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Articulo de referencia

Sievert

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

La unidad sievert se utiliza para cantidades de dosis de radiación como la dosis equivalente y la dosis efectiva , que representan el riesgo de radiación externa proveniente 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 (ICRP), un sievert resulta en una probabilidad del 5,5 % de desarrollar 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 dosis absorbida se convierte en dosis equivalente y dosis efectiva aplicando factores según 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 rem² , una unidad de radiación antigua del CGS .

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

Definición

Definición CIPM del sievert

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

"La cantidad 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 lineal de energía por la ICRU ."

H = Q × D [ 4 ]

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

El CIPM también afirma que "para evitar cualquier riesgo de confusión entre la dosis absorbida D y la dosis equivalente H , deben utilizarse los nombres especiales para las unidades respectivas, es decir, debe utilizarse 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 magnitud 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 al 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 de sievert de la ICRP es: [ 5 ]

"El sievert es la denominación especial de la unidad del SI para las dosis equivalentes, las dosis efectivas y las dosis operacionales. Su unidad es julio por kilogramo."

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

Cantidades de dosis externas

Cantidades 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 con instrumentos radiométricos y dosímetros , y se denominan magnitudes operacionales. Para relacionar estas dosis reales recibidas con los posibles efectos sobre la salud, se han desarrollado magnitudes de protección que predicen dichos efectos utilizando los resultados de grandes estudios epidemiológicos. En consecuencia, esto ha requerido la creación de diversas magnitudes de dosis 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 la principal responsable de las cantidades de dosis operacionales, basándose en la aplicación de la metrología de la radiación ionizante, y la ICRP es la principal responsable de las cantidades de protección, basándose en la modelización de la absorción de dosis y la sensibilidad biológica del cuerpo humano.

Convenciones de nomenclatura

Las cantidades de dosis de la ICRU/ICRP tienen propósitos y significados específicos, pero algunas utilizan términos 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 dosis equivalente , que se calculan a partir de modelos computacionales más complejos y se distinguen por no incluir la frase " dosis equivalente" en su nombre. Solo las cantidades 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 cantidades de protección. Estas propuestas se expusieron en el 3er Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 y, de implementarse, harían que la nomenclatura de las cantidades 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 cantidades de dosis con nombres diferentes que no forman parte de la nomenclatura de la ICRP. [ 8 ]

Cantidades físicas

Se trata de magnitudes físicas directamente medibles que no tienen en cuenta los efectos biológicos. La fluencia de radiación es el número de partículas de radiación que inciden por unidad de área y por unidad de tiempo; el kerma es el efecto ionizante de los rayos gamma y los rayos X sobre el aire , utilizado 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 tejido en cuestión.

Cantidades operativas

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

La calibración de dosímetros individuales y de área en campos de fotones se realiza midiendo la kerma de aire por colisión en condiciones de equilibrio de electrones secundarios. A continuación, se obtiene la magnitud operacional adecuada aplicando un coeficiente de conversión que relaciona la kerma de aire con dicha magnitud. Los coeficientes de conversión para la radiación de fotones son publicados por la ICRU. [ 10 ]

Se utilizan "fantasmas" simples (no antropomórficos) para relacionar las cantidades operacionales con la irradiación medida en aire libre. El fantoma 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 ni puede fabricarse. [ 11 ] La esfera de la ICRU es una  esfera teórica "equivalente a tejido" de 30 cm de diámetro, compuesta 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 % de nitrógeno. Este material se especifica para que se aproxime 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 considerados. [ 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 tener en cuenta la retrodispersión y la absorción del cuerpo humano, se utiliza un "fantasma de lámina" para representar el torso humano en la calibración práctica de dosímetros de cuerpo entero. El fantoma de lámina tiene unas dimensiones de 300 mm × 300 mm × 150 mm de profundidad para representar el torso humano. [ 13 ]

Las propuestas conjuntas de la ICRU/ICRP presentadas en el 3er Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 para cambiar la definición de cantidades operacionales no modificarían el uso actual de los fantomas de calibración ni de los 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 y asegurar, en palabras de la ICRP, "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 utilizando modelos de dosis externa a órganos internos del cuerpo humano, mediante fantomas antropomórficos . Estos son modelos computacionales 3D del cuerpo que tienen en cuenta una serie de efectos complejos, como el autoapantallamiento del cuerpo y la dispersión interna de la radiación. El cálculo comienza con la dosis absorbida por el órgano y luego aplica factores de ponderación de radiación y tejido. [ 16 ]

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

Respuesta del instrumento y de la dosimetría

Esta es una lectura real obtenida de un monitor de dosis gamma ambiental o un dosímetro personal . Estos instrumentos se calibran mediante técnicas de metrología de la radiación que los vinculan a un estándar nacional de radiación y, por lo tanto, los relacionan con una magnitud operativa. Las lecturas de los instrumentos y dosímetros se utilizan para prevenir la absorción de dosis excesivas y para proporcionar registros de la dosis absorbida, de acuerdo con la legislación de seguridad radiológica; como en el Reino Unido , el Reglamento de 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 la exposición de cuerpo entero 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 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 grays). [ 1 ]

El cálculo de la ICRP proporciona dos factores de ponderación que permiten calcular las cantidades de protección.

