Миллизиверт как пишется

В Википедии есть статья «миллизиверт».

Русский[править]

Морфологические и синтаксические свойства[править]

падеж	ед. ч.	мн. ч.
Им.	миллизи́верт	миллизи́верты
Р.	миллизи́верта	миллизи́вертов миллизи́верт
Д.	миллизи́верту	миллизи́вертам
В.	миллизи́верт	миллизи́верты
Тв.	миллизи́вертом	миллизи́вертами
Пр.	миллизи́верте	миллизи́вертах

мил—ли—зи́—верт

Существительное, неодушевлённое, мужской род, 2-е склонение (тип склонения 1a((2)) по классификации А. А. Зализняка).

Встречаются также варианты написания: мЗв, mSv.

Префиксоид: милли-; корень: -зиверт-.

Произношение[править]

• МФА: [mʲɪlʲɪˈzʲivʲɪrt]

Семантические свойства[править]

Значение[править]

1. единица измерения эффективной и эквивалентной доз ионизирующего излучения, одна тысячная зиверта ◆ Получение дозы в 100 миллизиверт может увеличить риск заболевания раком. ◆ Эффективная средняя фоновая эквивалентная доза (ЭЭД) облучения населения города составляет 15-18 миллизиверт в год (мЗв/год). , 2002.04.08 // «Известия» [НКРЯ]

Синонимы[править]

1. —

Антонимы[править]

1. —

Гиперонимы[править]

1. единица

Гипонимы[править]

1. —

Родственные слова[править]

Ближайшее родство
существительные: зиверт

Этимология[править]

Происходит от милли- и зиверт, от фамилии учёного Р. Зиверта.

Фразеологизмы и устойчивые сочетания[править]

Перевод[править]

Список переводов
Английскийen: millisievert Итальянскийit: millisievert Корейскийko: 밀리시버트 Немецкийde: Millisievert Польскийpl: milisiwert Украинскийuk: мілізіверт

Библиография[править]

!
Значение единицы приблизительное.
Либо точного значения нет,
либо оно неизвестно.


?
Пожалуйста, введите число.


(?)
Простите, неизвестное вещество. Пожалуйста, выберите что-то из списка.

***

Вы не выбрали вещество. Пожалуйста, выберите.
Без указания вещества невозможно вычислить все единицы.

Совет: Не можете найти нужную единицу? Попробуйте поиск по сайту. Поле для поиска в правом верхнем углу страницы.

Совет: Не обязательно каждый раз нажимать на кнопку «Посчитать». Клавиши Enter или Tab на клавиатуре тоже запускают пересчёт.

Действительно ли наш сайт существует с 1996 года? Да, это так. Первая версия онлайнового конвертера была сделана ещё в 1995, но тогда ещё не было языка JavaScript, поэтому все вычисления делались на сервере — это было медленно. А в 1996г была запущена первая версия сайта с мгновенными вычислениями.

Для экономии места блоки единиц могут отображаться в свёрнутом виде. Кликните по заголовку любого блока, чтобы свернуть или развернуть его.

Слишком много единиц на странице? Сложно ориентироваться? Можно свернуть блок единиц — просто кликните по его заголовку. Второй клик развернёт блок обратно.

Наша цель — сделать перевод величин как можно более простой задачей. Есть идеи, как сделать наш сайт ещё удобнее? Поделитесь!

sievert
Display of background radiation in a hotel at Naraha, Japan, showing dose rate in microsieverts per hour, five years after the Fukushima disaster.
General information
Unit system	SI
Unit of	stochastic health effect of ionizing radiation (Equivalent dose)
Symbol	Sv
Named after	Rolf Maximilian Sievert
Conversions
1 Sv in …	… is equal to …
SI base units	m2⋅s−2
Sv indicates absorbed dose modified by weighting factors.	J⋅kg−1
CGS units (non-SI)	100 rem

The sievert (symbol: Sv^{[note 1]}) is a unit in the International System of Units (SI) intended to represent the stochastic health risk of ionizing radiation, which is defined as the probability of causing radiation-induced cancer and genetic damage. The sievert is important in dosimetry and radiation protection. It is named after Rolf Maximilian Sievert, a Swedish medical physicist renowned for work on radiation dose measurement and research into the biological effects of radiation.

The sievert is used for radiation dose quantities such as equivalent dose and effective dose, which represent the risk of external radiation from sources outside the body, and committed dose, which represents the risk of internal irradiation due to inhaled or ingested radioactive substances. According to the International Commission on Radiological Protection (ICRP) one sievert results in a 5.5% probability of eventually developing fatal cancer based on the disputed linear no-threshold model of ionizing radiation exposure.^[1][2]

To calculate the value of stochastic health risk in sieverts, the physical quantity absorbed dose is converted into equivalent dose and effective dose by applying factors for radiation type and biological context, published by the ICRP and the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU). One sievert equals 100 rem, which is an older, CGS radiation unit.

Conventionally, deterministic health effects due to acute tissue damage that is certain to happen, produced by high dose rates of radiation, are compared to the physical quantity absorbed dose measured by the unit gray (Gy).^[3]

Definition[edit]

CIPM definition of the sievert[edit]

The SI definition given by the International Committee for Weights and Measures (CIPM) says:

«The quantity dose equivalent H is the product of the absorbed dose D of ionizing radiation and the dimensionless factor Q (quality factor) defined as a function of linear energy transfer by the ICRU»

H = Q × D^[4]

The value of Q is not defined further by CIPM, but it requires the use of the relevant ICRU recommendations to provide this value.

The CIPM also says that «in order to avoid any risk of confusion between the absorbed dose D and the dose equivalent H, the special names for the respective units should be used, that is, the name gray should be used instead of joules per kilogram for the unit of absorbed dose D and the name sievert instead of joules per kilogram for the unit of dose equivalent H«.^[4]

In summary:

gray: quantity D – absorbed dose

1 Gy = 1 joule/kilogram – a physical quantity. 1 Gy is the deposit of a joule of radiation energy per kilogram of matter or tissue.

sievert: quantity H – equivalent dose

1 Sv = 1 joule/kilogram – a biological effect. The sievert represents the equivalent biological effect of the deposit of a joule of radiation energy in a kilogram of human tissue. The ratio to absorbed dose is denoted by Q.

ICRP definition of the sievert[edit]

The ICRP definition of the sievert is:^[5]

«The sievert is the special name for the SI unit of equivalent dose, effective dose, and operational dose quantities. The unit is joule per kilogram.»

The sievert is used for a number of dose quantities which are described in this article and are part of the international radiological protection system devised and defined by the ICRP and ICRU.

External dose quantities[edit]

When the sievert is used to represent the stochastic effects of external ionizing radiation on human tissue, the radiation doses received are measured in practice by radiometric instruments and dosimeters and are called operational quantities. To relate these actual received doses to likely health effects, protection quantities have been developed to predict the likely health effects using the results of large epidemiological studies. Consequently, this has required the creation of a number of different dose quantities within a coherent system developed by the ICRU working with the ICRP.

The external dose quantities and their relationships are shown in the accompanying diagram. The ICRU is primarily responsible for the operational dose quantities, based upon the application of ionising radiation metrology, and the ICRP is primarily responsible for the protection quantities, based upon modelling of dose uptake and biological sensitivity of the human body.

Naming conventions[edit]

The ICRU/ICRP dose quantities have specific purposes and meanings, but some use common words in a different order. There can be confusion between, for instance, equivalent dose and dose equivalent.

Although the CIPM definition states that the linear energy transfer function (Q) of the ICRU is used in calculating the biological effect, the ICRP in 1990^[6] developed the «protection» dose quantities effective and equivalent dose which are calculated from more complex computational models and are distinguished by not having the phrase dose equivalent in their name. Only the operational dose quantities which still use Q for calculation retain the phrase dose equivalent. However, there are joint ICRU/ICRP proposals to simplify this system by changes to the operational dose definitions to harmonise with those of protection quantities. These were outlined at the 3rd International Symposium on Radiological Protection in October 2015, and if implemented would make the naming of operational quantities more logical by introducing «dose to lens of eye» and «dose to local skin» as equivalent doses.^[7]

In the USA there are differently named dose quantities which are not part of the ICRP nomenclature.^[8]

Physical quantities[edit]

These are directly measurable physical quantities in which no allowance has been made for biological effects. Radiation fluence is the number of radiation particles impinging per unit area per unit time, kerma is the ionising effect on air of gamma rays and X-rays and is used for instrument calibration, and absorbed dose is the amount of radiation energy deposited per unit mass in the matter or tissue under consideration.

Operational quantities[edit]

Operational quantities are measured in practice, and are the means of directly measuring dose uptake due to exposure, or predicting dose uptake in a measured environment. In this way they are used for practical dose control, by providing an estimate or upper limit for the value of the protection quantities related to an exposure. They are also used in practical regulations and guidance.^[9]

The calibration of individual and area dosimeters in photon fields is performed by measuring the collision «air kerma free in air» under conditions of secondary electron equilibrium. Then the appropriate operational quantity is derived applying a conversion coefficient that relates the air kerma to the appropriate operational quantity. The conversion coefficients for photon radiation are published by the ICRU.^[10]

Simple (non-anthropomorphic) «phantoms» are used to relate operational quantities to measured free-air irradiation. The ICRU sphere phantom is based on the definition of an ICRU 4-element tissue-equivalent material which does not really exist and cannot be fabricated.^[11] The ICRU sphere is a theoretical 30 cm diameter «tissue equivalent» sphere consisting of a material with a density of 1 g·cm⁻³ and a mass composition of 76.2% oxygen, 11.1% carbon, 10.1% hydrogen and 2.6% nitrogen. This material is specified to most closely approximate human tissue in its absorption properties. According to the ICRP, the ICRU «sphere phantom» in most cases adequately approximates the human body as regards the scattering and attenuation of penetrating radiation fields under consideration.^[12] Thus radiation of a particular energy fluence will have roughly the same energy deposition within the sphere as it would in the equivalent mass of human tissue.^[13]

To allow for back-scattering and absorption of the human body, the «slab phantom» is used to represent the human torso for practical calibration of whole body dosimeters. The slab phantom is 300 mm × 300 mm × 150 mm depth to represent the human torso.^[13]

The joint ICRU/ICRP proposals outlined at the 3rd International Symposium on Radiological Protection in October 2015 to change the definition of operational quantities would not change the present use of calibration phantoms or reference radiation fields.^[7]

Protection quantities[edit]

Protection quantities are calculated models, and are used as «limiting quantities» to specify exposure limits to ensure, in the words of ICRP, «that the occurrence of stochastic health effects is kept below unacceptable levels and that tissue reactions are avoided».^[14][15][13] These quantities cannot be measured in practice but their values are derived using models of external dose to internal organs of the human body, using anthropomorphic phantoms. These are 3D computational models of the body which take into account a number of complex effects such as body self-shielding and internal scattering of radiation. The calculation starts with organ absorbed dose, and then applies radiation and tissue weighting factors.^[16]

As protection quantities cannot practically be measured, operational quantities must be used to relate them to practical radiation instrument and dosimeter responses.^[17]

Instrument and dosimetry response[edit]

This is an actual reading obtained from such as an ambient dose gamma monitor, or a personal dosimeter. Such instruments are calibrated using radiation metrology techniques which will trace them to a national radiation standard, and thereby relate them to an operational quantity. The readings of instruments and dosimeters are used to prevent the uptake of excessive dose and to provide records of dose uptake to satisfy radiation safety legislation; such as in the UK, the Ionising Radiations Regulations 1999.

Calculating protection dose quantities[edit]

The sievert is used in external radiation protection for equivalent dose (the external-source, whole-body exposure effects, in a uniform field), and effective dose (which depends on the body parts irradiated).

These dose quantities are weighted averages of absorbed dose designed to be representative of the stochastic health effects of radiation, and use of the sievert implies that appropriate weighting factors have been applied to the absorbed dose measurement or calculation (expressed in grays).^[1]

The ICRP calculation provides two weighting factors to enable the calculation of protection quantities.

 1. The radiation factor W_R, which is specific for radiation type R – This is used in calculating the equivalent dose H_T which can be for the whole body or for individual organs.

 2. The tissue weighting factor W_T, which is specific for tissue type T being irradiated. This is used with W_R to calculate the contributory organ doses to arrive at an effective dose E for non-uniform irradiation.

When a whole body is irradiated uniformly only the radiation weighting factor W_R is used, and the effective dose equals the whole body equivalent dose. But if the irradiation of a body is partial or non-uniform the tissue factor W_T is used to calculate dose to each organ or tissue. These are then summed to obtain the effective dose. In the case of uniform irradiation of the human body, these summate to 1, but in the case of partial or non-uniform irradiation, they will summate to a lower value depending on the organs concerned; reflecting the lower overall health effect. The calculation process is shown on the accompanying diagram. This approach calculates the biological risk contribution to the whole body, taking into account complete or partial irradiation, and the radiation type or types.

The values of these weighting factors are conservatively chosen to be greater than the bulk of experimental values observed for the most sensitive cell types, based on averages of those obtained for the human population.

