Das Sievert (Symbol: Sv [ Anmerkung 1 ] ) ist eine abgeleitete Einheit des Internationalen Einheitensystems (SI) zur Darstellung des stochastischen Gesundheitsrisikos ionisierender Strahlung . Dieses Risiko ist definiert als die Wahrscheinlichkeit, strahleninduzierten Krebs und genetische Schäden zu verursachen. Das Sievert spielt eine wichtige Rolle in der Dosimetrie und im Strahlenschutz . Es ist nach Rolf Maximilian Sievert benannt , einem schwedischen Medizinphysiker, der für seine Arbeiten zur Strahlendosismessung und seine Forschung zu den biologischen Wirkungen von Strahlung bekannt ist.

Die Einheit Sievert wird für Strahlendosisgrößen wie die Äquivalentdosis und die effektive Dosis verwendet , welche das Risiko externer Strahlung aus Quellen außerhalb des Körpers darstellen, sowie für die Folgedosis , welche das Risiko interner Bestrahlung durch eingeatmete oder verschluckte radioaktive Substanzen beschreibt. Laut der Internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) führt ein Sievert zu einer Wahrscheinlichkeit von 5,5 %, im Verlauf der Exposition gegenüber ionisierender Strahlung an Krebs zu erkranken und daran zu sterben. Diese Berechnung basiert auf dem umstrittenen linearen Schwellenwertmodell für die Strahlenexposition. [ 1 ] [ 2 ]

Zur Berechnung des stochastischen Gesundheitsrisikos in Sievert wird die physikalische Größe der absorbierten Dosis mithilfe von Faktoren für Strahlungsart und biologischen Kontext, die von der ICRP und der Internationalen Kommission für Strahleneinheiten und -messungen (ICRU) veröffentlicht wurden, in Äquivalentdosis und effektive Dosis umgerechnet . Ein Sievert entspricht 100 Rem , einer älteren, CGS- Strahlungseinheit.

Üblicherweise werden deterministische Gesundheitseffekte aufgrund akuter Gewebeschäden, die mit Sicherheit durch hohe Strahlendosen hervorgerufen werden, mit der physikalischen Größe der absorbierten Dosis verglichen, die in der Einheit Gray (Gy) gemessen wird. [ 3 ]

Definition

CIPM-Definition des Sievert

Die SI-Definition des Internationalen Komitees für Maß und Gewicht (CIPM) lautet:

„Die Größe Dosisäquivalent H ist das Produkt aus der absorbierten Dosis D ionisierender Strahlung und dem dimensionslosen Faktor Q (Qualitätsfaktor), der von der ICRU als Funktion des linearen Energietransfers definiert wird .“

H = Q × D [ 4 ]

Der Wert von Q wird vom CIPM nicht weiter definiert, jedoch ist die Anwendung der entsprechenden ICRU-Empfehlungen erforderlich, um diesen Wert zu ermitteln.

Das CIPM gibt außerdem an, dass „um jegliche Verwechslungsgefahr zwischen der absorbierten Dosis D und der Dosisäquivalentdosis H zu vermeiden , die speziellen Bezeichnungen für die jeweiligen Einheiten verwendet werden sollten, d. h. die Bezeichnung Gray anstelle von Joule pro Kilogramm für die Einheit der absorbierten Dosis D und die Bezeichnung Sievert anstelle von Joule pro Kilogramm für die Einheit der Dosisäquivalentdosis H verwendet werden sollte .“ [ 4 ]

Zusammenfassend:

grau : Menge D — absorbierte Dosis
1 Gy = 1 Joule/Kilogramm – eine physikalische Größe. 1 Gy ist die Menge an Strahlungsenergie in Joule pro Kilogramm Materie oder Gewebe.
Sievert : Menge H – Äquivalentdosis
1 Sv = 1 Joule/Kilogramm – eine biologische Wirkung. Das Sievert (Sv) repräsentiert die äquivalente biologische Wirkung der Einwirkung eines Joule Strahlungsenergie auf ein Kilogramm menschliches Gewebe. Das Verhältnis zur absorbierten Dosis wird mit Q bezeichnet .

ICRP-Definition des Sievert

Die ICRP-Definition des Sievert lautet: [ 5 ]

„Das Sievert ist die spezielle Bezeichnung für die SI-Einheit der Äquivalentdosis, der effektiven Dosis und der operationellen Dosis. Die Einheit ist Joule pro Kilogramm.“

Das Sievert wird für eine Reihe von Dosisgrößen verwendet, die in diesem Artikel beschrieben werden und Teil des internationalen Strahlenschutzsystems sind, das von der ICRP und der ICRU entwickelt und definiert wurde.

Externe Dosismengen

Externe Strahlendosisgrößen, die im Strahlenschutz verwendet werden

Wird das Sievert zur Darstellung der stochastischen Wirkungen externer ionisierender Strahlung auf menschliches Gewebe verwendet, werden die empfangenen Strahlendosen in der Praxis mit radiometrischen Instrumenten und Dosimetern gemessen und als operationelle Größen bezeichnet. Um diese tatsächlich empfangenen Dosen mit wahrscheinlichen gesundheitlichen Auswirkungen in Beziehung zu setzen, wurden Schutzgrößen entwickelt, die die wahrscheinlichen gesundheitlichen Auswirkungen anhand der Ergebnisse großer epidemiologischer Studien vorhersagen. Dies erforderte die Entwicklung einer Reihe unterschiedlicher Dosisgrößen innerhalb eines kohärenten Systems, das von der ICRU in Zusammenarbeit mit der ICRP entwickelt wurde.

