El sievert (símbolo: Sv [nota 1] ) es una unidad derivada de la dosis de radiación ionizante en el Sistema Internacional de Unidades (SI) y es una medida del efecto sobre la salud de los niveles bajos de radiación ionizante en el cuerpo humano. El sievert es importante en la dosimetría y la protección radiológica , y lleva el nombre de Rolf Maximilian Sievert , un físico médico sueco reconocido por su trabajo en la medición de la dosis de radiación y la investigación de los efectos biológicos de la radiación.
Sievert | |
---|---|
Información general | |
Unidad de sistema | Unidad derivada del SI |
Unidad de | Efecto sobre la salud de las radiaciones ionizantes ( dosis equivalente ) |
Símbolo | SV |
Lleva el nombre de | Rolf Maximilian Sievert |
Conversiones | |
1 Sv en ... | ... es igual a ... |
Unidades base SI | m 2 ⋅ s −2 |
Energía absorbida por masa | J ⋅ kg −1 |
Unidades CGS (no SI) | 100 rem |
El sievert se utiliza para cantidades de dosis de radiación tales como dosis equivalente y dosis efectiva , que representan el riesgo de radiación externa de fuentes externas al cuerpo, y dosis comprometida que representa el riesgo de irradiación interna debido a sustancias radiactivas inhaladas o ingeridas. El sievert pretende representar el riesgo estocástico para la salud, que para la evaluación de la dosis de radiación se define como la probabilidad de cáncer inducido por radiación y daño genético. Un sievert conlleva una probabilidad del 5,5% de desarrollar eventualmente un cáncer fatal según el modelo lineal sin umbral . [1] [2]
Para permitir la consideración del riesgo estocástico para la salud, se realizan cálculos para convertir la cantidad física de dosis absorbida en dosis equivalente y dosis efectiva, cuyos detalles dependen del tipo de radiación y el contexto biológico. Para aplicaciones en protección radiológica y evaluación dosimétrica, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) y la Comisión Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas (ICRU) han publicado recomendaciones y datos que se utilizan para calcularlos. Estos se encuentran bajo revisión continua, y se informan cambios en los "Informes" formales de esos órganos.
Convencionalmente, el sievert no se usa para altas tasas de dosis de radiación que producen efectos deterministas, que es la gravedad del daño tisular agudo que seguramente ocurrirá, como el síndrome de radiación aguda ; estos efectos se comparan con la cantidad física de dosis absorbida medida por la unidad de gray (Gy). [3]
Un sievert equivale a 100 rem . El rem es una unidad de medida más antigua que no pertenece al SI.
Definición
Definición del CIPM del sievert
La definición de SI dada por el Comité Internacional de Pesas y Medidas (CIPM) dice:
"La cantidad de dosis equivalente 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 la transferencia de energía lineal por la ICRU "
- H = Q × D [4]
El CIPM no define más el valor de Q , pero requiere el uso de las recomendaciones ICRU relevantes 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 usar los nombres especiales para las unidades respectivas, es decir, se debe usar el nombre gris 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:
El gris - cantidad D - dosis absorbida
- 1 Gy = 1 julio / kilogramo - una cantidad física. 1 Gy es el depósito de un joule de energía de radiación por kg de materia o tejido.
El 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 equivalencia a la dosis absorbida se indica con Q.
Definición de la ICRP del sievert
La definición de sievert de la ICRP es: [5]
- "El sievert es el nombre especial para la unidad SI de dosis equivalente, dosis efectiva y cantidades de dosis operativa. 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
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 operativas. Para relacionar estas dosis reales recibidas con los posibles efectos en la salud, se han desarrollado cantidades de protección para predecir los probables efectos en la salud utilizando los resultados de grandes estudios epidemiológicos. En consecuencia, esto ha requerido la creación de una serie de cantidades de dosis diferentes dentro de un sistema coherente desarrollado por la ICRU en colaboración con la ICRP.
Las cantidades de dosis externas y sus relaciones se muestran en el diagrama adjunto. La ICRU es principalmente responsable de las cantidades de dosis operativas, basadas en la aplicación de metrología de radiación ionizante, y la ICRP es principalmente responsable de las cantidades de protección, basadas en modelos de absorción de dosis y sensibilidad biológica del cuerpo humano.
Convenciones de nombres
Las cantidades de dosis de ICRU / ICRP tienen propósitos y significados específicos, pero algunos usan 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 cantidades de dosis de "protección" dosis efectiva y equivalente que se calculan a partir de cálculos computacionales más complejos. modelos y se distinguen por no tener la frase dosis equivalente en su nombre. Sólo las cantidades de dosis operativas que todavía utilizan Q para el cálculo conservan la frase dosis equivalente . Sin embargo, existen propuestas conjuntas ICRU / ICRP para simplificar este sistema mediante cambios en las definiciones de dosis operativas para armonizar con las de las cantidades de protección. Estos se describieron en el 3er Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 y, si se implementaran, haría más lógico el nombramiento de las cantidades operativas al introducir "dosis en el cristalino del ojo" y "dosis en la piel local" como dosis equivalentes . [7]
En los EE. UU. Hay cantidades de dosis con nombres diferentes que no forman parte de la nomenclatura de la CIPR. [8]
Cantidades fisicas
Se trata de cantidades 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 área por unidad de tiempo, kerma es el efecto ionizante en el aire de los rayos gamma y los rayos X y se usa para la calibración del instrumento, y la dosis absorbida es la cantidad de energía de radiación depositada por unidad de masa en la materia o tejido en cuestión.