Radiation type weighting factor W_R[edit]

Since different radiation types have different biological effects for the same deposited energy, a corrective radiation weighting factor W_R, which is dependent on the radiation type and on the target tissue, is applied to convert the absorbed dose measured in the unit gray to determine the equivalent dose. The result is given the unit sievert.

Radiation weighting factors W_R
used to represent relative biological effectiveness
according to ICRP report 103^[1]

Radiation	Energy (E)	WR (formerly Q)
x-rays, gamma rays, beta particles, muons	1
neutrons	< 1 MeV	2.5 + 18.2e−[ln(E)]2/6
1 – 50 MeV	5.0 + 17.0e−[ln(2E)]2/6
> 50 MeV	2.5 + 3.25e−[ln(0.04E)]2/6
protons, charged pions	2
alpha particles, nuclear fission products, heavy nuclei	20

The equivalent dose is calculated by multiplying the absorbed energy, averaged by mass over an organ or tissue of interest, by a radiation weighting factor appropriate to the type and energy of radiation. To obtain the equivalent dose for a mix of radiation types and energies, a sum is taken over all types of radiation energy dose.^[1]

where

H_T is the equivalent dose absorbed by tissue T,

D_T,R is the absorbed dose in tissue T by radiation type R and

W_R is the radiation weighting factor defined by regulation.

Thus for example, an absorbed dose of 1 Gy by alpha particles will lead to an equivalent dose of 20 Sv.

This may seem to be a paradox. It implies that the energy of the incident radiation field in joules has increased by a factor of 20, thereby violating the laws of conservation of energy. However, this is not the case. The sievert is used only to convey the fact that a gray of absorbed alpha particles would cause twenty times the biological effect of a gray of absorbed x-rays. It is this biological component that is being expressed when using sieverts rather than the actual energy delivered by the incident absorbed radiation.

Tissue type weighting factor W_T[edit]

The second weighting factor is the tissue factor W_T, but it is used only if there has been non-uniform irradiation of a body. If the body has been subject to uniform irradiation, the effective dose equals the whole body equivalent dose, and only the radiation weighting factor W_R is used. But if there is partial or non-uniform body irradiation the calculation must take account of the individual organ doses received, because the sensitivity of each organ to irradiation depends on their tissue type. This summed dose from only those organs concerned gives the effective dose for the whole body. The tissue weighting factor is used to calculate those individual organ dose contributions.

The ICRP values for W_T are given in the table shown here.

Weighting factors for different organs^[18]

Organs	Tissue weighting factors
ICRP26 1977	ICRP60 1990[19]	ICRP103 2007[1]
Gonads	0.25	0.20	0.08
Red bone marrow	0.12	0.12	0.12
Colon	—	0.12	0.12
Lung	0.12	0.12	0.12
Stomach	—	0.12	0.12
Breasts	0.15	0.05	0.12
Bladder	—	0.05	0.04
Liver	—	0.05	0.04
Oesophagus	—	0.05	0.04
Thyroid	0.03	0.05	0.04
Skin	—	0.01	0.01
Bone surface	0.03	0.01	0.01
Salivary glands	—	—	0.01
Brain	—	—	0.01
Remainder of body	0.30	0.05	0.12
Total	1.00	1.00	1.00

The article on effective dose gives the method of calculation. The absorbed dose is first corrected for the radiation type to give the equivalent dose, and then corrected for the tissue receiving the radiation. Some tissues like bone marrow are particularly sensitive to radiation, so they are given a weighting factor that is disproportionally large relative to the fraction of body mass they represent. Other tissues like the hard bone surface are particularly insensitive to radiation and are assigned a disproportionally low weighting factor.

In summary, the sum of tissue-weighted doses to each irradiated organ or tissue of the body adds up to the effective dose for the body. The use of effective dose enables comparisons of overall dose received regardless of the extent of body irradiation.

Operational quantities[edit]

The operational quantities are used in practical applications for monitoring and investigating external exposure situations. They are defined for practical operational measurements and assessment of doses in the body.^[5] Three external operational dose quantities were devised to relate operational dosimeter and instrument measurements to the calculated protection quantities. Also devised were two phantoms, The ICRU «slab» and «sphere» phantoms which relate these quantities to incident radiation quantities using the Q(L) calculation.

Ambient dose equivalent[edit]

This is used for area monitoring of penetrating radiation and is usually expressed as the quantity H*(10). This means the radiation is equivalent to that found 10 mm within the ICRU sphere phantom in the direction of origin of the field.^[20] An example of penetrating radiation is gamma rays.

Directional dose equivalent[edit]

This is used for monitoring of low penetrating radiation and is usually expressed as the quantity H’(0.07). This means the radiation is equivalent to that found at a depth of 0.07 mm in the ICRU sphere phantom.^[21] Examples of low penetrating radiation are alpha particles, beta particles and low-energy photons. This dose quantity is used for the determination of equivalent dose to such as the skin, lens of the eye.^[22] In radiological protection practice value of omega is usually not specified as the dose is usually at a maximum at the point of interest.

Personal dose equivalent[edit]

This is used for individual dose monitoring, such as with a personal dosimeter worn on the body. The recommended depth for assessment is 10 mm which gives the quantity H_p(10).^[23]

Proposals for changing the definition of protection dose quantities[edit]

In order to simplify the means of calculating operational quantities and assist in the comprehension of radiation dose protection quantities, ICRP Committee 2 & ICRU Report Committee 26 started in 2010 an examination of different means of achieving this by dose coefficients related to Effective Dose or Absorbed Dose.

Specifically;

1. For area monitoring of effective dose of whole body it would be:

H = Φ × conversion coefficient

The driver for this is that H^∗(10) is not a reasonable estimate of effective dose due to high energy photons, as a result of the extension of particle types and energy ranges to be considered in ICRP report 116. This change would remove the need for the ICRU sphere and introduce a new quantity called E_max.

2. For individual monitoring, to measure deterministic effects on eye lens and skin, it would be:

D = Φ × conversion coefficient for absorbed dose.

The driver for this is the need to measure the deterministic effect, which it is suggested, is more appropriate than stochastic effect. This would calculate equivalent dose quantities H_lens and H_skin.

This would remove the need for the ICRU Sphere and the Q-L function. Any changes would replace ICRU report 51, and part of report 57.^[7]

A final draft report was issued in July 2017 by ICRU/ICRP for consultation.^[24]

Internal dose quantities[edit]

The sievert is used for human internal dose quantities in calculating committed dose. This is dose from radionuclides which have been ingested or inhaled into the human body, and thereby «committed» to irradiate the body for a period of time. The concepts of calculating protection quantities as described for external radiation applies, but as the source of radiation is within the tissue of the body, the calculation of absorbed organ dose uses different coefficients and irradiation mechanisms.

The ICRP defines Committed effective dose, E(t) as the sum of the products of the committed organ or tissue equivalent doses and the appropriate tissue weighting factors W_T, where t is the integration time in years following the intake. The commitment period is taken to be 50 years for adults, and to age 70 years for children.^[5]

The ICRP further states «For internal exposure, committed effective doses are generally determined from an assessment of the intakes of radionuclides from bioassay measurements or other quantities (e.g., activity retained in the body or in daily excreta). The radiation dose is determined from the intake using recommended dose coefficients».^[25]

A committed dose from an internal source is intended to carry the same effective risk as the same amount of equivalent dose applied uniformly to the whole body from an external source, or the same amount of effective dose applied to part of the body.

Health effects[edit]

Ionizing radiation has deterministic and stochastic effects on human health. Deterministic (acute tissue effect) events happen with certainty, with the resulting health conditions occurring in every individual who received the same high dose. Stochastic (cancer induction and genetic) events are inherently random, with most individuals in a group failing to ever exhibit any causal negative health effects after exposure, while an indeterministic random minority do, often with the resulting subtle negative health effects being observable only after large detailed epidemiology studies.

The use of the sievert implies that only stochastic effects are being considered, and to avoid confusion deterministic effects are conventionally compared to values of absorbed dose expressed by the SI unit gray (Gy).

Stochastic effects[edit]

Stochastic effects are those that occur randomly, such as radiation-induced cancer. The consensus of nuclear regulators, governments and the UNSCEAR is that the incidence of cancers due to ionizing radiation can be modeled as increasing linearly with effective dose at a rate of 5.5% per sievert.^[1] This is known as the Linear no-threshold model (LNT model). Some argue that this LNT model is now outdated and should be replaced with a threshold below which the body’s natural cell processes repair damage and/or replace damaged cells.^[26][27] There is general agreement that the risk is much higher for infants and fetuses than adults, higher for the middle-aged than for seniors, and higher for women than for men, though there is no quantitative consensus about this.^[28][29]

Deterministic effects[edit]

The deterministic (acute tissue damage) effects that can lead to acute radiation syndrome only occur in the case of acute high doses (≳ 0.1 Gy) and high dose rates (≳ 0.1 Gy/h) and are conventionally not measured using the unit sievert, but use the unit gray (Gy).
A model of deterministic risk would require different weighting factors (not yet established) than are used in the calculation of equivalent and effective dose.

ICRP dose limits[edit]

The ICRP recommends a number of limits for dose uptake in table 8 of report 103. These limits are «situational», for planned, emergency and existing situations. Within these situations, limits are given for the following groups:^[30]

• Planned exposure – limits given for occupational, medical and public
• Emergency exposure – limits given for occupational and public exposure
• Existing exposure – All persons exposed

For occupational exposure, the limit is 50 mSv in a single year with a maximum of 100 mSv in a consecutive five-year period, and for the public to an average of 1 mSv (0.001 Sv) of effective dose per year, not including medical and occupational exposures.^[1]

For comparison, natural radiation levels inside the United States Capitol are such that a human body would receive an additional dose rate of 0.85 mSv/a, close to the regulatory limit, because of the uranium content of the granite structure.^[31] According to the conservative ICRP model, someone who spent 20 years inside the capitol building would have an extra one in a thousand chance of getting cancer, over and above any other existing risk (calculated as: 20 a·0.85 mSv/a·0.001 Sv/mSv·5.5%/Sv ≈ 0.1%). However, that «existing risk» is much higher; an average American would have a 10% chance of getting cancer during this same 20-year period, even without any exposure to artificial radiation (see natural Epidemiology of cancer and cancer rates). These estimates are, however, unmindful of every living cell’s natural repair mechanisms, evolved over a few billion years of exposure to environmental chemical and radiation threats that were higher in the past, and exaggerated by the evolution of oxygen metabolism.

Dose examples[edit]

Significant radiation doses are not frequently encountered in everyday life. The following examples can help illustrate relative magnitudes; these are meant to be examples only, not a comprehensive list of possible radiation doses. An «acute dose» is one that occurs over a short and finite period of time, while a «chronic dose» is a dose that continues for an extended period of time so that it is better described by a dose rate.

Dose examples[edit]

98	nSv:	Banana equivalent dose, an illustrative unit of radiation dose representing the measure of radiation from a typical banana[37][a]
250	nSv:	U.S. limit on effective dose from a single airport security screening[38]
5–10	μSv:	One set of dental radiographs[39]
80	μSv:	Average (one time) dose to people living within 10 mi (16 km) of the plant during the Three Mile Island accident[40]
400–600	μSv:	Two-view mammogram, using weighting factors updated in 2007[41]
1	mSv:	U.S. 10 CFR § 20.1301(a)(1) dose limit for individual members of the public, total effective dose equivalent, per annum[42]
1.5–1.7	mSv:	Annual occupational dose for flight attendants [43]
2–7	mSv:	Barium fluoroscopy, e.g. Barium meal, up to 2 minutes, 4–24 spot images[44]
10–30	mSv:	Single full-body CT scan[45][46]
50	mSv:	U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(1)(i) occupational dose limit, total effective dose equivalent, per annum[47]
68	mSv:	Estimated maximum dose to evacuees who lived closest to the Fukushima I nuclear accidents[48]
80	mSv:	6-month stay on the International Space Station
160	mSv:	Chronic dose to lungs over one year smoking 1.5 packs of cigarettes per day, mostly due to inhalation of Polonium-210 and Lead-210[49][50]
250	mSv:	6-month trip to Mars—radiation due to cosmic rays, which are very difficult to shield against
400	mSv:	Average accumulated exposure of residents over a period of 9–20 years, who suffered no ill effects, in apartments in Taiwan constructed with rebar containing Cobalt-60[51]
500	mSv:	The U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(2)(ii) occupational dose limit, shallow-dose equivalent to skin, per annum[47]
670	mSv:	Highest dose received by a worker responding to the Fukushima emergency[52][a]
1	Sv:	Maximum allowed radiation exposure for NASA astronauts over their career[33]
4–5	Sv:	Dose required to kill a human with a 50% risk within 30 days (LD50/30), if the dose is received over a very short duration[53][32]
5	Sv:	Calculated dose from the neutron and gamma ray flash, 1.2 km from ground zero of the Little Boy fission bomb, air burst at 600 m.[54][55]
4.5–6	Sv:	Fatal acute doses during Goiânia accident
5.1	Sv:	Fatal acute dose to Harry Daghlian in 1945 criticality accident[56]
10 to 17	Sv:	Fatal acute doses during Tokaimura nuclear accident. Hisashi Ouchi who received 17 Sv was kept alive for 83 days after the accident.[57]
21	Sv:	Fatal acute dose to Louis Slotin in 1946 criticality accident[56]
36	Sv:	Fatal acute dose to Cecil Kelley in 1958, death occurred within 35 hours.[58]
54	Sv:	Fatal acute dose to Boris Korchilov in 1961 after a reactor cooling system failed on the Soviet submarine K-19 which required work in the reactor with no shielding[59]
64	Sv:	Nonfatal dose to Albert Stevens spread over ≈21 years, due to a 1945 plutonium injection experiment by doctors working on the secret Manhattan Project.[60][a]

Dose rate examples[edit]

All conversions between hours and years have assumed continuous presence in a steady field, disregarding known fluctuations, intermittent exposure and radioactive decay. Converted values are shown in parentheses. «/a» is «per annum», which means per year. «/h» means «per hour».

