Sievert - Sievert

Sievert
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Exibição da radiação de fundo em um hotel em Naraha , Japão, mostrando a taxa de dosagem em microsieverts por hora, cinco anos após o desastre de Fukushima .
Informação geral
Sistema de unidades Unidade derivada de SI
Unidade de Efeito da radiação ionizante na saúde ( dose equivalente )
Símbolo Sv
Nomeado após Rolf Maximilian Sievert
Conversões
1 Sv em ... ... é igual a ...
   Unidades de base SI    m 2s −2
   Energia absorvida pela massa    Jkg −1
   Unidades CGS (não SI)    100 rem

O sievert (símbolo: Sv ) é uma unidade derivada da dose de radiação ionizante no Sistema Internacional de Unidades (SI) e é uma medida do efeito na saúde de baixos níveis de radiação ionizante no corpo humano. O sievert é importante em dosimetria e proteção contra radiação e tem o nome de Rolf Maximilian Sievert , um físico médico sueco renomado por trabalhar em medição de dose de radiação e pesquisa sobre os efeitos biológicos da radiação.

O sievert é usado para quantidades de dose de radiação como dose equivalente e dose efetiva , que representam o risco de radiação externa de fontes externas ao corpo, e dose comprometida que representa o risco de irradiação interna devido a substâncias radioativas inaladas ou ingeridas. O sievert pretende representar o risco estocástico à saúde, que para avaliação da dose de radiação é definido como a probabilidade de câncer induzido por radiação e dano genético. Um sievert carrega consigo uma chance de 5,5% de eventualmente desenvolver câncer fatal com base no modelo linear sem limite .

Para permitir a consideração do risco estocástico à saúde, cálculos são realizados para converter a dose absorvida da quantidade física em dose equivalente e dose efetiva, cujos detalhes dependem do tipo de radiação e do contexto biológico. Para aplicações em proteção contra radiação e avaliação de dosimetria, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e a Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação (ICRU) publicaram recomendações e dados que são usados ​​para calculá-los. Estes estão em revisão contínua e as alterações são comunicadas nos "Relatórios" formais desses órgãos.

Convencionalmente, o sievert não é usado para altas taxas de dose de radiação que produzem efeitos determinísticos, que é a gravidade do dano tecidual agudo que certamente ocorrerá, como a síndrome de radiação aguda ; esses efeitos são comparados à quantidade física de dose absorvida medida pela unidade cinza (Gy).

Um sievert é igual a 100 rem . O rem é uma unidade de medida mais antiga, não pertencente ao SI. Para radiação eletromagnética, como raios X e raios gama, o cinza e sievert são equivalentes (um sievert é o impacto biológico de um cinza da radiação eletromagnética), mas divergem para os tipos de radiação que são mais biologicamente prejudiciais, como nêutrons e radiação alfa, onde um cinza de radiação absorvida pode produzir 20 sieverts de efeito biológico.

Definição

Definição CIPM do sievert

A definição de SI dada pelo Comitê Internacional de Pesos e Medidas (CIPM) diz:

“A quantidade equivalente de dose H é o produto da dose absorvida D de radiação ionizante e o fator adimensional Q (fator de qualidade) definido em função da transferência linear de energia pela ICRU

H = Q × D

O valor de Q não é definido posteriormente pelo CIPM, mas requer o uso das recomendações relevantes do ICRU para fornecer esse valor.

O CIPM também diz que “para evitar qualquer risco de confusão entre a dose absorvida D e o equivalente de dose H , devem ser utilizados os nomes especiais das respectivas unidades, ou seja, deve-se utilizar o nome cinza em vez de joules por quilograma para a unidade de dose absorvida D e o nome sievert em vez de joules por quilograma para a unidade de dose equivalente H ".

Resumindo:

O cinza - quantidade D - Dose absorvida

1 Gy = 1 joule / quilograma - uma quantidade física. 1 Gy é o depósito de um joule de energia de radiação por kg de matéria ou tecido.

O sievert - quantidade H - equivalente de dose

1 Sv = 1 joule / quilograma - um efeito biológico. O sievert representa o efeito biológico equivalente ao depósito de um joule de energia de radiação em um quilograma de tecido humano. A equivalência à dose absorvida é denotada por Q.

Definição de ICRP do sievert

A definição do ICRP do sievert é:

"O sievert é o nome especial para a unidade SI de dose equivalente, dose efetiva e quantidades de dose operacional. A unidade é joule por quilograma."

O sievert é usado para uma série de doses que são descritas neste artigo e fazem parte do sistema internacional de proteção radiológica desenvolvido e definido pelo ICRP e ICRU.

