. Für die in den "dünnen Schichten" aus
Algen (A) und Teflon (T) pro Gramm erzeugte Elektronenenergie E2
gilt:
Gl. 16 = = 0„ 88
-1 K = Transferkoeffizient (cm )
-3 q = Dichte (g ·cm ).
Unter Berücksichtigung der mittleren praktischen Reichweite der Sekundär
elektronen (""' 0, 5 cm im Algenkonzentrat) berechnet sich die (geringere)
- 48 -
wirksame Elektronenenergie DA in der Bestrahlungsprobe zu etwa
Außerdem besteht hierdurch eine Variation der Energiedosis im Algen
zylinder bis zu + 5 % und - 6 % vom Mittelwert.
Läßt man den Zwischenschritt der geeichten LiF-Dosimeter im Elektronen
gleichgewicht außer Betracht, so kann die Messung der Bestrahlungsdosis
(in R) als unmittelbar mit einer luftäquivalenten Ionisationskammer im
Elektronengleichgewicht durchgeführt gelten. Für diese sind erzeugte
und wirksame Elektronenenergie gleich:
Gl. 18
Die Umrechnung der Luftdosis DL in die Algendosis DA erfolgt mit
Gl. 1 7 und 18 entsprechend Gl. 16 :
Gl. 19
Mit . 2 -1
(K/~)A = 0, 0252 cm • g
/ 2 -1
(K ~)L = 0, 0228 cm • g
-1 DL = 0, 877 (rad • R ) • I (R)
ergibt sich daher für die Energiedosis der Algen:
o, 025 2 = 0, 95 •
0 0228 • 0, 877 • I (rad)
' = (0, 9 21 + 0, 030) • I (rad).
"' 13 -2 Für I = J01
<P ergibt sich aus DA die auf 't'th = 10 nth. cm bezogene
0 -Energiedosis:
- 49 -
Dt.cp= (457+36} rad
Daraus folgt unmittelbar die externe f-Energiedosis in Abhängigkeit von
der thermischen Neutronenfluenz <f>th (in 1013
nth cm -2
):
Gl. 20 Df = D O• Q> • tj> th (rad}.
3. 5 150 kV - Röntgenanlage
Die zu Vergleichszwecken notwendige Röntgenstrahlung lieferte eine MÖD
150 BE Röntgenröhre der Fa. C. H. F. MÜLLER (Hamburg). Bei 150 kV
konstanter Gleichspannung und einer Filterung durch 0, 6 mm Cu + 2, 5 mm
Be Eigenfilterwert betrug die effektive Energie der Strahlung 75 keV (aus
R. GLOCKER et al. 39
)) mit einer Halbwertsschicht von 6, 0 cm H2o. Die
Dosisleistung der Röhre wurde bei konstanter Stromstärke von 6 mA über
den Fokusabstand reguliert.
Die verwendete Röntgenstrahlung kann als brauchbarer Ersatz der 2 MeV -
0 -Strahlung des Reaktors gelten. Wenn auch die theoretisch nach
M. I. SCHALNow29
) berechneten RBW-Werte (vgl. Kap. 6. 6. 2} dieser
Strahlungen, bezogen auf 100 keV -Elektronen, sich mit 0, 8 bzw. 1, 3 deut
lich unterscheiden, so sind doch die in zahlreichen Arbeiten veröffentlichten
Werte oft näher bei 1, so daß eine rechnerische Korrektur der Röntgen
strahlenwirkung recht unsicher wäre. Der Fehler wird daher in Kauf ge
nommen. Der Schadenanteil der nicht-thermischen Neutronen könnte um
maximal etwa 8 % zu klein ausfallen (vgl. Kap. 6. 5 ), während die Schaden
anteile der Einfangreaktionen thermischer Neutronen davon nicht betroffen
werden.
Die Bestrahlungsbedingungen von BE-15 wurden weitgehend simuliert.
Die Temperatur (27, 0 + 0, 5 °c). die Bestrahlungszeiten, die Verdunkelung
und die Anordnung der Proben blieben die gleichen. Der Energiedosisum-
fang und damit die Energiedosisleistung änderten sich mit den Fragestellungen.
- 50 -·
3. 5. 1 Bestrahlungsdosis-Messung der Röntgenstrahlung
Bestrahlungsdosis-Verteilung in der Probe
Auf Grund der geringen Halbwertsschicht der Röntgenstrahlung von nur
6 1 0 cm H20 war es erforderlich, die Proben beidseitig gleich lange zu be
strahlen, um die Absorption der Strahlung im Probeninnern auszugleichen.
Die mittlere Bestrahlungsdosis beträgt für eine Schichtdicke H = 0, 7 cm
(95, 8 + 0, 06) % der Oberflächen-Bestrahlungsdosis I (ohne Wenden der - 0
Probe). Bei einem (geringsten) Fokusabstand von 30, 0 cm ist die geometrisch
bedingte Schwankung der Bestrahlungsdosis im Innern der Probe mit
maximal + 2, 3 % vom Mittelwert zu vernachlässigen.
Messung mit einer Ionisationskammer
Die Mikro-Schlauchkammer eines geeichten Hammerdosimeters (Typ
Simplex Universal, Hersteller: PTW Freiburg) wurde entsprechend der
Probenummantelung mit einer 0, 5 cm dicken Teflon-Umhüllung versehen
und in der Probenposition im Transportkäfig bestrahlt. In Tab. 7, Spalte 2
sind für die benutzten Fokusabstände die Meßergebnisse der in 1 min an
der Probenoberfläche abgegebenen Bestrahlungsdosis eingetragen:
Fokusabstand mit rni t Mittelwert Ionisationskammer LiF-Dosirneter
(cm) (R) (R) (R)
30,0 43,0 41,7
110, 0 3,37 3' 18 3,27
117,0 2,98 2,98
Tab. 7 Bestrahlungsdosis-Messungen für Röntgenstrahlen
Messung mit LiF-Dosimetern
Zusätzlich wurde I mit Hilfe der bereits in Kap. 3. 4. 4 beschriebenen 0
LiF-Thermolumineszenz-Dosimeter bestimmt. Auch hier wurden die
- 51 -
Dosimeter mit 0, 5 cm Teflon umgeben, wodurch das Sekundärelektronen
Gleichgewicht gewährleistet ist. Die kleinen Dosimeter nahmen exakt die
Bestrahlungsposition der Algenproben ein. Die Auswertung erfolgte genau
wie in Kap. 3. 4. 4.
Wenn auch LiF und Teflon nur aus leichten Atomkernen aufgebaut sind,
so ist doch die Abhängigkeit der Thermolumineszenz von der Photonen
energi: für 75 keV eff nicht mehr zu vernachlässigen. Nach W. R. HENDEE
et al. O) gilt für die Thermolumineszenz T von Harshaw TLD-100 LiF bei
gleicher Energiedosis ( < 5 rad) für 75 keV eff-Röntgenstrahlung und 60Co
O -Strahlung:
T 75 keV = 1, 16 TCo-60'
Dieser Wert wurde übernommen. Da die Eichung der Dosimeter mit 60
co
erfolgte, reduziert sich die für einen Fokus abstand von 110, 0 cm angezeigte
Bestrahlungsdosis von (3, 69 + 0, 02) R auf
I = 3•
69 R = 3, 18 R
o;llO 1, 16
(Tab. 7, Spalte 3). Die Übereinstimmung der Ergebnisse der verschiedenen
Meßverfahren bis auf 5, 6 % reicht gut aus. Bei der Berechnung der Energie
dosis wurde für I der Mittelwert beider Meßverfahren zugrunde gelegt 0
(Tab. 7, Spalte 4).
3. 5. 2 Energiedosis-Berechnungen der Röntgenstrahlung
Die Sekundärelektronen der 75 keV eff-Röntgenstrahlung besitzen mit etwa
20 pm nur eine sehr geringe Reichweite im Algenkonzentrat. Auch ohne
Teflon-Ummantelung der Probe würde dort 99, 5 % der erzeugten Sekundär
elektronen-Energie absorbiert. Für den daher vorliegenden Fall des
Elektronen-Gleichgewichtes ergibt sich die Energiedosis DA in einer Algen
schicht • die im Vergleich zur Reichweite der Röntgenstrahlung als dick
angesehen werden muß (vgl. die Ausführungen des Kap. 3. 4. 5). aus:
Gl. 21
Mit
-pH 1-e
- 52 -
D =----A
A
L
D = p ;::
H = K = q ;::
pH
bedeutet Algenkonzentrat
bedeutet Luft
Energiedosis (rad)
Schwächungskoeffizient der Röntgenstrahlung im Algenkonzen-
trat = 0, 122 cm -1
Proben-Schichtdicke = 0, 7 cm
Transferkoeffizient (cm-1
) -3
Dichte (g · cm ) .
2 -1 = O, 0276 cm · g 2 -1 = 0, 0250 cm • g
-1 = 0,877(rad·R )·I(R)
ergibt sich für DA unter Berücksichtigung aller Korrekturfaktoren:
- 0 0„ 0276 • • • ( ) - . ( ) Gl. 22: DA - 0, 961 O, 0250
0, 877 0, 958 10
rad - 0, 892 10
rad .
Die beiden eingestellten Strahlendosisleistungen 2, 89 R/min und 41, 7 R/min
bedeuten daher Energiedosisleistungen von 2, 58 rad/min bzw. 37, 2 rad/min.
Die Voraussetzung gleicher Energiedosisleistung der Röntgenstrahlung zur
Simulation der r -Untergrundstrahlung ist im ersten Fall gut erfüllt.
- 53 -
4. Strahlenschaden-Messung
4. 1 Wiederauflösen der Bestrahlungsproben
Etwa 30 min nach dem Ende der Bestrahlungen wurde aus den Proben mit
angeschärften Edelstahlröhrchen rund 2 / 3 des Inhalts entnommen und in
Kulturröhren normaler Nährlösung aufgeschwemmt. Daran schlossen sich
an die üblichen LDW von 14 h Licht : 10 h Dunkelheit. Nach 3stündigem
starken Durchblasen der Kulturen zum Zerteilen des Algenkonzentrates
wurden die Kulturen bei wieder normalem Gasdurchsatz auf rund 2·105
+10%
Zellen/ml verdünnt. Ein weiteres Verdünnen der Flüssigkulturen während
des Versuchsablaufes erfolgte nicht. Unbestrahlte Kulturen blieben bis zum
Versuchsende nach 2 Tagen vollständig synchron.