Die externen Dosisgrößen und ihre Zusammenhänge sind im beigefügten Diagramm dargestellt. Die ICRU ist primär für die operationellen Dosisgrößen zuständig, die auf der Anwendung der Metrologie ionisierender Strahlung basieren, während die ICRP primär für die Schutzgrößen zuständig ist, die auf der Modellierung der Dosisaufnahme und der biologischen Empfindlichkeit des menschlichen Körpers beruhen.

Namenskonventionen

Die Dosisangaben der ICRU/ICRP haben spezifische Zwecke und Bedeutungen, verwenden aber teilweise gängige Begriffe in einer anderen Reihenfolge. So kann es beispielsweise zu Verwechslungen zwischen Äquivalentdosis und Dosisäquivalent kommen .

Obwohl die CIPM-Definition besagt, dass die lineare Energietransferfunktion (Q) der ICRU zur Berechnung der biologischen Wirkung verwendet wird, entwickelte die ICRP 1990 [ 6 ] die „Schutzdosis“-Größen effektive und Äquivalentdosis . Diese werden anhand komplexerer Rechenmodelle berechnet und unterscheiden sich dadurch, dass sie nicht den Begriff „ Äquivalentdosis“ in ihrer Bezeichnung enthalten. Nur die operationellen Dosisgrößen, die weiterhin Q zur Berechnung verwenden, behalten den Begriff „ Äquivalentdosis“ . Es liegen jedoch gemeinsame Vorschläge von ICRU und ICRP vor, dieses System durch Änderungen der Definitionen der operationellen Dosis zu vereinfachen und sie mit denen der Schutzdosisgrößen zu harmonisieren. Diese Vorschläge wurden auf dem 3. Internationalen Symposium über Strahlenschutz im Oktober 2015 vorgestellt und würden, falls sie umgesetzt werden, die Benennung der operationellen Größen durch die Einführung von „Dosis für die Augenlinse“ und „Dosis für die lokale Haut“ als Äquivalentdosen logischer gestalten . [ 7 ]

In den USA gibt es anders bezeichnete Dosisgrößen, die nicht Teil der ICRP-Nomenklatur sind. [ 8 ]

Physikalische Größen

Dies sind direkt messbare physikalische Größen, bei denen biologische Effekte nicht berücksichtigt wurden. Die Strahlungsfluenz ist die Anzahl der auftreffenden Strahlungsteilchen pro Flächeneinheit und Zeiteinheit, die Kerma ist die ionisierende Wirkung von Gamma- und Röntgenstrahlen auf die Luft und wird zur Instrumentenkalibrierung verwendet, und die absorbierte Dosis ist die pro Masseneinheit im betrachteten Material oder Gewebe deponierte Strahlungsenergie.

Betriebsgrößen

Betriebsgrößen werden in der Praxis gemessen und dienen der direkten Messung der Dosisaufnahme infolge einer Exposition oder der Vorhersage der Dosisaufnahme in einer gemessenen Umgebung. Auf diese Weise werden sie für die praktische Dosiskontrolle eingesetzt, indem sie einen Schätzwert oder eine Obergrenze für die mit einer Exposition verbundenen Schutzgrößen liefern. Sie werden auch in praktischen Vorschriften und Richtlinien verwendet. [ 9 ]

Die Kalibrierung von Einzel- und Flächendosimetern in Photonenfeldern erfolgt durch Messung der Stoß-Luftkerma in freier Luft unter Bedingungen des Sekundärelektronengleichgewichts. Anschließend wird die entsprechende Betriebsgröße mithilfe eines Umrechnungsfaktors abgeleitet, der die Luftkerma mit der entsprechenden Betriebsgröße verknüpft. Die Umrechnungsfaktoren für Photonenstrahlung werden von der ICRU veröffentlicht. [ 10 ]

Einfache (nicht-anthropomorphe) „Phantome“ werden verwendet, um Betriebsgrößen mit der gemessenen Freiluftstrahlung in Beziehung zu setzen. Das ICRU-Kugelphantom basiert auf der Definition eines ICRU-4-Element-Gewebeäquivalentmaterials, das in der Realität nicht existiert und nicht hergestellt werden kann. [ 11 ] Die ICRU-Kugel ist eine theoretische, gewebeäquivalente Kugel mit 30 cm Durchmesser, bestehend aus einem Material mit einer Dichte von 1 g·cm⁻³ und einer Massenzusammensetzung von 76,2 % Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff. Dieses Material ist so spezifiziert, dass es menschliches Gewebe in seinen Absorptionseigenschaften am besten nachbildet. Laut ICRP bildet das ICRU-„Kugelphantom“ den menschlichen Körper in den meisten Fällen hinsichtlich der Streuung und Dämpfung durchdringender Strahlungsfelder hinreichend genau ab. [ 12 ] Daher wird Strahlung einer bestimmten Energiedichte in der Kugel annähernd so stark deponiert wie in der entsprechenden Masse menschlichen Gewebes. [ 13 ]

