Sievert
Unidad SI de dosis equivalente de radiación ionizante

sievert
Visualización de la radiación de fondo en un hotel de Naraha (Japón), que muestra la tasa de dosis en microsieverts por hora, cinco años después del desastre de Fukushima
información general
Sistema de unidadesSI
Unidad deEfecto estocástico de la radiación ionizante sobre la salud ( dosis equivalente )
SímboloSv
Llamado en honor aRolf Maximilian Sievert
Conversiones
1 Sv en...... es igual a...
   Unidades básicas del SI   m2⋅s − 2​​
   Sv indica dosis absorbida modificada por factores de ponderación.   J · kg -1
   Unidades CGS (no SI)   100 rem

El sievert (símbolo: Sv [nota 1] ) es una unidad del Sistema Internacional de Unidades (SI) destinada a representar el riesgo estocástico para la salud de la radiación ionizante , que se define como la probabilidad de causar cáncer y daño genético inducidos por la radiación. El sievert es importante en dosimetría y protección radiológica . Recibe su nombre en honor a Rolf Maximilian Sievert , un físico médico sueco reconocido por su trabajo en la medición de dosis de radiación y la investigación de los efectos biológicos de la radiación.

El sievert se utiliza para magnitudes de dosis de radiación como la dosis equivalente y la dosis efectiva , que representan el riesgo de radiación externa de fuentes fuera del cuerpo, y la dosis comprometida , que representa el riesgo de irradiación interna debido a sustancias radiactivas inhaladas o ingeridas. Según la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR), un sievert resulta en una probabilidad del 5,5% de desarrollar finalmente un cáncer mortal según el controvertido modelo lineal sin umbral de exposición a la radiación ionizante. [1] [2]

Para calcular el valor del riesgo estocástico para la salud en sieverts, la cantidad física de dosis absorbida se convierte en dosis equivalente y dosis efectiva aplicando factores para el tipo de radiación y el contexto biológico, publicados por la ICRP y la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU). Un sievert equivale a 100 rem , que es una unidad de radiación más antigua, del CGS .

Convencionalmente, los efectos deterministas sobre la salud debidos a un daño tisular agudo que es seguro que ocurrirá, producido por altas tasas de dosis de radiación, se comparan con la cantidad física de dosis absorbida medida por la unidad gray (Gy). [3]

Definición

Definición CIPM del sievert

La definición del SI dada por el Comité Internacional de Pesas y Medidas (CIPM) dice:

"La dosis equivalente de cantidad H es el producto de la dosis absorbida D de radiación ionizante y el factor adimensional Q (factor de calidad) definido como una función de transferencia de energía lineal por el ICRU "

H = Q × D [4]

El CIPM no define con más detalle el valor de Q , pero requiere el uso de las recomendaciones pertinentes de la ICRU para proporcionar este valor.

El CIPM también dice que "para evitar cualquier riesgo de confusión entre la dosis absorbida D y la dosis equivalente H , se deben utilizar los nombres especiales para las respectivas unidades, es decir, se debe utilizar el nombre gray en lugar de julios por kilogramo para la unidad de dosis absorbida D y el nombre sievert en lugar de julios por kilogramo para la unidad de dosis equivalente H ". [4]

En resumen:

gris : cantidad D —dosis absorbida
1 Gy = 1 julio/kilogramo: una cantidad física. 1 Gy es el depósito de un julio de energía de radiación por kilogramo de materia o tejido.
sievert : cantidad H —dosis equivalente
1 Sv = 1 julio/kilogramo: un efecto biológico. El sievert representa el efecto biológico equivalente del depósito de un julio de energía de radiación en un kilogramo de tejido humano. La relación con la dosis absorbida se denota por Q .

Definición ICRP del sievert

La definición del sievert de la ICRP es: [5]

"El sievert es el nombre especial de la unidad del SI de dosis equivalente, dosis efectiva y dosis operacional. La unidad es julio por kilogramo."

El sievert se utiliza para una serie de cantidades de dosis que se describen en este artículo y forman parte del sistema internacional de protección radiológica ideado y definido por la ICRP y la ICRU.

Cantidades de dosis externas

Magnitudes de dosis de radiación externa utilizadas en protección radiológica

Cuando se utiliza el sievert para representar los efectos estocásticos de la radiación ionizante externa sobre el tejido humano, las dosis de radiación recibidas se miden en la práctica mediante instrumentos radiométricos y dosímetros y se denominan magnitudes operacionales. Para relacionar estas dosis recibidas reales con los efectos probables sobre la salud, se han desarrollado magnitudes de protección para predecir los efectos probables sobre la salud utilizando los resultados de amplios estudios epidemiológicos. En consecuencia, esto ha requerido la creación de varias magnitudes de dosis diferentes dentro de un sistema coherente desarrollado por la ICRU en colaboración con la ICRP.

Las magnitudes de dosis externas y sus relaciones se muestran en el diagrama adjunto. La ICRU es la principal responsable de las magnitudes de dosis operacionales, basadas en la aplicación de la metrología de la radiación ionizante, y la ICRP es la principal responsable de las magnitudes de protección, basadas en la modelización de la absorción de dosis y la sensibilidad biológica del cuerpo humano.