Alle folgenden Meßergebnisse der Flüssigkulturen sind Mittelwerte aus 3
Parallelröhren. Da die Kulturfehler der Algen die Meßfehler meist über
wogen und da nicht fixiertes Meßgut sich während einer langen Meßzeit ver
ändern konnte (z.B. bei Gewichtsbestimmungen), wurden grundsätzlich Aus
züge aller Proben fast gleichzeitig entnommen, die Auszüge der drei Parallel
röhren einer Probe zu gleichen Teilen vereinigt und in alternierender Dosis
reihenfolge ausgewertet. Die Bestimmung der genauen spezifischen Start
zellzahl der Proben erfolgte 17. 4 + 0, 7 hnL ( = Stunden nach Lichtbeginn)
zweimal und gegenläufig. Hier und im folgenden beziehen sich alle Zeit
angaben auf die Mitte der Meßzeit, und die Abweichungen sind mittlere Ab
weichungen des Einzel wertes.
4. 2 Strahlenschaden-Meßgrößen
Zur Untersuchung der Bedeutung einzelner Primärreaktionen thermischer
Neutronen für den Strahlenschaden der Algen waren möglichst viele und
verschiedenartige Schaden-Meßgrößen erforderlich. Dabei konnte wegen
der geringen Energiedosisleistung der thermischen Neutronen die Ver
änderung einer Reihe physiologischer Leistungen von Chlorella von vorn
herein nicht erwartet werden. So erwiesen sich z. B. Photosynthese,
Atmung und Phosphatstoffwechsel als außerordentlich strahlenresistent41
-44
).
- 54 -
Auch der Protein- und DNS-Gehalt g -bestrahlter Chlorella-Zellen änderte
sich nach Untersuchungen von H. B. POSNER 45
) bei den hier vorliegenden
Energiedosen nicht, während der RNS-Gehalt geringfügig abnahm. Eine
diesbezügliche Nachprüfung ergab keine sicheren Resultate. Chromosomen
Untersuchungen sind bei Chlorella nicht möglich.
Dagegen zeigten sich eine Reihe von makroskopischen Wachstums-Meß
größen als ausreichend strahlenempfindlich.
So wurden mit der bereits in Kap. 2. 2 erläuterten Technik die Zellver
mehrungsraten f der ersten Generation 10, 6 ~ 0, 6 hnL (Kontrolle: f 0
=
12, l + 1, 2) und der ersten zwei Generationen 6,5 + 0,4 hnL (Kontrolle: - -
f = 155 + 15) bestimmt und im Verhältnis zur Vermehrungsrate f der 0 - 0
Kontrolle angegeben (Meßgrößen 1 und 2). Die Zellvermehrungsrate einer
Algenkultur ist hier definiert als der Quotient aus der spezifischen Zell
zahl am Ende und zu Beginn des Versuchszeitraumes. Bei der ersten
Generation mußte die am Anfang zugegebene Algenzahl durch Bildung des
Quotienten (f-1 )/ {f -1) noch berücksichtigt werden. Der relativ späte Zähl-o
zeitpunkt nach den Teilungen schließt das Erfassen unsicherer. nur kurz
dauernder Mitoseverzögerungen vor allem der ersten Generation aus.
Das 3, 5 + 0, 2 hnL in der dritten Generation erreichte Naß- und Trocken-- 7
gewicht von ursprünglich 3 · 10 Algen je Probe diente als Meßgröße 3 und
4. Die Bezugswerte der Kontrolle betrugen durchschnittlich 5 73 ~ 29 mg und
105, 8 + 5, 9 mg. Insgesamt 150 ml Algensuspension je Probe wurden durch·
Millipore-Filter von 1, 2 pm Porenweite und 4, 7 cm Durchmesser filtriert.
30 sec nach dem Absaugen der Nährlösung änderte sich das Naßgewicht des
Niederschlages nur noch um weniger als 1 % in 20 sec und war so zuver
lässig meßbar. Die Algen wurden nicht gewaschen. Ihre Trocknung auf den
Filtern dauerte 4 h bei 105 °c. Die Filtration einer gleichbehandelten Nähr
lösung ohne Algen vergrößerte das Filtergewicht um weniger als 0, 5 % des
geringsten vor kommenden Algengewichtes.
- 55 -
Da die Zuwachsraten einer Algen-Flüssigkultur oberhalb einer Grenze zu
nehmend stark mit der Kulturdichte abnehmen. mußten die tatsächlich er
reichten Zuwachsraten vor allem der dünneren bestrahlten Kulturen in der
zweiten Generation korrigiert werden. Genau den Meßbedingungen der Be
strahlungsversuche entsprechend, wurden die Zellvermehrungsrate sowie
die Zunahme des Naß- und Trockengewichtes in Abhängigkeit vom spezifischen
Trockengewicht gt (g/l) der Kultur gemessen und, bezogen auf eine Normal
kultur von gt = 0, 7 g/1, in Abb. 15 dargestellt. Die Abhängigkeit ist im
g 140-t--~~~~-----r~~~~~~--....r--...:----"-.::---~~~~-t-~~~~~~---1 c
111 .s:;:_ u ~ 120-t--~~~~-;-~~~~~~~--+-~~~~"""""'~"""""-+-~~~~~~---1
~ c:ii .2
Abb. 15
0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 ----. spez. Trockengewicht ( g/ l )
Relative Zuwachsraten synchroner Chlorella-Kulturen in Ab
hängigkeit vom spezifischen Trockengewicht der Kulturen
Meßbereich rein exponentiell. Daher ergeben sich mit den aus der Abb. 15
zu entnehmenden Steigungen für die Logarithmen der gemessenen Zellver
mehrungs-, Naßgewichtszunahme- und Trockengewichtszunahme-Ver-
hältnisse V einfache Korrekturformeln: gern.
- 56 -
Zellvermehrungsrate nach 2 Generationen:
lg v == lg V gern. + 0, 003069 · (150 gt - 150 gt. Kontrolle)
N aßgewichts zunahme:
lg V == lg V gern. + 0, 004028 · (150 gt - 150 gt. Kontrolle)
Trockengewichtszunahme:
lg V == lg V + 0, 003441 · (150 gt - 150 gt K t ll ) gern. , on ro e ·
Neben dem makroskopischen Wachstum der Kulturen wurde auch die Ent
wicklung der einzelnen Chlorellazellen auf Agar beobachtet. Als Impf
suspensionen dienten im Verhältnis 1 : 200 verdünnte Auszüge der Flüssig
kulturen der ersten Generation rund 1 bis 2 h nach beginnender Dunkel
phase. Da sich eine spezifische Zellzahl von rund 1000 Zellen/ml nicht
sicher genug zählen ließ, wurde sie errechnet aus der bekannten spezifischen
Startzellzahl und der Verdünnung. Die Kultur der Algen auf Agar erfolgte.
wie in Kap. 2. 3 beschrieben. Mit einem Mikroskop wurde geprüft, daß
sich auch nach dem Beimpfen die Algen noch nicht geteilt hatten und daß
nur wenige Zellen zusammenhafteten. Bei unbestrahlten Kulturen gab es
unter 100 Zellen etwa 3 Zweier-Gruppen und eine Dreier-Gruppe. Mit der
Bestrahlung erhöhten sich diese Werte etwa bis zum Dreifachen, wobei der
dadurch bedingte Fehler wegen der geringeren Überlebenschance der Zellen
nicht zunahm.
Unabhängig von der eingestrahlten Energiedosis wurden je Probe 6 Platten
mit zusammen rund 3000 Zellen beimpft. Ausgewertet wurden die gesamten
Plattenoberflächen mit Hilfe eines Zeiss-Stereomikroskops bei 16facher
Vergrößerung.
Als Meßgröße 5 diente die Fähigkeit der Zellen, in 9 d zu sichtbaren
Kolonien heranzuwachsen . Bezugsgröße war auch hier die Kontrolle. deren
Anwachsrate bei durchschnittlich 94, 2 + 3, 3 % lag. Die Größe dieser
Kolonien spielte (in weiten Grenzen, siehe unten!) keine Rolle. So galten
die sieben auf Abb. 16 erkennbaren Kolonien als gleichwertig.
- 57 -
Abb. 16 :
unbestrahlte Kontrolle
1 2 3
! ! i
Abb. 17 :
bestrahlte Kultur
2 3
! !
Abb. 18 :
f bestrahlte Kultur
1 Abb. 16 - 18 Chlorella-Kolonien auf Agar 9 d nach dem Beimpfen
- 58 -
Das Auszählen der Kolonien init einem mittleren Durchmesser von
0, 30 ~ 0, 12 mm gelang sicher. Von 100 unbestrahlten, gleichmäßig
kräftig grünen Kolonien erreichten schon nach 8 d alle einen Durchmesser
von 0, 064 mm. Abweichungen zwischen den Platten waren daher haupt
sächlich durch Pipettierungsfehler und statistisch bedingt.
In bestrahlten Kulturen traten eine Reihe anormaler Kolonietypen auf
(Abb. 17 und 18). Neben Farbmutanten von dunkelgrün bis fast weiß
(vgl. 46
• 47
); Abb. 17, Nr. 1, 2, 3 und Abb. 18, Nr. 3) zählten hierzu
vor allem Kolonieform-Varianten, deren körnige, gezackte, manchmal
trocken erscheinende Struktur sich deutlich von der Normalform unter
schied (vgl. 46
); Abb. 17, Nr. 3 und Abb. 18, Nr. 3). Farb- und Kolonie
form-Abweichungen lagen oft gekoppelt vor. Manche gesprenkelten Kolonien
zeigten schon makroskopisch eine uneinheitliche Zusammensetzung, die
mikroskopisch bestätigt wurde. Relativ häufig waren vermutlich auf Grund
eines genetischen Defektes im Wachstum gehemmte, sehr kleine Kolonien,
die fast alle einem der oben beschriebenen Abweichungstypen zuzurechnen
waren (Abb. 17, Nr. 1, 2, 3 und Abb. 18, Nr. 1, 2, 4). Ohne feste Größen
beschränkung war diese Gruppe am schwierigsten zu registrieren. Alle
diese Kolonieformen werden häufig als Mutanten bezeichnet.
Die Differenz der relativen Anteile der anormalen Kolonien an der Gesamt
zahl sichtbarer Kolonien zwischen bestrahlten und Kontroll-Kulturen bilde
te die Meßgröße 6. Der verhältnismäßig kleine Anteil anormaler Kolonien
bei den Kontrollkulturen von 0, 09 + 0, 05 % und die von allen Meßgrößen
geringste mittlere Standard-Abweichung von M 6 (vgl. Tab. 7) beweisen
die Brauchbarkeit des Meßverfahrens.