Quantidades de dose externa

Quantidades de dose de radiação externa usadas na proteção radiológica

Quando o sievert é usado para representar os efeitos estocásticos da radiação ionizante externa no tecido humano, as doses de radiação recebidas são medidas na prática por instrumentos radiométricos e dosímetros e são chamadas de grandezas operacionais. Para relacionar essas doses reais recebidas aos prováveis ​​efeitos à saúde, as quantidades de proteção foram desenvolvidas para prever os prováveis ​​efeitos à saúde usando os resultados de grandes estudos epidemiológicos. Consequentemente, isso exigiu a criação de várias quantidades de doses diferentes dentro de um sistema coerente desenvolvido pela ICRU trabalhando com a ICRP.

As quantidades de dose externa e suas relações são mostradas no diagrama a seguir. O ICRU é o principal responsável pelas quantidades de dose operacional, com base na aplicação da metrologia de radiação ionizante, e o ICRP é o principal responsável pelas quantidades de proteção, com base na modelagem de consumo de dose e sensibilidade biológica do corpo humano.

Convenções de nomenclatura

As quantidades de dose ICRU / ICRP têm propósitos e significados específicos, mas alguns usam palavras comuns em uma ordem diferente. Pode haver confusão entre, por exemplo, dose equivalente e dose equivalente .

Embora a definição do CIPM afirme que a função de transferência linear de energia (Q) do ICRU é usada no cálculo do efeito biológico, o ICRP em 1990 desenvolveu as quantidades de dose de "proteção" efetiva e dose equivalente que são calculadas a partir de modelos computacionais mais complexos e são distinguidos por não possuírem a frase equivalente de dose em seu nome. Apenas as quantidades de dose operacional que ainda usam Q para cálculo retêm a frase equivalente de dose . No entanto, existem propostas conjuntas ICRU / ICRP para simplificar este sistema por meio de mudanças nas definições de dose operacional para harmonizar com as de grandezas de proteção. Estas foram delineadas no 3º Simpósio Internacional de Proteção Radiológica em outubro de 2015 e, se implementadas, tornariam a nomenclatura de grandezas operacionais mais lógica, introduzindo "dose na lente do olho" e "dose na pele local" como doses equivalentes .

Nos Estados Unidos, existem quantidades de doses com nomes diferentes que não fazem parte da nomenclatura da ICRP.

Quantidades físicas

Essas são quantidades físicas diretamente mensuráveis, nas quais não foram considerados os efeitos biológicos. Fluência de radiação é o número de partículas de radiação incidindo por unidade de área por unidade de tempo, kerma é o efeito ionizante dos raios gama e raios-X no ar e é usado para calibração do instrumento, e a dose absorvida é a quantidade de energia de radiação depositada por unidade de massa na matéria ou tecido em consideração.

Quantidades operacionais

As grandezas operacionais são medidas na prática e são o meio de medir diretamente a absorção da dose devido à exposição ou prever a absorção da dose em um ambiente medido. Desta forma, eles são usados ​​para o controle prático da dose, fornecendo uma estimativa ou limite superior para o valor das grandezas de proteção relacionadas a uma exposição. Eles também são usados ​​em regulamentos e orientações práticas.

A calibração de dosímetros individuais e de área em campos de fótons é realizada medindo a colisão "kerma no ar livre no ar" em condições de equilíbrio de elétrons secundários. Em seguida, a quantidade operacional apropriada é derivada aplicando-se um coeficiente de conversão que relaciona o kerma no ar à quantidade operacional apropriada. Os coeficientes de conversão para radiação de fótons são publicados pelo ICRU.

Os "fantasmas" simples (não antropomórficos) são usados ​​para relacionar as grandezas operacionais à irradiação de ar livre medida. O fantoma de esfera ICRU é baseado na definição de um material equivalente de tecido de 4 elementos ICRU que não existe realmente e não pode ser fabricado. A esfera ICRU é uma esfera teórica de "equivalente de tecido" com 30 cm de diâmetro, consistindo em um material com densidade de 1 g · cm- 3 e uma composição de massa de 76,2% de oxigênio, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de nitrogênio. Este material é especificado para se aproximar mais do tecido humano em suas propriedades de absorção. De acordo com o ICRP, o "fantoma de esfera" do ICRU na maioria dos casos se aproxima adequadamente do corpo humano no que diz respeito à dispersão e atenuação dos campos de radiação penetrantes em consideração. Assim, a radiação de uma determinada fluência de energia terá aproximadamente a mesma deposição de energia dentro da esfera que teria na massa equivalente de tecido humano.

Para permitir a retroespalhamento e absorção do corpo humano, o "fantoma de placa" é usado para representar o torso humano para calibração prática de dosímetros de corpo inteiro. O fantasma da laje tem 300 mm × 300 mm × 150 mm de profundidade para representar o torso humano.

As propostas conjuntas ICRU / ICRP delineadas no 3º Simpósio Internacional de Proteção Radiológica em outubro de 2015 para alterar a definição de grandezas operacionais não mudariam o uso atual de simuladores de calibração ou campos de radiação de referência.