Convenciones de nombres

Las magnitudes de dosis de la ICRU/ICRP tienen propósitos y significados específicos, pero algunas utilizan palabras comunes en un orden diferente. Puede haber confusión entre, por ejemplo, dosis equivalente y dosis equivalente .

Aunque la definición del CIPM establece que la función de transferencia de energía lineal (Q) de la ICRU se utiliza para calcular el efecto biológico, la ICRP en 1990 [6] desarrolló las magnitudes de dosis de "protección" dosis efectiva y equivalente que se calculan a partir de modelos computacionales más complejos y se distinguen por no tener la frase dosis equivalente en su nombre. Solo las magnitudes de dosis operacionales que aún utilizan Q para el cálculo conservan la frase dosis equivalente . Sin embargo, existen propuestas conjuntas de la ICRU/ICRP para simplificar este sistema mediante cambios en las definiciones de dosis operacionales para armonizarlas con las de las magnitudes de protección. Estas se describieron en el 3er Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 y, de implementarse, harían que la denominación de las magnitudes operacionales fuera más lógica al introducir "dosis en el cristalino del ojo" y "dosis en la piel local" como dosis equivalentes . [7]

En los EE.UU. existen magnitudes de dosis con nombres diferentes que no forman parte de la nomenclatura de la ICRP. [8]

Magnitudes físicas

Se trata de magnitudes físicas directamente mensurables en las que no se han tenido en cuenta los efectos biológicos. La fluencia de radiación es el número de partículas de radiación que inciden por unidad de superficie y por unidad de tiempo; el kerma es el efecto ionizante de los rayos gamma y X sobre el aire y se utiliza para la calibración de instrumentos; y la dosis absorbida es la cantidad de energía de radiación depositada por unidad de masa en la materia o el tejido en cuestión.

Magnitudes operativas

Las magnitudes operacionales se miden en la práctica y son el medio para medir directamente la absorción de dosis debido a la exposición o predecir la absorción de dosis en un entorno medido. De esta manera, se utilizan para el control práctico de la dosis, proporcionando una estimación o un límite superior para el valor de las magnitudes de protección relacionadas con una exposición. También se utilizan en reglamentos y orientaciones prácticas. [9]

La calibración de los dosímetros individuales y de área en campos de fotones se realiza midiendo el "kerma en aire libre" de colisión en condiciones de equilibrio de electrones secundarios. Luego se deriva la cantidad operativa apropiada aplicando un coeficiente de conversión que relaciona el kerma en aire con la cantidad operativa apropiada. Los coeficientes de conversión para la radiación de fotones están publicados por la ICRU. [10]

Se utilizan "fantasmas" simples (no antropomórficos) para relacionar las magnitudes operativas con la irradiación medida en aire libre. El fantasma esférico de la ICRU se basa en la definición de un material equivalente a tejido de 4 elementos de la ICRU que en realidad no existe y no se puede fabricar. [11] La esfera de la ICRU es una esfera "equivalente a tejido" teórica de 30 cm de diámetro que consiste en un material con una densidad de 1 g·cm −3 y una composición de masa de 76,2% de oxígeno, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrógeno y 2,6% de nitrógeno. Este material está especificado para aproximarse lo más posible al tejido humano en sus propiedades de absorción. Según la ICRP, el "fantasma esférico" de la ICRU en la mayoría de los casos se aproxima adecuadamente al cuerpo humano en lo que respecta a la dispersión y atenuación de los campos de radiación penetrantes en consideración. [12] Por lo tanto, la radiación de una determinada fluencia de energía tendrá aproximadamente la misma deposición de energía dentro de la esfera que en la masa equivalente de tejido humano. [13]

Para permitir la retrodispersión y la absorción del cuerpo humano, se utiliza el "maniquí de placa" para representar el torso humano en la calibración práctica de dosímetros de cuerpo entero. El maniquí de placa tiene una profundidad de 300 mm × 300 mm × 150 mm para representar el torso humano. [13]

Las propuestas conjuntas ICRU/ICRP descritas en el Tercer Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 para cambiar la definición de magnitudes operacionales no cambiarían el uso actual de los fantasmas de calibración o los campos de radiación de referencia. [7]

Cantidades de protección

Las magnitudes de protección son modelos calculados y se utilizan como "magnitudes límite" para especificar límites de exposición para garantizar, en palabras de la ICRP, "que la aparición de efectos aleatorios sobre la salud se mantenga por debajo de niveles inaceptables y que se eviten las reacciones tisulares". [14] [15] [13] Estas magnitudes no se pueden medir en la práctica, pero sus valores se derivan utilizando modelos de dosis externa a los órganos internos del cuerpo humano, utilizando fantasmas antropomórficos . Se trata de modelos computacionales tridimensionales del cuerpo que tienen en cuenta una serie de efectos complejos, como el autoprotección corporal y la dispersión interna de la radiación. El cálculo comienza con la dosis absorbida por el órgano y luego aplica factores de ponderación de la radiación y el tejido. [16]

Como las magnitudes de protección no se pueden medir prácticamente, se deben utilizar magnitudes operacionales para relacionarlas con las respuestas prácticas de los instrumentos de radiación y de los dosímetros. [17]

Respuesta del instrumento y dosimetría

Se trata de una lectura real obtenida a partir de un monitor de dosis gamma ambiental o un dosímetro personal . Estos instrumentos se calibran utilizando técnicas de metrología de radiación que los trazarán hasta un estándar de radiación nacional y, por lo tanto, los relacionarán con una cantidad operativa. Las lecturas de los instrumentos y dosímetros se utilizan para evitar la absorción de dosis excesivas y para proporcionar registros de la absorción de dosis para cumplir con la legislación de seguridad radiológica; como en el Reino Unido , el Reglamento sobre radiaciones ionizantes de 1999 .