Die folgende Zusammenstellung gibt noch einmal übersichtlich die ausge
wählten Strahlenschaden-Meßgrößen und ihre Kurzbezeichnung wieder:
Kurzbezeichnung
M 1
M 2
M 3
M 4
M 5
- 59 -
Definition
Zellvermehrungsrate einer bestrahlten Flüssigkul
tur in % der Kontrolle, gemessen 10,6 h nach
Ablauf des 1. Zellzyklus.
Zellvermehrungsrate einer bestrahlten Flüssigkul
tur in% der Kontrolle, gemessen 6,5 h nach
Ablauf des 2. Zellzyklus.
Naßgewicht von ursprünglich 3•107bestrahlten Algen
in% der Kontrolle, gemessen 3,5 h nach Ablauf des 2. Zellzyklus.
Trockengewicht von ursprünglich 3•107 bestrahlten
Algen in% der Kontrolle, gemessen 3,5 h nach
Ablauf des 2. Zellzyklus.
Zahl sichtbarer normaler Kolonien bei 3000 auf ge
impften Zellen und 9 d Inkubationszeit in % der Kontrolle.
M 6 Differenz der relativen Anteile anormaler Kolonien
bei bestrahlten und unbestrahlten Algen.
Tab. 8 : Strahlenschaden-1\/Ießgrößen
- 60 -
5. Bestrahlungs-Meßergebnisse
5. 1 75 keV eff-Röntgenstrahlung
Die Wirkung der Röntgenstrahlung hoher Energiedosis auf die Algen geben
die Abbildungen 19 und 20 für die einzelnen Strahlenschaden-Meßgrößen in
Form von Energiedosis-Wirkungs-Kurven (DW-Kurven) wieder. Die Meß
punkte sind Mittelwerte aus drei Parallelversuchen, die eingezeichneten
Fehler die Standardabweichungen der Mittelwerte. Der Kurvenverlauf
wurde graphisch ermittelt und nicht berechnet. Wegen der relativ großen
Schadenswerte können die Ergebnisse für die unbestrahlten Kontrollkulturen
als fehlerfrei angesehen und gleich 100 % gesetzt werden.
Die Bestrahlungsergebnisse im Energiedosisbereich 0 - 2150 rad wurden
in die Neutronenfluenz-Wirkungs-Kurven (FW-Kurven) der Reaktorbestrah
lungen eingetragen (Abb. 21 - 26}. Hierzu wurde die Wirkung der Röntgen
strahlung der Wirkung der t -Untergrundstrahlung bei gleicher Energie
dosis als gleich vorausgesetzt (vgl. Kap. 3. 5 ). D 0 war gleichbleibend
proportional zu cpth im Innern des Algenkonzentrates (Gl. 20}.
Die Berechnung der Kurven aus den Meßpunkten der Strahlenschadenmeß
größen wird im folgenden Kapitel beschrieben.
5. 2 Bestrahlungen in der therm. Neutronen-Bestrahlungseinrichtung BE-15
Die Bestrahlungsexperimente in BE-15 gliedern sich in die Gruppen gleicher
Bestrahlungsanordnung und Isotopenzusammensetzung der Algen. Die Zahl
der Parallelversuche je Gruppe gibt Tab. 9 an, im allgemeinen drei. Die
Versuche je Gruppe wurden weitgehend über den gesamten Bestrahlungs
zeitraum verteilt, um mögliche jahreszeitliche Einflüsse und Einflüsse
der etwas variierenden Reaktorbetriebszustände erkennen zu können. Es
ließen sich jedoch keine Korrelationen zwischen Schwankungen der Meßer
gebnisse und den genannten Daten sicher feststellen.
Abb. 19
- 61 -
100 75 keVeff Rö
80 ~ 0
60 c (!) ~ :o .... Cl ~ (!) 40 ~
1
c (!)
"'O Zellzahl Cl (a)
..c. n.1 Gen u (/) c .!! ..c.
20 Cl .... ..... {/')
(!)
> ·.;:; Cl
Q)
t .... cii
..9 10 \ Trockengewicht
r 8
(.)
6 NafJgewicht
( 0)
4
\ Z•llwhl l • I n.2 Gen.
Kolonienzahl (A)
2 0 10 20 30 40
II>' Energiedosis krad )
Wirkung von Röntgenstrahlung hoher Energiedosis auf die
Strahlenschaden-Meßgrößen 1 - 5
30
~ 25 c::: <II
'E 0
~ .._
-5 20 E .._ 0 c::: 0
~ <{ 15
10
5
- 62 -
75 keVeff Rö
10
/ /
/ /
/
/
/ /
/
20 30 Energiedosis krad )
40
Abb. 20 Wirkung von Röntgenstrahlung hoher Energiedosis auf den An
teil anormaler Chlorella-Kolonien (M 6)
Die FW-Kurven der Abb. 21 - 26 sind über der mittleren in der Probe
wirksamen thermischen Neutronenfluenz aufgetragen. Wegen der relativ
geringen Schäden der Kulturen müssen die Meßfehler der Kontrollen als
bGdeutend und denen der bestrahlten Kulturen gleichwertig angesehen werden.
Die gemessenen Kontrollwerte betragen also nicht immer 100 %. Fast
fehlerfrei = 0 % ist dagegen die korrigierte Anormalitätsrate der Kontroll
kulturen auf Agar. Zumindest innerhalb des Fluenzumfanges der Versuche
und innerhalb der Fehlergrenzen liegen die Meßpunkte beinahe aller Be
strahlungsversuche (bei M 1 - M 5 in halblogarithmischer Darstellung)
gut auf Geraden, auch die Meßpunkte der r -Untergrundstrahlung. Da für
-.!! 0
100 c 0
·~ 90 <IJ c <IJ
(!)
BO ..c u 0 c
2 70 ..l<: 0 'ti Cl c ::3 60 .c <IJ
§ <IJ
2:
~ 50
~ d! .2
0
Abb. 21
0
Abb. 22
- 63 -
2 3 " 5 6
$th ( 1013 nth/cm2)
FW-Kurven für den Zellvermehrungsfaktor nach I Gen. (M 1)
2 3 "
normal, r-Untergrund allein ( •)
N-15 8-11 H-1 (") norm~I , ohne nth ( '"l
N-15,8-10+11,H-1 ( 0 )
N-14, B-10+ 11, H-1 ( o)
N-14,8-11,H-1 ( 0 )
5 6
<i>th ( 1013n1h/ cm2)
FW-Kurven für den Zellvermehrungsfaktor nach 2 Gen. (M 2)
- 64 -
-.!! „ : 100 ''~„.=-~-,~:-.~-~-;-.----r----1---- -1-E ·"- j~···- ' 1 90 ····~"' """''"""' l/l
normal' d allein ( • ) T - Untergrun
-5 80
z '--f 70 ~ ;·"".. „„ „ .......
• ""'··· ~~J N-15,B-~,H-;,1 (o)(m) normal' o ne ~~ 1 ( o ) N-15, B-10+ 11,
0
Abb. 23
0
Abb. 24
t·,, N-14, B-10+11, H-1 ( o)
····~ N-1„B-11,H-1 (•I
2 3 4
. hts zunahme f"r die Naßgew1c FW-Kurven u
3 4
<l>th
1
5 2 ) ( 1013 n1h /cm
6
(M 3)
H 1 (") N-15,B-11, - (m) 1 ohne "th norma •
15 B-10+11, HN- ' 1 ( 0)
H-1 ( D ) N-14, B-10+11,
N-14,B-11,H- 1 (.)
5 2 ( 1013 n1h /cm l
6
h e (M 4) . htszuna m . ockengew1c f"r die Tr FW-Kurven u
- 65 -
Cl
.9 so
1 40
0 2 3 4
normal, ohne "th (" )
N-15,8-10+11,H-1 (•) N-15,8-11,H-1 (")
N-M I B-10+11, H-1 '0) N-14, B-11, H-1 ( e )
5 6
<l>th ( 1013 nth I cm2 )
Abb, 25 FW-Kurven für das Wachstum normaler Kolonien (M 5)
12
c .!!:! 10 c 0
0 ~ .... ~ 0 8 E .... 0 c 0
~ c 6
<(
2
4 5
N-14,8-11,H-1 (•)
N -14 I 8 -10+ 11 I H -1 ( D )
N-15, 8-10+11, H-1 ( o) N-15,8-11,H-1 ( 4 )
normal , ohne n th (.11 )
6
~th ( 1013 nth /cm2)
Abb. 26 FW-Kurven für den Anteil anormaler Kolonien (M 6)
- 66 -
die wenigen nichtlinearen Versuche kein Grund zur Ausnahme gegeben ist,
wurden für die Meßpunkte aller Versuche Ausgleichsgeraden berechnet und
die Meßpunkte so normiert, daß die Ausgleichsgeraden für <Pth = 0 den Wert
100 % annehmen. Den FW-Kurven in den Abbildungen 21 - 26 liegen also
die Mittelwerte und deren Standardabweichungen der normierten Meßpunkte
der Parallelversuche zugrunde. Die Steigungen der gezeichneten Ausgleichs
geraden sind gleich den Mittel werten der einzelnen Ausgleichsgeraden der
Parallelversuche.
Der wesentliche Fehleranteil der thermischen Neutronenflußdichte, die Un
sicherheit in der Abschätzung der Absorption der Neutronen im Innern der
Probe, spielt für die gegenseitige Lage der Kurven der Bestrahlungsgruppen
keine Rolle und wurde nicht eingezeichnet. Der Fluenzfehler der Kurven 11 t -Untergrund" jedoch beträgt durch die Fehler der t- und Rönten-Energie
dosismessung zusätzlich etwa + 8 %. Der Schadenanteil der wesentlichen
nicht-thermischen Neutronen wird dadurch nur um etwa + 2 % verändert.
- 6 7 -
6. Diskussion
6. 1 Mathematische Form und Auswertung der DW- und FW-Kurven
Aus nur 5 Meßpunkten bei den gezeichneten Standardabweichungen für einen
relativ geringen Schädigungsbereich verbindliche Aussagen über das mathe
matische Modell der DW- und FW-Kurven zu machen, ist nicht möglich.