Quantidades de proteção

As quantidades de proteção são modelos calculados e são usados ​​como "quantidades limitantes" para especificar os limites de exposição para garantir, nas palavras do ICRP, "que a ocorrência de efeitos estocásticos na saúde seja mantida abaixo de níveis inaceitáveis ​​e que as reações dos tecidos sejam evitadas". Essas grandezas não podem ser medidas na prática, mas seus valores são derivados a partir de modelos de dosagem externa em órgãos internos do corpo humano, por meio de fantomas antropomórficos . Esses são modelos computacionais 3D do corpo que levam em consideração uma série de efeitos complexos, como autoproteção corporal e dispersão interna de radiação. O cálculo começa com a dose absorvida pelo órgão e, em seguida, aplica a radiação e os fatores de ponderação do tecido.

Como as grandezas de proteção não podem ser medidas na prática, as grandezas operacionais devem ser usadas para relacioná-las às respostas práticas do instrumento de radiação e do dosímetro.

Resposta do instrumento e dosimetria

Esta é uma leitura real obtida de um monitor de gama de dose ambiente ou de um dosímetro pessoal . Esses instrumentos são calibrados usando técnicas de metrologia de radiação que irão rastreá-los a um padrão de radiação nacional e, assim, relacioná-los a uma quantidade operacional. As leituras de instrumentos e dosímetros são utilizadas para prevenir a captação de dose excessiva e fornecer registros de captação de dose para atender à legislação de segurança radiológica; como no Reino Unido , os Regulamentos de Radiações Ionizantes de 1999 .

Calculando as quantidades de dose de proteção

Gráfico mostrando a relação das quantidades de "dose de proteção" em unidades SI

O sievert é utilizado na proteção contra radiação externa para dose equivalente (a fonte externa, efeitos de exposição de corpo inteiro, em um campo uniforme) e dose efetiva (que depende das partes do corpo irradiadas).

Essas quantidades de dose são médias ponderadas da dose absorvida projetada para ser representativa dos efeitos estocásticos da radiação na saúde, e o uso do sievert implica que os fatores de ponderação apropriados foram aplicados à medição ou cálculo da dose absorvida (expressa em cinzas).

O cálculo do ICRP fornece dois fatores de ponderação para permitir o cálculo das grandezas de proteção.

 1. O fator de radiação W R , que é específico para o tipo de radiação R - é usado no cálculo da dose equivalente H T, que pode ser para todo o corpo ou para órgãos individuais.
 2. O fator de ponderação do tecido W T , que é específico para o tipo de tecido T sendo irradiado. Isso é usado com W R para calcular as doses contributivas do órgão para chegar a uma dose E eficaz para irradiação não uniforme.

Quando um corpo inteiro é irradiado uniformemente, apenas o fator de ponderação de radiação W R é usado, e a dose efetiva é igual à dose equivalente de corpo inteiro. Mas se a irradiação de um corpo é parcial ou não uniforme, o fator de tecido W T é usado para calcular a dose para cada órgão ou tecido. Estes são somados para se obter a dose efetiva. No caso de irradiação uniforme do corpo humano, estes somam 1, mas no caso de irradiação parcial ou não uniforme, somam um valor inferior dependendo dos órgãos em questão; refletindo o menor efeito geral na saúde. O processo de cálculo é mostrado no diagrama anexo. Esta abordagem calcula a contribuição do risco biológico para todo o corpo, levando em consideração a irradiação completa ou parcial e o tipo ou tipos de radiação. Os valores desses fatores de ponderação são escolhidos de forma conservadora para serem maiores do que a maioria dos valores experimentais observados para os tipos de células mais sensíveis, com base nas médias daquelas obtidas para a população humana.

Fator de ponderação do tipo de radiação W R

Uma vez que diferentes tipos de radiação têm diferentes efeitos biológicos para a mesma energia depositada, um fator de ponderação de radiação corretiva W R , que é dependente do tipo de radiação e do tecido alvo, é aplicado para converter a dose absorvida medida na unidade cinza para determinar o dose equivalente. O resultado é dado à unidade sievert.

Fatores de ponderação de radiação W R
usados ​​para representar a eficácia biológica relativa de
acordo com o relatório do ICRP 103
Radiação Energia (E) W R (anteriormente Q )
raios-x , raios gama ,
partículas beta , múons
1
nêutrons <1 MeV 2,5 + 18,2 · e - 16  ln 2  (E)
1 - 50 MeV 5,0 + 17,0 · e - 16  ln 2  (2 · E)
> 50 MeV 2,5 + 3,25 · e - 16  ln 2  (0,04 · E)
prótons , píons carregados 2
partículas alfa ,
produtos de fissão nuclear , núcleos
pesados
20

A dose equivalente é calculada multiplicando a energia absorvida, calculada pela média da massa sobre um órgão ou tecido de interesse, por um fator de ponderação de radiação apropriado ao tipo e energia da radiação. Para obter a dose equivalente para uma combinação de tipos e energias de radiação, é feita uma soma de todos os tipos de dose de energia de radiação.