Cálculo de las cantidades de dosis de protección

Gráfico que muestra la relación de las cantidades de "dosis de protección" en unidades del SI

El sievert se utiliza en la protección radiológica externa para la dosis equivalente (los efectos de exposición de todo el cuerpo a una fuente externa en un campo uniforme) y la dosis efectiva (que depende de las partes del cuerpo irradiadas).

Estas cantidades de dosis son promedios ponderados de la dosis absorbida diseñados para ser representativos de los efectos estocásticos de la radiación sobre la salud, y el uso del sievert implica que se han aplicado factores de ponderación apropiados a la medición o el cálculo de la dosis absorbida (expresada en grays). [1]

El cálculo de la ICRP proporciona dos factores de ponderación para permitir el cálculo de las cantidades de protección.

 1. El factor de radiación W R , que es específico para el tipo de radiación R. Se utiliza para calcular la dosis equivalente H T, que puede ser para todo el cuerpo o para órganos individuales.
 2. El factor de ponderación tisular W T , que es específico para el tipo de tejido T que se irradia. Se utiliza con W R para calcular las dosis orgánicas contribuyentes para llegar a una dosis efectiva E para la irradiación no uniforme.

Cuando se irradia un cuerpo entero de manera uniforme, solo se utiliza el factor de ponderación de la radiación W R y la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente para todo el cuerpo. Pero si la irradiación de un cuerpo es parcial o no uniforme, se utiliza el factor tisular W T para calcular la dosis para cada órgano o tejido. Luego, estos se suman para obtener la dosis efectiva. En el caso de la irradiación uniforme del cuerpo humano, estos valores suman 1, pero en el caso de la irradiación parcial o no uniforme, sumarán un valor menor según los órganos afectados, lo que refleja el menor efecto general sobre la salud. El proceso de cálculo se muestra en el diagrama adjunto. Este enfoque calcula la contribución del riesgo biológico para todo el cuerpo, teniendo en cuenta la irradiación completa o parcial y el tipo o tipos de radiación.

Los valores de estos factores de ponderación se eligen de forma conservadora para que sean mayores que la mayor parte de los valores experimentales observados para los tipos de células más sensibles, basados ​​en promedios de los obtenidos para la población humana.

Factor de ponderación del tipo de radiaciónYoR

Dado que los distintos tipos de radiación tienen diferentes efectos biológicos para la misma energía depositada, se aplica un factor de ponderación de radiación correctivo W R , que depende del tipo de radiación y del tejido objetivo, para convertir la dosis absorbida medida en la unidad gray para determinar la dosis equivalente. El resultado se expresa en la unidad sievert.

Factores de ponderación de radiación W R
utilizados para representar la efectividad biológica relativa
según el informe 103 de la ICRP [1]
RadiaciónEnergía ( E )W R (antes Q )
rayos X , rayos gamma ,
partículas beta , muones		1
neutrones< 1 MeV2,5 + 18,2e −[ln( E )] 2 /6
1 – 50 MeV5,0 + 17,0e −[ln(2 E ) ] 2/6
> 50 MeV2,5 + 3,25e −[ln(0,04 E )] 2 /6
protones , piones cargados2
Partículas alfa ,
productos de fisión nuclear , núcleos
pesados		20

La dosis equivalente se calcula multiplicando la energía absorbida, promediada en masa sobre un órgano o tejido de interés, por un factor de ponderación de la radiación adecuado al tipo y la energía de la radiación. Para obtener la dosis equivalente para una mezcla de tipos y energías de radiación, se realiza una suma sobre todos los tipos de dosis de energía de radiación. [1]

yo yo = ∑ R Yo R ⋅ D yo , R , {\displaystyle H_{T}=\sum _{R}W_{R}\cdot D_{T,R},} dónde

H T es la dosis equivalente absorbida por el tejido T ,
D T , R es la dosis absorbida en el tejido T por el tipo de radiación R y
W R es el factor de ponderación de la radiación definido por la reglamentación.

Así, por ejemplo, una dosis absorbida de 1 Gy por partículas alfa dará lugar a una dosis equivalente de 20 Sv.

El factor de ponderación de la radiación de los neutrones se ha revisado con el tiempo y sigue siendo controvertido.

Esto puede parecer una paradoja. Implica que la energía del campo de radiación incidente en julios ha aumentado en un factor de 20, violando así las leyes de conservación de la energía . Sin embargo, este no es el caso. El sievert se utiliza únicamente para transmitir el hecho de que un gray de partículas alfa absorbidas causaría veinte veces el efecto biológico de un gray de rayos X absorbidos. Es este componente biológico el que se expresa cuando se utilizan sieverts en lugar de la energía real entregada por la radiación incidente absorbida.