<1	mSv/a	<100	nSv/h	Steady dose rates below 100 nSv/h are difficult to measure.[citation needed]
1	mSv/a	(100	nSv/h avg)	ICRP recommended maximum for external irradiation of the human body, excluding medical and occupational exposures.
2.4	mSv/a	(270	nSv/h avg)	Human exposure to natural background radiation, global average[a]
(8	mSv/a)	810	nSv/h avg	Next to the Chernobyl New Safe Confinement (May 2019)[61]
~8	mSv/a	(~900	nSv/h avg)	Average natural background radiation in Finland[62]
24	mSv/a	(2.7	μSv/h avg)	Natural background radiation at airline cruise altitude[63][b]
(46	mSv/a)	5.19	μSv/h avg	Next to Chernobyl Nuclear Power Plant, before installing the New Sarcophagus in November 2016[64]
130	mSv/a	(15	μSv/h avg)	Ambient field inside most radioactive house in Ramsar, Iran[65][c]
(350	mSv/a)	39.8	μSv/h avg	inside «The Claw» of Chernobyl[66]
(800	mSv/a)	90	μSv/h	Natural radiation on a monazite beach near Guarapari, Brazil.[67]
(9	Sv/a)	1	mSv/h	NRC definition of a high radiation area in a nuclear power plant, warranting a chain-link fence[68]
(17–173	Sv/a)	2–20	mSv/h	Typical dose rate for activated reactor wall in possible future fusion reactors after 100 years.[69] After approximately 300 years of decay the fusion waste would produce the same dose rate as exposure to coal ash, with the volume of fusion waste naturally being orders of magnitude less than from coal ash.[70] Immediate predicted activation is 90 MGy/a.[citation needed]
(1.7	kSv/a)	190	mSv/h	Highest reading from fallout of the Trinity bomb, 20 mi (32 km) away, 3 hours after detonation.[71][c]
(2.3	MSv/a)	270	Sv/h	Typical PWR spent fuel waste, after 10-year cooldown, no shielding and no distance.[72]
(4.6–5.6	MSv/a)	530–650	Sv/h	The radiation level inside the primary containment vessel of the second BWR-reactor of the Fukushima power station, in February 2017, six years after a suspected meltdown.[73][74][75][76][77] In this environment, it takes between 22 and 34 seconds to accumulate a median lethal dose (LD50/30).

Notes on examples:

History[edit]

The sievert has its origin in the röntgen equivalent man (rem) which was derived from CGS units. The International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) promoted a switch to coherent SI units in the 1970s,^[78] and announced in 1976 that it planned to formulate a suitable unit for equivalent dose.^[79] The ICRP pre-empted the ICRU by introducing the sievert in 1977.^[80]

The sievert was adopted by the International Committee for Weights and Measures (CIPM) in 1980, five years after adopting the gray. The CIPM then issued an explanation in 1984, recommending when the sievert should be used as opposed to the gray. That explanation was updated in 2002 to bring it closer to the ICRP’s definition of equivalent dose, which had changed in 1990. Specifically, the ICRP had introduced equivalent dose, renamed the quality factor (Q) to radiation weighting factor (W_R), and dropped another weighting factor «N» in 1990. In 2002, the CIPM similarly dropped the weighting factor «N» from their explanation but otherwise kept other old terminology and symbols. This explanation only appears in the appendix to the SI brochure and is not part of the definition of the sievert.^[81]

Common SI usage[edit]

The sievert is named after Rolf Maximilian Sievert. As with every SI unit named for a person, its symbol starts with an upper case letter (Sv), but when written in full it follows the rules for capitalisation of a common noun; i.e., «sievert» becomes capitalised at the beginning of a sentence and in titles, but is otherwise in lower case.

Frequently used SI prefixes are the millisievert (1 mSv = 0.001 Sv) and microsievert (1 μSv = 0.000 001 Sv) and commonly used units for time derivative or «dose rate» indications on instruments and warnings for radiological protection are μSv/h and mSv/h. Regulatory limits and chronic doses are often given in units of mSv/a or Sv/a, where they are understood to represent an average over the entire year. In many occupational scenarios, the hourly dose rate might fluctuate to levels thousands of times higher for a brief period of time, without infringing on the annual limits. The conversion from hours to years varies because of leap years and exposure schedules, but approximate conversions are:

1 mSv/h = 8.766 Sv/a

114.1 μSv/h = 1 Sv/a

Conversion from hourly rates to annual rates is further complicated by seasonal fluctuations in natural radiation, decay of artificial sources, and intermittent proximity between humans and sources. The ICRP once adopted fixed conversion for occupational exposure, although these have not appeared in recent documents:^[82]

8 h = 1 day

40 h = 1 week

50 weeks = 1 year

Therefore, for occupation exposures of that time period,

1 mSv/h = 2 Sv/a

500 μSv/h = 1 Sv/a

Ionizing radiation quantities[edit]

The following table shows radiation quantities in SI and non-SI units:

Ionizing radiation related quantities view ‧ talk ‧ edit

Quantity	Unit	Symbol	Derivation	Year	SI equivalent
Activity (A)	becquerel	Bq	s−1	1974	SI unit
curie	Ci	3.7 × 1010 s−1	1953	3.7×1010 Bq
rutherford	Rd	106 s−1	1946	1,000,000 Bq
Exposure (X)	coulomb per kilogram	C/kg	C⋅kg−1 of air	1974	SI unit
röntgen	R	esu / 0.001293 g of air	1928	2.58 × 10−4 C/kg
Absorbed dose (D)	gray	Gy	J⋅kg−1	1974	SI unit
erg per gram	erg/g	erg⋅g−1	1950	1.0 × 10−4 Gy
rad	rad	100 erg⋅g−1	1953	0.010 Gy
Equivalent dose (H)	sievert	Sv	J⋅kg−1 × WR	1977	SI unit
röntgen equivalent man	rem	100 erg⋅g−1 x WR	1971	0.010 Sv
Effective dose (E)	sievert	Sv	J⋅kg−1 × WR × WT	1977	SI unit
röntgen equivalent man	rem	100 erg⋅g−1 × WR × WT	1971	0.010 Sv

Although the United States Nuclear Regulatory Commission permits the use of the units curie, rad, and rem alongside SI units,^[83] the European Union European units of measurement directives required that their use for «public health … purposes» be phased out by 31 December 1985.^[84]

Rem equivalence[edit]

An older unit for the dose equivalent is the rem,^[85] still often used in the United States. One sievert is equal to 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	=	0.010000 Sv	=	10.000 mSv	=	10000 μSv
0.1000 rem	=	100.0 mrem	=	1 mSv	=	0.001000 Sv	=	1.000 mSv	=	1000 μSv
0.0010 rem	=	1.0 mrem	=	1 mrem	=	0.000010 Sv	=	0.010 mSv	=	10 μSv
0.0001 rem	=	0.1 mrem	=	1 μSv	=	0.000001 Sv	=	0.001 mSv	=	1 μSv

See also[edit]

• Acute radiation syndrome
• Becquerel (disintegrations per second)
• Counts per minute
• Exposure (radiation)
• Rutherford (unit)
• Sverdrup (a non-SI unit of volume transport with the same symbol Sv as sievert)

Notes[edit]

References[edit]

External links[edit]

• Glover, Paul. «Millisieverts and Radiation». Sixty Symbols. Brady Haran for the University of Nottingham.
• Eurados — The European radiation dosimetry group

sievert
Display of background radiation in a hotel at Naraha, Japan, showing dose rate in microsieverts per hour, five years after the Fukushima disaster.
General information
Unit system	SI
Unit of	stochastic health effect of ionizing radiation (Equivalent dose)
Symbol	Sv
Named after	Rolf Maximilian Sievert
Conversions
1 Sv in …	… is equal to …
SI base units	m2⋅s−2
Sv indicates absorbed dose modified by weighting factors.	J⋅kg−1
CGS units (non-SI)	100 rem

The sievert (symbol: Sv^{[note 1]}) is a unit in the International System of Units (SI) intended to represent the stochastic health risk of ionizing radiation, which is defined as the probability of causing radiation-induced cancer and genetic damage. The sievert is important in dosimetry and radiation protection. It is named after Rolf Maximilian Sievert, a Swedish medical physicist renowned for work on radiation dose measurement and research into the biological effects of radiation.

The sievert is used for radiation dose quantities such as equivalent dose and effective dose, which represent the risk of external radiation from sources outside the body, and committed dose, which represents the risk of internal irradiation due to inhaled or ingested radioactive substances. According to the International Commission on Radiological Protection (ICRP) one sievert results in a 5.5% probability of eventually developing fatal cancer based on the disputed linear no-threshold model of ionizing radiation exposure.^[1][2]

To calculate the value of stochastic health risk in sieverts, the physical quantity absorbed dose is converted into equivalent dose and effective dose by applying factors for radiation type and biological context, published by the ICRP and the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU). One sievert equals 100 rem, which is an older, CGS radiation unit.

Conventionally, deterministic health effects due to acute tissue damage that is certain to happen, produced by high dose rates of radiation, are compared to the physical quantity absorbed dose measured by the unit gray (Gy).^[3]

Definition[edit]

CIPM definition of the sievert[edit]

The SI definition given by the International Committee for Weights and Measures (CIPM) says:

«The quantity dose equivalent H is the product of the absorbed dose D of ionizing radiation and the dimensionless factor Q (quality factor) defined as a function of linear energy transfer by the ICRU»

H = Q × D^[4]

The value of Q is not defined further by CIPM, but it requires the use of the relevant ICRU recommendations to provide this value.

The CIPM also says that «in order to avoid any risk of confusion between the absorbed dose D and the dose equivalent H, the special names for the respective units should be used, that is, the name gray should be used instead of joules per kilogram for the unit of absorbed dose D and the name sievert instead of joules per kilogram for the unit of dose equivalent H«.^[4]

In summary:

gray: quantity D – absorbed dose

1 Gy = 1 joule/kilogram – a physical quantity. 1 Gy is the deposit of a joule of radiation energy per kilogram of matter or tissue.

sievert: quantity H – equivalent dose

1 Sv = 1 joule/kilogram – a biological effect. The sievert represents the equivalent biological effect of the deposit of a joule of radiation energy in a kilogram of human tissue. The ratio to absorbed dose is denoted by Q.

ICRP definition of the sievert[edit]

The ICRP definition of the sievert is:^[5]

«The sievert is the special name for the SI unit of equivalent dose, effective dose, and operational dose quantities. The unit is joule per kilogram.»

The sievert is used for a number of dose quantities which are described in this article and are part of the international radiological protection system devised and defined by the ICRP and ICRU.

External dose quantities[edit]

When the sievert is used to represent the stochastic effects of external ionizing radiation on human tissue, the radiation doses received are measured in practice by radiometric instruments and dosimeters and are called operational quantities. To relate these actual received doses to likely health effects, protection quantities have been developed to predict the likely health effects using the results of large epidemiological studies. Consequently, this has required the creation of a number of different dose quantities within a coherent system developed by the ICRU working with the ICRP.

The external dose quantities and their relationships are shown in the accompanying diagram. The ICRU is primarily responsible for the operational dose quantities, based upon the application of ionising radiation metrology, and the ICRP is primarily responsible for the protection quantities, based upon modelling of dose uptake and biological sensitivity of the human body.

Naming conventions[edit]

The ICRU/ICRP dose quantities have specific purposes and meanings, but some use common words in a different order. There can be confusion between, for instance, equivalent dose and dose equivalent.

Although the CIPM definition states that the linear energy transfer function (Q) of the ICRU is used in calculating the biological effect, the ICRP in 1990^[6] developed the «protection» dose quantities effective and equivalent dose which are calculated from more complex computational models and are distinguished by not having the phrase dose equivalent in their name. Only the operational dose quantities which still use Q for calculation retain the phrase dose equivalent. However, there are joint ICRU/ICRP proposals to simplify this system by changes to the operational dose definitions to harmonise with those of protection quantities. These were outlined at the 3rd International Symposium on Radiological Protection in October 2015, and if implemented would make the naming of operational quantities more logical by introducing «dose to lens of eye» and «dose to local skin» as equivalent doses.^[7]

In the USA there are differently named dose quantities which are not part of the ICRP nomenclature.^[8]

Physical quantities[edit]

These are directly measurable physical quantities in which no allowance has been made for biological effects. Radiation fluence is the number of radiation particles impinging per unit area per unit time, kerma is the ionising effect on air of gamma rays and X-rays and is used for instrument calibration, and absorbed dose is the amount of radiation energy deposited per unit mass in the matter or tissue under consideration.