Onde

H T é a dose equivalente absorvida pelo tecido T
D T , R é a dose absorvida no tecido T pela radiação tipo R
W R é o fator de ponderação de radiação definido pela regulamentação

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente de 20 Sv.

O fator de ponderação de radiação para nêutrons foi revisado ao longo do tempo e permanece controverso.

Isso pode parecer um paradoxo. Isso implica que a energia do campo de radiação incidente em joules aumentou em um fator de 20, violando assim as leis de conservação de energia . No entanto, este não é o caso. O sievert é usado apenas para transmitir o fato de que um cinza de partículas alfa absorvidas causaria vinte vezes o efeito biológico de um cinza de raios X absorvidos. É esse componente biológico que está sendo expresso ao usar sieverts, em vez da energia real fornecida pela radiação absorvida incidente.

Fator de ponderação do tipo de tecido W T

O segundo fator de ponderação é o fator tecidual W T , mas é usado apenas se houver irradiação não uniforme de um corpo. Se o corpo foi submetido a irradiação uniforme, a dose efetiva é igual à dose equivalente de corpo inteiro, e apenas o fator de ponderação de radiação W R é usado. Mas se houver irradiação corporal parcial ou não uniforme, o cálculo deve levar em consideração as doses individuais de órgãos recebidas, pois a sensibilidade de cada órgão à irradiação depende do tipo de tecido. Esta dose somada apenas dos órgãos em questão fornece a dose eficaz para todo o corpo. O fator de ponderação do tecido é usado para calcular essas contribuições de dose de órgão individual.

Os valores de ICRP para W T são fornecidos na tabela mostrada aqui.

Fatores de ponderação para diferentes órgãos
Órgãos Fatores de ponderação de tecido
ICRP26
1977
ICRP60
1990
ICRP103
2007
Gônadas 0,25 0,20 0,08
Medula óssea vermelha 0,12 0,12 0,12
Cólon - 0,12 0,12
Pulmão 0,12 0,12 0,12
Estômago - 0,12 0,12
Seios 0,15 0,05 0,12
Bexiga - 0,05 0,04
Fígado - 0,05 0,04
Esôfago - 0,05 0,04
Tireoide 0,03 0,05 0,04
Pele - 0,01 0,01
Superfície óssea 0,03 0,01 0,01
Glândulas salivares - - 0,01
Cérebro - - 0,01
Resto do corpo 0,30 0,05 0,12
Total 1,00 1,00 1,00

O artigo sobre a dose efetiva fornece o método de cálculo. A dose absorvida é primeiro corrigida para o tipo de radiação para dar a dose equivalente e, em seguida, corrigida para o tecido que recebe a radiação. Alguns tecidos, como a medula óssea, são particularmente sensíveis à radiação, por isso recebem um fator de ponderação desproporcionalmente grande em relação à fração da massa corporal que representam. Outros tecidos, como a superfície do osso duro, são particularmente insensíveis à radiação e recebem um fator de peso desproporcionalmente baixo.

Em resumo, a soma das doses ponderadas por tecido para cada órgão ou tecido do corpo irradiado soma-se à dose efetiva para o corpo. O uso de dose eficaz permite comparações da dose geral recebida, independentemente da extensão da irradiação corporal.

Quantidades operacionais

As grandezas operacionais são usadas em aplicações práticas para monitorar e investigar situações de exposição externa. Eles são definidos para medições operacionais práticas e avaliação de doses no corpo. Três grandezas de dose operacional externa foram planejadas para relacionar as medições do dosímetro operacional e do instrumento às grandezas de proteção calculadas. Também foram concebidos dois fantomas, os fantomas "laje" e "esfera" do ICRU, que relacionam essas quantidades às quantidades de radiação incidente usando o cálculo Q (L).

Equivalente de dose ambiente

Isso é usado para monitoramento de área de radiação penetrante e geralmente é expresso como a quantidade H * (10). Isso significa que a radiação é equivalente à encontrada 10 mm dentro do fantoma da esfera ICRU na direção de origem do campo. Um exemplo de radiação penetrante são os raios gama .

Equivalente de dose direcional

Isso é usado para monitorar a radiação de baixa penetração e geralmente é expresso como a quantidade H ' (0,07). Isso significa que a radiação é equivalente à encontrada a uma profundidade de 0,07 mm no fantoma da esfera ICRU. Exemplos de radiação de baixa penetração são partículas alfa, partículas beta e fótons de baixa energia. Esta quantidade de dose é usada para a determinação da dose equivalente a, por exemplo, a pele, o cristalino do olho. Na prática de proteção radiológica, o valor do ômega geralmente não é especificado, pois a dose geralmente está no máximo no ponto de interesse.

Equivalente de dose pessoal

Isso é usado para monitoramento de dose individual, como com um dosímetro pessoal usado no corpo. A profundidade recomendada para avaliação é de 10 mm, o que dá a quantidade H p (10).