Factor de ponderación del tipo de tejidoYoyo

El segundo factor de ponderación es el factor tisular W T , pero se utiliza únicamente si ha habido una irradiación no uniforme de un cuerpo. Si el cuerpo ha estado sujeto a una irradiación uniforme, la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente de todo el cuerpo y solo se utiliza el factor de ponderación de la radiación W R . Pero si hay una irradiación corporal parcial o no uniforme, el cálculo debe tener en cuenta las dosis recibidas por cada órgano individual, porque la sensibilidad de cada órgano a la irradiación depende de su tipo de tejido. Esta dosis sumada de solo los órganos afectados proporciona la dosis efectiva para todo el cuerpo. El factor de ponderación tisular se utiliza para calcular las contribuciones de dosis de esos órganos individuales.

Los valores ICRP para W T se dan en la tabla que se muestra aquí.

Factores de ponderación para diferentes órganos [18]
ÓrganosFactores de ponderación del tejido
CIPR26
1977		CIPR60
1990 [19]		CIPR103
2007 [1]
Góndolas0,250,200,08
Médula ósea roja0,120,120,12
Colon—0,120,12
Pulmón0,120,120,12
Estómago—0,120,12
Pechos0,150,050,12
Vejiga—0,050,04
Hígado—0,050,04
Esófago—0,050,04
Tiroides0,030,050,04
Piel—0,010,01
Superficie ósea0,030,010,01
Glándulas salivales——0,01
Cerebro——0,01
Resto del cuerpo0,300,050,12
Total1.001.001.00

El artículo sobre la dosis efectiva proporciona el método de cálculo. La dosis absorbida se corrige primero en función del tipo de radiación para obtener la dosis equivalente y, a continuación, se corrige en función del tejido que recibe la radiación. Algunos tejidos, como la médula ósea, son especialmente sensibles a la radiación, por lo que se les asigna un factor de ponderación desproporcionadamente grande en relación con la fracción de masa corporal que representan. Otros tejidos, como la superficie ósea dura, son especialmente insensibles a la radiación y se les asigna un factor de ponderación desproporcionadamente bajo.

En resumen, la suma de las dosis ponderadas por tejido para cada órgano o tejido irradiado del cuerpo da como resultado la dosis efectiva para el cuerpo. El uso de la dosis efectiva permite realizar comparaciones de la dosis total recibida independientemente del grado de irradiación corporal.

Magnitudes operativas

Las magnitudes operacionales se utilizan en aplicaciones prácticas para supervisar e investigar situaciones de exposición externa. Se definen para mediciones operacionales prácticas y evaluación de dosis en el cuerpo. [5] Se idearon tres magnitudes de dosis operacionales externas para relacionar las mediciones operacionales de los dosímetros y los instrumentos con las magnitudes de protección calculadas. También se idearon dos maniquíes, los maniquíes de "losa" y "esfera" de la ICRU, que relacionan estas magnitudes con las magnitudes de radiación incidente utilizando el cálculo Q(L).

Dosis ambiental equivalente

Esto se utiliza para el monitoreo de área de radiación penetrante y generalmente se expresa como la cantidad H * (10). Esto significa que la radiación es equivalente a la que se encuentra a 10 mm dentro del fantasma esférico ICRU en la dirección del origen del campo. [20] Un ejemplo de radiación penetrante son los rayos gamma .

Dosis equivalente direccional

Esto se utiliza para el control de la radiación de baja penetración y se expresa habitualmente como la cantidad H' (0,07). Esto significa que la radiación es equivalente a la que se encuentra a una profundidad de 0,07 mm en el fantasma esférico de la ICRU. [21] Ejemplos de radiación de baja penetración son las partículas alfa, las partículas beta y los fotones de baja energía. Esta cantidad de dosis se utiliza para la determinación de la dosis equivalente a la piel o al cristalino del ojo. [22] En la práctica de protección radiológica, el valor de omega no suele especificarse, ya que la dosis suele ser máxima en el punto de interés.

Dosis equivalente personal

Se utiliza para el control de dosis individual, por ejemplo, con un dosímetro personal que se lleva sobre el cuerpo. La profundidad recomendada para la evaluación es de 10 mm, lo que da la cantidad H p (10). [23]

Propuestas para modificar la definición de las dosis de protección

Con el fin de simplificar los medios de cálculo de cantidades operacionales y ayudar en la comprensión de las cantidades de protección de dosis de radiación, el Comité 2 de la ICRP y el Comité de Informe 26 de la ICRU iniciaron en 2010 un examen de diferentes medios para lograr esto mediante coeficientes de dosis relacionados con la dosis efectiva o la dosis absorbida.

Específicamente;

1. Para el monitoreo del área de dosis efectiva de todo el cuerpo sería:

H = Φ × coeficiente de conversión

El motivo de esto es que H ∗ (10) no es una estimación razonable de la dosis efectiva debido a los fotones de alta energía, como resultado de la extensión de los tipos de partículas y rangos de energía que se deben considerar en el informe 116 de la ICRP. Este cambio eliminaría la necesidad de la esfera de la ICRU e introduciría una nueva cantidad llamada E max .

2. Para el seguimiento individual, para medir efectos deterministas sobre el cristalino y la piel, sería:

D = Φ × coeficiente de conversión para la dosis absorbida.