Cantidades operativas
Las cantidades operativas se miden en la práctica y son el medio para medir directamente la absorción de la dosis debido a la exposición o predecir la absorción de la dosis en un entorno medido. De esta manera, se utilizan para el control práctico de la dosis, proporcionando una estimación o límite superior para el valor de las cantidades de protección relacionadas con una exposición. También se utilizan en normativas prácticas y orientación. [9]
La calibración de dosímetros individuales y de área en campos de fotones se realiza midiendo la colisión "air kerma free in air" en condiciones de equilibrio de electrones secundarios. Luego, se obtiene la cantidad operativa apropiada aplicando un coeficiente de conversión que relaciona el kerma del aire con la cantidad operativa apropiada. La ICRU publica los coeficientes de conversión para la radiación de fotones. [10]
Se utilizan "fantasmas" simples (no antropomórficos) para relacionar las cantidades operativas con la irradiación medida al aire libre. El fantasma de esfera ICRU se basa en la definición de un material equivalente a tejido de 4 elementos ICRU que no existe realmente y no se puede fabricar. [11] La esfera ICRU es una esfera "equivalente de tejido" teórica de 30 cm de diámetro que consta de 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% nitrógeno. Este material está especificado para aproximarse más al tejido humano en sus propiedades de absorción. Según la ICRP, la "esfera fantasma" 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 que se están considerando. [12] Por lo tanto, la radiación de una fluencia de energía particular 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, el "fantasma de losa" se utiliza para representar el torso humano para la calibración práctica de dosímetros de cuerpo entero. El fantasma de la losa tiene una profundidad de 300 mm × 300 mm × 150 mm para representar el torso humano. [13]
Las propuestas conjuntas ICRU / ICRP descritas en el 3er Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 para cambiar la definición de cantidades operacionales no cambiarían el uso actual de maniquíes de calibración o campos de radiación de referencia. [7]
Cantidades de protección
Las cantidades de protección son modelos calculados y se utilizan como "cantidades limitantes" para especificar límites de exposición a fin de garantizar, en palabras de la CIPR, "que la aparición de efectos estocásticos en la salud se mantenga por debajo de niveles inaceptables y que se eviten las reacciones tisulares". [14] [15] [13] Estas cantidades no se pueden medir en la práctica pero sus valores se derivan usando modelos de dosis externa a los órganos internos del cuerpo humano, usando fantasmas antropomórficos . Estos son modelos computacionales en 3D del cuerpo que tienen en cuenta una serie de efectos complejos, como el autoprotegido del cuerpo y la dispersión interna de la radiación. El cálculo comienza con la dosis absorbida por el órgano y luego aplica la radiación y los factores de ponderación del tejido. [dieciséis]
Dado que las magnitudes de protección no pueden medirse en la práctica, deben utilizarse magnitudes operativas para relacionarlas con las respuestas prácticas de los dosímetros y los instrumentos de radiación. [17]
Respuesta del instrumento y dosimetría
Esta es una lectura real obtenida de un monitor gamma de dosis ambiental o un dosímetro personal . Estos instrumentos se calibran utilizando técnicas de metrología de radiación que los rastrearán 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 prevenir 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 de Radiaciones Ionizantes de 1999 .
Cálculo de cantidades de dosis de protección
El sievert se utiliza en protección radiológica externa para dosis equivalente (la fuente externa, efectos de exposición de todo el cuerpo, en un campo uniforme) y 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 en la salud, y el uso del sievert implica que se han aplicado factores de ponderación apropiados a la medición o cálculo de la dosis absorbida (expresada en grises). [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 del tejido W T , que es específico para el tipo de tejido T que se irradia. Esto se usa con W R para calcular las dosis de órganos contribuyentes para llegar a una dosis E efectiva para una irradiación no uniforme.
Cuando se irradia uniformemente todo el cuerpo, sólo se usa 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, el factor tisular W T se usa para calcular la dosis a cada órgano o tejido. A continuación, se suman para obtener la dosis eficaz. En el caso de irradiación uniforme del cuerpo humano, estos se suman a 1, pero en el caso de irradiación parcial o no uniforme, se suman a un valor menor dependiendo de los órganos afectados; reflejando 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 a todo el cuerpo, teniendo en cuenta la irradiación total o parcial y el tipo o tipos de radiación. Los valores de estos factores de ponderación se eligen de manera conservadora para que sean mayores que el grueso 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 radiación W R
Dado que los diferentes tipos de radiación tienen diferentes efectos biológicos para la misma energía depositada, se aplica un factor de ponderación de radiación correctiva W R , que depende del tipo de radiación y del tejido objetivo, para convertir la dosis absorbida medida en la unidad gris para determinar la dosis equivalente. El resultado se da la unidad sievert.
Radiación | Energía (E) | W R (anteriormente Q ) |
---|---|---|
rayos X , rayos gamma , partículas beta , muones | 1 | |
neutrones | <1 MeV | 2,5 + 18,2 · e - ⅙ ln 2 (E) |
1 - 50 MeV | 5,0 + 17,0 · e - ⅙ en 2 (2 · E) | |
> 50 MeV | 2,5 + 3,25 · e - ⅙ ln 2 (0,04 · E) | |
protones , piones cargados | 2 | |
partículas alfa , productos de fisión nuclear , núcleos pesados | 20 |
La dosis equivalente se calcula multiplicando la energía absorbida, promediada por la masa sobre un órgano o tejido de interés, por un factor de ponderación de la radiación apropiado al tipo y energía de la radiación. Para obtener la dosis equivalente para una combinación de tipos de radiación y energías, se suma la suma de todos los tipos de dosis de energía de radiación. [1]
dónde
- H T es la dosis equivalente absorbida por el tejido T
- D T , R es la dosis absorbida en el tejido T por radiación tipo R
- W R es el factor de ponderación de la radiación definido por la regulación
Así, por ejemplo, una dosis absorbida de 1 Gy por partículas alfa conducirá a una dosis equivalente de 20 Sv.
Esto puede parecer una paradoja. Implica que la energía del campo de radiación incidente en julios se ha multiplicado por 20, violando así las leyes de conservación de la energía . Sin embargo, éste no es el caso. El sievert se usa solo para transmitir el hecho de que un gris de partículas alfa absorbidas causaría veinte veces el efecto biológico de un gris 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 absorbida incidente.
Factor de ponderación del tipo de tejido W T
El segundo factor de ponderación es el factor tisular W T , pero se usa solo si ha habido una irradiación no uniforme de un cuerpo. Si el cuerpo ha sido sometido a una irradiación uniforme, la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente para todo el cuerpo y solo se usa el factor de ponderación de radiación W R. Pero si hay irradiación corporal parcial o no uniforme, el cálculo debe tener en cuenta las dosis de órganos individuales recibidas, porque la sensibilidad de cada órgano a la irradiación depende de su tipo de tejido. Esta dosis sumada sólo de los órganos afectados da la dosis eficaz para todo el cuerpo. El factor de ponderación del tejido se usa para calcular esas contribuciones de dosis de órganos individuales.
Los valores ICRP para W T se dan en la tabla que se muestra aquí.