Propostas para alterar a definição de quantidades de dose de proteção

A fim de simplificar os meios de cálculo das grandezas operacionais e auxiliar na compreensão das grandezas de proteção de dose de radiação, o Comitê ICRP 2 e o Comitê de Relatório ICRU 26 iniciaram em 2010 um exame dos diferentes meios de alcançar isso por coeficientes de dose relacionados à Dose Efetiva ou Dose Absorvida .

Especificamente;

1. Para o monitoramento da área da dose efetiva de corpo inteiro, seria:

H = Φ × coeficiente de conversão

O driver para isso é que H (10) não é uma estimativa razoável da dose efetiva devido aos fótons de alta energia, como resultado da extensão dos tipos de partículas e faixas de energia a serem considerados no relatório 116 do ICRP. Essa mudança removeria o necessidade para a esfera ICRU e introduzir uma nova quantidade chamada E max .

2. Para monitoramento individual, para medir os efeitos determinísticos nas lentes dos olhos e na pele, seria:

D = Φ × coeficiente de conversão para dose absorvida.

O driver para isso é a necessidade de medir o efeito determinístico, que se sugere, é mais apropriado do que o efeito estocástico. Isso calcularia as quantidades de dose equivalente H lente e H pele .

Isso eliminaria a necessidade da esfera ICRU e da função QL. Quaisquer mudanças substituiriam o relatório 51 do ICRU e parte do relatório 57.

Um relatório preliminar final foi publicado em julho de 2017 pela ICRU / ICRP para consulta.

Quantidades de dose interna

O sievert é usado para quantidades de dose interna humana no cálculo da dose comprometida . Esta é a dose de radionuclídeos que foram ingeridos ou inalados no corpo humano e, portanto, "comprometidos" a irradiar o corpo por um período de tempo. Os conceitos de cálculo de grandezas de proteção descritos para radiação externa se aplicam, mas como a fonte de radiação está dentro do tecido do corpo, o cálculo da dose de órgão absorvida usa diferentes coeficientes e mecanismos de irradiação.

A ICRP define a dose efetiva comprometida, E ( t ) como a soma dos produtos do órgão comprometido ou doses equivalentes de tecido e os fatores de peso de tecido apropriados W T , onde t é o tempo de integração em anos após a ingestão. O período de compromisso é de 50 anos para adultos e de 70 anos para crianças.

O ICRP afirma ainda "Para a exposição interna, as doses eficazes comprometidas são geralmente determinadas a partir de uma avaliação da ingestão de radionuclídeos a partir de medições de bioensaios ou outras quantidades (por exemplo, atividade retida no corpo ou nas excretas diárias). A dose de radiação é determinada a partir do ingestão usando os coeficientes de dose recomendados ".

Uma dose comprometida de uma fonte interna destina-se a apresentar o mesmo risco eficaz que a mesma quantidade de dose equivalente aplicada uniformemente a todo o corpo de uma fonte externa, ou a mesma quantidade de dose eficaz aplicada a parte do corpo.

Efeitos na saúde

A radiação ionizante tem efeitos determinísticos e estocásticos na saúde humana. Os eventos determinísticos (efeito tecidual agudo) acontecem com certeza, com as condições de saúde resultantes ocorrendo em todos os indivíduos que receberam a mesma dose elevada. Os eventos estocásticos (indução de câncer e genéticos) são inerentemente aleatórios , com a maioria dos indivíduos em um grupo falhando em exibir quaisquer efeitos negativos causais à saúde após a exposição, enquanto uma minoria aleatória indeterminista o faz, muitas vezes com os efeitos negativos sutis resultantes sendo observáveis ​​apenas após a exposição estudos epidemiológicos detalhados .

O uso do sievert implica que apenas efeitos estocásticos estão sendo considerados, e para evitar confusão, efeitos determinísticos são convencionalmente comparados a valores de dose absorvida expressos pela unidade SI cinza (Gy).

Efeitos estocásticos

Os efeitos estocásticos são aqueles que ocorrem aleatoriamente, como o câncer induzido por radiação . O consenso de reguladores nucleares, governos e UNSCEAR é que a incidência de câncer devido à radiação ionizante pode ser modelada como aumentando linearmente com a dose efetiva a uma taxa de 5,5% por sievert. Isso é conhecido como modelo linear sem limite (modelo LNT). Alguns comentaristas, como a Academia Francesa de Ciências (2005, relações dose-efeito e ... Tubiana, M. e Aurengo, A. Académie des Sciences & Académie Nationale de Médecine. (2005) www.researchgate.net/publication/277289357 ) e a Universidade de Oxford (Wade Allison, 2015, Nuclear is for Life, pp79-80, ISBN  978-0-9562756-4-6 ) argumentam que este modelo LNT agora está desatualizado e deve ser substituído por um limite abaixo do qual o corpo é natural os processos celulares reparam os danos e / ou substituem as células danificadas. Há um consenso geral de que o risco é muito maior para bebês e fetos do que para adultos, maior para os de meia-idade do que para os idosos e maior para as mulheres do que para os homens, embora não haja um consenso quantitativo sobre isso.