Auf die Vieldeutigkeit selbst gut gesicherter Meßkurven wird in der Literatur
ausgiebig hingewiesen. Bei den verwendeten Meßgrößen handelt es sich um
biologische, makroskopische Endreaktionen, die zeitlich weit entfernt von
den physikalischen Primärreaktionen der Strahlung liegen und in ihrer Aus
prägung vielfachen Einflüssen unterliegen.
Gesucht werden hier daher lediglich Parameter einer die Meßpunkte gut be
schreibenden mathematischen Funktion, die, ohne auf eine mögliche biologische
Grundlage wie Treffbereichvolumen usw. untersucht zu werden, einen nume
rischen Vergleich der verschiedenen Strahlenwirkungen gestatten. Die FW
Kurven der Meßgrößen M. für i = 1 - 5 (Abb. 21 - 25) weisen im gesamten 1
Energiedosisbereich bei allen Strahlenquellen einen exponentiellen Verlauf
auf, d. h.
Gl. 23 M.
1
M. 1, 0
Die konstante Reaktivität k. bietet sich hier als Maß für den Strahlenschaden 1
unmittelbar an. Die gleiche Fluenzabhängigkeit liegt auch bei der Ausbil-
dung anormaler. Kolonien auf Agar (M 6) vor, denn aus
Gl. 24 Zahl anormaler Kol. Gesamtzahl der Kol.
wie es die Abb. 26 zeigt, folgt
Zahl normaler Kol. Gesamtzahl der Kol.
= 1 - e -k6 <J> th z k rh 6 :-r th
Zahl anormaler Kol. = 1 -
Gesamtzahl der Kol.
- 68 -
Die DW-Kurven der Röntgenbestrahlung hoher Energiedosis der Meßgrößen i
(i = 1 - 5; Abb. 19} weisen innerhalb der Standardabweichungen der Meß
punkte nach ausgeprägten "Schultern" Bereiche exponentieller Strahlenwir
kung auf, so daß für diese Bereiche
Gl. 25 M.
1
M. 1, 0
-K. D = c · e l {D > 12 krad}
mit konstanter Reaktivität K. geschrieben werden kann. (Hier und im 1
folgenden steht k für Bezug auf cp, K für Bezug auf die Energiedosis D.)
Wie L. E. POWERS48
) für die Keimrate von Bakteriensporen ausführlich
klarlegt, ist K. von den Kulturbedingungen weitgehend unabhängig oder zu-1
mindest in physikalisch und chemisch erklärbarer Weise abhängig und
korrigierbar; K. {bzw. auch k.) stellt daher ein gutes Maß für die Strahlen-1 1
empfindlichkeit der Meßgröße des Objektes dar. c hingegen variiert in hohem
Maße mit den Kulturbedingungen, so daß auch die häufig angegebene Energie
dosis D • die eine Meßgröße auf n % reduziert, von den Kulturbedingungen n
abhängt und für eine vergleichende Aussage über die Strahlenempfindlich-
keit nicht brauchbar ist.
Die DW-Kurve der Röntgenstrahlung hoher Energiedosis für den Anteil
anormaler Kolonien {Abb. 20} ist wie im Falle der Neutronenbestrahlungen
ausreichend linear. um entsprechend Gl. 24 K6
zu ihrer Charakterisierung
zu verwenden. Der Bereich niederer Energiedosen ist wegen der größeren
Anzahl überlebender Kolonien wesentlich genauer.
T2"b. 9 gibt die aus den FW- und DW-Kurven ermittelten Summenreaktivitäten
k bzw. K der Bestrahlungsgruppen an.
6. 2 Fehler der Reaktivitäten k bzw. K
Tab. 10 gibt die relativen Fehler L1 k/k der Meßgrößen M 1 - M 6 bei den
Reaktorbestrahlungen an. Die Fehler J k {bzw. auch .4 K} sind bedingt durch:
- 69 -
·-Spalte 1 2 3
Bestrahl. 75 keVeff Rö 0 -Untergrund ohne nth gruppe (10=4/krad) Parallelv. 3 3 4
M 1 194 + 21 93 + 53 211 + 45 2 566 + 68 42 + 54 457 + 44 3 462 + 44 127 + 97 416 + 59 4 372 + 31 103 + 86 388 + 36 -5 593 + 94 45 + 26 439 + 47 -6 70 + 10 22 + 3 115 + 9 - -
Spalte 4 5 6
Bestrahl. H-1 9 N-15 9 B~11 H-1,N-15,B-10+11 H-1 9 N-15 gruppe
Parallelv. 2 3 5
M 1 168 + 25 178 + 47 174 + 27 2 454 + 27 542 + 73 506 + 46 3 381 + 27 433 + 40 412 + 27 4 335 + 32 404 + 31 376 + 27 -5 527 + 37 483 + 52 500 + 31 6 138 + 8 139 + 5 138 + 4
Spalte 7 8 9
Bestrahl. H-1 , N-14, B-11 H-1,N-14,B-10+11 Summe aller gruppe pos. k. z 1,
Parallelv. 3 4
M 1 482 + 136 334 + 34 400 2 994 + 163 890 + 25 955 -3 860 + 187 663 + 35 724 4 828 + 151 660 + 28 727 -5 878 + 53 846 + 27 858 6 230 + 8 206 + 10 218
Tab. 9 : Gemessene Summenreaktivitäten k. bzw. K. 1 1
-4; 13 -2 (außer Spalte 1 in 10 10 nth' cm )
- 70 -
Meßgröße M 1 M 2 M 3 M 4 M 5 M 6
ohne nth 21,33 9,63 14 p 18 9,28 10,71 7,80 N=15,B-11,H=1 14,88 5p95 7,09 9,55 7,06 5,96 N-15,B-10+11,H-1 26,40 13,47 9,24 7,67 10,77 3,38 N-14,B-11,H-1 28,22 16,40 21,74 18,24 6,04 3,36 N-14,B-10+11,H-1 1o,18 2,81 5,28 4,24 3,19 4,72
Mittelwert 20,20 9,65 11 p 51 9,80 7,55 5,04
Tab. 10 Relative Fehler lJ k/k der Reaktor-Bestrahlungsgruppen (in %)
1 Systematische und zufallsbedingte Einflüsse, die die Messung der
Reaktivität k einer Meßgröße insgesamt verändern, und zwar entweder
1. 1) alle Meßgrößen eines Versuches im gleichen Sinne (z.B. Energie
dosis- und Fluenzmeßfehler, Variationen in der Anzucht des Be
strahlungsgutes). oder
1. 2} nur eine oder einige zusammenhängende Meßgrößen (z.B. Beleuch
tungsveränderungen bei der Flüssigkultur oder Agarkultur, zeitlich
variierende Kulturfehler) sowie
2 systematische und zufallsbedingte Fehler bei der Ermittlung der Meß
größen einzelner Algenkulturen = Meßpunkte (z.B. zeitlicher Abstand
der Messungen, Kultur- und Zählfehler einzelner Algenkulturen).
Diese Einflüsse bedingen zusammen mit der unter Umständen unvoll
kommenen Linearität der FW-Kurven einen mittleren Fehler mk bei
der Bestimmung von k durch die Ausgleichsgeraden der N Parallel
versuche einer Bestrahlungsgruppe.
In der Standardabweichung sk des Mittelwertes von k bzw. Keiner Bestrah
lungsgruppe sind alle drei Fehlertypen mit wechselnden Anteilen enthalten,
In Tab. 10 wurde der größere der beiden Werte mk/ (N und sk aufgenommen.
- 71 -
Die Versuche auf Agar liefern wesentlich besser übereinstimmende Resultate
und sind damit zuverlässiger als die Ergebnisse der Flüssigkulturen.
6. 3 Additivität der Schadenanteile der Strahlenquellen
Die Summenreaktivitäten k. der Bestrahlungsgruppen der Reaktorbestrah-1
lungen setzen sich aus den Reaktivitätsanteilen k. Z der beteiligten internen 1,
und externen Strahlenquellen Z zusammen. Diese Strahlenquellen bewirken
in verschiedener Zusammenstellung gemeinsam exponentielle FW-Kurven,
so daß dieser funktionale Zusammenhang auch für die Strahlenquellen einzeln
gelten muß. Dennoch kann es nur vorausgesetzt werden und läßt sich mit den
vorliegenden Versuchsergebnissen nicht beweisen, daß
Gl. 26 = Lk. z z 1,
Gleichbedeutend ist die Voraussetzung, daß sich die einzelnen Schaden
mechanismen nicht gegenseitig beeinflussen und sich ihre Schadenanteile
nicht überlagern. R. ECOCHARD konnte in seiner bereits zitierten Arbeit15
)
diesen Nachweis für genetische Schäden führen.
Gl. 26 gestattet die Berechnung der absoluten Reaktivitätsanteile der mit der
Bestrahlung in BE-15 im Algenkonzentrat auftretenden Strahlenquellen.
6. 4 Absolute Reaktivitätsanteile der Strahlenquellen
Im einfachsten Fall ist der Unterschied zwischen zwei gemessenen Gesamt
reaktivitäten k. ·1
+ LI k. 1
und k. 2
+ L] k. 2
einer Meßgröße i nur bedingt 1, - 1, 1, - 1,
durch eine einzige Strahlenquelle Z, die in k. 2
vollständig und in k. 1
nicht 1, 1,
enthalten ist. Dann beträgt unter der Voraussetzung der Gl. 23 der dieser
Strahlenquelle zukommende Reaktivitätsanteil
Gl. 27 k. z = (k. 2 - k. 1) :: i/ (Llk. 1)2 + (.dk. 2)2 1, 1, 1, 1, 1,
So enthält gemäß der Versuchsanordnung die FW-Kurve II r-Untergrund
allein" nur die Wirkung externer (-Strahlung.
- 72 -
Die FW-Kurven "ohne nth" fallen auf Grund der unbekannten Anzahl der die
Li-Filtereinrichtung passierenden thermischen Neutronen von sicher weniger
als 2, 8 % von cpt~ geringfügig zu stark ab. Das ließe sich durch den Ein
satz von 15
N und 'l~ unter den Li-Filtern vermeiden, was aus Kostengründen
unterblieb. Dieser Fehler wird etwa ausgeglichen durch die Absorption
schneller Neutronen in den Filtern (vgl. Kap. 3. 4. 1). Hingegen macht sich
die Filterung der epithermischen Neutronen nicht bemerkbar, weil die
Energiedosis aus den Einfangreaktionen dieser Neutronen ohnehin gering
ist (vgl. Kap. 3. 4. 3). Die FW-Kurven "ohne nth" geben also die volle Wir
kung der externen r-strahlung und der nicht-thermischen Neutronen wieder.