Órganos | Factores de ponderación tisular | ||
---|---|---|---|
ICRP26 1977 | ICRP60 1990 [19] | ICRP103 2007 [1] | |
Góndolas | 0,25 | 0,20 | 0,08 |
Red de médula ósea | 0,12 | 0,12 | 0,12 |
Colon | - | 0,12 | 0,12 |
Pulmón | 0,12 | 0,12 | 0,12 |
Estómago | - | 0,12 | 0,12 |
Pechos | 0,15 | 0,05 | 0,12 |
Vejiga | - | 0,05 | 0,04 |
Hígado | - | 0,05 | 0,04 |
Esófago | - | 0,05 | 0,04 |
Tiroides | 0,03 | 0,05 | 0,04 |
Piel | - | 0,01 | 0,01 |
Superficie del hueso | 0,03 | 0,01 | 0,01 |
Glándulas salivales | - | - | 0,01 |
Cerebro | - | - | 0,01 |
Resto del cuerpo | 0,30 | 0,05 | 0,12 |
Total | 1,00 | 1,00 | 1,00 |
El artículo sobre dosis efectiva da el método de cálculo. La dosis absorbida se corrige primero para el tipo de radiación para dar la dosis equivalente y luego se corrige para el tejido que recibe la radiación. Algunos tejidos, como la médula ósea, son particularmente 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 dura del hueso, son particularmente insensibles a la radiación y se les asigna un factor de ponderación desproporcionadamente bajo.
En resumen, la suma de las dosis ponderadas en los tejidos para cada órgano o tejido del cuerpo irradiado se suma a la dosis efectiva para el cuerpo. El uso de una dosis eficaz permite comparar la dosis total recibida independientemente del grado de irradiación corporal.
Cantidades operativas
Las cantidades operativas se utilizan en aplicaciones prácticas para monitorear e investigar situaciones de exposición externa. Se definen para mediciones operativas prácticas y evaluación de dosis en el cuerpo. [5] Se diseñaron tres cantidades de dosis operativas externas para relacionar las mediciones operativas del dosímetro y del instrumento con las cantidades de protección calculadas. También se diseñaron dos fantasmas, los fantasmas de "placa" y "esfera" de ICRU, que relacionan estas cantidades con las cantidades de radiación incidente utilizando el cálculo Q (L).
Equivalente de dosis ambiental
Esto se utiliza para el monitoreo de áreas 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 espectro de la esfera ICRU en la dirección de origen del campo. [20] Un ejemplo de radiación penetrante son los rayos gamma .
Dosis equivalente direccional
Esto se usa para monitorear la radiación de baja penetración y generalmente se expresa 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 de la esfera 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, el 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 individuales, como con un dosímetro personal que se lleva en el cuerpo. La profundidad recomendada para la evaluación es de 10 mm, lo que da la cantidad H p (10). [23]
Propuestas para cambiar la definición de cantidades de dosis de protección
Con el fin de simplificar los medios de calcular las cantidades operativas y ayudar a comprender las cantidades de protección de la dosis de radiación, el Comité 2 de la CIPR y el Comité del Informe 26 de la ICRP comenzaron en 2010 un examen de los diferentes medios para lograrlo mediante coeficientes de dosis relacionados con la dosis efectiva o la dosis absorbida. .
Específicamente;
1. Para el monitoreo del área de la 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 los rangos de energía que se considerarán en el informe 116 de la CIPR. Este cambio eliminaría la necesidad de la esfera ICRU e introducir una nueva cantidad llamada E max .
2. Para el seguimiento individual, para medir los efectos deterministas sobre el cristalino del ojo y la piel, sería:
- D = Φ × coeficiente de conversión de la dosis absorbida.
El impulsor de esto es la necesidad de medir el efecto determinista, que se sugiere, es más apropiado que el efecto estocástico. Esto calcularía cantidades de dosis equivalentes H lente y H piel .
Esto eliminaría la necesidad de ICRU Sphere y la función QL. Cualquier cambio reemplazaría el informe 51 de ICRU y parte del informe 57. [7]
En julio de 2017, ICRU / ICRP emitió un informe final para su consulta. [24]
Cantidades de dosis internas
El sievert se utiliza para cantidades de dosis internas humanas en el cálculo de la dosis comprometida . Esta es la dosis de radionucleidos que han sido ingeridos o inhalados en 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 está dentro del tejido del cuerpo, el cálculo de la dosis de órgano absorbida 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 de órganos o tejidos comprometidos y los factores de ponderación tisulares apropiados W T , donde t es el tiempo de integración en años después de la ingesta. Se considera que el período de compromiso es de 50 años para los adultos y de 70 años para los niños. [5]
La CIPR establece además: "Para la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas generalmente se determinan a partir de una evaluación de la ingesta de radionucleidos a partir de mediciones de bioensayos u otras cantidades (por ejemplo, actividad retenida en el cuerpo o en las excretas diarias). La dosis de radiación se determina a partir de la ingesta utilizando los coeficientes de dosis recomendados ". [25]
Se pretende que una dosis comprometida de una fuente interna conlleve el mismo riesgo efectivo que la misma cantidad de dosis equivalente aplicada uniformemente a todo el cuerpo desde una fuente externa, o la misma cantidad de dosis efectiva aplicada a una parte del cuerpo.
Efectos en la salud
La radiación ionizante tiene efectos deterministas y estocásticos en la salud humana. Los eventos deterministas (efecto tisular agudo) ocurren con certeza, y las condiciones de salud resultantes ocurren 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 no muestran ningún efecto negativo causal en la salud después de la exposición, mientras que una minoría aleatoria indeterminista lo hace, a menudo con los efectos negativos sutiles resultantes en la salud solo observables después de grandes estudios epidemiológicos detallados .
El uso del sievert implica que solo se consideran los efectos estocásticos y, para evitar confusiones, los efectos deterministas se comparan convencionalmente con los valores de dosis absorbida expresados por la unidad SI gray (Gy).
Efectos estocásticos
Los efectos estocásticos son los que se producen de forma aleatoria, 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 radiaciones ionizantes 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 comentaristas como la Academia Francesa de Ciencias (2005, Relaciones dosis-efecto y ... Tubiana, M. y Aurengo, A. Académie des Sciences & Académie Nationale de Médecine. (2005) www.researchgate.net/publication/277289357 ) y la Universidad de Oxford (Wade Allison, 2015, Nuclear is for Life, págs. 79–80, ISBN 978-0-9562756-4-6 ) argumentan que este modelo LNT ahora está desactualizado y debería ser reemplazado por un umbral por debajo del cual los valores naturales del cuerpo. Los procesos celulares reparan el daño y / o reemplazan las células dañadas. Existe un acuerdo general en que el riesgo es mucho más alto para los bebés y fetos que para los adultos, más alto para las personas de mediana edad que para las personas mayores y más alto para las mujeres que para los hombres, aunque no existe un consenso cuantitativo al respecto. [26] [27]
Efectos deterministas
Los efectos deterministas (daño tisular agudo) que pueden conducir al síndrome de radiación aguda solo ocurren en el caso de dosis altas agudas (≳ 0.1 Gy) y tasas de dosis altas (≳ 0.1 Gy / h) y convencionalmente no se miden usando la unidad de sievert. pero use la unidad gris (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 ICRP
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; [28]
- Exposición planificada: límites dados para profesionales, médicos y públicos.