Operational quantities[edit]

Operational quantities are measured in practice, and are the means of directly measuring dose uptake due to exposure, or predicting dose uptake in a measured environment. In this way they are used for practical dose control, by providing an estimate or upper limit for the value of the protection quantities related to an exposure. They are also used in practical regulations and guidance.^[9]

The calibration of individual and area dosimeters in photon fields is performed by measuring the collision «air kerma free in air» under conditions of secondary electron equilibrium. Then the appropriate operational quantity is derived applying a conversion coefficient that relates the air kerma to the appropriate operational quantity. The conversion coefficients for photon radiation are published by the ICRU.^[10]

Simple (non-anthropomorphic) «phantoms» are used to relate operational quantities to measured free-air irradiation. The ICRU sphere phantom is based on the definition of an ICRU 4-element tissue-equivalent material which does not really exist and cannot be fabricated.^[11] The ICRU sphere is a theoretical 30 cm diameter «tissue equivalent» sphere consisting of a material with a density of 1 g·cm⁻³ and a mass composition of 76.2% oxygen, 11.1% carbon, 10.1% hydrogen and 2.6% nitrogen. This material is specified to most closely approximate human tissue in its absorption properties. According to the ICRP, the ICRU «sphere phantom» in most cases adequately approximates the human body as regards the scattering and attenuation of penetrating radiation fields under consideration.^[12] Thus radiation of a particular energy fluence will have roughly the same energy deposition within the sphere as it would in the equivalent mass of human tissue.^[13]

To allow for back-scattering and absorption of the human body, the «slab phantom» is used to represent the human torso for practical calibration of whole body dosimeters. The slab phantom is 300 mm × 300 mm × 150 mm depth to represent the human torso.^[13]

The joint ICRU/ICRP proposals outlined at the 3rd International Symposium on Radiological Protection in October 2015 to change the definition of operational quantities would not change the present use of calibration phantoms or reference radiation fields.^[7]

Protection quantities[edit]

Protection quantities are calculated models, and are used as «limiting quantities» to specify exposure limits to ensure, in the words of ICRP, «that the occurrence of stochastic health effects is kept below unacceptable levels and that tissue reactions are avoided».^[14][15][13] These quantities cannot be measured in practice but their values are derived using models of external dose to internal organs of the human body, using anthropomorphic phantoms. These are 3D computational models of the body which take into account a number of complex effects such as body self-shielding and internal scattering of radiation. The calculation starts with organ absorbed dose, and then applies radiation and tissue weighting factors.^[16]

As protection quantities cannot practically be measured, operational quantities must be used to relate them to practical radiation instrument and dosimeter responses.^[17]

Instrument and dosimetry response[edit]

This is an actual reading obtained from such as an ambient dose gamma monitor, or a personal dosimeter. Such instruments are calibrated using radiation metrology techniques which will trace them to a national radiation standard, and thereby relate them to an operational quantity. The readings of instruments and dosimeters are used to prevent the uptake of excessive dose and to provide records of dose uptake to satisfy radiation safety legislation; such as in the UK, the Ionising Radiations Regulations 1999.

Calculating protection dose quantities[edit]

The sievert is used in external radiation protection for equivalent dose (the external-source, whole-body exposure effects, in a uniform field), and effective dose (which depends on the body parts irradiated).

These dose quantities are weighted averages of absorbed dose designed to be representative of the stochastic health effects of radiation, and use of the sievert implies that appropriate weighting factors have been applied to the absorbed dose measurement or calculation (expressed in grays).^[1]

The ICRP calculation provides two weighting factors to enable the calculation of protection quantities.

 1. The radiation factor W_R, which is specific for radiation type R – This is used in calculating the equivalent dose H_T which can be for the whole body or for individual organs.

 2. The tissue weighting factor W_T, which is specific for tissue type T being irradiated. This is used with W_R to calculate the contributory organ doses to arrive at an effective dose E for non-uniform irradiation.

When a whole body is irradiated uniformly only the radiation weighting factor W_R is used, and the effective dose equals the whole body equivalent dose. But if the irradiation of a body is partial or non-uniform the tissue factor W_T is used to calculate dose to each organ or tissue. These are then summed to obtain the effective dose. In the case of uniform irradiation of the human body, these summate to 1, but in the case of partial or non-uniform irradiation, they will summate to a lower value depending on the organs concerned; reflecting the lower overall health effect. The calculation process is shown on the accompanying diagram. This approach calculates the biological risk contribution to the whole body, taking into account complete or partial irradiation, and the radiation type or types.

The values of these weighting factors are conservatively chosen to be greater than the bulk of experimental values observed for the most sensitive cell types, based on averages of those obtained for the human population.

Radiation type weighting factor W_R[edit]

Since different radiation types have different biological effects for the same deposited energy, a corrective radiation weighting factor W_R, which is dependent on the radiation type and on the target tissue, is applied to convert the absorbed dose measured in the unit gray to determine the equivalent dose. The result is given the unit sievert.

Radiation weighting factors W_R
used to represent relative biological effectiveness
according to ICRP report 103^[1]

Radiation	Energy (E)	WR (formerly Q)
x-rays, gamma rays, beta particles, muons	1
neutrons	< 1 MeV	2.5 + 18.2e−[ln(E)]2/6
1 – 50 MeV	5.0 + 17.0e−[ln(2E)]2/6
> 50 MeV	2.5 + 3.25e−[ln(0.04E)]2/6
protons, charged pions	2
alpha particles, nuclear fission products, heavy nuclei	20

The equivalent dose is calculated by multiplying the absorbed energy, averaged by mass over an organ or tissue of interest, by a radiation weighting factor appropriate to the type and energy of radiation. To obtain the equivalent dose for a mix of radiation types and energies, a sum is taken over all types of radiation energy dose.^[1]

where

H_T is the equivalent dose absorbed by tissue T,

D_T,R is the absorbed dose in tissue T by radiation type R and

W_R is the radiation weighting factor defined by regulation.

Thus for example, an absorbed dose of 1 Gy by alpha particles will lead to an equivalent dose of 20 Sv.

This may seem to be a paradox. It implies that the energy of the incident radiation field in joules has increased by a factor of 20, thereby violating the laws of conservation of energy. However, this is not the case. The sievert is used only to convey the fact that a gray of absorbed alpha particles would cause twenty times the biological effect of a gray of absorbed x-rays. It is this biological component that is being expressed when using sieverts rather than the actual energy delivered by the incident absorbed radiation.

Tissue type weighting factor W_T[edit]

The second weighting factor is the tissue factor W_T, but it is used only if there has been non-uniform irradiation of a body. If the body has been subject to uniform irradiation, the effective dose equals the whole body equivalent dose, and only the radiation weighting factor W_R is used. But if there is partial or non-uniform body irradiation the calculation must take account of the individual organ doses received, because the sensitivity of each organ to irradiation depends on their tissue type. This summed dose from only those organs concerned gives the effective dose for the whole body. The tissue weighting factor is used to calculate those individual organ dose contributions.

The ICRP values for W_T are given in the table shown here.

Weighting factors for different organs^[18]

Organs	Tissue weighting factors
ICRP26 1977	ICRP60 1990[19]	ICRP103 2007[1]
Gonads	0.25	0.20	0.08
Red bone marrow	0.12	0.12	0.12
Colon	—	0.12	0.12
Lung	0.12	0.12	0.12
Stomach	—	0.12	0.12
Breasts	0.15	0.05	0.12
Bladder	—	0.05	0.04
Liver	—	0.05	0.04
Oesophagus	—	0.05	0.04
Thyroid	0.03	0.05	0.04
Skin	—	0.01	0.01
Bone surface	0.03	0.01	0.01
Salivary glands	—	—	0.01
Brain	—	—	0.01
Remainder of body	0.30	0.05	0.12
Total	1.00	1.00	1.00

The article on effective dose gives the method of calculation. The absorbed dose is first corrected for the radiation type to give the equivalent dose, and then corrected for the tissue receiving the radiation. Some tissues like bone marrow are particularly sensitive to radiation, so they are given a weighting factor that is disproportionally large relative to the fraction of body mass they represent. Other tissues like the hard bone surface are particularly insensitive to radiation and are assigned a disproportionally low weighting factor.

In summary, the sum of tissue-weighted doses to each irradiated organ or tissue of the body adds up to the effective dose for the body. The use of effective dose enables comparisons of overall dose received regardless of the extent of body irradiation.

Operational quantities[edit]

The operational quantities are used in practical applications for monitoring and investigating external exposure situations. They are defined for practical operational measurements and assessment of doses in the body.^[5] Three external operational dose quantities were devised to relate operational dosimeter and instrument measurements to the calculated protection quantities. Also devised were two phantoms, The ICRU «slab» and «sphere» phantoms which relate these quantities to incident radiation quantities using the Q(L) calculation.

Ambient dose equivalent[edit]

This is used for area monitoring of penetrating radiation and is usually expressed as the quantity H*(10). This means the radiation is equivalent to that found 10 mm within the ICRU sphere phantom in the direction of origin of the field.^[20] An example of penetrating radiation is gamma rays.

Directional dose equivalent[edit]

This is used for monitoring of low penetrating radiation and is usually expressed as the quantity H’(0.07). This means the radiation is equivalent to that found at a depth of 0.07 mm in the ICRU sphere phantom.^[21] Examples of low penetrating radiation are alpha particles, beta particles and low-energy photons. This dose quantity is used for the determination of equivalent dose to such as the skin, lens of the eye.^[22] In radiological protection practice value of omega is usually not specified as the dose is usually at a maximum at the point of interest.

Personal dose equivalent[edit]

This is used for individual dose monitoring, such as with a personal dosimeter worn on the body. The recommended depth for assessment is 10 mm which gives the quantity H_p(10).^[23]

Proposals for changing the definition of protection dose quantities[edit]

In order to simplify the means of calculating operational quantities and assist in the comprehension of radiation dose protection quantities, ICRP Committee 2 & ICRU Report Committee 26 started in 2010 an examination of different means of achieving this by dose coefficients related to Effective Dose or Absorbed Dose.

Specifically;

1. For area monitoring of effective dose of whole body it would be:

H = Φ × conversion coefficient

The driver for this is that H^∗(10) is not a reasonable estimate of effective dose due to high energy photons, as a result of the extension of particle types and energy ranges to be considered in ICRP report 116. This change would remove the need for the ICRU sphere and introduce a new quantity called E_max.

2. For individual monitoring, to measure deterministic effects on eye lens and skin, it would be:

D = Φ × conversion coefficient for absorbed dose.

The driver for this is the need to measure the deterministic effect, which it is suggested, is more appropriate than stochastic effect. This would calculate equivalent dose quantities H_lens and H_skin.

This would remove the need for the ICRU Sphere and the Q-L function. Any changes would replace ICRU report 51, and part of report 57.^[7]

A final draft report was issued in July 2017 by ICRU/ICRP for consultation.^[24]

Internal dose quantities[edit]

The sievert is used for human internal dose quantities in calculating committed dose. This is dose from radionuclides which have been ingested or inhaled into the human body, and thereby «committed» to irradiate the body for a period of time. The concepts of calculating protection quantities as described for external radiation applies, but as the source of radiation is within the tissue of the body, the calculation of absorbed organ dose uses different coefficients and irradiation mechanisms.

The ICRP defines Committed effective dose, E(t) as the sum of the products of the committed organ or tissue equivalent doses and the appropriate tissue weighting factors W_T, where t is the integration time in years following the intake. The commitment period is taken to be 50 years for adults, and to age 70 years for children.^[5]

The ICRP further states «For internal exposure, committed effective doses are generally determined from an assessment of the intakes of radionuclides from bioassay measurements or other quantities (e.g., activity retained in the body or in daily excreta). The radiation dose is determined from the intake using recommended dose coefficients».^[25]

A committed dose from an internal source is intended to carry the same effective risk as the same amount of equivalent dose applied uniformly to the whole body from an external source, or the same amount of effective dose applied to part of the body.

Health effects[edit]

Ionizing radiation has deterministic and stochastic effects on human health. Deterministic (acute tissue effect) events happen with certainty, with the resulting health conditions occurring in every individual who received the same high dose. Stochastic (cancer induction and genetic) events are inherently random, with most individuals in a group failing to ever exhibit any causal negative health effects after exposure, while an indeterministic random minority do, often with the resulting subtle negative health effects being observable only after large detailed epidemiology studies.

The use of the sievert implies that only stochastic effects are being considered, and to avoid confusion deterministic effects are conventionally compared to values of absorbed dose expressed by the SI unit gray (Gy).