In den anderen FW-Kurven kommen einige durch thermische Neutronen be
dingte Einfangreaktionen als Strahlenquellen hinzu. Eine vollständige Aus-
schaltung dieser Reaktionen (entsprechend 100 o/oiger Markierung mit 15
N bzw. 11
B) war mit vernünftigem Aufwand nicht möglich~ Unterscheiden
sich k. 1
+ t1 k. 1
und k. 2
+ .1 k. 2
nur auf Grund unterschiedlicher An-1, - 1, 1, - 1,
reicherung a1
% < a2
% (a2
% = natürlicher Isotopenanteil) eines einzigen
strahlenden Isotopes Z, so beträgt der zu a2
% gehörige Reaktivitätsanteil
von Z
Gl. 28 k. z = 1, [ (k. 2 - k. 1) +
1, 1, -
F .. d" lOB d d" 14N R kt' "bt . . d bh"" . ur ie - un ie - ea 10n g1 es zwei vone1nan er una ang1ge
Bestrahlungsgruppenpaare:
15Nl0 + 1 lB _ 15Nl 1B
11B14N _ 11Bl5N
Die daraus resultierenden Parallelergebnisse für k. Z und ihr gewogener 1,
Mittelwert wurden in Tab. 11 eingetragen. Zur Nachprüfung der Additivi-
tät der Schadenanteile der beteiligten Einfangreaktionen können diese Er
gebnisse wegen der Kleinheit und Unsicherheit von ki B-lO nicht herange-•
zogen werden.
- 73 -
Die FW-Kurven aller Meßgrößen der 14
N-Versuche und der Meßgröße 5 der 15
N-Versuche weisen in Bezug auf das Bor-Isotopenverhältnis eine ver
tauschte Reihenfolge auf. Diese führt zu negativen Reaktivitätsanteilen des
Bors, die rein formal auf 0 % lOB korrigiert werden. Die Vertauschungen
sind jedoch in keinem Fall signifikant (S = 95 %) und nur durch die zahl-14 11
reichen Fehlereinflüsse, besonders bei der N B-Gruppe, zu erklären.
Tab. 11 stellt die so ermittelten absoluten Reaktivitätsanteile der Strahlen-
quellen zusammen. Der verhältnismäßig sehr geringe, teils sogar negative
gewogene Mittelwert des Reaktivitätsanteils von lOB in Tab. 11, Spalte 6
läßt es vertretbar erscheinen, die 15
N-Versuche in einer Gruppe zu ver
einigen (Tab. 9, Spalte 6). Der Reaktivitätsanteil ki H-l der 1H-Einfang-
' reaktion und anderer Kernreaktionen thermischer Neutronen ergibt sich
dann mit größerer Aussagesicherheit aus der Differenz der Reaktivitäten 14 . 15
der auf 0 % N extrapolierten N-Gruppe (ki, 2 - 0, 05 ki, N- 14 ) und der
Gruppe "ohne nth 11 (ki, 1; Tab. 6, Spalte 3):
GI. 29 ki H-1 = '
(k. 2 - o,o5 k. N-14 - k. 1) + Vu1k. 2)2 +(.1k. 1)2 1, 1, 1, 1, 1,
6. 5 Relative Reaktivitätsanteile der Strahlenquellen
Die Tab. 12 gibt für die 6 Meßgrößen das Verhältnis der Reaktivitätsanteile
k. Z zur Summe über Z aller positiven Reaktivitätsanteile wieder. Unter 1,
Berücksichtigung der hohen Fehlergrenzen von M 1 und der großen Unsicher-
heit der geringen Schadenanteile können für alle Strahlenquellen Z die relativen
k. Z bei allen. geprüften Meßgrößen i als gleich groß angesehen werden. Da-1,
her ist das auf 100 % ergänzte gewogene Mittel der Anteile einer Strahlen-
quelle geeignet, deren Bedeutung für den Schaden der Algen natürlicher
Isotopenzusammensetzung in BE-15 pauschal zu charakterisieren (Tab. 12, a
vorletzte Zeile). Da die Ergebnisse von M 1 - M 6 nicht völlig unabhängig
voneinander sind, wurde dort nicht die theoretisch errechnete Gesamt
Standardabweichung, sondern die diese stets übertreffende kleinste vor
kommende Standardabweichung der Meßgrößen eingetragen.
- 74 -
Spalte 1 2 3
z f -Untergrund n nicht therm. H-1
M 1 93 + 53 118 + 70 - 46 + 52 2 42 + 54 415 + 70 29 + 64 - -3 127 + 97 289 + 114 - 17 + 65 - -4 103 + 86 285 + 93 - 26 + 45 - -5 45 + 26 394 + 54 42 + 56 6 22 + 3 93 + 9 19 + 10
Spalte 4 5 6
z B-10
aus N-15 aus N-14 gew„Mittelwert
M 1 13 + 68 - 188 + 178 - 13 + 82 2 112 + 99 - 132 + 209 67 + 119 3 66 + 61 - 250 + 241 47 + 72 -4 88 + 57 - 213 + 154 52 + 69 5 - 56 + 81 - 41 + 75 - 48 + 78 -6 1 + 12 - 30 + 16 - 10 + 13
Spalte 7 8 9
z N-14
aus B-11 aus B-10+11 gew.Mittelwert
M 1 331 + 146 164 + 61 189 + 74 2 569 + 174 366 + 81 402 + 98 -3 504 + 199 242 + 56 261 + 66 4 519 + 163 270 + 44 287 + 52 5 370 + 68 382 + 62 377 + 65 6 97 + 12 71 + 12 84 + 12 - =
Tab. 11 : Reaktivitätsanteile k. Z der Strahlenquellen Z 1,
-4; 13 -2 (in 10 10 nth" cm )
- 75 -
Spalte 1 2 3 4 5
z r-untergrund n nicht th. H-1 B-10 N-14 und andere
M 1 23,3 + 13, 3 29,5 + 17, 5 - 11. 5 + 13,0 - 3,3 ± 20,5 47,3 + 18,5
M 2 4,4 + 5,7 43,5 + 7,3 3,0 + 6,7 7,0 ± 12,5 42. 1 + 10,3
M 3 17 ,6 + 13,4 39,9 ± 15,8 - 2,4 + 9,0 6,5 + 9,9 36. 1 + 9. 1
M 4 14,2 + 11. 8 39. 1 + 12,8 - 3,6 + 6,2 7,2 + 9,5 39,5 ± 1,2
M 5 5,3 + 3,0 45,8 + 6,3 4,9 + 6,5 - 5,6 + 9. 1 43,9 + 7,6
M 6 10,2 + 1. 3 42,5 ± 4,3 8,7 + 4,6 - 4,6 + 6,0 38,5 ± 5,5
gew,MW. 9,9 ± 1. 4 45,0 ± 4,5 3,0 ± 4,8 - 0,2 + 6,3 42,0 ± 5,8
bezogen auf den Anteil th, Neutr, 6,7 ± 10,7 - 0,4 ± 14,0 93,3 + 12,9
Tab. 12 Verhältnis der Teilreaktivitäten k. Z zur Summe über Z der pos. 1,
Teilreaktivitäten für natürliche Isotopenzusammensetzung (in %)
Danach sind allein 45, 0 % bzw. 42, 0 % des Gesamtschadens durch elastische
Stöße mittelschneller und schneller Neutronen sowie durch die 14
N(n, p)14c
Reaktion thermischer Neutronen bedingt. Darüberhinaus weist lediglich
noch die externe 0 -Strahlung einen eindeutig positiven Anteil von knapp
10 % auf.
Unter den Reaktionen thermischer Neutronen nimmt die 14
N-Reaktion mit
9 3. 3 % des Schadens dieser Neutronen die weitaus wichtigste Stelle ein.
Mit nur 6, 7 % Schadenanteil erscheint die Wirkung der n, '( -Reaktion des 1H in Anbetracht ihres nicht unerheblichen Energiedosisanteils von 22, 9 %
bei allen Meßgrößen überraschend klein. Wegen fehlender chemischer Trans
mutation und sehr geringer Rückstoßenergie des 2H-Kernes (3, 2 eV) sollte
die 1H-Reaktion bei gleicher Energiedosis denselben Schaden bewirken wie 1
die O -Untergrundstrahlung. Bezogen auf die Energiedosis, ist die H-Gruppe
mit 67 + 107 relativen Einheite.n je krad jedoch sogar (nicht signifikant)
wirksamer als die externe f-Strahlung mit 21, 7 ~ 4, 0 relativen Einheiten
je krad.
- 76 -
Der absolute Schadenanteil der 1H- ß -Strahlung ist durch den Wasserstoff
gehalt der Bestrahlungsprobe und die biologische Testreaktion eines Objektes
noch nicht festgelegt:
1} Durch eine Erhöhung der thermischen Neutronenfluenz und damit auch
der f -Energiedosis nimmt bei schulterförmigen (-DW-Kurven die
Reaktivität stark zu (hier bei M 1 - M 5, Abb. 19 ).
2) Durch eine Vergrößerung des Probenvolumens erhöht sich der g-Wert
der Probe (Gl. 1 O}. Dadurch steigt bei gleicher Fluenz nicht nur die
O -Energiedosis, sondern nach 1} auch die r-Reaktivität. Zum Ver
gleich: Im menschlichen Körper mit ebenfalls etwa 10 % Wasserstoff
bedingt die 1H- ( -Strahlung etwa 9 3 % der durch thermfäche Neutronen
erzeugten Energiedosis 29
) gegenüber 22, 9 % in den Chlorella-Proben,
gleichmäßige Neutronenflußdichte im Innern der Objekte vorausgesetzt!
Im Vergleich zur wenig wirksamen f -Energiedosis aus der 1H-Reaktion
ist die sehr geringe ß- und (-Energiedosis aller anderen Kerne, und ganz
besonders die der erzeugten Radionuklide, sicher ohne Einfluß auf den
Schaden der Algen (Tab. 3 und 4). Zumal eine Anhäufung der Energiedosis
innerhalb der Zelle nicht möglich ist wegen der relativ großen Reichweiten 32
dieser meist harten Strahlungen {für die 1, 7 MeV -ß-Strahlung des P
z.B. etwa 2700 Zelldurchmesser). Das gleiche gilt sinngemäß auch für die
Korpuskularstrahlung aller Kerne außer 14
N und lOB im Vergleich zur viel
höheren, aber unwirksamen Energiedosis des 10
B. Jedoch könnte in diesem
Fall die Verteilung der strahlenden Kerne in der Zelle eine gewisse Rolle
spielen (vgl. Kap. 6. 6. 2}. Außer in M 6 ist auch ein Einfluß dieser Kerne
durch Transmutation unwahrscheinlich. Bei den Versuchen M 1 - M 5 kann
die '(-Energiedosis aus der 1H-Reaktion den Schaden der
1H-Gruppe durch
aus allein erklären.