Um Rückstreuung und Absorption durch den menschlichen Körper zu berücksichtigen, wird für die praktische Kalibrierung von Ganzkörperdosimetern ein „Plattenphantom“ verwendet, das den menschlichen Torso repräsentiert. Das Plattenphantom hat die Abmessungen 300 mm × 300 mm × 150 mm Tiefe und repräsentiert den menschlichen Torso. [ 13 ]

Die auf dem 3. Internationalen Symposium über Strahlenschutz im Oktober 2015 vorgestellten gemeinsamen Vorschläge der ICRU und ICRP zur Änderung der Definition von Betriebsgrößen würden die gegenwärtige Verwendung von Kalibrierphantomen oder Referenzstrahlungsfeldern nicht verändern. [ 7 ]

Schutzmengen

Schutzgrößen sind berechnete Modelle und dienen als „Grenzwerte“ zur Festlegung von Expositionsgrenzwerten, um – gemäß ICRP – sicherzustellen, „dass das Auftreten stochastischer Gesundheitseffekte unterhalb unannehmbarer Werte bleibt und Gewebereaktionen vermieden werden“. [ 14 ] [ 15 ] [ 13 ] Diese Größen sind in der Praxis nicht messbar, ihre Werte werden jedoch mithilfe von Modellen der externen Dosis für innere Organe des menschlichen Körpers unter Verwendung anthropomorpher Phantome abgeleitet . Dabei handelt es sich um dreidimensionale Computermodelle des Körpers, die eine Reihe komplexer Effekte wie die Selbstabschirmung des Körpers und die interne Streuung von Strahlung berücksichtigen. Die Berechnung beginnt mit der Organabsorptionsdosis und wendet anschließend Strahlungs- und Gewebe-Wichtungsfaktoren an. [ 16 ]

Da Schutzgrößen praktisch nicht messbar sind, müssen Betriebsgrößen verwendet werden, um sie mit den praktischen Reaktionen von Strahlungsmessgeräten und Dosimetern in Beziehung zu setzen. [ 17 ]

Instrumenten- und Dosimetrie-Reaktion

Dies ist ein tatsächlicher Messwert, der beispielsweise von einem Umgebungsdosis- Gammamonitor oder einem Personendosimeter erfasst wird . Solche Geräte werden mithilfe von Strahlungsmessverfahren kalibriert, die sie auf einen nationalen Strahlungsstandard zurückführen und somit mit einer betriebsrelevanten Größe in Beziehung setzen. Die Messwerte von Instrumenten und Dosimetern dienen dazu, die Aufnahme übermäßiger Strahlendosen zu verhindern und die Dosisaufnahme gemäß den Strahlenschutzgesetzen zu dokumentieren, wie beispielsweise in Großbritannien den Ionising Radiations Regulations 1999 (Gesetz über ionisierende Strahlung von 1999) .

Berechnung der Schutzdosismengen

Grafik zur Darstellung des Zusammenhangs der „Schutzdosis“-Größen in SI- Einheiten

Das Sievert wird im externen Strahlenschutz für die Äquivalentdosis (die Auswirkungen einer externen Quelle auf den gesamten Körper in einem gleichmäßigen Feld) und die effektive Dosis (die von den bestrahlten Körperteilen abhängt) verwendet.

Diese Dosiswerte sind gewichtete Mittelwerte der absorbierten Dosis und sollen die stochastischen gesundheitlichen Auswirkungen von Strahlung repräsentieren . Die Verwendung des Sieverts impliziert, dass bei der Messung oder Berechnung der absorbierten Dosis (ausgedrückt in Gray) entsprechende Gewichtungsfaktoren angewendet wurden. [ 1 ]

Die ICRP-Berechnung sieht zwei Gewichtungsfaktoren vor, um die Berechnung von Schutzgrößen zu ermöglichen.

 1. Der Strahlungsfaktor W R , der spezifisch für den Strahlungstyp R ist , wird zur Berechnung der Äquivalentdosis H T verwendet , die für den gesamten Körper oder für einzelne Organe gelten kann.
 2. Der Gewebewichtungsfaktor W<sub> T</sub> , der spezifisch für den bestrahlten Gewebetyp T ist. Er wird zusammen mit W<sub> R</sub> verwendet , um die beitragenden Organdosen zu berechnen und so die effektive Dosis E bei ungleichmäßiger Bestrahlung zu ermitteln.

Bei gleichmäßiger Ganzkörperbestrahlung wird lediglich der Strahlungswichtungsfaktor W<sub> R</sub> verwendet, und die effektive Dosis entspricht der Ganzkörperäquivalentdosis. Bei partieller oder ungleichmäßiger Bestrahlung wird hingegen der Gewebefaktor W<sub> T</sub> zur Dosisberechnung für jedes Organ bzw. Gewebe herangezogen. Die Summe dieser Werte ergibt die effektive Dosis. Bei gleichmäßiger Bestrahlung des menschlichen Körpers beträgt die Summe 1, bei partieller oder ungleichmäßiger Bestrahlung hingegen einen niedrigeren Wert, abhängig von den betroffenen Organen, was die geringere Gesamtbelastung für die Gesundheit widerspiegelt. Der Berechnungsprozess ist im beigefügten Diagramm dargestellt. Dieses Verfahren berechnet den Beitrag des biologischen Risikos für den gesamten Körper unter Berücksichtigung der vollständigen oder partiellen Bestrahlung sowie der Strahlungsart(en).