Efeitos determinísticos

Este é um gráfico que mostra o efeito do fracionamento da dose na capacidade dos raios gama de causar a morte celular. A linha azul é para células que não tiveram a chance de se recuperar; a radiação foi fornecida em uma sessão, a linha vermelha é para células que foram deixadas em repouso por um tempo e se recuperam. Com a pausa no parto conferindo radiorresistência .

Os efeitos determinísticos (dano tecidual agudo) que podem levar à síndrome de radiação aguda ocorrem apenas no caso de altas doses agudas (≳ 0,1 Gy) e altas taxas de dose (≳ 0,1 Gy / h) e não são convencionalmente medidos usando a unidade sievert, mas use a unidade cinza (Gy). Um modelo de risco determinístico exigiria fatores de ponderação diferentes (ainda não estabelecidos) do que os usados ​​no cálculo da dose equivalente e efetiva.

Limites de dose ICRP

O ICRP recomenda uma série de limites para a absorção de dose na tabela 8 do relatório 103. Esses limites são "situacionais", para situações planejadas, de emergência e existentes. Nessas situações, os limites são dados para os seguintes grupos:

  • Exposição planejada - limites dados para ocupacional, médico e público
  • Exposição de emergência - limites dados para exposição ocupacional e pública
  • Exposição existente - Todas as pessoas expostas

Para a exposição ocupacional, o limite é de 50 mSv em um único ano com um máximo de 100 mSv em um período consecutivo de cinco anos, e para o público a uma média de 1 mSv (0,001 Sv) de dose efetiva por ano, não incluindo médicos e exposições ocupacionais.

Para efeito de comparação, os níveis de radiação natural dentro do Capitólio dos Estados Unidos são tais que um corpo humano receberia uma taxa de dose adicional de 0,85 mSv / a, perto do limite regulamentar, por causa do conteúdo de urânio da estrutura do granito . De acordo com o modelo conservador da ICRP, alguém que passou 20 anos dentro do prédio do capitólio teria uma chance extra em mil de desenvolver câncer, além de qualquer outro risco existente (calculado como: 20 a · 0,85 mSv / a · 0,001 Sv /mSv·5.5%/Sv ≈ 0.1%). No entanto, esse "risco existente" é muito maior; um americano médio teria 10% de chance de desenvolver câncer durante o mesmo período de 20 anos, mesmo sem qualquer exposição à radiação artificial (ver Epidemiologia natural do câncer e taxas de câncer ). Essas estimativas, no entanto, ignoram os mecanismos naturais de reparo de todas as células vivas, evoluídos ao longo de alguns bilhões de anos de exposição a ameaças químicas e de radiação ambientais que eram maiores no passado e exagerados pela evolução do metabolismo do oxigênio .

Exemplos de dose

Gráfico de dosagem do Departamento de Energia dos EUA 2010 em sieverts para uma variedade de situações e aplicações.
Diversas doses de radiação em sieverts, variando de trivial a letal, expressas em áreas comparativas.
Comparação de doses de radiação - inclui a quantidade detectada na viagem da Terra a Marte pelo RAD no MSL (2011–2013).

Doses significativas de radiação não são freqüentemente encontradas na vida cotidiana. Os exemplos a seguir podem ajudar a ilustrar magnitudes relativas; estes são apenas exemplos, não uma lista abrangente de possíveis doses de radiação. Uma "dose aguda" é aquela que ocorre durante um período curto e finito de tempo, enquanto uma "dose crônica" é uma dose que continua por um longo período de tempo para que seja melhor descrita por uma taxa de dose.