Stochastic effects[edit]

Stochastic effects are those that occur randomly, such as radiation-induced cancer. The consensus of nuclear regulators, governments and the UNSCEAR is that the incidence of cancers due to ionizing radiation can be modeled as increasing linearly with effective dose at a rate of 5.5% per sievert.^[1] This is known as the Linear no-threshold model (LNT model). Some argue that this LNT model is now outdated and should be replaced with a threshold below which the body’s natural cell processes repair damage and/or replace damaged cells.^[26][27] There is general agreement that the risk is much higher for infants and fetuses than adults, higher for the middle-aged than for seniors, and higher for women than for men, though there is no quantitative consensus about this.^[28][29]

Deterministic effects[edit]

The deterministic (acute tissue damage) effects that can lead to acute radiation syndrome only occur in the case of acute high doses (≳ 0.1 Gy) and high dose rates (≳ 0.1 Gy/h) and are conventionally not measured using the unit sievert, but use the unit gray (Gy).
A model of deterministic risk would require different weighting factors (not yet established) than are used in the calculation of equivalent and effective dose.

ICRP dose limits[edit]

The ICRP recommends a number of limits for dose uptake in table 8 of report 103. These limits are «situational», for planned, emergency and existing situations. Within these situations, limits are given for the following groups:^[30]

• Planned exposure – limits given for occupational, medical and public
• Emergency exposure – limits given for occupational and public exposure
• Existing exposure – All persons exposed

For occupational exposure, the limit is 50 mSv in a single year with a maximum of 100 mSv in a consecutive five-year period, and for the public to an average of 1 mSv (0.001 Sv) of effective dose per year, not including medical and occupational exposures.^[1]

For comparison, natural radiation levels inside the United States Capitol are such that a human body would receive an additional dose rate of 0.85 mSv/a, close to the regulatory limit, because of the uranium content of the granite structure.^[31] According to the conservative ICRP model, someone who spent 20 years inside the capitol building would have an extra one in a thousand chance of getting cancer, over and above any other existing risk (calculated as: 20 a·0.85 mSv/a·0.001 Sv/mSv·5.5%/Sv ≈ 0.1%). However, that «existing risk» is much higher; an average American would have a 10% chance of getting cancer during this same 20-year period, even without any exposure to artificial radiation (see natural Epidemiology of cancer and cancer rates). These estimates are, however, unmindful of every living cell’s natural repair mechanisms, evolved over a few billion years of exposure to environmental chemical and radiation threats that were higher in the past, and exaggerated by the evolution of oxygen metabolism.

Dose examples[edit]

Significant radiation doses are not frequently encountered in everyday life. The following examples can help illustrate relative magnitudes; these are meant to be examples only, not a comprehensive list of possible radiation doses. An «acute dose» is one that occurs over a short and finite period of time, while a «chronic dose» is a dose that continues for an extended period of time so that it is better described by a dose rate.

Dose examples[edit]

98	nSv:	Banana equivalent dose, an illustrative unit of radiation dose representing the measure of radiation from a typical banana[37][a]
250	nSv:	U.S. limit on effective dose from a single airport security screening[38]
5–10	μSv:	One set of dental radiographs[39]
80	μSv:	Average (one time) dose to people living within 10 mi (16 km) of the plant during the Three Mile Island accident[40]
400–600	μSv:	Two-view mammogram, using weighting factors updated in 2007[41]
1	mSv:	U.S. 10 CFR § 20.1301(a)(1) dose limit for individual members of the public, total effective dose equivalent, per annum[42]
1.5–1.7	mSv:	Annual occupational dose for flight attendants [43]
2–7	mSv:	Barium fluoroscopy, e.g. Barium meal, up to 2 minutes, 4–24 spot images[44]
10–30	mSv:	Single full-body CT scan[45][46]
50	mSv:	U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(1)(i) occupational dose limit, total effective dose equivalent, per annum[47]
68	mSv:	Estimated maximum dose to evacuees who lived closest to the Fukushima I nuclear accidents[48]
80	mSv:	6-month stay on the International Space Station
160	mSv:	Chronic dose to lungs over one year smoking 1.5 packs of cigarettes per day, mostly due to inhalation of Polonium-210 and Lead-210[49][50]
250	mSv:	6-month trip to Mars—radiation due to cosmic rays, which are very difficult to shield against
400	mSv:	Average accumulated exposure of residents over a period of 9–20 years, who suffered no ill effects, in apartments in Taiwan constructed with rebar containing Cobalt-60[51]
500	mSv:	The U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(2)(ii) occupational dose limit, shallow-dose equivalent to skin, per annum[47]
670	mSv:	Highest dose received by a worker responding to the Fukushima emergency[52][a]
1	Sv:	Maximum allowed radiation exposure for NASA astronauts over their career[33]
4–5	Sv:	Dose required to kill a human with a 50% risk within 30 days (LD50/30), if the dose is received over a very short duration[53][32]
5	Sv:	Calculated dose from the neutron and gamma ray flash, 1.2 km from ground zero of the Little Boy fission bomb, air burst at 600 m.[54][55]
4.5–6	Sv:	Fatal acute doses during Goiânia accident
5.1	Sv:	Fatal acute dose to Harry Daghlian in 1945 criticality accident[56]
10 to 17	Sv:	Fatal acute doses during Tokaimura nuclear accident. Hisashi Ouchi who received 17 Sv was kept alive for 83 days after the accident.[57]
21	Sv:	Fatal acute dose to Louis Slotin in 1946 criticality accident[56]
36	Sv:	Fatal acute dose to Cecil Kelley in 1958, death occurred within 35 hours.[58]
54	Sv:	Fatal acute dose to Boris Korchilov in 1961 after a reactor cooling system failed on the Soviet submarine K-19 which required work in the reactor with no shielding[59]
64	Sv:	Nonfatal dose to Albert Stevens spread over ≈21 years, due to a 1945 plutonium injection experiment by doctors working on the secret Manhattan Project.[60][a]

Dose rate examples[edit]

All conversions between hours and years have assumed continuous presence in a steady field, disregarding known fluctuations, intermittent exposure and radioactive decay. Converted values are shown in parentheses. «/a» is «per annum», which means per year. «/h» means «per hour».

<1	mSv/a	<100	nSv/h	Steady dose rates below 100 nSv/h are difficult to measure.[citation needed]
1	mSv/a	(100	nSv/h avg)	ICRP recommended maximum for external irradiation of the human body, excluding medical and occupational exposures.
2.4	mSv/a	(270	nSv/h avg)	Human exposure to natural background radiation, global average[a]
(8	mSv/a)	810	nSv/h avg	Next to the Chernobyl New Safe Confinement (May 2019)[61]
~8	mSv/a	(~900	nSv/h avg)	Average natural background radiation in Finland[62]
24	mSv/a	(2.7	μSv/h avg)	Natural background radiation at airline cruise altitude[63][b]
(46	mSv/a)	5.19	μSv/h avg	Next to Chernobyl Nuclear Power Plant, before installing the New Sarcophagus in November 2016[64]
130	mSv/a	(15	μSv/h avg)	Ambient field inside most radioactive house in Ramsar, Iran[65][c]
(350	mSv/a)	39.8	μSv/h avg	inside «The Claw» of Chernobyl[66]
(800	mSv/a)	90	μSv/h	Natural radiation on a monazite beach near Guarapari, Brazil.[67]
(9	Sv/a)	1	mSv/h	NRC definition of a high radiation area in a nuclear power plant, warranting a chain-link fence[68]
(17–173	Sv/a)	2–20	mSv/h	Typical dose rate for activated reactor wall in possible future fusion reactors after 100 years.[69] After approximately 300 years of decay the fusion waste would produce the same dose rate as exposure to coal ash, with the volume of fusion waste naturally being orders of magnitude less than from coal ash.[70] Immediate predicted activation is 90 MGy/a.[citation needed]
(1.7	kSv/a)	190	mSv/h	Highest reading from fallout of the Trinity bomb, 20 mi (32 km) away, 3 hours after detonation.[71][c]
(2.3	MSv/a)	270	Sv/h	Typical PWR spent fuel waste, after 10-year cooldown, no shielding and no distance.[72]
(4.6–5.6	MSv/a)	530–650	Sv/h	The radiation level inside the primary containment vessel of the second BWR-reactor of the Fukushima power station, in February 2017, six years after a suspected meltdown.[73][74][75][76][77] In this environment, it takes between 22 and 34 seconds to accumulate a median lethal dose (LD50/30).

Notes on examples:

History[edit]

The sievert has its origin in the röntgen equivalent man (rem) which was derived from CGS units. The International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) promoted a switch to coherent SI units in the 1970s,^[78] and announced in 1976 that it planned to formulate a suitable unit for equivalent dose.^[79] The ICRP pre-empted the ICRU by introducing the sievert in 1977.^[80]

The sievert was adopted by the International Committee for Weights and Measures (CIPM) in 1980, five years after adopting the gray. The CIPM then issued an explanation in 1984, recommending when the sievert should be used as opposed to the gray. That explanation was updated in 2002 to bring it closer to the ICRP’s definition of equivalent dose, which had changed in 1990. Specifically, the ICRP had introduced equivalent dose, renamed the quality factor (Q) to radiation weighting factor (W_R), and dropped another weighting factor «N» in 1990. In 2002, the CIPM similarly dropped the weighting factor «N» from their explanation but otherwise kept other old terminology and symbols. This explanation only appears in the appendix to the SI brochure and is not part of the definition of the sievert.^[81]

Common SI usage[edit]

The sievert is named after Rolf Maximilian Sievert. As with every SI unit named for a person, its symbol starts with an upper case letter (Sv), but when written in full it follows the rules for capitalisation of a common noun; i.e., «sievert» becomes capitalised at the beginning of a sentence and in titles, but is otherwise in lower case.

Frequently used SI prefixes are the millisievert (1 mSv = 0.001 Sv) and microsievert (1 μSv = 0.000 001 Sv) and commonly used units for time derivative or «dose rate» indications on instruments and warnings for radiological protection are μSv/h and mSv/h. Regulatory limits and chronic doses are often given in units of mSv/a or Sv/a, where they are understood to represent an average over the entire year. In many occupational scenarios, the hourly dose rate might fluctuate to levels thousands of times higher for a brief period of time, without infringing on the annual limits. The conversion from hours to years varies because of leap years and exposure schedules, but approximate conversions are:

1 mSv/h = 8.766 Sv/a

114.1 μSv/h = 1 Sv/a

Conversion from hourly rates to annual rates is further complicated by seasonal fluctuations in natural radiation, decay of artificial sources, and intermittent proximity between humans and sources. The ICRP once adopted fixed conversion for occupational exposure, although these have not appeared in recent documents:^[82]

8 h = 1 day

40 h = 1 week

50 weeks = 1 year

Therefore, for occupation exposures of that time period,

1 mSv/h = 2 Sv/a

500 μSv/h = 1 Sv/a

Ionizing radiation quantities[edit]

The following table shows radiation quantities in SI and non-SI units:

Ionizing radiation related quantities view ‧ talk ‧ edit

Quantity	Unit	Symbol	Derivation	Year	SI equivalent
Activity (A)	becquerel	Bq	s−1	1974	SI unit
curie	Ci	3.7 × 1010 s−1	1953	3.7×1010 Bq
rutherford	Rd	106 s−1	1946	1,000,000 Bq
Exposure (X)	coulomb per kilogram	C/kg	C⋅kg−1 of air	1974	SI unit
röntgen	R	esu / 0.001293 g of air	1928	2.58 × 10−4 C/kg
Absorbed dose (D)	gray	Gy	J⋅kg−1	1974	SI unit
erg per gram	erg/g	erg⋅g−1	1950	1.0 × 10−4 Gy
rad	rad	100 erg⋅g−1	1953	0.010 Gy
Equivalent dose (H)	sievert	Sv	J⋅kg−1 × WR	1977	SI unit
röntgen equivalent man	rem	100 erg⋅g−1 x WR	1971	0.010 Sv
Effective dose (E)	sievert	Sv	J⋅kg−1 × WR × WT	1977	SI unit
röntgen equivalent man	rem	100 erg⋅g−1 × WR × WT	1971	0.010 Sv

Although the United States Nuclear Regulatory Commission permits the use of the units curie, rad, and rem alongside SI units,^[83] the European Union European units of measurement directives required that their use for «public health … purposes» be phased out by 31 December 1985.^[84]

Rem equivalence[edit]

An older unit for the dose equivalent is the rem,^[85] still often used in the United States. One sievert is equal to 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	=	0.010000 Sv	=	10.000 mSv	=	10000 μSv
0.1000 rem	=	100.0 mrem	=	1 mSv	=	0.001000 Sv	=	1.000 mSv	=	1000 μSv
0.0010 rem	=	1.0 mrem	=	1 mrem	=	0.000010 Sv	=	0.010 mSv	=	10 μSv
0.0001 rem	=	0.1 mrem	=	1 μSv	=	0.000001 Sv	=	0.001 mSv	=	1 μSv

See also[edit]

• Acute radiation syndrome
• Becquerel (disintegrations per second)
• Counts per minute
• Exposure (radiation)
• Rutherford (unit)
• Sverdrup (a non-SI unit of volume transport with the same symbol Sv as sievert)

Notes[edit]

References[edit]

External links[edit]

• Glover, Paul. «Millisieverts and Radiation». Sixty Symbols. Brady Haran for the University of Nottingham.
• Eurados — The European radiation dosimetry group

Сиверт
Отображение фонового излучения в отеле в Нараха, Япония, показывающая мощность дозы в микрозивертах в час, через пять лет после катастрофы на Фукусиме.
Общая информация
Система единиц	Производная единица СИ
Единица	Воздействие ионизирующего излучения на здоровье ( Эквивалентная доза )
Символ	Зв
Назван в честь	Рольфа Максимилиана Зиверта
Преобразования
1 Зв в…	… равно…
базовые единицы СИ	m ⋅s
Энергия, поглощенная массой	J ⋅kg
CGS единиц (кроме СИ)	100 rem

зиверт (символ: Зв ) — производная единица дозы ионизирующего излучения в Международной системе единиц (СИ) и является мерой воздействия низких уровней ионизирующего излучения на здоровье человека. Зиверт играет важную роль в дозиметрии и радиационной защите и назван в честь Рольфа Максимилиана Зиверта, a Шведский медицинский физик, известный своими работами по измерению доз радиации и исследованиями биологических эффектов радиации.