- Exposición de emergencia: límites dados para 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 en un promedio de 1 mSv (0.001 Sv) de dosis efectiva por año, sin incluir medicamentos y exposiciones 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, cercana al límite reglamentario, debido al contenido de uranio de la estructura de granito . [29] Según el modelo conservador de la ICRP, alguien que pasó 20 años dentro del edificio del capitolio tendría una probabilidad adicional 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 posibilidades de contraer cáncer durante este mismo período de 20 años, incluso sin ninguna exposición a radiación artificial (consulte Epidemiología natural del cáncer y tasas de cáncer ). Sin embargo, estas estimaciones no tienen en cuenta los mecanismos de reparación naturales de cada célula viva, evolucionados durante unos pocos miles de millones de años de exposición a amenazas químicas y de radiación ambientales que eran más altas en el pasado y exageradas por la evolución del metabolismo del oxígeno .
Ejemplos de dosis
No se encuentran con frecuencia dosis de radiación significativas en la vida diaria. Los siguientes ejemplos pueden ayudar a ilustrar magnitudes relativas; Estos son 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 una dosis que continúa durante un período de tiempo prolongado para que se describa mejor mediante una tasa de dosis.
Ejemplos de dosis
98 | NS V: | Dosis equivalente de plátano , unidad ilustrativa de dosis de radiación que representa la medida de radiación de un plátano típico [35] [a] |
250 | NS V: | Límite de EE. UU. Sobre la dosis efectiva de un único control de seguridad aeroportuario [36] |
5-10 | μSv: | Un juego de radiografías dentales [37] |
80 | μSv: | Dosis promedio (una vez) para las personas que viven dentro de las 10 millas (16 km) de la planta durante el accidente de Three Mile Island [38] |
400–600 | μSv: | Mamografía de dos vistas , utilizando factores de ponderación actualizados en 2007 [39] |
1 | mSv: | US 10 CFR § 20.1301 (a) (1) límite de dosis para miembros individuales del público, dosis equivalente efectiva total , por año [40] |
1,5–1,7 | mSv: | Dosis anual para auxiliares de vuelo [41] |
2-7 | mSv: | Fluoroscopia de bario, p. Ej., Harina de bario , hasta 2 minutos, imágenes de 4 a 24 puntos [42] |
10-30 | mSv: | Tomografía computarizada de cuerpo completo [43] [44] |
50 | mSv: | US 10 CFR § 20.1201 (a) (1) (i) límite de dosis ocupacional, equivalente de dosis efectiva total, por año [45] |
68 | mSv: | Dosis máxima estimada para los evacuados que vivían más cerca de los accidentes nucleares de Fukushima I [46] |
80 | mSv: | Estancia de 6 meses en la Estación Espacial Internacional |
160 | mSv: | Dosis crónica en los pulmones durante un año por fumar 1,5 paquetes de cigarrillos al día, principalmente debido a la inhalación de polonio-210 y plomo-210 [47] [48] |
250 | mSv: | Viaje de 6 meses a Marte: radiación debido a los rayos cósmicos, que son muy difíciles de proteger contra |
500 | mSv: | US 10 CFR § 20.1201 (a) (2) (ii) límite de dosis ocupacional, dosis superficial equivalente a la piel, por año [45] |
670 | mSv: | La dosis más alta recibida por un trabajador que respondió a la emergencia de Fukushima [49] [a] |
1 | SV: | Exposición máxima permitida a la radiación para los astronautas de la NASA durante su carrera [31] |
4-5 | SV: | Dosis necesaria para matar a un ser humano con un riesgo del 50% en 30 días (LD50 / 30), si la dosis se recibe durante un período muy breve [50] [30] |
5 | SV: | 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 de aire a 600 m. [51] [52] |
4.5–6 | SV: | Dosis agudas mortales durante el accidente de Goiânia |
5.1 | SV: | Dosis aguda mortal a Harry Daghlian en el accidente de criticidad de 1945 [53] |
10 a 17 | SV: | Dosis agudas mortales durante el accidente nuclear de Tokaimura . Hisashi Ouchi, que recibió 17 Sv, se mantuvo con vida durante 83 días después del accidente. [54] |
21 | SV: | Dosis aguda mortal a Louis Slotin en 1946 accidente de criticidad [53] |
36 | SV: | Dosis aguda mortal de Cecil Kelley en 1958, la muerte ocurrió dentro de las 35 horas. [55] |
54 | SV: | Dosis aguda mortal a Boris Korchilov en 1961 después de que fallara un sistema de enfriamiento del reactor en el submarino soviético K-19 que requirió trabajo en el reactor sin blindaje [56] |
64 | SV: | La dosis no fatal para Albert Stevens se extendió a lo largo de 21 años, debido a un experimento de inyección de plutonio realizado en 1945 por médicos que trabajaban en el proyecto secreto Manhattan . [57] [a] |
Ejemplos de tasas de dosis
Todas las conversiones entre horas y años han asumido 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.