 1. El factor de radiación W R , que es específico para el tipo de radiación R – Este 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 , específico para el tipo de tejido T que se irradia. Este se utiliza junto con W R para calcular las dosis de los órganos contribuyentes y así obtener una dosis efectiva E para la irradiación no uniforme.

Cuando se irradia uniformemente todo el cuerpo, 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 es parcial o no uniforme, se utiliza el factor tisular W T para calcular la dosis en cada órgano o tejido. Estos se suman para obtener la dosis efectiva. En el caso de una irradiación uniforme del cuerpo humano, la suma de estos factores es igual a 1, pero en el caso de una irradiación parcial o no uniforme, la suma será menor dependiendo de los órganos afectados, lo que refleja un menor impacto general en la salud. El proceso de cálculo se muestra en el diagrama adjunto. Este método calcula la contribución al 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 mayoría de los valores experimentales observados para los tipos de células más sensibles, basándose en los promedios de los obtenidos para la población humana.

Factor de ponderación del tipo de radiación W R

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

La dosis equivalente se calcula multiplicando la energía absorbida, promediada por masa sobre un órgano o tejido de interés, por un factor de ponderación de radiación apropiado para el 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 todas las dosis de energía de radiación. [ 1 ]

HT=∑RWR⋅DT,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 radiación tipo R y
W R es el factor de ponderación de la radiación definido por la normativa.

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 para los neutrones se ha revisado a lo largo del tiempo y sigue siendo objeto de controversia.

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, esto no es así. El sievert se utiliza únicamente para indicar que un gray de partículas alfa absorbidas produce un efecto biológico veinte veces mayor que un gray de rayos X absorbidos. Es este componente biológico el que se expresa al usar sieverts, en lugar de la energía real suministrada por la radiación incidente absorbida.

Factor de ponderación del tipo de tejido W T

El segundo factor de ponderación es el factor tisular W T , pero se utiliza únicamente si la irradiación del cuerpo ha sido no uniforme. Si la irradiación ha sido uniforme, la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente para todo el cuerpo, y solo se utiliza el factor de ponderación de la radiación W R. Sin embargo, si la irradiación es parcial o no uniforme, el cálculo debe tener en cuenta las dosis individuales recibidas por cada órgano, ya que la sensibilidad de cada órgano a la irradiación depende de su tipo de tejido. La suma de las dosis de 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 cada órgano.

Los valores de la ICRP para W T se muestran en la tabla que aparece a continuación.

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

En resumen, la suma de las dosis ponderadas por tejido en cada órgano o tejido irradiado del cuerpo constituye la dosis efectiva para el organismo. El uso de la dosis efectiva permite comparar la dosis total recibida, independientemente del grado de irradiación corporal.

Relación entre algunas unidades de radiación ionizante [ 20 ]

Cantidades operativas

Las magnitudes operacionales se utilizan en aplicaciones prácticas para el monitoreo y la investigación de situaciones de exposición externa. Se definen para mediciones operacionales prácticas y la evaluación de dosis en el cuerpo. [ 5 ] Se diseñaron tres magnitudes operacionales de dosis externa para relacionar las mediciones operacionales de dosímetros e instrumentos con las magnitudes de protección calculadas. También se diseñaron dos fantomas, los fantomas "slab" y "sphere" de la ICRU, que relacionan estas magnitudes con las magnitudes de radiación incidente mediante el cálculo Q(L).

Equivalente de dosis ambiental

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 fantoma esférico de la ICRU en la dirección de origen del campo. [ 21 ] Un ejemplo de radiación penetrante son los rayos gamma .

Equivalente de dosis direccional

Esto se utiliza para el monitoreo de 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 fantoma esférico de la ICRU. [ 22 ] 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, por ejemplo, la piel, el cristalino del ojo. [ 23 ] En la práctica de protección radiológica, el valor de omega generalmente no se especifica ya que la dosis generalmente es máxima en el punto de interés.