Зиверт используется для величин дозы облучения, таких как эквивалентная доза и эффективная доза, которые представляют риск внешнего излучения от источников вне тела, и ожидаемая доза, которая представляет риск внутреннего облучения из-за вдыхания или проглатывания радиоактивных веществ. Зиверт предназначен для представления стохастического риска для здоровья, который для оценки дозы облучения определяется как вероятность радиационно-индуцированного рака и генетического повреждения. Один зиверт несет с собой 5,5% -ную вероятность развития в конечном итоге смертельного рака на основе линейной беспороговой модели.

Для учета стохастического риска для здоровья выполняются расчеты для преобразования физической величины поглощенной дозы на эквивалентную дозу и эффективную дозу, детали которых зависят от типа излучения и биологического контекста. Для приложений в области радиационной защиты и оценки дозиметрии Международная комиссия по радиологической защите (ICRP) и Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (ICRU) опубликовали рекомендации и данные, которые используются для расчета эти. Они постоянно пересматриваются, и об изменениях сообщается в официальных «отчетах» этих органов.

Обычно зиверт не используется для высоких мощностей дозы радиации, которые вызывают детерминированные эффекты, которые представляют собой серьезность острого повреждения ткани, которое обязательно произойдет, например острый лучевой синдром ; эти эффекты сравниваются с физической величиной поглощенной дозой, измеренной единицей серый (Гр).

Один зиверт равен 100 бэр. Rem — это старая единица измерения, не относящаяся к системе СИ.

Содержание

• 1 Определение
  • 1.1 Определение зиверта CIPM
  • 1.2 Определение зиверта ICRP
• 2 Величины внешней дозы
  • 2.1 Условные обозначения
  • 2.2 Физические величины
  • 2.3 Рабочие величины
  • 2.4 Защитные величины
  • 2.5 Аппаратная и дозиметрическая реакция
• 3 Расчет величин защитных доз
  • 3.1 Весовой коэффициент типа излучения W R
  • 3.2 Весовой коэффициент типа ткани W T
• 4 Рабочие величины
  • 4.1 Амбиентный эквивалент дозы
  • 4.2 Направленный эквивалент дозы
  • 4.3 Индивидуальный эквивалент дозы
• 5 Предложения по изменению определения величин защитной дозы
• 6 Величины внутренней дозы
• 7 Воздействие на здоровье
  • 7.1 Стохастический эффекты
  • 7.2 Детерминированные эффекты
  • 7.3 Пределы доз ICRP
• 8 Примеры доз
  • 8.1 Примеры доз
  • 8.2 Примеры мощностей дозы
• 9 История
• 10 Обычное использование СИ
• 11 Ионизация величины излучения
  • 11.1 Эквивалентность Rem
• 12 См. также
• 13 Примечания
• 14 Ссылки
• 15 Внешние ссылки

Определение

Определение CIPM для зиверта

Определение SI, данное Международным комитетом мер и весов (CIPM), гласит:

» Количественный эквивалент дозы H является произведением поглощенной дозы D ионизирующего излучения и безразмерного коэффициента Q (добротности), определенного как функция линейной передачи энергии с помощью ICRU «

H = Q × D

Значение Q далее не определяется CIPM, но для получения этого значения требуется использование соответствующих рекомендаций ICRU.

В CIPM также говорится, что «во избежание любого риска путаницы между поглощенной дозой D и эквивалентом дозы H следует использовать специальные названия для соответствующих единиц, то есть название серого цвета должно быть вместо джоулей на килограмм для единицы поглощенной дозы D и названия зиверта вместо джоулей на килограмм для единицы эквивалентной дозы H ».

Вкратце:

Серый — количество D — Поглощенная доза

1 Гр = 1 джоуль / килограмм — физическая величина. 1 Гр — это выделение джоуля энергии излучения на килограмм вещества или ткани.

Зиверт — количество H — эквивалент дозы

1 Зв = 1 джоуль / килограмм — биологический эффект. Зиверт представляет собой эквивалентный биологический эффект отложения джоуля энергии излучения в килограмме человеческой ткани. Эквивалентность поглощенной дозе обозначается Q.

Определение зиверта в МКРЗ

Определение зиверта в МКРЗ:

«Зиверт — это специальное название для единицы эквивалентной дозы в системе СИ. эффективная доза и величина рабочей дозы. Единица измерения — джоуль на килограмм ».

Зиверт используется для ряда величин дозы, которые описаны в этой статье и являются частью международной системы радиологической защиты, разработанной и определенной МКРЗ и ICRU.

Величины доз внешнего облучения

Величины доз внешнего облучения, используемые при радиологической защите

Когда зиверт используется для представления стохастических эффектов внешнего ионизирующего излучения на ткани человека, полученные дозы облучения на практике измеряются радиометрические приборы и дозиметры и называются рабочими величинами. Чтобы связать эти фактически полученные дозы с вероятным воздействием на здоровье, были разработаны защитные величины для прогнозирования вероятных воздействий на здоровье с использованием результатов крупных эпидемиологических исследований. Следовательно, это потребовало создания ряда различных величин доз в рамках согласованной системы, разработанной ICRU в сотрудничестве с ICRP.

Величины дозы внешнего облучения и их отношения показаны на прилагаемой диаграмме. ICRU в первую очередь отвечает за рабочие величины доз на основе применения метрологии ионизирующего излучения, а ICRP в первую очередь отвечает за защитные величины, основанные на моделировании поглощения дозы и биологической чувствительности человеческого тела.

Соглашения об именах

Дозовые величины ICRU / ICRP имеют определенные цели и значения, но некоторые используют общие слова в другом порядке. Например, может возникнуть путаница между эквивалентной дозой и эквивалентом дозы.

Хотя определение CIPM гласит, что линейная функция передачи энергии (Q) ICRU используется при расчете биологического эффекта, ICRP в 1990 году разработала «защитные» величины эффективной и эквивалентной дозы, которые рассчитываются из более сложные вычислительные модели и отличаются отсутствием в названии фразы «эквивалент дозы». Только те рабочие величины дозы, которые все еще используют Q для расчета, сохраняют фразу эквивалентной дозы. Однако существуют совместные предложения ICRU / ICRP по упрощению этой системы путем изменения определений эксплуатационных доз для согласования с определениями защитных величин. Они были обрисованы в общих чертах на 3-м Международном симпозиуме по радиологической защите в октябре 2015 года, и, если они будут реализованы, они сделают наименование рабочих величин более логичным за счет введения «дозы на хрусталик глаза» и «дозы на местную кожу» как эквивалентных доз.

В США существуют величины доз с разными названиями, которые не являются частью номенклатуры МКРЗ.

Физические величины

Это непосредственно измеряемые физические величины, в которых нет сделана поправка на биологические эффекты. Радиация флюенс — это количество радиационных частиц, падающих на единицу площади в единицу времени, керма — ионизирующее воздействие на воздух гамма-лучей и X- ray и используется для калибровки прибора, а поглощенная доза — это количество энергии излучения, выделяемой на единицу массы в рассматриваемом веществе или ткани.

Рабочие величины

Рабочие величины измеряются на практике и являются средством прямого измерения поглощения дозы из-за воздействия или прогнозирования поглощения дозы в измеряемой среде. Таким образом, они используются для практического контроля дозы, обеспечивая оценку или верхний предел значения защитных величин, связанных с облучением. Они также используются в практических инструкциях и руководствах.

Калибровка индивидуальных и площадных дозиметров в фотонных полях выполняется путем измерения столкновения «воздушная керма, свободная в воздухе» в условиях вторичного электронного равновесия. Затем соответствующая рабочая величина определяется с применением коэффициента преобразования, который связывает воздушную керму с соответствующей рабочей величиной. Коэффициенты преобразования для фотонного излучения опубликованы ICRU.

Простые (неантропоморфные) «фантомы» используются для соотнесения рабочих величин с измеренным уровнем излучения в открытом воздухе. Фантом сферы ICRU основан на определении 4-элементного тканевого эквивалентного материала ICRU, который на самом деле не существует и не может быть изготовлен. Сфера ICRU представляет собой сферу «тканевого эквивалента» теоретического диаметра 30 см, состоящую из материала с плотностью 1 г · см и массовым составом 76,2% кислорода, 11,1% углерода, 10,1% водорода и 2,6% азота. Этот материал определен как наиболее близкий к тканям человека по своим абсорбционным свойствам. Согласно МКРЗ, «фантом сферы» ICRU в большинстве случаев адекватно приближается к человеческому телу с точки зрения рассеяния и ослабления рассматриваемых полей проникающей радиации. Таким образом, излучение с определенным флюенсом энергии будет иметь примерно такое же распределение энергии внутри сферы, как и в эквивалентной массе человеческой ткани.

Чтобы учесть обратное рассеяние и поглощение человеческим телом, «плита фантом »используется для изображения туловища человека для практической калибровки дозиметров всего тела. Фантом плиты имеет размеры 300 мм × 300 мм × 150 мм, что соответствует торсу человека.

Совместные предложения ICRU / ICRP, изложенные на 3-м Международном симпозиуме по радиологической защите в октябре 2015 г., по изменению определения рабочих величин не изменит нынешнее использование калибровочных фантомов или эталонных полей излучения.

Защитные величины

Защитные величины являются расчетными моделями и используются в качестве «предельных величин» для определения пределов воздействия, которые необходимо обеспечить в по словам МКРЗ, «вероятность возникновения стохастических последствий для здоровья удерживается ниже недопустимых уровней и что реакции тканей избегаются». Эти количества невозможно измерить на практике, но их значения получены с использованием моделей дозы внешнего облучения внутренних органов человека с использованием антропоморфных фантомов. Это трехмерные вычислительные модели тела, которые учитывают ряд сложных эффектов, таких как самоэкранирование тела и внутреннее рассеяние излучения. Расчет начинается с дозы, поглощенной органом, а затем применяются весовые коэффициенты излучения и ткани.

Поскольку защитные величины практически невозможно измерить, необходимо использовать рабочие величины, чтобы связать их с практическими характеристиками радиационного прибора и дозиметра.

Показания прибора и дозиметрии

Это фактические показания, полученные от, например, монитора амбиентной дозы гамма или персонального дозиметра. Такие инструменты калибруются с использованием методов радиационной метрологии, которые позволяют отслеживать их соответствие национальному радиационному стандарту и, таким образом, соотносить их с рабочей величиной. Показания приборов и дозиметров используются для предотвращения получения чрезмерной дозы и обеспечения записей о приеме дозы в соответствии с законодательством о радиационной безопасности; например, в UK, Правилах ионизирующего излучения 1999 г..

Расчет величин защитной дозы

График, показывающий соотношение величин «защитной дозы» в единицах СИ

Зиверт используется во внешней радиационной защите для эквивалентной дозы (воздействие внешнего источника, воздействие на все тело, в однородном поле) и эффективной дозы (которая зависит от части тела облучены).

Эти величины доз представляют собой средневзвешенные значения поглощенной дозы, разработанные для представления стохастического воздействия излучения на здоровье, а использование зиверта подразумевает, что соответствующие весовые коэффициенты имеют был применен к измерению или расчету поглощенной дозы (выражается в серых тонах).

Расчет ICRP обеспечивает два весовых коэффициента, позволяющих рассчитать защитные величины.

1. Коэффициент излучения W R, специфичный для типа излучения R — используется при расчете эквивалентной дозы H T, которая может быть для всего тела или для отдельных органов.

2. Весовой коэффициент ткани W T, который является специфическим для облучаемой ткани типа T. Это используется с W R для расчета доз на органы, способствующих достижению эффективной дозы E для неравномерного облучения.