<1 | mSv / a | <100 | nSv / h | Las tasas de dosis constantes por debajo de 100 nSv / h son difíciles de medir. [ cita requerida ] |
1 | mSv / a | (100 | nSv / h promedio) | La CIPR recomienda el máximo para la irradiación externa del cuerpo humano, excluidas las exposiciones médicas y ocupacionales. |
2.4 | mSv / a | (270 | nSv / h promedio) | Exposición humana a la radiación natural de fondo , promedio mundial [a] |
(8 | mSv / a) | 810 | nSv / h promedio | Junto al nuevo confinamiento seguro de Chernobyl (mayo de 2019) [58] |
~ 8 | mSv / a | (~ 900 | nSv / h promedio) | Radiación natural de fondo media en Finlandia [59] |
24 | mSv / a | (2,7 | μSv / h promedio) | Radiación natural de fondo a la altitud de crucero de la aerolínea [60] [b] |
(46 | mSv / a) | 5.19 | μSv / h promedio | Junto a la central nuclear de Chernobyl, antes de instalar el nuevo sarcófago en noviembre de 2016 [61] |
130 | mSv / a | (15 | μSv / h promedio) | Campo ambiental dentro de la mayoría de las casas radiactivas en Ramsar, Irán [62] [c] |
(350 | mSv / a) | 39,8 | μSv / h promedio | dentro de "La garra" de Chernobyl [63] |
(800 | mSv / a) | 90 | μSv / h | Radiación natural en una playa de monacita cerca de Guarapari , Brasil. [64] |
(9 | Sv / a) | 1 | mSv / h | Definición de la NRC de un área de alta radiación en una planta de energía nuclear, que justifica una cerca de tela metálica [65] |
2-20 | mSv / h | Tasa de dosis típica para la pared del reactor activado en posibles reactores de fusión futuros después de 100 años. [66] Después de aproximadamente 300 años de descomposición, los desechos de fusión producirían la misma tasa de dosis que la exposición a las cenizas de carbón , siendo el volumen de desechos de fusión naturalmente órdenes de magnitud menor que el de las cenizas de carbón. [67] La activación pronosticada inmediata es de 90 M Gy / a. [ cita requerida ] | ||
(1,7 | kSv / a) | 190 | mSv / h | Lectura más alta de la lluvia radiactiva de la bomba Trinity , a 32 km (20 millas) de distancia, 3 horas después de la detonación. [68] [c] |
(2,3 | MSv / a) | 270 | Sv / h | Haz de combustible gastado PWR típico , después de 10 años de enfriamiento, sin protección [69] |
(4,6–5,6 | MSv / a) | 530–650 | Sv / h | El nivel de radiación dentro del recipiente de contención principal del segundo reactor BWR de la central eléctrica de Fukushima , en febrero de 2017, seis años después de una supuesta fusión . [70] [71] [72] [73] [74] En este entorno, se necesitan entre 22 y 34 segundos para acumular una dosis letal mediana (LD50 / 30). |
Notas sobre ejemplos:
- ^ a b c d Las cifras señaladas están dominadas por una dosis comprometida que gradualmente se convirtió en dosis efectiva durante un período prolongado. Por lo tanto, la verdadera dosis aguda debe ser menor, pero la práctica estándar de dosimetría es considerar las dosis comprometidas como agudas en el año en que los radioisótopos ingresan al cuerpo.
- ^ La tasa de dosis recibida por 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.
- ^ a b Las cifras señaladas excluyen cualquier dosis comprometida de radioisótopos que ingresan al cuerpo. Por lo tanto, la dosis total de radiación sería mayor a menos que se usara protección respiratoria.
Historia
El sievert tiene su origen en el hombre equivalente de röntgen (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, [75] y anunció en 1976 que planeaba formular una unidad adecuada para la dosis equivalente. [76] La ICRP se adelantó a la ICRU al introducir el sievert en 1977. [77]
El sievert fue adoptado por el Comité Internacional de Pesas y Medidas (CIPM) en 1980, cinco años después de adoptar el gris. El CIPM luego emitió una explicación en 1984, recomendando cuándo se debe usar el sievert en lugar del gris. Esa explicación se actualizó en 2002 para acercarla a la definición de dosis equivalente de la CIPR, que había cambiado en 1990. Específicamente, la CIPR había introducido dosis equivalente, rebautizado el factor de calidad (Q) por factor de ponderación de la radiación (W R ), y eliminó otro factor de ponderación 'N' en 1990. En 2002, el CIPM eliminó de manera similar el factor de ponderación 'N' de su explicación, pero por lo demás mantuvo otra terminología y símbolos antiguos. Esta explicación solo aparece en el apéndice del folleto SI y no forma parte de la definición de sievert. [78]
Uso común de SI
El sievert lleva el nombre de Rolf Maximilian Sievert . Al igual que con todos los SI unidad lleva el nombre de una persona, su símbolo comienza con una mayúscula letra (Sv), pero cuando se escribe en su totalidad sigue las reglas de capitalización de un nombre común ; es decir, " sievert " se escribe con mayúscula al comienzo de una oración y en los títulos, pero de lo contrario se escribe en minúsculas.
Los prefijos SI utilizados con frecuencia son milisievert (1 mSv = 0,001 Sv) y microsievert (1 μSv = 0,000 001 Sv) y las unidades de uso común para las indicaciones derivadas del tiempo o "tasa de dosis" en los instrumentos y las advertencias para la protección radiológica son μSv / hy mSv / h. Los límites reglamentarios y las dosis crónicas suelen expresarse en unidades de mSv / a o Sv / a, donde se entiende que representan un promedio de todo el año. En muchos escenarios ocupacionales, la tasa de dosis por hora puede fluctuar a niveles miles de veces más altos 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 tarifas por hora a tarifas 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 ICRP adoptó una vez la conversión fija para la exposición ocupacional, aunque no ha aparecido en documentos recientes: [79]
- 8 h = 1 día
- 40 h = 1 semana
- 50 semanas = 1 año
Por lo tanto, para exposiciones ocupacionales de ese período de tiempo,
- 1 mSv / h = 2 Sv / a
- 500 µSv / h = 1 Sv / a
Cantidades de radiación ionizante
La siguiente tabla muestra las cantidades de radiación en unidades SI y no SI:
Cantidad | Unidad | Símbolo | Derivación | Año | Equivalencia SI |
---|---|---|---|---|---|
Actividad ( A ) | becquerel | Bq | s −1 | 1974 | Unidad SI |
curie | Ci | 3,7 × 10 10 s −1 | 1953 | 3,7 × 10 10 Bq | |
rutherford | Rd | 10 6 s −1 | 1946 | 1.000.000 Bq | |
Exposición ( X ) | culombio por kilogramo | C / kg | C⋅kg −1 de aire | 1974 | Unidad SI |
Röntgen | R | esu / 0.001293 g de aire | 1928 | 2,58 × 10 −4 C / kg | |
Dosis absorbida ( D ) | gris | Gy | J ⋅kg −1 | 1974 | Unidad SI |
ergio por gramo | ergio / g | erg⋅g −1 | 1950 | 1,0 × 10 −4 Gy | |
rad | rad | 100 erg⋅g −1 | 1953 | 0,010 Gy | |
Dosis equivalente ( H ) | sievert | SV | J⋅kg −1 × W R | 1977 | Unidad SI |
hombre equivalente de röntgen | movimiento rápido del ojo | 100 erg⋅g −1 x W R | 1971 | 0,010 Sv | |
Dosis efectiva ( E ) | sievert | SV | J⋅kg −1 × W R × W T | 1977 | Unidad SI |
hombre equivalente de röntgen | movimiento rápido del ojo | 100 erg⋅g −1 × W R × W T | 1971 | 0,010 Sv |
Aunque la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos permite el uso de las unidades curie , rad y rem junto con las unidades SI, [80] las directivas de unidades de medida europeas de la Unión Europea requieren que se elimine gradualmente su uso para "fines de salud pública ..." antes del 31 de diciembre de 1985. [81]
Equivalencia Rem
Una unidad más antigua para la dosis equivalente es el rem , [82] que todavía se usa con frecuencia en los Estados Unidos. Un sievert es igual a 100 rem:
100 .0000 rem | = | 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 0,000 mSv | = | 10000 µSv |
0,1 000 rem | = | 100 .0 mrem | = | 1 mSv | = | 0,001 000 Sv | = | 1 0,000 mSv | = | 1000 µSv |
0.001 0 rem | = | 1 .0 mrem | = | 1 mrem | = | 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 |
Ver también
- Síndrome de radiación aguda
- Becquerel (desintegraciones por segundo)
- Recuentos por minuto
- Exposición (radiación)
- Rutherford (unidad)
- Sverdrup (una unidad de transporte de volumen no perteneciente al SI con el mismo símbolo Sv que sievert)
Notas
- ^ No debe confundirse con el sverdrup o el svedberg , dos unidades ajenas al SI que a veces utilizan el mismo símbolo.