El motivo de ello es la necesidad de medir el efecto determinista, que se sugiere que es más apropiado que el efecto estocástico. Esto permitiría calcular cantidades de dosis equivalentes H lente y H piel .

Esto eliminaría la necesidad de la esfera de la ICRU y de la función de calidad. Cualquier cambio reemplazaría el informe 51 de la ICRU y parte del informe 57. [7]

En julio de 2017, la ICRU y la ICRP publicaron un borrador final del informe para consulta. [24]

Cantidades de dosis internas

El sievert se utiliza para calcular la dosis interna humana , es decir, la dosis de radionucleidos que han sido ingeridos o inhalados por el cuerpo humano y, por lo tanto, "comprometidos" a irradiar el cuerpo durante un período de tiempo. Se aplican los conceptos de cálculo de las cantidades de protección descritos para la radiación externa, pero como la fuente de radiación se encuentra dentro del tejido del cuerpo, el cálculo de la dosis absorbida en el órgano utiliza diferentes coeficientes y mecanismos de irradiación.

La CIPR define la dosis efectiva comprometida, E( t ), como la suma de los productos de las dosis equivalentes comprometidas en el órgano o tejido y los factores de ponderación tisulares apropiados W T , donde t es el tiempo de integración en años posteriores a la ingestión. El período de compromiso se considera de 50 años para los adultos y de 70 años para los niños. [5]

La CIPR afirma además que "en el caso de la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas se determinan generalmente a partir de una evaluación de la ingesta de radionucleidos a partir de mediciones de bioensayos u otras cantidades (por ejemplo, la actividad retenida en el cuerpo o en los excrementos diarios). La dosis de radiación se determina a partir de la ingesta utilizando coeficientes de dosis recomendados". [25]

Se pretende que una dosis comprometida proveniente de una fuente interna conlleve el mismo riesgo efectivo que la misma cantidad de dosis equivalente aplicada uniformemente a todo el cuerpo proveniente de una fuente externa, o la misma cantidad de dosis efectiva aplicada a una parte del cuerpo.

Efectos sobre la salud

La radiación ionizante tiene efectos deterministas y estocásticos sobre la salud humana. Los eventos deterministas (efecto agudo en los tejidos) ocurren con certeza, y las condiciones de salud resultantes se dan en cada individuo que recibió la misma dosis alta. Los eventos estocásticos (inducción de cáncer y genéticos) son inherentemente aleatorios , y la mayoría de los individuos de un grupo nunca presentan efectos negativos causales sobre la salud después de la exposición, mientras que una minoría aleatoria indeterminista sí los presenta, y a menudo los efectos negativos sutiles resultantes sobre la salud solo se observan después de grandes estudios epidemiológicos detallados.

El uso del sievert implica que sólo se consideran los efectos estocásticos y, para evitar confusiones, los efectos deterministas se comparan convencionalmente con los valores de la dosis absorbida expresados ​​en la unidad SI gray (Gy).

Efectos estocásticos

Los efectos estocásticos son aquellos que ocurren aleatoriamente, como el cáncer inducido por radiación . El consenso de los reguladores nucleares, los gobiernos y el UNSCEAR es que la incidencia de cánceres debidos a la radiación ionizante puede modelarse como un aumento lineal con la dosis efectiva a una tasa del 5,5% por sievert. [1] Esto se conoce como el modelo lineal sin umbral (modelo LNT). Algunos argumentan que este modelo LNT ahora está obsoleto y debería reemplazarse por un umbral por debajo del cual los procesos celulares naturales del cuerpo reparen el daño y/o reemplacen las células dañadas. [26] [27] Existe un acuerdo general en que el riesgo es mucho mayor para los bebés y los fetos que para los adultos, mayor para las personas de mediana edad que para las personas mayores y mayor para las mujeres que para los hombres, aunque no hay un consenso cuantitativo al respecto. [28] [29]

Efectos deterministas

Este es un gráfico que representa el efecto del fraccionamiento de la dosis en la capacidad de los rayos gamma para causar la muerte celular. La línea azul corresponde a las células a las que no se les dio la oportunidad de recuperarse; la radiación se administró en una sola sesión. La línea roja corresponde a las células a las que se les permitió reposar durante un tiempo y recuperarse, y la pausa en la administración confirió radioresistencia .

Los efectos deterministas (daño tisular agudo) que pueden conducir al síndrome de radiación aguda sólo se producen en el caso de dosis agudas altas (≳ 0,1 Gy) y tasas de dosis altas (≳ 0,1 Gy/h) y, convencionalmente, no se miden utilizando la unidad sievert, sino la unidad gray (Gy). Un modelo de riesgo determinista requeriría factores de ponderación diferentes (aún no establecidos) de los que se utilizan en el cálculo de la dosis equivalente y efectiva.