Exemplos de dose

98 nSv: Dose equivalente de banana , uma unidade ilustrativa de dose de radiação que representa a medida de radiação de uma banana típica
250 nSv: Limite dos EUA de dose efetiva em uma única triagem de segurança em aeroporto
5-10 μSv: Um conjunto de radiografias dentárias
80 μSv: Dose média (uma vez) para pessoas que vivem em um raio de 10 mi (16 km) da usina durante o acidente de Three Mile Island
400-600 μSv: Mamografia em duas visualizações , usando fatores de ponderação atualizados em 2007
1 mSv: US 10 CFR § 20.1301 (a) (1) limite de dose para membros individuais do público, equivalente de dose efetiva total , por ano
1,5-1,7 mSv: Dose anual para comissários de bordo
2-7 mSv: Fluoroscopia de bário, por exemplo, farinha de bário , até 2 minutos, 4-24 imagens pontuais
10-30 mSv: Tomografia computadorizada única de corpo inteiro
50 mSv: US 10 CFR § 20.1201 (a) (1) (i) limite de dose ocupacional, equivalente de dose efetiva total, por ano
68 mSv: Dose máxima estimada para evacuados que viviam mais perto dos acidentes nucleares de Fukushima I
80 mSv: Estadia de 6 meses na Estação Espacial Internacional
160 mSv: Dose crônica nos pulmões ao longo de um ano fumando 1,5 maços de cigarros por dia, principalmente devido à inalação de Polônio-210 e Chumbo-210
250 mSv: Viagem de 6 meses a Marte - radiação devido aos raios cósmicos, que são muito difíceis de proteger contra
400 mSv: Exposição média acumulada de residentes ao longo de um período de 9 a 20 anos, que não sofreram efeitos nocivos, em apartamentos em Taiwan construídos com vergalhões contendo Cobalto-60
500 mSv: US 10 CFR § 20.1201 (a) (2) (ii) limite de dose ocupacional, dose superficial equivalente à pele, por ano
670 mSv: Dose mais alta recebida por um trabalhador em resposta à emergência de Fukushima
1 Sv: Exposição máxima permitida à radiação para astronautas da NASA ao longo de sua carreira
4-5 Sv: Dose necessária para matar um ser humano com risco de 50% em 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto
5 Sv: Dose calculada do flash de nêutrons e raios gama , 1,2 km do marco zero da bomba de fissão Little Boy , explosão de ar a 600m.
4,5-6 Sv: Doses agudas fatais durante acidente em Goiânia
5,1 Sv: Dose aguda fatal para Harry Daghlian em acidente de criticidade de 1945
10 a 17 Sv: Doses agudas fatais durante o acidente nuclear de Tokaimura . Hisashi Ouchi, que recebeu 17 Sv, foi mantido vivo por 83 dias após o acidente.
21 Sv: Dose aguda fatal para Louis Slotin no acidente de gravidade de 1946
36 Sv: Dose aguda fatal para Cecil Kelley em 1958, a morte ocorreu dentro de 35 horas.
54 Sv: Dose aguda fatal para Boris Korchilov em 1961 depois que um sistema de resfriamento do reator falhou no submarino soviético K-19, que exigiu trabalho no reator sem blindagem
64 Sv: A dose não fatal para Albert Stevens se espalhou por ≈21 anos, devido a um experimento de injeção de plutônio em 1945 por médicos que trabalhavam no secreto Projeto Manhattan .

Exemplos de taxa de dose

Todas as conversões entre horas e anos assumiram presença contínua em um campo estável, desconsiderando as flutuações conhecidas, a exposição intermitente e o decaimento radioativo . Os valores convertidos são mostrados entre parênteses. "/ a" é "por ano", o que significa por ano. "/ h" significa "por hora".

<1 mSv / a <100 nSv / h Taxas de dose constantes abaixo de 100 nSv / h são difíceis de medir.
1 mSv / a (100 nSv / h avg) ICRP recomendado máximo para irradiação externa do corpo humano, excluindo exposições médicas e ocupacionais.
2,4 mSv / a (270 nSv / h avg) Exposição humana à radiação natural de fundo , média global
(8 mSv / a) 810 nSv / h médio Próximo ao novo confinamento seguro de Chernobyl (maio de 2019)
~ 8 mSv / a (~ 900 nSv / h avg) Radiação natural média de fundo na Finlândia
24 mSv / a (2,7 μSv / h avg) Radiação natural de fundo na altitude de cruzeiro da companhia aérea
(46 mSv / a) 5,19 μSv / h médio Ao lado da Usina Nuclear de Chernobyl, antes de instalar o Novo Sarcófago em novembro de 2016
130 mSv / a (15 μSv / h avg) Campo ambiente dentro da maioria das casas radioativas em Ramsar, Irã
(350 mSv / a) 39,8 μSv / h médio dentro de "The Claw" de Chernobyl
(800 mSv / a) 90 μSv / h Radiação natural em uma praia monazítica perto de Guarapari , Brasil.
(9 Sv / a) 1 mSv / h Definição do NRC de uma área de alta radiação em uma usina nuclear, garantindo uma cerca de arame
2–20 mSv / h Taxa de dose típica para parede de reator ativada em possíveis reatores de fusão futuros após 100 anos. Após aproximadamente 300 anos de decomposição, os resíduos da fusão produziriam a mesma taxa de dosagem que a exposição às cinzas de carvão , com o volume dos resíduos da fusão sendo naturalmente ordens de magnitude menor do que as cinzas de carvão. A ativação imediata prevista é de 90 M Gy / a.
(1,7 kSv / a) 190 mSv / h Leitura mais alta da precipitação da bomba Trinity , a 20 mi (32 km) de distância, 3 horas após a detonação.
(2,3 MSv / a) 270 Sv / h PWR típico desperdício de combustível gasto, após 10 anos de resfriamento, sem blindagem e sem distância.
(4,6-5,6 MSv / a) 530-650 Sv / h O nível de radiação dentro do vaso de contenção primário do segundo reator BWR da usina de Fukushima , em fevereiro de 2017, seis anos após um suspeito de derretimento . Nesse ambiente, leva entre 22 e 34 segundos para acumular uma dose letal mediana (DL50 / 30).