Когда все тело облучается равномерно, только весовой коэффициент излучения W Используется R, а эффективная доза равна эквивалентной дозе для всего тела. Но если облучение тела является частичным или неоднородным, тканевой фактор W T используется для расчета дозы на каждый орган или ткань. Затем их суммируют, чтобы получить эффективную дозу. В случае равномерного облучения человеческого тела они суммируются до 1, но в случае частичного или неравномерного облучения они будут суммироваться с более низким значением в зависимости от затронутых органов; отражая более низкий общий эффект для здоровья. Процесс расчета показан на прилагаемой диаграмме. При таком подходе рассчитывается вклад биологического риска для всего тела с учетом полного или частичного облучения, а также типа или типов излучения. Значения этих весовых коэффициентов консервативно выбраны больше, чем основная масса экспериментальных значений, наблюдаемых для наиболее чувствительных типов клеток, на основе средних значений, полученных для человеческой популяции.

Весовой коэффициент типа излучения W R

Поскольку разные типы излучения имеют разные биологические эффекты для одной и той же выделенной энергии, корректирующий весовой коэффициент излучения WR, который зависит от типа излучения и ткань-мишень, применяется для преобразования поглощенной дозы, измеренной в единицу серого, для определения эквивалентной дозы. Результат — зиверт.

Весовые коэффициенты излучения W R., используемые для представления относительной биологической эффективности. согласно отчету 103 ICRP

Radiation	Energy (E)	WR(ранее Q)
рентгеновское излучение, гамма-излучение,. бета-частицы, мюоны	1
нейтроны	< 1 MeV	2,5 + 18,2 · e
1 МэВ — 50 МэВ	5,0 + 17,0 · e
>50 МэВ	2,5 + 3,25 · e
протоны, заряженные пионы	2
альфа-частицы,. Ядерное деление продукты,. тяжелые ядра	20

Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения поглощенной энергии, усредненной по массе по интересующему органу или ткани, на весовой коэффициент излучения, соответствующий вид и энергия излучения. Чтобы получить эквивалентную дозу для сочетания типов и энергий излучения, сумма берется по всем типам доз энергии излучения.

HT = ∑ RWR ⋅ DT, R { displaystyle H_ {T} = sum _ {R } W_ {R} cdot D_ {T, R} }

где

HT- эквивалентная доза, поглощенная тканью T

DT, R — поглощенная доза в ткани T от типа излучения R

WR- весовой коэффициент излучения, определенный в положении

. Таким образом, например, поглощенная доза в 1 Гр альфа-частицами приведет к эквивалентной дозе в 20 Зв.

Весовой коэффициент излучения для нейтронов был пересмотрен с течением времени и остается спорным.

Это может показаться парадоксом. Это означает, что энергия поля падающего излучения в джоулях увеличилась в 20 раз, тем самым нарушая законы сохранения энергии. Однако, это не так. Зиверт используется только для того, чтобы передать тот факт, что серый цвет поглощенных альфа-частиц вызовет в двадцать раз больший биологический эффект, чем серый цвет поглощенных рентгеновских лучей. Именно этот биологический компонент выражается при использовании зивертов, а не фактическая энергия, передаваемая падающим поглощенным излучением.

Весовой коэффициент типа ткани W T

Второй весовой коэффициент — это тканевой фактор W T, но он используется только в том случае, если произошло неравномерное облучение тела. Если тело подвергалось равномерному облучению, эффективная доза равна эквивалентной дозе для всего тела, и используется только весовой коэффициент излучения W R. Но в случае частичного или неравномерного облучения тела при расчетах необходимо учитывать полученные дозы на отдельные органы, поскольку чувствительность каждого органа к облучению зависит от типа их ткани. Суммарная доза только от соответствующих органов дает эффективную дозу для всего тела. Весовой коэффициент ткани используется для расчета вкладов дозы на отдельные органы.

Значения ICRP для W T приведены в приведенной здесь таблице.

Весовые коэффициенты для разных органов

Органы	Весовые коэффициенты тканей
ICRP26. 1977	ICRP60. 1990	ICRP103. 2007
Гонады	0,25	0,20	0,08
Красный костный мозг	0,12	0,12	0,12
Толстая кишка	—	0,12	0,12
Легкое	0,12	0,12	0,12
Желудок	—	0,12	0,12
Грудь	0,15	0,05	0,12
Пузырь	—	0,05	0,04
Печень	—	0,05	0,04
Пищевод	—	0,05	0,04
Щитовидная железа	0,03	0,05	0,04
Кожа	—	0,01	0,01
Кость поверхность	0,03	0,01	0,01
Слюнные железы	—	—	0,01
Мозг	—	—	0,01
Остаток тела	0,30	0,05	0,12
Итого	1,00	1,00	1,00

В статье о эффективной дозе приводится метод расчета. Поглощенная доза сначала корректируется с учетом типа излучения для получения эквивалентной дозы, а затем корректируется с учетом ткани, получающей излучение. Некоторые ткани, такие как костный мозг, особенно чувствительны к радиации, поэтому им присваивается весовой коэффициент, который непропорционально велик по сравнению с той долей массы тела, которую они представляют. Другие ткани, такие как твердая поверхность кости, особенно нечувствительны к излучению, и им присваивается непропорционально низкий весовой коэффициент.

Таким образом, сумма взвешенных по ткани доз для каждого облучаемого органа или ткани тела складывается в эффективную дозу для организма. Использование эффективной дозы позволяет сравнивать общую полученную дозу независимо от степени облучения тела.

Рабочие величины

Рабочие величины используются в практических приложениях для мониторинга и исследования ситуаций внешнего облучения. Они предназначены для практических оперативных измерений и оценки доз в организме. Были разработаны три величины рабочей дозы внешнего облучения, чтобы связать измерения рабочего дозиметра и прибора с расчетными величинами защиты. Также были разработаны два фантома, фантомы «плита» и «сфера» ICRU, которые связывают эти величины с величинами падающего излучения с использованием расчета Q (L).

Амбиентный эквивалент дозы

Используется для мониторинга зоны проникающего излучения и обычно выражается как величина H * (10). Это означает, что излучение эквивалентно излучению, обнаруженному на 10 мм внутри фантома сферы ICRU в направлении происхождения поля. Примером проникающего излучения является гамма-излучение.

Эквивалент направленной дозы

Он используется для мониторинга слабопроникающего излучения и обычно выражается как величина H ‘(0,07). Это означает, что излучение эквивалентно излучению, обнаруженному на глубине 0,07 мм в фантоме сферы ICRU. Примерами излучения с низкой проникающей способностью являются альфа-частицы, бета-частицы и фотоны низкой энергии. Эта величина дозы используется для определения дозы, эквивалентной, например, коже, хрусталику глаза. В практике радиологической защиты значение омега обычно не указывается, поскольку доза обычно максимальна в исследуемой точке.

Индивидуальный эквивалент дозы

Используется для контроля индивидуальной дозы, например, с помощью личного дозиметра, носимого на теле. Рекомендуемая глубина для оценки составляет 10 мм, что дает величину H p (10).

Предложения по изменению определения величин защитной дозы

Чтобы упростить В 2010 году Комитет 2 МКРЗ и Комитет 26 по отчетам МКРЗ начали исследование различных способов достижения этого с помощью дозовых коэффициентов, связанных с эффективной дозой или поглощенной дозой, средств расчета рабочих величин и оказания помощи в понимании величин защиты от радиации.

В частности;

1. Для зонального мониторинга эффективной дозы всего тела это будет:

H = Φ × коэффициент преобразования

Причиной этого является то, что H (10) не является разумной оценкой эффективной дозы из-за к фотонам высоких энергий в результате расширения типов частиц и диапазонов энергий, которые должны быть рассмотрены в отчете ICRP 116. Это изменение устранит необходимость в сфере ICRU и введет новую величину под названием E max

2. Для индивидуального мониторинга для измерения детерминированного воздействия на хрусталик глаза и кожу это будет:

D = Φ × коэффициент преобразования для поглощенной дозы.

Причиной этого является необходимость измерения детерминированного эффекта, который, какОсновным, является более подходящим, чем стохастический эффект. Это позволит рассчитать эквивалентные количества доз H линза и H кожа.

. Это устранит необходимость в ICRU Sphere и функции Q-L. Любые изменения заменят отчет 51 ICRU и часть отчета 57.

Окончательный проект отчета был выпущен в июле 2017 года ICRU / ICRP для консультаций.

Дозы внутреннего облучения

Зиверт используется для величин дозы внутреннего облучения человека при расчете ожидаемой дозы. Это доза от радионуклидов, которые были проглочены или вдыхались в человеческое тело и таким образом, «обязались» облучать тело в течение определенного периода времени. Применяются концепции расчета защитных величин, описанные для внешнего излучения, как источники излучения находятся в тканях тела, при расчете поглощенной силы используются различные коэффициенты и механизмы облучения.

МКРЗ определяет ожидаемую эффективную дозу E (t) как сумму произведений ожидаемых эквивалентных доз для органа или соответствующих весовых коэффициентов ткани W T, где t — время интеграции в элементы после поступления. Период действия обязательств составляет 50 лет для взрослых и 70 лет для детей.

Далее МКРЗ заявляет: «Ожидаемые эффективные дозы внутреннего облучения обычно на основе оценки поступления радионуклидов от измерения биоанализа или другие величины (например, активность, остающаяся в организме или в ежедневных выделениях). Доза облучения используется на основе использования рекомендуемых дозовых коэффициентов ».

Ожидаемая доза из внутреннего источника для переноса такой же эффективный риск, равномерно применяемая ко всему телу из внешнего источника, или такое же количество эффективных доз, применяемое к части тела.

Воздействие на здоровье

Ионизирующее излучение оказывает детерминированное и стохастическое воздействие на здоровье человека. Детерминированные (острый тканевой эффект) происходят с определенностью, в результате чего возникают проблемы со здоровьем у каждого человека, получив такую ​​же высокую дозу. Стохастические (индукция рака и генетические) по своей сути события, при этом у многих людей в группе не наблюдается причинно-следственных негативных последствий для здоровья после воздействия, в то время как индетерминированное случайное меньшинство, часто с незначительными отрицательными последствиями для здоровья, наблюдаемыми только после подробных эпидемиологических исследований.

Использование зиверта подразумевает, что рассматривает только стохастические эффекты, чтобы избежать путаницы, детерминированные эффекты обычно сравниваются со значениями поглощенной дозы, выраженными в единицах СИ (Гр).

Стохастические эффекты

Стохастические эффекты — это те, которые возникают случайно, радиационно-индуцированный рак. Органы регулирования ядерной энергетики, правительство и НКДАР пришли к единому мнению, что заболеваемость раком из-за ионизирующего излучения можно смоделировать как линейно возрастающую с эффективной дозой со скоростью 5,5% на зиверт. Это известно как Линейная беспороговая модель (модель LNT). Некоторые комментаторы, такие как Французская академия наук (2005, Доза-эффект отношения и… Тубиана, М. и Ауренго, A. Académie des Sciences Académie Nationale de Médecine. (2005) www.researchgate.net/publication/277289357) и Оксфордский университет (Wade Allison, 2015, Nuclear is for Life, pp79–80, ISBN 978-0-9562756-4-6 ) утверждают, что эта модель LNT теперь устарела. и должен быть заменен порогом, ниже которого естественные клеточные процессы организма восстанавливают повреждения и / или заменяют поврежденные клетки. Все согласны с тем, что риск для младших и плодов намного выше, чем для взрослых, для людей среднего возраста выше, чем для пожилых людей, чем для мужчин, количественного согласия по этому поводу нет.

Детерминированные эффекты

Это график, представляющий эффект фракционные эффекты на способность гамма-лучей вызывать гибель клеток. Синяя линия — клетки, которым не дали возможности восстановиться; излучение было доставлено за один сеанс, красная линия — для клеток, которым дали постоять некоторое время и восстановиться. С паузой в доставке, вызывающей радиорезистентность.

Детерминированные (острое повреждение тканей) эффекты, которые могут вызвать острому лучевому синдрому, возникают только в случае острых высоких доз (0,1 Гр) и высоких дозы мощности (0,1 Гр / ч) и обычно измеряются не с помощью зиверта, а с использованием единицы серого (Гр). Модель детерминированного риска потребует использованных весовых коэффициентов (еще не факторов), чем те, которые используются при расчете эквивалентной и эффективной силы.

Пределы доз МКРЗ

МКРЗ рекомендует ряд пределов для накоплений в таблице 8 отчета 103. Эти пределы являются «ситуативными» для запланированных, аварийных и текущих событий. В этих границах представлены следующие группы:

• Планируемое облучение — пределы, используемые для профессионального, медицинского и общественного
• Экстренное облучение — пределы, используемые для воздействия облучения и облучения населения
• Существующее облучение — Все подвергшиеся облучению

Для облучения предел составляет 50 мЗв за один год с максимумом 100 мЗв за последовательный пятилетний период, а для населения — в среднем 1 мЗв (0,001 Зв) эффективное доза в год, не включая медицинское и профессиональное облучение.