Límites de dosis de la CIPR

La CIPR recomienda una serie de límites para la absorción de dosis en el cuadro 8 del informe 103. Estos límites son "situacionales", para situaciones planificadas, de emergencia y existentes. Dentro de estas situaciones, se dan límites para los siguientes grupos: [30]

  • Exposición planificada: límites establecidos para uso ocupacional, médico y público
  • Exposición de emergencia: límites dados para la exposición ocupacional y pública
  • Exposición existente – Todas las personas expuestas

Para la exposición ocupacional, el límite es de 50 mSv en un solo año con un máximo de 100 mSv en un período consecutivo de cinco años, y para el público hasta un promedio de 1 mSv (0,001 Sv) de dosis efectiva por año, sin incluir las exposiciones médicas y ocupacionales. [1]

A modo de comparación, los niveles de radiación natural dentro del Capitolio de los Estados Unidos son tales que un cuerpo humano recibiría una tasa de dosis adicional de 0,85 mSv/a, cerca del límite reglamentario, debido al contenido de uranio de la estructura de granito . [31] Según el modelo conservador de la ICRP, alguien que pasara 20 años dentro del edificio del Capitolio tendría una probabilidad extra de uno en mil de contraer cáncer, además de cualquier otro riesgo existente (calculado como: 20 a·0,85 mSv/a·0,001 Sv/mSv·5,5%/Sv ≈ 0,1%). Sin embargo, ese "riesgo existente" es mucho mayor; un estadounidense promedio tendría un 10% de probabilidades de contraer cáncer durante este mismo período de 20 años, incluso sin ninguna exposición a la radiación artificial (véase Epidemiología natural del cáncer y tasas de cáncer ).

Ejemplos de dosis

Cuadro de dosis de 2010 del Departamento de Energía de EE. UU. en sieverts para una variedad de situaciones y aplicaciones [32]
Varias dosis de radiación en sieverts, desde triviales a letales, expresadas como áreas comparativas
Comparación de dosis de radiación: incluye la cantidad detectada en el viaje de la Tierra a Marte por el RAD en el MSL (2011-2013). [33] [34] [35] [36]

En la vida cotidiana no es frecuente encontrar dosis de radiación significativas. Los siguientes ejemplos pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas; se pretende que sean solo ejemplos, no una lista completa de posibles dosis de radiación. Una "dosis aguda" es aquella que se produce durante un período de tiempo corto y finito, mientras que una "dosis crónica" es aquella que continúa durante un período de tiempo prolongado, por lo que se describe mejor mediante una tasa de dosis.

Ejemplos de dosis

98es:Dosis equivalente de plátano , una unidad ilustrativa de dosis de radiación que representa la medida de la radiación de un plátano típico [37] [a]
250es:Límite estadounidense de dosis efectiva en un único control de seguridad aeroportuario [38]
5–10microSv:Un conjunto de radiografías dentales [39]
80microSv:Dosis promedio (una sola vez) para las personas que vivían a 16 km de la planta durante el accidente de Three Mile Island [40]
400–600microSv:Mamografía de dos vistas , utilizando factores de ponderación actualizados en 2007 [41]
1formato mSv:Límite de dosis de US 10 CFR § 20.1301(a)(1) para miembros individuales del público, dosis efectiva total equivalente, por año [42]
1,5–1,7formato mSv:Dosis ocupacional anual para auxiliares de vuelo [43]
2–7formato mSv:Fluoroscopia con bario, p. ej. , harina de bario , hasta 2 minutos, 4 a 24 imágenes puntuales [44]
10–30formato mSv:Tomografía computarizada de cuerpo completo única [45] [46]
50formato mSv:Límite de dosis ocupacional, dosis efectiva total equivalente, por año, US 10 CFR § 20.1201(a)(1)(i) [47]
68formato mSv:Dosis máxima estimada para los evacuados que vivían más cerca de los accidentes nucleares de Fukushima I [48]
80formato mSv:Estancia de 6 meses en la Estación Espacial Internacional
160formato mSv:Dosis crónica en los pulmones durante un año fumando 1,5 paquetes de cigarrillos al día, principalmente debido a la inhalación de polonio-210 y plomo-210 [49] [50]
250formato mSv:Viaje de 6 meses a Marte : radiación debida a los rayos cósmicos , contra los cuales es muy difícil protegerse.
400formato mSv:Exposición acumulada promedio de los residentes durante un período de 9 a 20 años, que no sufrieron efectos nocivos, en apartamentos de Taiwán construidos con barras de refuerzo que contenían cobalto-60 [51]
500formato mSv:Límite de dosis ocupacional de la norma US 10 CFR § 20.1201(a)(2)(ii), equivalente de dosis superficial para la piel, por año [47]
670formato mSv:Dosis más alta recibida por un trabajador que respondió a la emergencia de Fukushima [52] [a]
1Significado:Exposición máxima a la radiación permitida para los astronautas de la NASA a lo largo de su carrera [33]
4–5Significado:Dosis necesaria para matar a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD 50/30 ), si la dosis se recibe durante un período muy corto [53] [32]
5Significado:Dosis calculada del destello de neutrones y rayos gamma , a 1,2 km de la zona cero de la bomba de fisión Little Boy , explosión en el aire a 600 m. [54] [55]
4.5–6Significado:Dosis agudas mortales durante el accidente de Goiânia
5.1Significado:Dosis aguda fatal para Harry Daghlian en accidente crítico de 1945 [56]
10 a 17Significado:Dosis agudas letales durante el accidente nuclear de Tokaimura . Hisashi Ouchi, que recibió 17 Sv, vivió 83 días después del accidente. [57]
21Significado:Dosis aguda fatal para Louis Slotin en accidente crítico de 1946 [56]
36Significado:Dosis aguda fatal para Cecil Kelley en 1958, la muerte ocurrió dentro de las 35 horas. [58]
54Significado:Dosis aguda fatal para Boris Korchilov en 1961 después de que un sistema de enfriamiento del reactor fallara en el submarino soviético K-19 , lo que requirió trabajar en el reactor sin protección [59]
64Significado:Dosis no fatal para Albert Stevens , que se extendió a lo largo de aproximadamente 21 años, debido a un experimento de inyección de plutonio en 1945 realizado por médicos que trabajaban en el Proyecto Manhattan secreto . [60] [a]