Die Werte dieser Gewichtungsfaktoren wurden konservativ so gewählt, dass sie größer sind als der Großteil der experimentell ermittelten Werte für die empfindlichsten Zelltypen, basierend auf Mittelwerten, die für die menschliche Bevölkerung ermittelt wurden.

Strahlungsart-Wichtungsfaktor W R

Da verschiedene Strahlungsarten bei gleicher Energieeinbringung unterschiedliche biologische Wirkungen haben, wird ein Korrekturfaktor W <sub> R</sub> angewendet, der von der Strahlungsart und dem Zielgewebe abhängt. Dieser Faktor dient dazu, die in Gray gemessene absorbierte Dosis in die Äquivalentdosis umzurechnen. Das Ergebnis wird in Sievert angegeben.

Strahlungswichtungsfaktoren W R werden gemäß ICRP-Bericht 103 [ 1 ] zur Darstellung der relativen biologischen Wirksamkeit verwendet.
StrahlungEnergie ( E )W R (ehemals Q )
Röntgenstrahlen , Gammastrahlen , Betateilchen , Myonen1
Neutronen< 1 MeV2,5 + 18,2e −[ln( E )] 2 /6
1 – 50 MeV5,0 + 17,0e −[ln(2 E )] 2 /6
> 50 MeV2,5 + 3,25e −[ln(0,04 E )] 2 /6
Protonen , geladene Pionen2
Alphateilchen , Kernspaltprodukte , schwere Atomkerne20

Die Äquivalentdosis wird berechnet, indem die über die Masse eines Organs oder Gewebes gemittelte absorbierte Energie mit einem für die Art und Energie der Strahlung geeigneten Strahlungswichtungsfaktor multipliziert wird. Um die Äquivalentdosis für eine Mischung verschiedener Strahlungsarten und -energien zu erhalten, werden die Dosen aller Strahlungsarten addiert. [ 1 ]

Wo

H T ist die vom Gewebe T absorbierte äquivalente Dosis.
D T , R ist die absorbierte Dosis im Gewebe T durch Strahlung vom Typ R und
W R ist der durch Verordnung festgelegte Strahlungswichtungsfaktor.

So führt beispielsweise eine absorbierte Dosis von 1 Gy durch Alphateilchen zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv.

Der Strahlungswichtungsfaktor für Neutronen wurde im Laufe der Zeit überarbeitet und ist nach wie vor umstritten.

Dies mag paradox erscheinen. Es impliziert, dass die Energie des einfallenden Strahlungsfeldes in Joule um den Faktor 20 gestiegen ist und damit gegen den Energieerhaltungssatz verstößt . Dies ist jedoch nicht der Fall. Das Sievert dient lediglich dazu, zu verdeutlichen, dass ein Gray absorbierter Alphateilchen die zwanzigfache biologische Wirkung eines Gray absorbierter Röntgenstrahlung hervorruft. Bei der Verwendung von Sievert wird also nicht die tatsächliche Energie der einfallenden absorbierten Strahlung, sondern die biologische Komponente ausgedrückt.

Gewichtungsfaktor W T für Gewebetyp

Der zweite Wichtungsfaktor ist der Gewebefaktor W<sub> T</sub> , der jedoch nur bei ungleichmäßiger Bestrahlung des Körpers Anwendung findet. Bei gleichmäßiger Bestrahlung entspricht die effektive Dosis der Ganzkörperäquivalentdosis, und es wird lediglich der Strahlungswichtungsfaktor W<sub> R</sub> verwendet. Bei partieller oder ungleichmäßiger Körperbestrahlung müssen die individuellen Organdosen berücksichtigt werden, da die Strahlenempfindlichkeit jedes Organs von seinem Gewebetyp abhängt. Die Summe der Dosen der betroffenen Organe ergibt die effektive Ganzkörperdosis. Der Gewebewichtungsfaktor dient zur Berechnung dieser individuellen Organdosisbeiträge.

Die ICRP-Werte für W T sind in der hier gezeigten Tabelle angegeben.

Gewichtungsfaktoren für verschiedene Organe [ 18 ]
OrganeGewebegewichtungsfaktoren
ICRP26 1977ICRP60 1990 [ 19 ]ICRP103 2007 [ 1 ]
Hoden0,250,200,08
Rotes Knochenmark0,120,120,12
Doppelpunkt—0,120,12
Lunge0,120,120,12
Magen—0,120,12
Brüste0,150,050,12
Blase—0,050,04
Leber—0,050,04
Speiseröhre—0,050,04
Schilddrüse0,030,050,04
Haut—0,010,01
Knochenoberfläche​0,030,010,01
Speicheldrüsen——0,01
Gehirn——0,01
Rest des Körpers0,300,050,12
Gesamt1,001,001,00

Der Artikel über die effektive Dosis beschreibt die Berechnungsmethode. Die absorbierte Dosis wird zunächst nach der Strahlungsart korrigiert, um die Äquivalentdosis zu erhalten, und anschließend nach dem bestrahlten Gewebe. Einige Gewebe, wie beispielsweise das Knochenmark, sind besonders strahlungsempfindlich und erhalten daher einen im Verhältnis zu ihrem Anteil an der Körpermasse überproportional hohen Gewichtungsfaktor. Andere Gewebe, wie die harte Knochenoberfläche, sind hingegen besonders strahlungsunempfindlich und erhalten einen im Verhältnis zu ihrem Anteil niedrigen Gewichtungsfaktor.