Notas sobre exemplos:

História

O sievert tem sua origem no equivalente röntgen man (rem) que foi derivado de unidades CGS . A Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação (ICRU) promoveu uma mudança para unidades SI coerentes na década de 1970 e anunciou em 1976 que planejava formular uma unidade adequada para dose equivalente. O ICRP antecipou-se ao ICRU ao introduzir o sievert em 1977.

O sievert foi adotado pelo Comitê Internacional de Pesos e Medidas (CIPM) em 1980, cinco anos após a adoção do cinza. O CIPM então divulgou uma explicação em 1984, recomendando quando o sievert deveria ser usado em vez do cinza. Essa explicação foi atualizada em 2002 para se aproximar da definição de dose equivalente do ICRP, que havia mudado em 1990. Especificamente, o ICRP havia introduzido a dose equivalente, renomeado o fator de qualidade (Q) para fator de ponderação de radiação (W R ), e retirou outro fator de ponderação 'N' em 1990. Em 2002, o CIPM também retirou o fator de ponderação 'N' de sua explicação, mas manteve outras terminologias e símbolos antigos. Esta explicação aparece apenas no apêndice da brochura SI e não faz parte da definição do sievert.

Uso comum de SI

O sievert tem o nome de Rolf Maximilian Sievert . Como acontece com toda unidade SI nomeada para uma pessoa, seu símbolo começa com uma letra maiúscula (Sv), mas quando escrito por extenso, segue as regras para letras maiúsculas de um substantivo comum ; ou seja, " sievert " fica em maiúscula no início de uma frase e nos títulos, mas fica em minúsculas.

Os prefixos SI usados ​​com frequência são o milisievert (1 mSv = 0,001 Sv) e o microsievert (1 μSv = 0,000 001 Sv) e as unidades comumente usadas para derivado de tempo ou indicações de "taxa de dose" em instrumentos e avisos para proteção radiológica são μSv / he mSv / h. Os limites regulatórios e as doses crônicas geralmente são dados em unidades de mSv / a ou Sv / a, onde se entende que representam uma média do ano inteiro. Em muitos cenários ocupacionais, a taxa de dose por hora pode flutuar para níveis milhares de vezes mais altos por um breve período de tempo, sem infringir os limites anuais. A conversão de horas em anos varia devido aos anos bissextos e cronogramas de exposição, mas as conversões aproximadas são:

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

A conversão de taxas horárias em taxas anuais é ainda mais complicada por flutuações sazonais na radiação natural, decadência de fontes artificiais e proximidade intermitente entre humanos e fontes. A ICRP uma vez adotou a conversão fixa para exposição ocupacional, embora estes não tenham aparecido em documentos recentes:

8 h = 1 dia
40 h = 1 semana
50 semanas = 1 ano

Portanto, para exposições de ocupação desse período de tempo,

1 mSv / h = 2 Sv / a
500 μSv / h = 1 Sv / a

Quantidades de radiação ionizante

Gráfico mostrando as relações entre a radioatividade e a radiação ionizante detectada

A tabela a seguir mostra as quantidades de radiação em unidades SI e não SI:

Ionizante quantidades relativas de radiação visualizar   talk   edição
Quantidade Unidade Símbolo Derivação Ano Equivalência SI
Atividade ( A ) becquerel Bq s -1 1974 Unidade 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
Exposição ( X ) coulomb por quilograma C / kg C⋅kg −1 de ar 1974 Unidade SI
röntgen R esu / 0.001293 g de ar 1928 2,58 × 10 −4 C / kg
Dose absorvida ( D ) cinzento Gy J ⋅kg −1 1974 Unidade SI
erg por grama erg / g erg⋅g -1 1950 1,0 × 10 −4 Gy
rad rad 100 erg⋅g −1 1953 0,010 Gy
Dose equivalente ( H ) Sievert Sv J⋅kg -1 × W R 1977 Unidade SI
homem equivalente a röntgen rem 100 erg⋅g −1 x W R 1971 0,010 Sv
Dose efetiva ( E ) Sievert Sv J⋅kg -1 × W R × W T 1977 Unidade SI
homem equivalente a röntgen rem 100 erg⋅g -1 × W R × W T 1971 0,010 Sv

Embora a Comissão Reguladora Nuclear dos Estados Unidos permita o uso das unidades curie , rad e rem ao lado das unidades SI, as unidades de unidades de medida europeias da União Europeia exigiam que seu uso para "fins de saúde pública ..." fosse descontinuado até 31 de dezembro 1985.

Equivalência Rem

Uma unidade mais antiga para o equivalente de dose é o rem , ainda muito usado nos Estados Unidos. Um sievert é igual a 100 rem:

100 ,0 mil rem = 100.000 .0 mrem = 1 Sv = 1 ,000 mil Sv = 1000 0,000 mSv = 1.000.000 μSv
1 0,0000 rem = 1000 .0 mrem = 1 rem = 0,01 0000 Sv = 10 0,000 mSv = 10.000 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 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

Veja também

Notas

Referências

links externos