Ejemplos de tasas de dosis

Todas las conversiones entre horas y años han supuesto una presencia continua en un campo estable, sin tener en cuenta las fluctuaciones conocidas, la exposición intermitente y la desintegración radiactiva . Los valores convertidos se muestran entre paréntesis. "/a" es "por año", que significa por año. "/h" significa "por hora".

<1mSv/a<100nSv/hLas tasas de dosis constantes inferiores a 100 nSv/h son difíciles de medir. [ cita requerida ]
1mSv/a(100nSv/h promedio)Máximo recomendado por la ICRP para la irradiación externa del cuerpo humano, excluidas las exposiciones médicas y ocupacionales.
2.4mSv/a(270nSv/h promedio)Exposición humana a la radiación natural de fondo , promedio mundial [a]
(8(en mSv/a)810nSv/h promedioJunto al nuevo confinamiento seguro de Chernóbil (mayo de 2019) [61]
~8mSv/a(~900nSv/h promedio)Radiación natural de fondo media en Finlandia [62]
24mSv/a(2.7μSv/h promedio)Radiación de fondo natural a la altitud de crucero de las aerolíneas [63] [b]
(46(en mSv/a)5.19μSv/h promedioJunto a la central nuclear de Chernóbil, antes de instalar el nuevo sarcófago en noviembre de 2016 [64]
130mSv/a(15μSv/h promedio)Campo ambiental dentro de la casa más radiactiva de Ramsar, Irán [65] [c]
(350(en mSv/a)39.8μSv/h promedioDentro de “La Garra” de Chernóbil [66]
(800(en mSv/a)90μSv/hRadiación natural en una playa de monacita cerca de Guarapari , Brasil. [67]
(9Sv/a)1mSv/hDefinición de la NRC de un área de alta radiación en una planta de energía nuclear, que justifica una cerca de alambre de cadena [68]
(17–173Sv/a)2–20mSv/hTasa de dosis típica para la pared del reactor activado en posibles reactores de fusión futuros después de 100 años. [69] Después de aproximadamente 300 años de descomposición, los desechos de fusión producirían la misma tasa de dosis que la exposición a cenizas de carbón , y el volumen de desechos de fusión sería naturalmente órdenes de magnitud menor que el de las cenizas de carbón. [70] La activación inmediata prevista es de 90 M Gy /a. [ cita requerida ]
(1.7(kSv/a)190mSv/hLa lectura más alta se obtuvo a partir de la explosión de la bomba Trinity , a 32 km (20 mi) de distancia, 3 horas después de la detonación. [71] [c]
(2.3MSV/a)270Sv/hResiduos típicos de combustible gastado de un reactor de agua a presión , después de un período de enfriamiento de 10 años, sin protección y sin distancia. [72]
(4,6–5,6MSV/a)530–650Sv/hEl nivel de radiación en el interior del recipiente de contención primario del segundo reactor BWR de la central nuclear de Fukushima , en febrero de 2017, seis años después de una supuesta fusión . [73] [74] [75] [76] [77] En este entorno, se necesitan entre 22 y 34 segundos para acumular una dosis letal media (DL 50 /30).

Notas sobre los ejemplos:

  1. ^ abcd Las cifras indicadas están dominadas por una dosis comprometida que gradualmente se convirtió en una dosis efectiva durante un período prolongado de tiempo. Por lo tanto, la dosis aguda real debe ser menor, pero la práctica dosimétrica estándar es contabilizar las dosis comprometidas como agudas en el año en que los radioisótopos ingresan al cuerpo.
  2. ^ La tasa de dosis que reciben las tripulaciones aéreas depende en gran medida de los factores de ponderación de la radiación elegidos para los protones y neutrones, que han cambiado con el tiempo y siguen siendo controvertidos.
  3. ^ ab Las cifras mencionadas excluyen cualquier dosis comprometida de radioisótopos que ingresan al cuerpo. Por lo tanto, la dosis total de radiación sería mayor a menos que se utilizara protección respiratoria.