Zusammenfassend lässt sich sagen, dass die Summe der gewebebezogenen Dosen für jedes bestrahlte Organ oder Gewebe des Körpers die effektive Dosis für den Körper ergibt. Die Verwendung der effektiven Dosis ermöglicht Vergleiche der insgesamt aufgenommenen Dosis unabhängig vom Ausmaß der Körperbestrahlung.

Beziehung zwischen einigen Einheiten ionisierender Strahlung [ 20 ]

Betriebsgrößen

Die Betriebsgrößen werden in praktischen Anwendungen zur Überwachung und Untersuchung externer Expositionssituationen eingesetzt. Sie sind für praktische Betriebsmessungen und die Dosisabschätzung im Körper definiert. [ 5 ] Drei externe Betriebsdosisgrößen wurden entwickelt, um die Messwerte von Betriebsdosimetern und -instrumenten mit den berechneten Schutzgrößen in Beziehung zu setzen. Außerdem wurden zwei Phantome entwickelt, das ICRU-„Platten“- und das „Kugel“-Phantom, die diese Größen mithilfe der Q(L)-Berechnung mit den einfallenden Strahlungsgrößen verknüpfen.

Umgebungsdosisäquivalent

Dies dient der Flächenüberwachung durchdringender Strahlung und wird üblicherweise als Größe H *(10) ausgedrückt. Dies bedeutet, dass die Strahlung derjenigen entspricht, die sich 10 mm innerhalb des ICRU-Kugelphantoms in Richtung des Feldursprungs befindet. [ 21 ] Ein Beispiel für durchdringende Strahlung sind Gammastrahlen .

Richtungsäquivalent

Dies dient der Überwachung schwach durchdringender Strahlung und wird üblicherweise als Größe H' (0,07) angegeben. Dies bedeutet, dass die Strahlung derjenigen in einer Tiefe von 0,07 mm im ICRU-Kugelphantom entspricht. [ 22 ] Beispiele für schwach durchdringende Strahlung sind Alphateilchen, Betateilchen und niederenergetische Photonen. Diese Dosisgröße wird zur Bestimmung der Äquivalentdosis für beispielsweise Haut und Augenlinse verwendet. [ 23 ] In der Strahlenschutzpraxis wird der Wert von Omega üblicherweise nicht angegeben, da die Dosis am relevanten Punkt in der Regel maximal ist.

Persönliche Dosisäquivalent

Dies dient der individuellen Dosisüberwachung, beispielsweise mit einem am Körper getragenen Personendosimeter. Die empfohlene Eindringtiefe beträgt 10 mm, woraus sich die Größe H p (10) ergibt. [ 24 ]

Vorschläge zur Änderung der Definition von Schutzdosisgrößen

Um die Berechnung von Betriebsgrößen zu vereinfachen und das Verständnis von Strahlenschutzgrößen zu erleichtern, begannen das ICRP-Komitee 2 und das ICRU-Berichtskomitee 26 im Jahr 2010 mit der Untersuchung verschiedener Möglichkeiten, dies durch Dosiskoeffizienten in Bezug auf die effektive Dosis oder die absorbierte Dosis zu erreichen.

Speziell;

1. Für die flächendeckende Überwachung der effektiven Ganzkörperdosis gilt:

H = Φ × Umrechnungskoeffizient

Der Grund dafür ist, dass H ∗ (10) aufgrund der Erweiterung der im ICRP-Bericht 116 zu berücksichtigenden Teilchenarten und Energiebereiche keine vernünftige Schätzung der effektiven Dosis durch hochenergetische Photonen darstellt. Diese Änderung würde die Notwendigkeit der ICRU-Kugel beseitigen und eine neue Größe namens E max einführen .

2. Für die individuelle Überwachung, um deterministische Effekte auf Augenlinse und Haut zu messen, wäre Folgendes zu beachten:

D = Φ × Umrechnungsfaktor für die absorbierte Dosis.

Der Grund dafür ist die Notwendigkeit, den deterministischen Effekt zu messen, der hierfür als geeigneter gilt als der stochastische Effekt. Dies würde die Berechnung der äquivalenten Dosisgrößen H<sub> Linse</sub> und H<sub> Haut</sub> ermöglichen .

Dadurch würde die Notwendigkeit der ICRU-Sphere und der QL-Funktion entfallen. Jegliche Änderungen würden den ICRU-Bericht 51 und einen Teil des Berichts 57 ersetzen. [ 7 ]

Ein endgültiger Entwurf des Berichts wurde im Juli 2017 von der ICRU/ICRP zur Konsultation veröffentlicht. [ 25 ]

Interne Dosismengen

Das Sievert wird zur Berechnung der inneren Dosis beim Menschen verwendet . Diese Dosis stammt von Radionukliden, die über den Mund oder die Atemwege aufgenommen wurden und den Körper dadurch für eine bestimmte Zeit bestrahlen. Die Berechnungsgrundlagen für Schutzgrößen entsprechen denen für externe Strahlung. Da sich die Strahlungsquelle jedoch im Körpergewebe befindet, werden für die Berechnung der Organdosis andere Koeffizienten und Bestrahlungsmechanismen verwendet.