Dagegen ist bei dem 11genetischen11 Versuch M 6, der Bildung anormaler 1
Algenkolonien, der Schadenanteil der H-Gruppe überdurchschnittlich groß
und gut gesichert {Tab. 12, Spalte 3}. Besonders die Transmutation der
Phosphorkerne entsprechend :
- 77 -
- '
{
ß + Y + 1, 710 MeV
32s + 77, 3 eV
kann dazu beigetragen haben, da der Phosphor mit der Verknüpfung der
Nukleoside in den Nukleinsäuren eine wichtige Schlüsselstellung einnimmt. ffi 13 -2 -10
Wenn auch durch lth = 1 · 10 nth ·cm nur 1, 9 · 10 % aller Phosphor-
kerne umgewandelt werden, kann doch der genetische Schaden meßbare 28)
Folgen haben. In den zusammenfassenden Darstellungen von H. GLUBRECHT
sowie R. E. KRISCH und M. R. ZELLE2
) werden zahlreiche Arbeiten zitiert,
die für meist sehr kleine und suspendierte Objekte wie Phagen und Bakterien 32
eine wesentliche Rolle der Transmutation des P belegen.
Die im Hinblick auf die Halbwertszeit des 32
P von 14, 3 d interessante lange
Dauer der Agar-Versuche von 9 d ist jedoch belanglos, da spätestens nach
zwei Zellteilungen, d. h. der Erzeugung von etwa 50 selbständigen Tochter
zellen, das weitere Wachstum der Kolonie durch die Mutation oder den
Schaden einer einzigen Zelle sicher nicht beeinflußt wird.
N. S. RAO et al. 49
) untersuchten den Strahlenschaden thermischer Neutronen
bei trockenem Saatgut in Abhängigkeit von der Lagerzeit zwischen Bestrah
lung und Einquellung. Während Keimrate, Überlebensrate und Pflanzenhöhe
im benutzten Energiedosisbereich unbeeinflußt blieben, fanden sie sogar
eine Abnahme des genetischen Schadens des Saatgutes mit der Lagerzeit
von 2 h bzw. 10 d. Sie führten den Unterschied auf die nach 10 d zur Zeit
der Einquellung abgesunkene Radioaktivität der Proben und auf eine zell
interne Reparatur von Schäden der DNS während der Ruhephase zurück.
Nun ist immerhin zu bedenken, daß auf Grund der hier vorliegenden Resultate
auch die genetischen Schäden sicher weit überwiegend von der spontanen 14
N-Reaktion bedingt werden und nicht von den langlebigen Radionukliden.
Ferner hat die Zerfallsrate des hierbei wohl wesentlichsten Radionuklids,
des 32
P, nach 10 d erst um 38 % abgenommen, während aber die Gesamt
zahl der Zerfälle und damit der möglichen DNS-Schäden fast zeitproportional
angestiegen ist. Der erwähnte Reparaturprozess in der Ruhephase müßte also
- 78 ~
rasch und weitgehend vollständig erfolgen. Es erscheint daher wahrschein
licher, daß eine Modifikation der (spontan) erzeugten Schäden thermischer
Neutronen beobachtet wurde und weniger eine Reparatur von Schäden in
duzierter Radionuklide,
Für die lOB(n, IX ) 7 Li-Reaktion konnte bei natürlicher Isotopenzusammen
setzung der Algen trotz eines Energiedosisanteils von 14, 6 % im Durch
schnitt überhaupt kein positiver Schadenanteil festgestellt werden. Der
Grund dafür dürfte in der besonders hohen Unsicherheit der 14
N11
B-Ver
suche liegen. Ein Anteil des lOB am Schaden thermischer Neutronen in
Höhe der Standardabweichung von 14 % ist nicht auszuschließen.
Durch den Ersatz der natürlichen Bor-Isotopenzusammensetzung mit 19, 8 %
lOB gegen einen !OB-Anteil von 91 % erhöht sich die Energiedosis der 10
B
Einfangreaktion um den Faktor 4, 6. Auf diese Weise konnten R. ECOCHARD
und seine Mitarbeiter bei einer Reihe von Objekten (Chromosomen in Vicia 11 13) . 12) 14 15) . .
faba ' , Adventivwurzeln und Pollen ' von Tomaten) zuverlä.ss1g
eine ähnlich geringe Wirksamkeit der lOB-Einfangreaktion messen wie hier
(vgl. Kap. 6. 6, 2). Bei einem relativ zum Stickstoffgehalt 2, 4 mal höheren
Borgehalt der bestrahlten Tomatenpollen im Vergleich zu Chlorella betrug
der Anteil der lOB-Reaktion am Schaden thermischer Neutronen für natür
liche Isotopenzusammensetzung der Pollen nur zwischen ca. 14 % (Mutation
Anthocyanin) und 34 % (morphologische Mutationen), war also interessanter
weise nicht gleich für alle genetischen Strahlenschaden-Meßgrößen.
6. 6 Überlegungen zur Bedeutung der Transmutation des 14
N-Kerns bei
der C-Reaktion
6. 6. 1 Strahlenquellen-bezogener Vergleich der Schadenmeßgrößen-Anteile k. Z ~~~~~--~-:;_--~--~----------~~~~~~~~~~~~""'-~--~~----~1.
Die Meßgrößenreaktivitäten k. sind bedingt durch eine Reihe von typischen 1
Zellschäden. Die quantitative Unterteilung der verschiedenen Schadensbilder
auf Zellebene ist sicher etwas willkürlich und schwierig, zumal möglicher
weise einzelne der genannten Zellschäden nicht unabhängig voneinander sind.
- 79 -
Dennoch erscheint es sinnvoll, folgende Zellschäden S zu unterscheiden, n
die bei mikroskopischer Beobachtung der bestrahlten Algenkulturen alle
gefunden wurden (Abb. 27, b - f):
1) Langdauernde reversible Mitoseverzögerungen:
asynchrone, aber vollkommen normal aussehende Algen;
wichtig bei: M 1, M 2.
2) Verlangsamung des Wachstums
(z.B. auf Grund einer langdauernden, nicht letalen Störung einer
Syntheseleistung):
Symptome wie bei Punkt 1);
wichtig bei M 1, M 2, M 3, M 4.
3) Dauernde Mitoseblockierung:
verschiedene Formen von Riesenzellen (Abb. 27b, c) oder unförmige
"Wucherungen" von großen, grünen Zellen in Zellhaufen mit ausge
bildeten Zwischenwänden (Abb. 27d);
wichtig bei: M 1, M 2, M 5.
4) Zelltod
(meist in später Interphase; unter anderem auf Grund einer schwer
wiegenden Störung einer Syntheseleistung; Chromosomenaberrationen,
die sich wegen des haploiden Genoms von Chlorella stark auswirken
können):
körnig strukturierte, nicht normal grüne, meist ausgewachsene Zellen
{Abb. 27f);
wichtig bei: M 2, M 3, M 4, M 5.
5) Störungen der Zell wand:
große, runde Zellen mit wenig Plasma und Chlorophyll, sowie völlig
strukturlosen Bereichen (Abb. 27e); Zusammenkleben von Zellhaufen
{Abb. 27d, e);
wichtig bei: M 1, M 2, M 3, M 4, M 5.
- 80 -
a) b)
c) d)
e) f)
Abb. 27 : Chlorella-Zellen 2, 5 Tage nach einer Bestrahlung mit 13 -2
4,5· 10 nth' cm .
a unbestrahlte Kontrolle (vollständig synchrone Kultur)
- 81 -
6) Auslösung sichtbarer Mutationen:
z. B. Chlorophyllmutanten, Kolonieform-Varianten;
wichtig bei: M 5, M 6.
Die relativen Zellschäden s: ("' Anteil der Zellen des Schadens Sn an der
Gesamtzahl der Zellen) wirken sich ersichtlich auf die Strahlenschaden
Meßgrößen M. in verschieden starkem Maße aus, wie es in der vorstehenden 1
Übersicht eingetragen ist. Die im Strahlenfeld von BE-15 wirksamen Strah-
lenquellen besitzen Anteile S+ z am relativen Zellschaden S+. Die S+ z n, n n,
entsprechen in ihrem Einfluß auf die Meßgrößenreaktivitäten k. vollständig 1
den relativen Zellschäden S+. n
Die Messungen in Tab. 12 haben ergeben, daß der Quotient k. zl L k. z 1, z 1,
bei gegebenem Z für alle i innerhalb der Meßgenauigkeit konstant ist. Dann
kann für alle wesentlichen Zellschadentypen S wegen der unterschiedlichen n
Bedeutung der S+ Z für die verschiedenen k. Z diese Konstanz nur erklärt n, 1,
werden durch die Gleichheit aller relativen Zellschadenanteile S+ z bei ge-n,
gebenem Z. Für die Strahlenquellen z. bei denen die Konstanz des Quotienten
gesichert ist, also für die 14
N-Reaktion und die nicht-thermischen Neutronen,
hängt S+ Z nicht von n ab. n,
Nun sind die beobachtbaren Zellschäden S ihrerseits bedingt durch eine gen
wisse unbekannte Zahl wichtiger Zellstrukturschäden S . Die relativen + m
Zellstrukturschäden S (= Anteil geschädigter Strukturen m an der Gesamt-m
zahl der Strukturen m) setzen sich aus den Anteilen S+ Z der Strahlenquellen m,
zusammen.
Auf Grund einer sicher vorliegenden ungleichen Strahlenempfindlichkeit der
Zellstrukturen, die zudem noch von den Bestrahlungsbedingungen abhängen
dürfte, wird eine ungleiche relative Schädigung S+ der Strukturen m ge-rn
geben sein. Diese Empfindlichkeitsunterschiede gelten jedoch per definitionem
für alle Strahlenquellen in gleicher Weise und würden ein gleiches Struktur
Schädigungsmuster für alle Strahlenquellen noch nicht ausschließen. Ein
- 82 -
gleiches Schädigungsmuster für alle Strahlenquellen würde besonders ein
leuchtend die Konstanz der relativen Strahlenschadenanteile k. zl L k. z 1, z 1,
für alle i bei gegebenem Z erklären.