Historia

El sievert tiene su origen en el equivalente de Röntgen, el hombre (rem), que se derivó de las unidades CGS . La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU) promovió un cambio a unidades SI coherentes en la década de 1970, [78] y anunció en 1976 que planeaba formular una unidad adecuada para la dosis equivalente. [79] La ICRP se adelantó a la ICRU al introducir el sievert en 1977. [80]

El Comité Internacional de Pesas y Medidas (CIPM) adoptó el sievert en 1980, cinco años después de adoptar el gray. El CIPM publicó una explicación en 1984, recomendando cuándo se debía utilizar el sievert en lugar del gray. Esa explicación se actualizó en 2002 para aproximarla a la definición de dosis equivalente de la ICRP, que había cambiado en 1990. En concreto, la ICRP había introducido la dosis equivalente, había cambiado el nombre del factor de calidad (Q) a factor de ponderación de la radiación (W R ) y había eliminado otro factor de ponderación "N" en 1990. En 2002, el CIPM eliminó de forma similar el factor de ponderación "N" de su explicación, pero mantuvo otros términos y símbolos antiguos. Esta explicación sólo aparece en el apéndice del folleto del SI y no forma parte de la definición del sievert. [81]

Uso común del SI

El sievert recibe su nombre de Rolf Maximilian Sievert . Como ocurre con todas las unidades del SI que llevan el nombre de una persona, su símbolo comienza con una letra mayúscula (Sv), pero cuando se escribe con todas sus letras, sigue las reglas de uso de mayúsculas de un sustantivo común ; es decir, sievert se escribe con mayúscula al principio de una oración y en los títulos, pero en el resto de los casos se escribe con minúscula.

Los prefijos del SI que se utilizan con frecuencia son el milisievert (1 mSv = 0,001 Sv) y el microsievert (1 μSv = 0,000 001 Sv), y las unidades que se utilizan habitualmente para las indicaciones de la derivada temporal o de la "tasa de dosis" en los instrumentos y las advertencias para la protección radiológica son μSv/h y mSv/h. Los límites reglamentarios y las dosis crónicas se dan a menudo en unidades de mSv/a o Sv/a, en las que se entiende que representan un promedio a lo largo de todo el año. En muchos escenarios ocupacionales, la tasa de dosis por hora puede fluctuar a niveles miles de veces superiores durante un breve período de tiempo, sin infringir los límites anuales. La conversión de horas a años varía debido a los años bisiestos y los programas de exposición, pero las conversiones aproximadas son:

1 mSv/h = 8,766 Sv/a
114,1 μSv/h = 1 Sv/a

La conversión de tasas horarias a tasas anuales se complica aún más por las fluctuaciones estacionales de la radiación natural, la descomposición de las fuentes artificiales y la proximidad intermitente entre los seres humanos y las fuentes. La CIPR adoptó en su día una conversión fija para la exposición ocupacional, aunque ésta no ha aparecido en documentos recientes: [82]

8 h = 1 día
40 h = 1 semana
50 semanas = 1 año

Por lo tanto, para las exposiciones ocupacionales de ese período de tiempo,

1 mSv/h = 2 Sv/a
500 μSv/h = 1 Sv/a

Cantidades de radiación ionizante

Gráfico que muestra las relaciones entre la radiactividad y la radiación ionizante detectada

La siguiente tabla muestra las cantidades de radiación en unidades SI y no SI:

Magnitudes relacionadas con la radiación ionizante
CantidadUnidadSímboloDerivaciónAñoEquivalente del SI
Actividad ( A )BecquerelBqs -11974Unidad SI
curieCi3,7 × 10 10  s −119533,7 × 10 10  Bq
RutherfordCamino10 6  s −119461 000 000  Bq
Exposición ( X )culombio por kilogramoC/kgC⋅kg −1 de aire1974Unidad SI
RöntgenResu /0,001 293  g de aire19282,58 × 10 −4  C/kg
Dosis absorbida ( D )grisGyJ · kg -11974Unidad SI
erg por gramoergio/gerg⋅g −119501,0 × 10 −4  Gy
RadialRadial100 erg⋅g −119530,010 Gy
Dosis equivalente ( H )sievertSvJ⋅kg −1 × WR1977Unidad SI
hombre equivalente de röntgenmovimiento rápido del ojo100 erg⋅g −1 × WR19710,010 Sv
Dosis efectiva ( E )sievertSvJ⋅kg −1 × WR × WT1977Unidad SI
hombre equivalente de röntgenmovimiento rápido del ojo100 erg⋅g −1 × WR × WT19710,010 Sv

Aunque la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos permite el uso de las unidades curie , rad y rem junto con las unidades del SI, [83] las directivas de unidades de medida europeas de la Unión Europea exigieron que su uso para "fines de salud pública" se eliminara gradualmente antes del 31 de diciembre de 1985. [84]

Equivalencia Rem

Una unidad más antigua para la dosis equivalente es el rem , [85] que todavía se utiliza con frecuencia en los Estados Unidos. Un sievert equivale a 100 rem:

100.0000 rems​=100.000,0 mrem​=1 sv=1 .000000 Sv=1000.000 mSv​=1.000.000 μSv
1 .0000 rem=1000,0 mrem​=1 rem=0,01 0000 Sv=10.000 mSv​=10000 μSv
0,1 000 rem=100,0 mrem​=1 mSv=0,001 000 Sv=1.000 mSv​=1000 μSv
0,001 0 rem=1,0 mrem​=1 millón de rem=0,00001 0 Sv=0,01 0 mSv=10 μSv
0,0001 rem=0,1 mrem=1 μSv=0,000001 Sv=0,001 mSv=1 μSv

Véase también

Notas

  1. ^ Tenga en cuenta que hay dos unidades no pertenecientes al SI que utilizan la misma abreviatura Sv: sverdrup y svedberg .

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