Die ICRP definiert die effektive Folgedosis als die Summe der Produkte aus der Folgedosis für Organe oder Gewebe und den entsprechenden Gewebe-Wichtungsfaktoren , wobei die Integrationszeit in Jahren nach der Aufnahme ist. Die Folgezeit beträgt 50 Jahre für Erwachsene und bis zum 70. Lebensjahr für Kinder. [ 5 ]

Die ICRP führt weiter aus: „Bei interner Exposition werden die effektiven Folgedosen im Allgemeinen durch eine Bewertung der Radionuklidaufnahme mittels Bioassay-Messungen oder anderer Größen (z. B. im Körper verbleibende Aktivität oder Aktivität in den täglichen Ausscheidungen) bestimmt. Die Strahlendosis wird anhand der Aufnahme unter Verwendung empfohlener Dosiskoeffizienten ermittelt.“ [ 26 ]

Eine aus einer internen Quelle stammende Dosis soll das gleiche effektive Risiko bergen wie die gleiche Menge einer äquivalenten Dosis, die gleichmäßig auf den gesamten Körper aus einer externen Quelle einwirkt, oder die gleiche Menge einer effektiven Dosis, die auf einen Teil des Körpers einwirkt.

Gesundheitliche Auswirkungen

Ionisierende Strahlung hat deterministische und stochastische Auswirkungen auf die menschliche Gesundheit. Deterministische Ereignisse (akute Gewebeschädigung) treten mit Sicherheit auf, und die daraus resultierenden Gesundheitszustände betreffen alle Personen, die dieselbe hohe Dosis erhalten haben. Stochastische Ereignisse (Krebsentstehung und genetische Veränderungen) sind hingegen zufällig . Die meisten Personen einer Gruppe zeigen nach der Exposition keinerlei ursächliche negative Gesundheitsfolgen, während eine zufällige Minderheit betroffen ist. Die daraus resultierenden, oft subtilen negativen Gesundheitsfolgen sind häufig erst nach umfangreichen, detaillierten epidemiologischen Studien nachweisbar.

Die Verwendung des Sievert impliziert, dass nur stochastische Effekte berücksichtigt werden, und um Verwirrung zu vermeiden, werden deterministische Effekte üblicherweise mit Werten der absorbierten Dosis verglichen, die in der SI-Einheit Gray (Gy) ausgedrückt werden .

Stochastische Effekte

Stochastische Effekte sind solche, die zufällig auftreten, wie beispielsweise strahleninduzierter Krebs . Atomaufsichtsbehörden, Regierungen und UNSCEAR sind sich einig, dass die Inzidenz von Krebserkrankungen durch ionisierende Strahlung linear mit der effektiven Dosis um 5,5 % pro Sievert ansteigt. [ 1 ] Dies ist als lineares Schwellenwertmodell (LNT-Modell) bekannt. Einige argumentieren, dass dieses LNT-Modell mittlerweile überholt sei und durch einen Schwellenwert ersetzt werden sollte, unterhalb dessen die körpereigenen Zellprozesse Schäden reparieren und/oder beschädigte Zellen ersetzen. [ 27 ] [ 28 ] Es besteht weitgehend Einigkeit darüber, dass das Risiko für Säuglinge und Föten deutlich höher ist als für Erwachsene, für Menschen mittleren Alters höher als für Senioren und für Frauen höher als für Männer, obwohl hierzu kein quantitativer Konsens besteht. [ 29 ] [ 30 ]

Deterministische Effekte

Diese Grafik veranschaulicht den Einfluss der Dosisaufteilung auf die Fähigkeit von Gammastrahlen, Zelltod auszulösen. Die blaue Linie zeigt Zellen, die keine Erholungsmöglichkeit hatten; die Strahlung wurde in einer einzigen Sitzung abgegeben. Die rote Linie zeigt Zellen, die sich durch die Unterbrechung der Bestrahlung erholen konnten und dadurch eine Strahlenresistenz entwickelten .

Die deterministischen Effekte (akute Gewebeschädigung), die zu einem akuten Strahlensyndrom führen können , treten nur bei akuten hohen Dosen (≳ 0,1 Gy) und hohen Dosisleistungen (≳ 0,1 Gy/h) auf und werden üblicherweise nicht in Sievert, sondern in Gray (Gy) gemessen. Ein Modell des deterministischen Risikos würde andere (noch nicht festgelegte) Gewichtungsfaktoren erfordern als jene, die bei der Berechnung der Äquivalent- und der effektiven Dosis verwendet werden.