Für die Schädigungsmuster der Strahlenquellen spielt aber auch die Art
der Strahlenquellen eine möglicherweise große Rolle. Unterschiede des
Schädigungsmusters könnten sich ergeben durch
l} unterschiedliche Verteilung der Energiedosis in der Zelle,
2} unterschiedliche lineare Energieabgabedichte (LET) und (oder)
3) unterschiedliche Schädigungsmechanismen der Strahlenquellen.
Zu 1) : Die Strahlenquellen lassen sich in lokal, d. h. in der Größenordnung
der Moleküle, und nicht-lokal wirkende einteilen.
So sind die Anregungen und Ionisationen, die durch externe und interne 0-und ß-Strahlungen bedingt sind, unspezifisch und in diesem Sinne sicher
nicht-lokale Ereignisse auf Grund der großen Reichweiten dieser Strah
lungen und des hier hohen Wirkanteils diffusibler Radikale und gebildeter
toxischer Substanzen.
Die Wirkungsweise der schnellen Neutronen ist ähnlich unspezifisch und
nicht-lokal:
Unspezifisch , weil die hauptsächlich beteiligten H- und 0-Kerne über fast
alle Moleküle des Zellinnern verstreut sind und vor allem das in der Zelle
zu 4/ 5 der Masse vorhandene Wasser besonders stark reagiert, ein Strah
lenschaden an den Wassermolekülen direkt aber sicher keinen Einfluß auf
die Zelle hat.
Nicht-lokal, weil der Ausgangspunkt der energiereichen H- und 0-Rückstoß
kerne über das gesamte Zellinnere verteilt ist und die Reichweite dieser Kerne
in der Größenordnung eines Zelldurchmessers liegt.
Auch 0, 58 MeV -Protonenstrahlung der 14
N-Einfangreaktion kann noch als
nicht-lokal gelten. Denn die relativ große Reichweite der Protonen von 4 - 5
- 83 -
Zelldurchmessern führt zu einer noch gleichmäßigen Verteilung der Energie
dosis in der Zelle.
Dagegen stellen die z. B. mit der 14
N-Reaktion verbundenen Transmutations
effekte eine sehr lokale Strahlenschädigung dar. Der ausgestoßene 14
c-Rück
stoßkern hat eine Reichweite in der Größenordnung des betroffenen Moleküls,
und die durch das Herausschleudern bedingten Anregungen und Ionisationen
sind im wesentlichen ebenfalls auf das Molekül beschränkt.
Zu 2) : ß-Strahlungen spielen für die Energiedosis keine Rolle im benutzten
Strahlenfeld. t -Strahlungen besitzen eine etwa 100 mal geringere lineare
Energieabgabedichte als die fast gleichartigen Strahlungen der schnellen
Neutronen und der 14
N-Reaktion.
Zu 3) : Die Mechanismen der Schädigung unterteilen sich in Anregungen
und Ionisationen einerseits und Transmutationen andererseits.
Die zunächst interessierenden Strahlenquellen, die 14
N-Reaktion und die
nicht-thermischen Neutronen, stimmen im Punkt 2) überein, nicht aber
in den Punkten 1) und 3). Die mit Transmutationseffekten verbundene 14
N
Einfangreaktion besitzt stark lokale Wirkungsanteile. Die Schädigungs
muster dieser Strahlenquellen sollten sich unterscheiden. Im Fall der 14
N
Reaktion müßte der Strukturschaden zusätzlich vom Stickstoffgehalt der
Struktur abhängen.
Es wird hier ausdrücklich angenommen und erscheint wohl begründet, daß
sich Strahlenschäden des Zellkernmaterials auf die beobachtbaren Zell
schäden S unterschiedlich stark auswirken. So sollte hiervon die Auslösung n
von Mutationen, die Aberration von Chromosomen und vermutlich auch die
Mitoseverzögerung (vgl. 50)) besonders stark betroffen sein, während Schäden
der Plasmastrukturen eher für Permeabilitätsveränderungen der Zellwand
und Ähnliches verantwortlich sind.
Die besonders stickstoffreiche DNS ist im Zellkern konzentriert. Da aber
die zellkernbedingten Schäden für die 14N-Reaktion keine Häufung zeigen,
- 84 -
ergeben sich zwei mögliche Folgerungen:
1) Entweder spielen die lokalen Transmutationseffekte der 14
N-Reaktion
überhaupt keine wesentliche Rolle, oder
2} alle beobachtbaren Zellschäden S werden weit überwiegend bedingt n
durch den Schaden nur einer Zellstruktur oder einiger weniger Zell-
strukturen gleicher Stickstoffkonzentration.
Eine Entscheidung zwischen 1) oder 2} soll im nächsten Kapitel versucht
werden durch den Vergleich der relativen biologischen Wirksamkeit (RBW)
der 14
N-Reaktion und der Streuung schneller Neutronen.
Zuvor jedoch können noch die auf die Energiedosis bezogenen Reaktivitäten
Ki für hohe Energiedosen der externen 75 keV eff-Röntgenstrahlung (Tab. 9,
Spalte 1) zusätzlich in die Untersuchungen einbezogen werden durch Bildung r .., ......
des Quotienten k. zf . k. z bzw. K. zf .c-. K. z . (Ob K oder k ist 1, 1 1, 1, 1 1,
hier durch die Quotientenbildung gleichgültig. )
Falls S+ z = Sz+ unabhängig von n, folgt k. zf Ä k. z unabhängig von Z. n, 1, 1 1,
Tab. 13 gibt diese Quotienten für die drei wesentlichen, prüfbaren Strahlen-
quellen wieder:
Spalte
z
M 1 2 3 4 5 6
Tab. 13
1 2 3
75 keVeff Rö n nicht therm. N-14
8,6 + - 0,9 7,4 + 4,4 11 , 8 + 4,6 24,7 + 3,0 26,0 + 4,4 25,1 + 6' 1 20,6 + - 2,0 18' 1 + 7, 1 16,3 + - 4' 1 16,6 + 1'4 17,9 + - 5,8 17,9 + 3,3 26,4 + 4,2 24,7 + 3,4 23,6 + 4, 1 - - -3, 1 + 0,5 5,8 + 0,6 5,3 + 0,8 - -
Verhältnis der Teilreaktivitäten k. Z zur Summe über i der Teil-1,
reaktivitäten für verschiedene Strahlenquellen Z (in %)
- 85 -
Für die Meßgrößen M 1 - M 5 ist die Unabhängigkeit des Quotienten von Z
für alle Strahlenquellen sehr gut erfüllt. Fernerhin stimmen auch für M 6
die Werte der Protonenstrahlungen sehr gut überein. Dagegen unterscheidet
sich hier für die externe Röntgenstrahlung der Quotient signifikant. Er ist
nur etwa halb so groß und würde sich bei Zugrundelegung nur des ersten,
sehr sicheren Abschnitts der DW-Kurve M 6 (Abb. 20} noch weiter ver
ringern. Der Grund für diese Abweichung besteht formal in der Linearität
der DW-Kurve des Anteils anormaler Kolonien im Gegensatz zu den sonst
beobachteten Schulterkurven.
Hierdurch wird die häufig berichtete Beobachtung wiederholt (vgl. die zu
sammenfassende Darstellung in l, 51
\ daß bei gleichem sog. "physiologischem"
Zellschaden die Mutationsrate für die dünn ionisierende Röntgen- oder
Ö -Strahlung wesentlich kleiner ist als für vergleichsweise dicht ionisierende
Protonenstrahlung.
Die im Verhältnis zu den Meßgrößen M 1 - M 5 geringe Wirksamkeit der
75 keV eff-Röntgenstrahlung hoher Energiedosis auf die Auslösung anormaler
Zellkolonien kann erklärt werden durch die im Vergleich zur Korpuskular
strahlung sehr geringe Ionisationsdichte und damit durch unterschiedliche
Schädigungsmuster der Zellstrukturen m nach Punkt 2} auf S. 82. Es könnte
aber auch bei ursprünglich gleicher Schädigung der wesentlichen Zellstrukturen
eine zeitabhängige, zellinterne Reparatur der fein verstreuten Ionisations
schäden stattgefunden haben. Diese Reparatur wurde bei dünn ionisierenden
Strahlungen immer wieder beobachtet. Insbesondere könnten also auch hier
alle Meßgrößenvariationen wesentlich durch Zellkernschäden allein bedingt
sein.
6. 6, 2 Relative biologische Wirksamkeit (RBW} der Strahlenquellen
Erst bezogen auf die an das Objekt abgegebene Energiedosis sagen die Reakti-
vitäten k. der einzelnen Strahlenquellen Z etwas aus über die Wirksam-1, z
keit dieser Strahlenquellen auf Chlorella. In der Tab. 14, Spalte 1 sind da-
bei aus den in Kap. 6. 5 erläuterten Gründen nur die gewogenen Mittelwerte
- 86 -
der Reaktivitäten der Tab. 12 (in% des Gesamtschadens = rel. Einh. /
1013
nth• cm-2
) berücksichtigt worden:
- kz -Strahlen- kz Cz ~ = Kz quelle Cz releEinh„je krad je relb Einh"
13 -2 1013n •cm-2 je 1o nth•cm th krad
75 keV-Rönt-genstrahlung als Ersatz des 9,9 + 1, 6 0,457 + 0,036 21,7 + 3,9 t-Untergrundes - -nnicht-therme 45,0 + 4,5 0,299 + 0,089 150 + 47 - ... H-1 und andere 3,0 + 4,8 0,0454 + 0,0053 66 p 1 + 106 -B-10 ..( 6,3 0,0270 + 0,0016 < 233
N-14 42,0 ± 5,8 0,112 + 0,0067 375 + 56
Tab. 14 Relative Schadenanteile der Strahlenquellen, bezogen auf die
Energiedosis
Das Verhältnis der '.mnergiedosis von Z zur Energiedosi,s einer Röntgen
oder y -Strahlung gleicher Wirkung wird häufig als relatives Maß der Wirk
samkeit einer Strahlung Z angegeben (RBW 2
).