Referencias
- ^ a b c d e f g ICRP (2007). "Las Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica" . Anales de la ICRP . Publicación 103 de la CIPR. 37 (2–4). ISBN 978-0-7020-3048-2. Consultado el 17 de mayo de 2012 .
- ^ La CIPR dice: "En el rango de dosis baja, por debajo de aproximadamente 100 mSv, es científicamente plausible suponer que la incidencia de cáncer o efectos hereditarios aumentará en proporción directa a un aumento en la dosis equivalente en los órganos y tejidos relevantes. " Publicación de la CIPR 103 párrafo 64
- ^ Informe 103 de la ICRP, párrafos 104 y 105
- ^ a b CIPM, 2002: Recomendación 2 , BIPM, 2000
- ^ a b c Publicación 103 de la CIPR - Glosario.
- ^ Publicación 60 de la ICRP publicada en 1991
- ^ a b c "Cantidades operativas y nuevo enfoque de ICRU" - Akira Endo. El 3er Simposio Internacional sobre el Sistema de Protección Radiológica, Seúl, Corea - 20 al 22 de octubre de 2015 [1]
- ^ "El confuso mundo de la dosimetría de radiación" - MA Boyd, Agencia de Protección Ambiental de Estados Unidos 2009. Una descripción de las diferencias cronológicas entre los sistemas de dosimetría de Estados Unidos y la ICRP.
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo B147
- ^ Medición de H * (10) y Hp (10) en campos mixtos de electrones y fotones de alta energía. E. Gargioni, L. Büermann y H.-M. Kramer Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB), D-38116 Braunschweig, Alemania
- ^ "Cantidades operativas para la exposición a radiación externa, deficiencias reales y opciones alternativas", G. Dietze, DT Bartlett, NE Hertel, en IRPA 2012, Glasgow, Escocia. Mayo de 2012
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo B159
- ^ a b c Calibración de los instrumentos de vigilancia de la protección radiológica (PDF) , Serie de informes de seguridad 16, OIEA, 2000, ISBN 978-92-0-100100-9,
En 1991, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) [7] recomienda un sistema revisado de limitación de dosis, incluida la especificación de primaria cantidades limitantes para fines de protección radiológica. Estas cantidades de protección son esencialmente inconmensurables.
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo 112
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo B50
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo B64
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo B146
- ^ UNSCEAR-2008 Anexo A página 40, tabla A1, recuperado 2011-7-20
- ^ ICRP (1991). "Recomendaciones de 1990 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica: Cantidades utilizadas en protección radiológica" . Anales de la ICRP . Publicación ICRP 60. 21 (1-3): 8. Bibcode : 1991JRP .... 11..199V . doi : 10.1016 / 0146-6453 (91) 90066-P . ISBN 978-0-08-041144-6.
- ^ Informe 103 de la ICRP, párrafos B163 - B164
- ^ Informe 103 de la ICRP, párrafos B165-B167
- ^ Mattsson, Sören; Söderberg, Marcus (2013), "Cantidades y unidades de dosis para la protección radiológica" (PDF) , Protección radiológica en medicina nuclear , Springer Verlag, doi : 10.1007 / 978-3-642-31167-3 , ISBN 978-3-642-31166-6
- ^ Informe 103 de la ICRP, párrafos B168 - B170
- ^ "Borrador de la CIPR" Cantidades operativas para la exposición a radiaciones externas " " (PDF) .
- ^ Publicación 103 de la CIPR - Párrafo 144.
- ^ Peck, Donald J .; Samei, Ehsan. "Cómo comprender y comunicar el riesgo de radiación" . Imagen sabiamente. Archivado desde el original el 8 de diciembre de 2010 . Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de las Radiaciones Atómicas (2008). Efectos de las radiaciones ionizantes: Informe UNSCEAR 2006 a la Asamblea General, con anexos científicos . Nueva York: Naciones Unidas. ISBN 978-92-1-142263-4. Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ ICRP. "Informe 103": Cuadro 8, sección 6.5. Cite journal requiere
|journal=
( ayuda ) - ^ Programa de Acción de Remediación de Sitios Anteriormente Utilizados. "Radiación en el medio ambiente" (PDF) . Cuerpo de Ingenieros del Ejército de EE. UU. Archivado desde el original (PDF) el 11 de febrero de 2012 . Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ a b "Rangos de dosis de radiación ionizante (gráficos Rem y Sievert)" (PDF) . Departamento de Energía de Estados Unidos . Junio de 2010 . Consultado el 28 de mayo de 2018 .
- ^ a b Kerr, RA (31 de mayo de 2013). "La radiación hará que el viaje de los astronautas a Marte sea aún más arriesgado". Ciencia . 340 (6136): 1031. Bibcode : 2013Sci ... 340.1031K . doi : 10.1126 / science.340.6136.1031 . ISSN 0036-8075 . PMID 23723213 .