ICRP-Dosisgrenzen

Die ICRP empfiehlt in Tabelle 8 des Berichts 103 eine Reihe von Grenzwerten für die Dosisaufnahme. Diese Grenzwerte sind situationsabhängig und gelten für geplante, Notfall- und bestehende Situationen. Innerhalb dieser Situationen werden Grenzwerte für die folgenden Gruppen angegeben: [ 31 ]

  • Geplante Exposition – Grenzwerte für berufliche, medizinische und öffentliche Exposition
  • Notfallexposition – Grenzwerte für die Exposition am Arbeitsplatz und in der Öffentlichkeit
  • Bestehende Exposition – Alle exponierten Personen

Für die berufsbedingte Strahlenexposition gilt ein Grenzwert von 50 mSv pro Jahr mit einem Maximum von 100 mSv innerhalb eines zusammenhängenden Fünfjahreszeitraums. Für die Allgemeinbevölkerung gilt ein durchschnittlicher Grenzwert von 1 mSv (0,001 Sv) effektiver Dosis pro Jahr, wobei medizinische und berufsbedingte Expositionen nicht berücksichtigt werden. [ 1 ]

Zum Vergleich: Die natürliche Strahlung im Inneren des US-Kapitols ist so hoch, dass ein menschlicher Körper aufgrund des Urangehalts des Granitgebäudes eine zusätzliche Dosisleistung von 0,85 mSv/a erhalten würde, was nahe am Grenzwert liegt . [ 32 ] Laut dem konservativen ICRP-Modell hätte jemand, der 20 Jahre im Kapitol verbracht hat, ein zusätzliches Krebsrisiko von 1 zu 1000, zusätzlich zu allen anderen bestehenden Risiken (berechnet als: 20 Jahre · 0,85 mSv/a · 0,001 Sv/mSv · 5,5 %/Sv ≈ 0,1 %). Dieses „bestehende Risiko“ ist jedoch viel höher; ein durchschnittlicher Amerikaner hätte im selben Zeitraum von 20 Jahren ein Krebsrisiko von 10 %, selbst ohne künstliche Strahlung (siehe Epidemiologie von Krebs und Krebsraten ).

Dosierungsbeispiele

Dosistabelle des US-Energieministeriums von 2010 in Sievert für eine Vielzahl von Situationen und Anwendungen [ 33 ].
Verschiedene Strahlendosen in Sievert, von vernachlässigbar bis tödlich, ausgedrückt als Vergleichsflächen
Vergleich der Strahlendosen – einschließlich der Menge, die auf der Reise von der Erde zum Mars vom RAD an Bord des MSL (2011–2013) gemessen wurde. [ 34 ] [ 35 ] [ 36 ] [ 37 ]

Im Alltag treten signifikante Strahlendosen selten auf. Die folgenden Beispiele veranschaulichen die relativen Größenordnungen; sie stellen jedoch keine vollständige Liste aller möglichen Strahlendosen dar. Eine „akute Dosis“ tritt innerhalb eines kurzen und begrenzten Zeitraums auf, während eine „chronische Dosis“ über einen längeren Zeitraum wirkt und daher besser durch die Dosisleistung beschrieben wird.

Dosierungsbeispiele

98nSv:Bananenäquivalentdosis , eine illustrative Einheit der Strahlendosis, die das Maß der Strahlung einer typischen 150 g schweren Banane darstellt [ 38 ] [ a ]
250nSv:US-Grenzwert für die effektive Dosis bei Röntgen-Sicherheitskontrollsystemen für den allgemeinen Gebrauch, wie sie früher bei der Sicherheitskontrolle an Flughäfen eingesetzt wurden [ 39 ].
5–10μSv:Ein Satz zahnärztlicher Röntgenaufnahmen [ 40 ]
80μSv:Durchschnittliche (einmalige) Dosis für Personen, die während des Unfalls von Three Mile Island im Umkreis von 10 Meilen (16 km) um das Kraftwerk lebten [ 41 ].
400–600μSv:Zwei-Ebenen- Mammographie unter Verwendung der im Jahr 2007 aktualisierten Gewichtungsfaktoren [ 42 ].
1mSv:US 10 CFR § 20.1301(a)(1) Dosisgrenzwert für Einzelpersonen der Öffentlichkeit, Gesamteffektive Dosisäquivalente pro Jahr [ 43 ]
1,5–1,7mSv:Jährliche berufsbedingte Dosis für Flugbegleiter [ 44 ]
2–7mSv:Bariumfluoroskopie, z. B. Bariummahlzeit , bis zu 2 Minuten, 4–24 Punktbilder [ 45 ]
10–30mSv:Einzelne Ganzkörper- CT-Untersuchung [ 46 ] [ 47 ]
50mSv:US 10 CFR § 20.1201(a)(1)(i) Arbeitsplatzdosisgrenzwert, Gesamteffektivdosisäquivalent, pro Jahr [ 48 ]
68mSv:Geschätzte maximale Dosis für Evakuierte, die in unmittelbarer Nähe der Nuklearunfälle von Fukushima I lebten [ 49 ].
80mSv:6-monatiger Aufenthalt auf der Internationalen Raumstation
160 mSv: Chronische Belastung der Lunge über ein Jahr bei einem Konsum von 1,5 Packungen Zigaretten pro Tag, hauptsächlich aufgrund der Inhalation von Polonium-210 und Blei-210 [ 50 ] [ 51 ].
250mSv:6-monatige Reise zum Mars – Strahlung durch kosmische Strahlung , vor der man sich nur sehr schwer abschirmen kann.
400mSv:Durchschnittliche kumulative Exposition von Bewohnern über einen Zeitraum von 9–20 Jahren, die keine gesundheitlichen Beeinträchtigungen erlitten, in Wohnungen in Taiwan, die mit Kobalt-60- haltigem Stahlbeton gebaut wurden [ 52 ].
500mSv:Der US 10 CFR § 20.1201(a)(2)(ii) Grenzwert für die berufsbedingte Dosis, Äquivalent zur Hautoberfläche, pro Jahr [ 48 ]
670mSv:Höchste Dosis, die ein Arbeiter bei einem Einsatz im Rahmen der Fukushima-Notfalloperation erhalten hat [ 53 ] [ a ]
1Sv:Maximal zulässige Strahlenbelastung für NASA-Astronauten während ihrer gesamten Laufbahn [ 34 ].
4–5Sv:Dosis, die erforderlich ist, um einen Menschen mit einem Risiko von 50 % innerhalb von 30 Tagen zu töten (LD 50 /30), wenn die Dosis über einen sehr kurzen Zeitraum verabreicht wird [ 54 ] [ 33 ].
5Sv:Berechnete Dosis des Neutronen- und Gammablitzes , 1,2 km vom Epizentrum der Luftdetonation der Spaltbombe „ Little Boy“ in 600 m Entfernung. [ 55 ] [ 56 ]
4,5–6Sv:Tödliche akute Dosen während des Unfalls in Goiânia
5.1Sv:Tödliche akute Dosis für Harry Daghlian bei einem Kritikalitätsunfall im Jahr 1945 [ 57 ].
10 bis 17Sv:Tödliche akute Dosen während des Atomunfalls von Tokaimura . Hisashi Ouchi , der 17 Sv erhielt, lebte nach dem Unfall noch 83 Tage. [ 58 ]
21Sv:Tödliche akute Dosis für Louis Slotin bei einem Kritikalitätsunfall im Jahr 1946 [ 57 ]
36Sv:Eine akute Dosis führte bei Cecil Kelley im Jahr 1958 zum Tod; der Tod trat innerhalb von 35 Stunden ein. [ 59 ]
54Sv:Eine tödliche akute Dosis wurde Boris Korchilov im Jahr 1961 zugefügt, nachdem das Reaktorkühlsystem des sowjetischen U-Boots K-19 ausgefallen war und Arbeiten im Reaktor ohne Abschirmung erforderlich wurden [ 60 ].
64Sv:Die nicht tödliche Dosis, der Albert Stevens ausgesetzt war, verteilte sich über etwa 21 Jahre und war auf ein Plutonium-Injektionsexperiment aus dem Jahr 1945 zurückzuführen , das von Ärzten des geheimen Manhattan-Projekts durchgeführt wurde . [ 61 ] [ a ]