Для сравнения, естественные уровни внутри Капитолия США таковы, что человеческое тело получает дополнительную мощность 0,85 мЗв / год, близко к нормативному пределу, из-за содержания урана в структуре гранита. Согласно консервативной модели ICRP, тот, кто провел 20 лет в здании Капитолия, имел бы дополнительный шанс заболеть раком один из тысяч, сверх любого другого существующего риска (рассчитанный как: 20 · 0,85 мЗв / год · 0,001 Зв. / МЗв · 5,5% / Зв ≈ 0,1%). Однако этот «существующий риск» намного выше; средний американец имел бы 10% шанс заболеть раком в течение того же 20-летнего периода, даже без какого-либо воздействия искусственного излучения (см. естественные эпидемиология рака и заболеваемость раком ). Однако эти оценки не учитывают естественные механизмы восстановления каждой живой клетки, возникшие в течение нескольких начислений лет воздействия химических и радиационных факторов окружающей среды, которые были выше в прошлом и преувеличены кислородного метаболизма.

Примеры доз

Дозовая диаграмма Министерства Министерства энергетики США 2010 г. в зивертах для различных действий и применений. Различные дозы излучения в зивертах, от незначительных до летальных, выраженные в смежных областях. Сравнение доз облучения — включает количество, обнаруженное во время путешествия с Земли на Марс с помощью RAD на MSL (2011–2013).

Значительные дозы облучения не часто встречаются в повседневной жизни. Следующие ниже примеры могут помочь проиллюстрировать относительные величины; это только примеры, а не исчерпывающий список доз облучения. «Острая доза» — это доза, которая возникает в течение короткого и конечного периода времени, в то время как «хроническая доза» — это доза, которая продолжается в течение длительного периода времени, поэтому ее лучше описывать мощностью дозы.

Примеры доз

98	нЗв:	Банановая эквивалентная доза, иллюстративная единица дозы облучения, представляющая меру радиации от обычного банана
250	нЗв:	США предел эффективной дозы от одного досмотра службы безопасности в аэропорту
5–10	мкЗв:	Один комплект рентгенограмм зубов
80	мкЗв:	Среднее (разовая) доза для людей, живущих в пределах 10 миль (16 км) от станции во время аварии на Три-Майл-Айленде
400–600	мкЗв:	Два вида маммограмма с использованием весовых коэффициентов, обновленных в 2007 г.
1	мЗв:	США 10 CFR § 20.1301 (a) (1) предел дозы для отдельных лиц из общего населения эффективная доза эквивалент, в год
1,5–1,7	мЗв:	Годовая доза для бортпроводников
2–7	мЗв:	Бариевая рентгеноскопия, например Бариевая мука, до 2 минут, 4–24 точечных изображения
10–30	мЗв:	Одно сканирование всего тела КТ
50	мЗв:	США 10 CFR § 20.1201 (a) (1) (i) предел профессиональной дозы, общий эквивалент эффективной дозы, в год
68	мЗв:	Расчетная максимальная доза для эвакуированных, которые жили ближе всего к ядерной аварии на Фукусиме I.
80	мЗв :	6 месяцев пребывания на Международной космической станции
160	мЗв:	Хроническая доза для легких в течение более одного года курение 1,5 пачек сигарет в день, в основном из-за вдыхания полония-210 и свинца-210
250	мЗв:	6-месячная поездка на Марс — радиация из-за космических лучей, которые очень трудно защитить от
500	мЗв :	США 10 CFR § 20.1201 (a) (2) (ii) предельная профессиональная доза, эквивалентная мелкой дозе для кожи, в год
670	мЗв:	Самая высокая доза, полученная работником, реагирующим на авария на Фукусиме
1	Зв:	Максимально допустимое облучение астронавтов НАСА за их карьеру
4–5	Зв:	Доза, необходимая для смерти человека с 50% риском в течение 30 дней (LD50 / 30), при условии, что доза получена в течение очень короткого периода времени и что пострадавший получает медицинскую помощь
5	Sv:	Расчетное излучение от гамма-излучение вспышка в 1,2 км от эпицентра бомбы деления Little Boy, воздушный взрыв на 600 м.
4,5–6	Зв:	Смертельный исход острые дозы во время аварии в Гоянии
5,1	Зв:	Смертельная острая доза Гарри Дагляна в 1945 году авария с критичностью
10 to 17	Sv:	Смертельные острые дозы во время ядерной аварии в Токаймуре. Хисаши Оучи, получивший 17 Зв, оставался в живых в течение 83 дней после аварии.
21	Зв:	Смертельная острая доза для Луи Слотина в аварии, вызванной критичностью 1946 года
36	Зв:	Смертельная острая доза для Сесила Келли в 1958 г., смерть наступила в течение 35 часов.
54	Зв:	Смертельная острая доза для Бориса Корчилова в 1961 г. после отказа системы охлаждения реактора на советской подводной лодке К-19, потребовавшей работы в реакторе без защиты
64	Зв:	Несмертельная доза для Альберта Стивенса распространился на ≈21 год, из-за эксперимента 1945 с инъекцией плутония докторами, работавшими над секретным Манхэттенским проектом.

Примеры мощности дозы

Все преобразования между часами и годами предполагались постоянное присутствие в устойчивом поле, игнорируя известные колебания, периодическое воздействие и радиоактивный распад. Конвертированные значения показаны в скобках.

<1	мЗв / год	<100	нЗв / ч	Постоянные мощности дозы ниже 100 нЗв / ч трудно измерить.
1	мЗв / год	(100	нЗв / ч средн.)	Рекомендуемый МКРЗ максимум для внешнего облучения человеческого тела, за исключением медицинского и профессионального облучения.
2,4	мЗв / год	(270	нЗв / ч средн.)	Воздействие на человека естественного фонового излучения, среднемировое значение
(8	мЗв / год)	810	нЗв / ч средн	Рядом с Чернобыльским новым безопасным конфайнментом (май 2019 г.)
~8	мЗв / год	(~900	нЗв / ч средн.)	Среднее естественное фоновое излучение в Финляндии
24	мЗв / год	(2,7	мкЗв / ч в среднем)	Естественная радиационная радиация на крейсерской высоте полета
(46	мЗв / год)	5,19	мкЗв / ч в среднем	Рядом с Чернобыльской АЭС, до установки Нового саркофага в ноябре 2016 года
130	мЗв / год	(15	мкЗв / ч в среднем)	Окружающее поле внутри самого радиоактивного дома в Рамсар, Иран
(350	мЗв / год)	39,8	мкЗв / ч в среднем	внутри «Когтя» Чернобыля
(800	мЗв / год)	90	мкЗв / ч	Естественная радиация на пляже монацита возле Гуарапари, Бразилия.
(9	Зв / год)	1	мЗв / ч	Определение NRC зоны с высоким уровнем радиации на атомной электростанции, требующее наличия ограждения из проволочной сетки
		2–20	мЗв / ч	Типичная мощность дозы для активированной стенки реактора в возможных будущих термоядерных реакторах через 100 лет. Примерно через 300 лет распада отходы термоядерного синтеза будут давать такую ​​же мощность дозы, как и воздействие угольной золы, при этом объем отходов термоядерного синтеза, естественно, будет на порядки меньше, чем от угольной золы. Непосредственная прогнозируемая активация составляет 90 M Гр / год
(1,7	кЗв / год)	190	мЗв / ч	Наивысшее значение от выпадения бомбы Тринити, в 20 милях (32 км), через 3 часа после взрыва.
(2.3	MSv / a)	270	Зв / ч	Типовая PWR связка отработавшего твэла, после 10-летнего перезарядки, без защиты
(4.6–5.6	MSv / a)	530–650	Зв / ч	Уровень излучения внутри защитной оболочки второго реактора BWR электростанции Фукусима, по состоянию на февраль 2017 года, через шесть лет после предполагаемой аварии. В этой среде для накопления средней летальной дозы (LD50 / 30) требуется от 22 до 34 секунд.

Примечания к примерам:

История

Зиверт берет свое начало в рентгена человека (rem), который был получен из единиц CGS. Международная комиссия по радиационным единицам измерения им (ICRU) способствовала на когерентные единицы СИ в 1970-х годах и объявила в 1976 году, что новая подходящая единицу для эквивалентной дозы. МКРЗ опередила ICRU, представив зиверт в 1977 году.

Зиверт был принят Международным комитетом мер и весов (CIPM) в 1980 году, через пять лет после принятия серого. Затем в 1984 году CIPM выпустил объяснение, в котором рекомендовал, когда следует использовать зиверт, а не серый. Это объяснение было обновлено в 2002 году, чтобы приблизить его к определению эквивалентной дозы МКРЗ, которое было изменено в 1990 году. В частности, МКРЗ ввела эквивалентную дозу, переименовав коэффициент качества (Q) в весовой коэффициент излучения (W R), иался от другого весового коэффициента «N» в 1990 году. В 2002 году CIPM аналогичным образом исключил весовой коэффициент «N» из своего объяснения, но в остальном сохранил старую терминологию и символы. Это объяснение появляется в приложении к брошюре SI.

Обычное использование SI

Зиверт назван в честь Рольфа Максимилиана Зиверта. Как и каждая единица SI, названная по имени человека, его символ начинается с буквы верхнего регистра (Sv), но при написании полностью соответствует правилам использования заглавных букв нарицательное ; то есть «зиверт» пишется с заглавной буквы в начале предложения и в заголовках, но в остальном — в нижнем регистре.

Часто используемое префиксы СИ — это миллизиверт (1 мЗв = 0,001 Зв) и микрозиверт (1 мкЗв = 0,000001 Зв), а также обычно используемые единицы для производной по времени или «« мощность мощности »прибора и предупреждения для радиационной защиты — мкЗв / ч и мЗв / ч. Нормативные пределы и хронические дозы часто указываются в единицах мЗв / год или Зв / год. Во многих сценариях почасовая мощность может колебаться до уровней, в тысячи раз превышающих в течение короткого периода времени, без нарушений годовых пределов. Т.е. Преобразование часов в годы зависит от високосных лет и графиков воздействия, но приблизительные преобразования составляют:

1 мЗв / ч = 8,766 Зв / год

114,1 мкЗв / ч = 1 Зв / год

Переход с почасовой оплаты на годовой осложняется сезонными колебаниями естественной радиации, распадом искусственных источников и периодической близостью людей к источникм. ICRP однажды принял фиксированное преобразование для облучения, хотя в последних документах они не фигурировали:

8 часов = 1 день

40 часов = 1 неделя

50 недель = 1 год

Следовательно, для облучения в этот период времени

1 мЗв / ч = 2 Зв / год

500 мкЗв / ч = 1 Зв / год

Количества ионизирующего излучения

График, показывающий взаимосвязь между Радиоактивностью и обнаруженным ионизирующим излучением

В следующей таблице показаны величины в единицах СИ и в системе СИ:

Величины, связанные с ионизирующим излучением вид ‧ обсуждение ‧

Количество	Единица	Символ	Происхождение	Год	SI эквивалент
Деятельность (A)	беккерель	Бк	s	1974	единица СИ
кюри	Ки	3,7 × 10 с	1953	3,7 × 10 Бк
резерфорд	Rd	10 с	1946	1000000 Бк
Экспоз иция (X)	кулон на килограмм	Кл / кг	К⋅кг воздуха	1974	единица СИ
rö ntgen	R	esu / 0,001293 г воздуха	1928	2,58 × 10 Кл / кг
Поглощенная доза (D)	серый	Гр	J ⋅кг	1974	единица СИ
эрг на грамм	эрг / г	эрг⋅г	1950	1,0 × 10 Гр
рад	рад	100 эрг⋅г	1953	0,010 Гр
Эквивалентная доза (H)	зиверт	Зв	Дж⋅кг × WR	1977	единица СИ
эквивалент рентгена человек	бэр	100 эрг⋅гх WR	1971	0,010 Зв

Комиссия по ядерному регулированию США разрешает использование использования кюри, рад и rem наряду с единицами СИ, Директива Европейского Союза Европейских единиц измерения требует, чтобы их использование для «целей общественного здравоохранения… «было поэтапным. выпущен до 31 декабря 1985 года.

Эквивалентная доза

Старой единицей эквивалента дозы б, которая до сих пор часто используется в США. Один зиверт равен 100 бэр:

100,0000 бэр	=	100,000,0 мбэр	=	1 Зв	=	1,000000 Зв	=	1000,000 мЗв	=	1,000,000 мкЗв
1,0000 бэр	=	1000,0 мбэр	=	1 бэр	=	0,010000 Зв	=	10,000 мЗв	=	10000 мкЗв
0,1000 бэр	=	100,0 мбэр	=	1 мЗв	=	0,001000 Зв	=	1.000 мЗв	=	1000 мкЗв
0,0010 бэр	=	1,0 мбэр	=	1 мбэр	=	0,000010 Зв	=	0,010 мЗв	=	10 мкЗв
0,0001 бэр	=	0,1 мбэр	=	1 мкЗв	=	0,000001 Зв	=	0,001 мЗв	=	1 мкЗв

См. Также

• Острый лучевой синдром
• Беккерель (распадов в секунду)
• Отсчетов в
• Воздействие (излучение)
• Резерфорд (единицы)
• Свердруп (внесистемная единица объемного транспорта с тем же символом Зв, что и зиверт)

Примечания

Ссылки

Внешние ссылки

• Гловер, Пол. «Миллисиверты и радиация». Шестьдесят символов. Брэди Харан для Университета Ноттингема.
• Eurados — Европейская группа дозиметрии излучения

миллизиверт