- ^ Zeitlin, C .; et al. (31 de mayo de 2013). "Medidas de radiación de partículas energéticas en tránsito a Marte en el Laboratorio de Ciencias de Marte". Ciencia . 340 (6136): 1080–1084. Código bibliográfico : 2013Sci ... 340.1080Z . doi : 10.1126 / science.1235989 . ISSN 0036-8075 . PMID 23723233 .
- ^ Chang, Kenneth (30 de mayo de 2013). "Punto de datos al riesgo de radiación para los viajeros a Marte" . The New York Times . Consultado el 31 de mayo de 2013 .
- ^ Gelling, Cristy (29 de junio de 2013). "El viaje a Marte proporcionaría una gran dosis de radiación; el instrumento Curiosity confirma la expectativa de exposiciones importantes" . Noticias de ciencia . 183 (13): 8. doi : 10.1002 / scin.5591831304 . Consultado el 8 de julio de 2013 .
- ^ Lista de correo de RadSafe : publicación original e hilo de seguimiento . FGR11 discutido.
- ^ Instituto Nacional Estadounidense de Estándares (2009). Seguridad radiológica para sistemas de detección de seguridad del personal que utilizan rayos X o radiación gamma (PDF) . ANSI / HPS N43.17 . Consultado el 31 de mayo de 2012 .
- ^ Hart, D .; Wall, BF (2002). Exposición a la radiación de la población del Reino Unido a partir de exámenes médicos y de rayos X dentales (PDF) . Junta Nacional de Protección Radiológica. pag. 9. ISBN 0-85951-468-4. Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ "Qué sucedió y qué no sucedió en el accidente de TMI-2" . Sociedad Nuclear Estadounidense . Archivado desde el original el 30 de octubre de 2004 . Consultado el 28 de diciembre de 2018 .
- ^ Hendrick, R. Edward (octubre de 2010). "Dosis de radiación y riesgos de cáncer de los estudios de imágenes de mama" . Radiología . 257 (1): 246–253. doi : 10.1148 / radiol.10100570 . PMID 20736332 .
- ^ "NRC: 10 CFR 20.1301 Límites de dosis para miembros individuales del público" . NRC . Consultado el 7 de febrero de 2014 .
- ^ Grajewski, Barbara; Waters, Martha A .; Whelan, Elizabeth A .; Bloom, Thomas F. (2002). "Estimación de dosis de radiación para estudios epidemiológicos de auxiliares de vuelo" . Revista estadounidense de medicina industrial . 41 (1): 27–37. doi : 10.1002 / ajim.10018 . ISSN 0271-3586 . PMID 11757053 .
- ^ Pared, BF; Hart, D. (1997). "Dosis de radiación revisadas para exámenes de rayos X típicos". La Revista Británica de Radiología . 70 (833): 437–439. doi : 10.1259 / bjr.70.833.9227222 . PMID 9227222 . (5,000 mediciones de dosis de pacientes de 375 hospitales)
- ^ Brenner, David J .; Hall, Eric J. (2007). "Tomografía computarizada: una fuente creciente de exposición a la radiación". Revista de Medicina de Nueva Inglaterra . 357 (22): 2277–2284. doi : 10.1056 / NEJMra072149 . PMID 18046031 .
- ^ Van Unnik, JG; Broerse, JJ; Geleijns, J .; Jansen, JT; Zoetelief, J .; Zweers, D. (1997). "Estudio de técnicas de TC y dosis absorbida en varios hospitales holandeses". La Revista Británica de Radiología . 70 (832): 367–71. doi : 10.1259 / bjr.70.832.9166072 . PMID 9166072 . (3000 exámenes de 18 hospitales)
- ^ a b "NRC: 10 CFR 20.1201 Límites de dosis ocupacionales para adultos" . NRC . Consultado el 7 de febrero de 2014 .
- ^ Hosoda, Masahiro; Tokonami, Shinji; Sorimachi, Atsuyuki; Monzen, Satoru; Osanai, Minoru; Yamada, Masatoshi; Kashiwakura, Ikuo; Akiba, Suminori (2011). "La variación en el tiempo de la tasa de dosis aumentó artificialmente por la crisis nuclear de Fukushima" . Informes científicos . 1 : 87. Código Bibliográfico : 2011NatSR ... 1E..87H . doi : 10.1038 / srep00087 . PMC 3216573 . PMID 22355606 .
- ^ "F. Fuentes típicas de exposición a la radiación" . Instituto Nacional de Salud . Archivado desde el original el 13 de junio de 2013 . Consultado el 20 de junio de 2019 .
- ^ "Riesgo de radiación para exámenes de rayos X y CT - cuadro de dosis" . 26 de abril de 2012. Archivado desde el original el 26 de abril de 2012 . Consultado el 15 de abril de 2019 .
- ^ American Nuclear Society (marzo de 2012). "Apéndice B" (PDF) . En Klein, Dale; Corradini, Michael (eds.). Fukushima Daiichi: Informe del Comité ANS . Consultado el 19 de mayo de 2012 .
- ^ "Dosis letal (LD)" . www.nrc.gov . Consultado el 12 de febrero de 2017 .
- ^ Wellerstein, Alex. "NUKEMAP" . nuclearsecrecy.com . Alex Wellerstein . Consultado el 15 de abril de 2021 .
- ^ Glasstone, Dolan (1962), Los efectos de las armas nucleares , Agencia de Apoyo Atómico de Defensa, Departamento de Defensa, Capítulo VIII, Radiación nuclear inicial
- ^ a b McLaughlin, Thomas P .; Monahan, Shean P .; Pruvost, Norman L .; Frolov, Vladimir V .; Riazanov, Boris G .; Sviridov, Victor I. (mayo de 2000). Una revisión de accidentes de criticidad (PDF) . Los Alamos, NM: Laboratorio Nacional de Los Alamos. págs. 74–75. LA-13638 . Consultado el 21 de abril de 2010 .
- ^ "El trabajador de JCO sucumbe a los 83 días" . Consultado el 24 de abril de 2016 .
- ^ "El accidente de criticidad de Cecil Kelley: el origen del programa de análisis de tejidos humanos de Los Alamos" (PDF) . Ciencia de Los Alamos . 23 : 250-251. 1995.
- ^ Dolgodvorov, Vladimir (noviembre de 2002). "K-19, el submarino olvidado" (en ruso). trud.ru . Consultado el 2 de julio de 2015 .
- ^ Moss, William; Eckhardt, Roger (1995). "Los experimentos de inyección de plutonio humano" (PDF) . Ciencia de Los Alamos . Protección radiológica y experimentos de radiación humana (23): 177-223 . Consultado el 13 de noviembre de 2012 .