Dosis equivalente personal

Esto se utiliza para la monitorización de dosis individual, como con un dosímetro personal que se lleva puesto en el cuerpo. La profundidad recomendada para la evaluación es de 10  mm, lo que da la cantidad H p (10). [ 24 ]

Propuestas para modificar la definición de cantidades de dosis de protección.

Con el fin de simplificar los métodos de cálculo de las magnitudes operacionales y facilitar la comprensión de las magnitudes de protección contra la dosis de radiación, el Comité 2 de la ICRP y el Comité 26 de la ICRU iniciaron 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 la monitorización del área de dosis efectiva en todo el cuerpo sería:

H = Φ × coeficiente de conversión

La razón de esto es que H ∗ (10) no es una estimación razonable de la dosis efectiva debida a fotones de alta energía, como resultado de la ampliación de los tipos de partículas y rangos de energía que se considerarán 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 monitoreo individual, para medir los efectos deterministas en el cristalino y la piel del ojo, sería:

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

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

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

En julio de 2017, la ICRU/ICRP publicó un borrador final del informe para su consulta. [ 25 ]

Cantidades de dosis internas

El sievert se utiliza para cuantificar la dosis interna humana en el cálculo de la dosis comprometida . Esta dosis proviene de radionúclidos ingeridos o inhalados, que irradian el cuerpo durante un período determinado. Se aplican los mismos conceptos para calcular las cantidades de protección que para la radiación externa, pero dado que la fuente de radiación se encuentra dentro del tejido corporal, el cálculo de la dosis absorbida en los órganos utiliza coeficientes y mecanismos de irradiación diferentes.

La ICRP define la dosis efectiva comprometida,mi(t){\displaystyle E(t)}como la suma de los productos de las dosis equivalentes de órganos o tejidos comprometidos y los factores de ponderación tisular apropiadosWt{\displaystyle W_{t}}, dóndet{\displaystyle t}es el tiempo de integración en años después del ingreso. El período de compromiso se considera de 50 años para los adultos y de 70 años para los niños. [ 5 ]

La ICRP afirma además: «Para la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas generalmente se determinan a partir de una evaluación de la ingesta de radionúclidos mediante mediciones de bioensayo u otras cantidades (por ejemplo, la 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». [ 26 ]

Una dosis comprometida procedente de una fuente interna está diseñada para conllevar 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 sobre la salud

La radiación ionizante tiene efectos deterministas y estocásticos en la salud humana. Los eventos deterministas (efectos agudos en los tejidos) ocurren con certeza, y las afecciones de salud resultantes se presentan en todos los individuos que reciben la misma dosis alta. Los eventos estocásticos (inducción de cáncer y efectos genéticos) son inherentemente aleatorios , y la mayoría de los individuos de un grupo no presentan ningún efecto negativo causal en la salud después de la exposición, mientras que una minoría aleatoria indeterminista sí los presenta, y a menudo los sutiles efectos negativos resultantes solo se observan después de grandes estudios epidemiológicos detallados .

El uso del sievert implica que solo se están considerando 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 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 está obsoleto y debería reemplazarse por un umbral por debajo del cual los procesos celulares naturales del cuerpo reparan el daño y/o reemplazan las células dañadas. [ 27 ] [ 28 ] Existe un acuerdo general en que el riesgo es mucho mayor para los bebés y 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 consenso cuantitativo al respecto. [ 29 ] [ 30 ]

Efectos deterministas

Este gráfico muestra el efecto del fraccionamiento de la dosis en la capacidad de los rayos gamma para causar la muerte celular. La línea azul representa las células que no tuvieron tiempo de recuperarse; la radiación se administró en una sola sesión. La línea roja representa las células que tuvieron tiempo para recuperarse, y la interrupción en la administración de la radiación les confirió radiorresistencia .

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

límites de dosis de la ICRP

La ICRP recomienda una serie de límites para la absorción de dosis en la tabla 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: [ 31 ]

  • Exposición planificada: límites establecidos para uso ocupacional, médico y público.
  • Exposición de emergencia: límites establecidos 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 un promedio de 1  mSv (0,001  Sv) de dosis efectiva por año, sin incluir las exposiciones médicas y ocupacionales. [ 1 ]

Para comparar, 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 . [ 32 ] Según el modelo conservador de la ICRP, alguien que pasara 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 una probabilidad del 10 % de contraer cáncer durante este mismo período de 20 años, incluso sin ninguna exposición a radiación artificial (véase Epidemiología natural del cáncer y tasas de cáncer ).