Bei allen Meßgrößen Mi und Strahlenquellen Z der Reaktorversuche ( r-Unter
grundstrahlung imitiert durch Röntgenstrahlung gleicher Energiedosis und
Energiedosisleistung) ist die Strahlenwirkuhg der Fluenz thermischer Neutronen
u.nd damit wegen n2
== c2
· tth (c2
:: Proportionalitätsfaktor, vgl. Kap.
3. 4. 3 und Gl. 15 und 20) auch der Energiedosis pröportional:
k. z =-...2:!_.n =-K ·D z i, z z (i=l-5) bzw.
z
- 87 ~
Zahl anormaler Kol. =
k6 z • . D z Gesamtzahl der Kol. z
Die RBW Z' bezogen auf 100 keV -Elektronen, beträgt daher unabhängig von
der Energiedosis
Gl. 32
RBWZ = D75 keV Rö = 1, 3 .
RBWZ K. z
1, = 1,3·------ bzw.
K75 keV Rö
Der Faktor 1, 3 berücksichtigt dabei die geringere Wirksamkeit der 100 keV -
Elektronen im Vergleich zur 75 keV -Röntgenstrahlung (nach M. I. SCHAL
NOW29), siehe unten; Tab. 15).
Wie sehr viele Experimente gezeigt haben, hängt die RBW einer Strahlung
unter anderem stark vom untersuchten Strahleneffekt ab. Die zum Vergleich
der Wirksamkeit verschiedener Strahlungen Z notwendige "gleiche Wirkung
am gleichen Objekt" ist für die 14
N-Reaktion und die nicht-thermischen
Neutronen auf Grund der Unabhängigkeit der relativen Zellschadenanteile
S+ Z von n gut gegeben. Für die externe Röntgenstrahlung ist diese Voraus-n, setzung sowie die Berechtigung der Mittelwertbildung des Schadenanteils
nicht zu sichern, so daß alle RBW z-Werte in der absoluten Höhe unsicherer
und von geringerer Bedeutung sind als relativ zueinander. Die RBW- Werte
werden allgemein hoch ausfallen, da bei der Quotientenbildung im Nenner
die relativ geringe Reaktivität der Röntgenstrahlung im niedrigen Dosis
bereich, also im Bereich der "Schulter" der DW-Kurven, genommen wird,
Als sehr grober Anhaltspunkt für die RBW einer externen Strahlung gleicher
Zusammensetzung wie Z wurden in Tab. 15 auch RBW-Werte von M. I.
SCHALNOW29
) aufgenommen, die unter der Voraussetzung berechnet wurden,
daß die Strahlenschäden der Kubikwurzel aus den linearen Energieverlusten
proportional sind.
- 88 -
-LETo0(E) Anteil RBWz(100 keV Elektr.) Strahlen= Strah- E der quelle Z lung Z-Komp. externe 29 )
MeV keV /p-m an Dz Strahlung Chlorella
% einz. zus. M1 - M6
Rö.strahl. Rö 0,075 1 '6 100,0 1 , 3 1 , 3 ( 1 , 3) Elektr. -e 0,100 0,71 100,0 def .1 def .1 def .1 r-untergr. r ir-2 0,25 100,0 0,8 0,8 (0,8)
nnicht-th. p 0,542 57 91,7 4,3 5,3 9,0±3,3 08+ 0' 171 4800 7,2 19
H-1 u.a. überwieg. 't 2,22 0,25 93,5 0,8 0,8 4,0±6,5 B~10 <X 1, 49 280 63,7 7,3 8' 1 <14
Li3+ 0,85 680 36,3 9,9 N-14 p 0,582 50 93,2 4, 1 4,8 22,5±5,3
c6+ 0,043 2500 6,8 15
Tab. 15 RBW z• bezogen auf 100 keV -Elektronen
(Werte in Klammern wurden aus29
) übernommen)
Zu vermerken ist die ausreichende Übereinstimmung der berechneten und
der gemessenen RBW der nicht-thermischen Neutronen. Die hohe Abweichung
der RBW der Gruppe "H-1 und andere" ist wegen der ebenfalls sehr hohen
Unsicherheit des Meßwertes (und auch wegen der nicht gesondert zu er
mittelnden Bedeutung der Transmutation des 32
P in M 6) verständlich. Die
für die 1
OB (n, <X ) 7 Li-Reaktion aufgeführte RBW bedeutet eine obere Grenze
des Wertes. Es wurde jedoch kein positiver Schadenanteil des lOB festge
stellt, was auf eine unerwartet geringe Wirksamkeit dieser Reaktion hin
weist. Auch ECOCHARD fand in seiner bereits erwähnten Arbeit13
) für
Chromatidaberrationen bei Vicia faba eine RBWB-lü von nur 2, 0 (umge
rechnet auf 100 keV -Elektronen). Für die Mutationsauslösung in Tomaten
pollen wurde sogar eine RBWB-lü < 1 gemessen15
). Als Grund wird in
jedem Fall eine Anreicherung des Bors in der Nähe der Zellwand vermutet.
Das auffälligste Ergebnis der RBW-Berechnungen ist die hohe Wirksamkeit
der internen 14
N(n, p)14
C-Reaktion in Chlorella. Sie übertrifft den von
- 89 -
M. I. SCHALNOW für eine externe Strahlung gleicher Zusammensetzung
berechneten Wert um den Faktor 4, 7 + 1, 1. Auch andere Autoren3
• 13
)
fanden Hinweise (bei Chromosomenaberrationen von Vicia faba und
Tradescantia) für eine im Mittel etwa 3fach höhere Wirksamkeit der 14
N-Reaktion im Vergleich zu einer externen Protonenstrahlung.
Von größerer Aussagesicherheit ist das ebenfalls hohe Wirksamkeitsver
hältnis von (2, 5 + 1, 0) : 1 der 14
N-Reaktion zur fast gleichartigen Strah
lung, die durch die nicht-thermischen Neutronen im Gewebe erzeugt wird.
Zwar sind die durch elastische Stöße dieser Neutronen beschleunigten Kerne
nicht monoenergetisch, aber da die Energie nach29
) nur mit E-l/4
in die
RBW eingeht, kann der durch die Mittelung der Energie bedingte Fehler
nicht sehr groß sein. Monoenergetische Rückstoßkerne gleicher Energie
hätten danach sogar eine geringere RBW, als gemessen wurde, so daß die 14
relative Wirksamkeit der N-Reaktion noch zunehmen würde. Die höhere
Wirksamkeit dieser Reaktion kann daher nur auf die unterschiedlichen Trans
mutationen beider Strahlungen zurückgeführt werden, wobei erwartungsgemäß
die 14
N-Reaktion wesentlich schwerer wiegende Schäden verursacht als das
Herausschleudern der H- und 0-Kerne durch schnelle Neutronen.
Da die Transmutationseffekte eine wesentliche Rolle spielen, weist die
Gleichheit der relativen Reaktivitätsanteile k. zf L k. Z bei beiden 1, z 1,
Strahlungen auf nur einen Typ oder wenige Typen von Zellstrukturen etwa
gleichen und hohen Stickstoffgehaltes hin, die für den Strahlenschaden maß
gebend sind (vgl. S. 84). Hierbei könnte es sich durchaus um die stickstoff
reiche DNS des Zellkerns handeln.
Wegen der hohen Wirksamkeit der 14
N-Einfangreaktion ist bei kleinen Be
strahlungsobjekten (Volumen< 1 cm 3
) eine Abschätzung der Wirkung ther
mischer Neutronen im allgemeinen allein auf der Basis dieser Reaktion
möglich. Eine Messung des Bargehaltes ist jedoch immer unerläßlich.
Die Erhöhung des Stickstoffgehaltes einer kleinen Bestrahlungsprobe ver
größert die Wirkung thermischer Neutronen besonders stark. Vielleicht
kann die Züchtungsforschung von diesem Ergebnis Gebrauch machen.
- 90 -
7. Zusammenfassung
Die Grünalge Chlorella pyrenoidosa wurde dem Strahlenfeld der thermischen
Säule I des Reaktors FRJ-1 11Merlin 11 und einer 75 keV eff-Röntgenstrahlung
geringer Energiedosisleistung ausgesetzt. Durch einen verschiedenartig
kombinierten Ersatz der Isotope 14
N und lOB in den Algen durch 15
N und 11
B konnten bei gleichbleibender Elementzusammensetzung der Proben die
Schadenanteile der für die Gewebeenergiedosis wesentlichen 14
N(n. p)14c-
und lOB (n, Cl. ) 7 Li-Einfangreaktionen thermischer Neutronen gemessen werden.
Ferner gelang es, die Schadenanteile der Gruppe aller anderen durch ther
mische Neutronen ausgelösten Kernreaktionen sowie der nicht-thermischen
Neutronen und der f -Kontamination des Strahlenfeldes zu ermitteln. Unter
sucht wurden Zellvermehrungsrate, die Naß- und Trockengewichtszunahme,
die Koloniebildungsfähigkeit und die Mutationsrate der Algen. Im benutzten
Energiedosisbereich von 0 - 835 rad thermischer Neutronen, 0 - 1350 rad
schneller Neutronen und 0 - 2150 rad der Röntgen- oder t -Strahlung bei
einer Bestrahlungs zeit bis zu 14 h verlief die Schädigung der Algen expo
nentiell mit der Energiedosis.
Bei der Größe und chemischen Zusammensetzung der Proben und bei natür
licher Isotopenzusammensetzung der Algen verursachte die 14
N-Reaktion
durchschnittlich 93 % des Schadens durch thermische Neutronen. Für die
lOB(n,tX)7Li-Reaktion konnte trotzt eines Anteils von 14, 6 % an der Energie
dosis thermischer Neutronen kein positiver Schadenanteil gefunden werden.
Die relativen Schadenanteile der internen und externen Strahlenquellen
erwiesen sich bei allen geprüften somatischen und genetischen Strahlen
schaden-Meßgrößen im benutzten Energiedosisbereich innerhalb der Fehler
grenzen als konstant. Auf die Energiedosis bezogen, zeigte die 14
N-R eaktion
eine 2, 5 mal größere Wirksamkeit als die Protonenstrahlung etwa gleicher
Energie aus elastischen Stößen schneller Neutronen. Beide Meßergebnisse
zusammen deuten hin auf
1) eine allgemein große Bedeutung der Transmutation der 14
N-Kerne
für den Strahlenschaden thermischer Neutronen sowie auf
- 91 -
2) das Vorhandensein nur sehr weniger Zellstrukturen etwa gleichen
Stickstoffgehaltes, deren Störung den Strahlenschaden der Zelle
wesentlich bedingt.
- 92 -
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