- ^ "Google Maps" . Google Maps .
- ^ Introducción a la inmovilización de residuos nucleares, segunda edición (2ª ed.). Elsevier. ISBN 978-0-08-099392-8.
- ^ Bailey, Susan (enero de 2000). "Exposición a la radiación de la tripulación aérea: una descripción general" (PDF) . Noticias nucleares . Consultado el 19 de mayo de 2012 .
- ^ "Los lugares más radiactivos de la Tierra" . 17 de diciembre de 2014 - vía YouTube.
- ^ Hendry, Jolyon H .; Simon, Steven L .; Wojcik, Andrzej; et al. (1 de junio de 2009). "Exposición humana a una alta radiación natural de fondo: ¿qué nos puede enseñar sobre los riesgos de la radiación?" (PDF) . Revista de Protección Radiológica . 29 (2A): A29 – A42. Código bibliográfico : 2009JRP .... 29 ... 29H . doi : 10.1088 / 0952-4746 / 29 / 2A / S03 . PMC 4030667 . PMID 19454802 . Archivado desde el original (PDF) el 21 de octubre de 2013 . Consultado el 1 de diciembre de 2012 .
- ^ Charleston, LJ (7 de julio de 2019). "La Garra de Chernobyl: cosa más peligrosa en la zona de exclusión" . news.com.au . Consultado el 31 de enero de 2021 .
- ^ "Anexo B" . Fuentes y efectos de la radiación ionizante . vol. 1. Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de las Radiaciones Atómicas , Naciones Unidas. 2000. p. 121 . Consultado el 11 de noviembre de 2012 .
|volume=
tiene texto extra ( ayuda ) - ^ Guía reglamentaria 8.38: Control de acceso a áreas de alta y muy alta radiación en centrales nucleares (PDF) . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. 2006.
- ^ "Consideración de estrategias, experiencia en la industria, procesos y escalas de tiempo para el reciclaje de material irradiado por fusión" (PDF) . UKAEA. pag. vi. Archivado desde el original (PDF) el 12 de octubre de 2013 . Consultado el 5 de marzo de 2013 .
tasas de dosis de 2-20 mSv / h, típicas de los componentes que se enfrentan al plasma después de un almacenamiento intermedio de hasta 100 años
- ↑ Energy Markets: The Challenges of the New Millennium , XVIII Congreso Mundial de Energía, Buenos Aires, Argentina, 21-25 de octubre de 2001, Figura X página 13.
- ^ Widner, Thomas (junio de 2009). Borrador del Informe Final del Proyecto de Evaluación y Recuperación de Documentos Históricos de Los Alamos (LAHDRA) (PDF) . Centros para el Control y la Prevención de Enfermedades . Consultado el 12 de noviembre de 2012 .
- ^ Su, S. (agosto de 2006). TAD Source Term and Dosis Rate Evaluation (PDF) . Bechtel Saic. 000-30R-GGDE-00100-000-00A . Consultado el 20 de mayo de 2012 .
- ^ "Las lecturas de alta radiación en el reactor n. ° 2 de Fukushima complican la sonda basada en robot" . The Japan Times Online . 10 de febrero de 2017.
- ^ McCurry, Justin (3 de febrero de 2017). "Radiación del reactor nuclear de Fukushima al más alto nivel desde la fusión de 2011" . The Guardian - a través de theguardian.com.
- ^ Hruska, Joel (3 de febrero de 2017). "El Reactor n. ° 2 de Fukushima es mucho más radiactivo de lo que se pensaba" . extremetech.com . Consultado el 31 de enero de 2021 .
- ^ Dvorsky, George (10 de febrero de 2018). "Radiación excesiva dentro del robot de limpieza Fukushima Fries" . Gizmodo.com . Consultado el 31 de enero de 2021 .
- ^ Fifield, Anna; Oda, Yuki (8 de febrero de 2017). "La planta nuclear japonesa acaba de registrar un nivel de radiación astronómico. ¿Deberíamos estar preocupados?" . The Washington Post . Tokio . Consultado el 31 de enero de 2021 .
- ^ Wyckoff, HO (abril de 1977). Mesa redonda sobre unidades SI: Actividades ICRU (PDF) . Congreso Internacional de la Asociación Internacional de Protección Radiológica. París, Francia . Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ Wyckoff, HO; Allisy, A .; Lidén, K. (mayo de 1976). "Los nuevos nombres especiales de las unidades SI en el campo de las radiaciones ionizantes" (PDF) . Revista británica de radiología . 49 (581): 476–477. doi : 10.1259 / 0007-1285-49-581-476-b . ISSN 1748-880X . PMID 949584 . Consultado el 18 de mayo de 2012 .
- ^ "Recomendaciones de la CIPR" . Anales de la ICRP . Publicación de la CIPR 26. 1 (3). 1977 . Consultado el 17 de mayo de 2012 .
- ^ Oficina Internacional de Pesas y Medidas (2006), El Sistema Internacional de Unidades (SI) (PDF) (8a ed.), ISBN 92-822-2213-6, archivado (PDF) desde el original el 14 de agosto de 2017
- ^ Recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica y de la Comisión Internacional de Unidades Radiológicas (PDF) . Manual de la Oficina Nacional de Normas. 47 . Departamento de Comercio de Estados Unidos. 1950 . Consultado el 14 de noviembre de 2012 .
- ^ 10 CFR 20.1004 . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. 2009.
- ^ El Consejo de las Comunidades Europeas (21 de diciembre de 1979). "Directiva 80/181 / CEE del Consejo, de 20 de diciembre de 1979, relativa a la aproximación de las legislaciones de los Estados miembros en materia de unidad de medida y derogación de la Directiva 71/354 / CEE" . Consultado el 19 de mayo de 2012 .
- ^ Oficina de Aire y Radiación; Oficina de Radiación y Aire Interior (mayo de 2007). "Radiación: riesgos y realidades" (PDF) . Agencia de Protección Ambiental de los Estados Unidos. pag. 2 . Consultado el 19 de marzo de 2011 .
- Informe del Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de las Radiaciones Atómicas a la Asamblea General (PDF) , Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los Efectos de las Radiaciones Atómicas
enlaces externos
- Glover, Paul. "Millisieverts y Radiación" . Sesenta símbolos . Brady Haran para la Universidad de Nottingham .
- Eurados - El grupo europeo de dosimetría de radiación