Ejemplos de dosis

Tabla de dosis del Departamento de Energía de EE. UU. de 2010 en sieverts para una variedad de situaciones y aplicaciones [ 33 ]
Diversas dosis de radiación en sieverts, que van desde triviales hasta 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). [ 34 ] [ 35 ] [ 36 ] [ 37 ]

Las dosis de radiación significativas no son frecuentes en la vida cotidiana. Los siguientes ejemplos pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas; estos son solo ejemplos, no una lista exhaustiva de las 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 se mantiene durante un período prolongado, por lo que se describe mejor mediante una tasa de dosis.

Ejemplos de dosis

Ejemplos de tasa 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 ni la desintegración radiactiva . Los valores convertidos se muestran entre paréntesis. "/a" significa "por año". "/h" significa "por hora".

Notas sobre los ejemplos:

  1. 1 2 3 4 Las cifras indicadas están dominadas por una dosis comprometida que se transformó gradualmente en dosis efectiva durante un período prolongado. Por lo tanto, la verdadera dosis aguda debe ser menor, pero la práctica dosimétrica estándar consiste en contabilizar las dosis comprometidas como agudas durante el año en que los radioisótopos ingresan al cuerpo.
  2. ↑ 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 objeto de controversia.
  3. 1 2 Las cifras indicadas excluyen cualquier dosis comprometida por los 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 rem, equivalente en rayos X , que a su vez derivaba de las unidades CGS . La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU) impulsó la adopción de unidades SI coherentes en la década de 1970, [ 79 ] y anunció en 1976 que planeaba formular una unidad adecuada para la dosis equivalente. [ 80 ] La ICRP se adelantó a la ICRU al introducir el sievert en 1977. [ 81 ]

El sievert fue adoptado por el Comité Internacional de Pesas y Medidas (CIPM) en 1980, cinco años después de adoptar el gray. El CIPM publicó una explicación en 1984, recomendando cuándo debía utilizarse el sievert en lugar del gray. Dicha 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 introdujo la dosis equivalente, renombró el factor de calidad (Q) como factor de ponderación de la radiación (W R ) y eliminó 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 la terminología y los símbolos antiguos. Esta explicación solo aparece en el apéndice del folleto del SI y no forma parte de la definición del sievert. [ 82 ]

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 mayúscula (Sv), pero cuando se escribe completo, sigue las reglas de capitalización de los sustantivos comunes ; es decir, sievert se escribe con mayúscula al principio de una oración y en los títulos, pero en los demás casos se escribe con minúscula.

Los prefijos del SI más utilizados son el milisievert (1  mSv = 0,001  Sv) y el microsievert (1  μSv = 0,000  001  Sv), y las unidades comúnmente utilizadas para las indicaciones de derivada temporal o "tasa de dosis" en instrumentos y advertencias de protección radiológica son μSv/h y 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 anual. En muchos escenarios laborales, la tasa de dosis horaria puede fluctuar hasta alcanzar niveles miles de veces superiores durante un breve período, 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 horarias a tarifas anuales se complica aún más por las fluctuaciones estacionales de la radiación natural, la desintegración de las fuentes artificiales y la proximidad intermitente entre los seres humanos y las fuentes. La ICRP adoptó en su momento una conversión fija para la exposición ocupacional, aunque estas no han aparecido en documentos recientes: [ 83 ]

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 del SI y en unidades que no pertenecen al SI:

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, [ 84 ] las directivas de la Unión Europea sobre unidades de medida europeas exigieron que su uso para "fines de salud pública" se eliminara gradualmente antes del 31 de diciembre de 1985. [ 85 ]

Equivalencia Rem

Una unidad más antigua para el equivalente de dosis es el rem , [ 86 ] todavía se usa con frecuencia en los Estados Unidos. Un sievert es igual a 100 rem:

Véase también

Notas explicativas

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

Referencias

  1. 1 2 3 4 5 6 7 ICRP (2007). «Las Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica» . Anales de la ICRP . Publicación 103 de la ICRP. 37 ( 2–4 ). ISBN 978-0-7020-3048-2Consultado el 17 de mayo de 2012 .
  2. ↑ Según el modelo lineal sin umbral, la ICRP afirma: «En el rango de dosis bajas, por debajo de aproximadamente 100 mSv, es científicamente plausible suponer que la incidencia de cáncer o efectos hereditarios aumentará en proporción directa a un incremento en la dosis equivalente en los órganos y tejidos relevantes». Publicación 103 de la ICRP, párrafo 64.
  3. ↑ Informe 103 de la ICRP, párrafos 104 y 105.
  4. 1 2 CIPM, 2002: Recomendación 2 , BIPM, 2000
  5. 1 2 3 Publicación 103 de la ICRP - Glosario.
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