Beispiele für die Dosisleistung

Alle Umrechnungen zwischen Stunden und Jahren basieren auf der Annahme einer kontinuierlichen Präsenz in einem stationären Feld, wobei bekannte Schwankungen, intermittierende Exposition und radioaktiver Zerfall unberücksichtigt bleiben . Die umgerechneten Werte sind in Klammern angegeben. „/a“ steht für „pro Jahr“, „/h“ für „pro Stunde“.

<1mSv/a<100nSv/hKonstante Dosisleistungen unter 100 nSv/h sind schwer zu messen.
1mSv/a(100nSv/h Mittelwert)Die ICRP empfahl einen Höchstwert für die externe Bestrahlung des menschlichen Körpers, ausgenommen medizinische und berufsbedingte Expositionen.
2.4mSv/a(270nSv/h Mittelwert)Menschliche Exposition gegenüber natürlicher Hintergrundstrahlung , globaler Durchschnitt [ a ]
(8mSv/a)810nSv/h DurchschnittNeben dem neuen sicheren Einschluss in Tschernobyl (Mai 2019) [ 62 ]
~8mSv/a(~900nSv/h Mittelwert)Durchschnittliche natürliche Hintergrundstrahlung in Finnland [ 63 ]
24mSv/a(2.7μSv/h Mittelwert)Natürliche Hintergrundstrahlung in Reiseflughöhe [ 64 ] [ b ]
(46mSv/a)5.19μSv/h MittelwertNeben dem Kernkraftwerk Tschernobyl, vor der Installation des neuen Sarkophags im November 2016 [ 65 ]
130mSv/a(15μSv/h Mittelwert)Umgebungsfeld im Inneren des am stärksten radioaktiven Hauses in Ramsar, Iran [ 66 ] [ c ]
(350mSv/a)39,8μSv/h MittelwertIm Inneren der „Klaue“ von Tschernobyl [ 67 ]
(800mSv/a)90μSv/hNatürliche Strahlung an einem Monazitstrand in der Nähe von Guarapari , Brasilien. [ 68 ]
(9Sv/a)1mSv/hDefinition der NRC für einen Bereich mit hoher Strahlung in einem Kernkraftwerk, der einen Maschendrahtzaun rechtfertigt [ 69 ].
(17–173Sv/a)2–20mSv/hTypische Dosisleistung für die aktivierte Reaktorwand in möglichen zukünftigen Fusionsreaktoren nach 100 Jahren. [ 70 ] Nach etwa 300 Jahren Zerfall würde der Fusionsabfall dieselbe Dosisleistung wie Kohlenasche erzeugen , wobei das Volumen des Fusionsabfalls naturgemäß um Größenordnungen geringer ist als das von Kohlenasche. [ 71 ] Die unmittelbar vorhergesagte Aktivierung beträgt 90 M Gy /a.
(1.7kSv/a)190mSv/hDie höchste gemessene radioaktive Belastung durch den Fallout der Trinity-Bombe wurde 32 km (20 Meilen) entfernt, 3 Stunden nach der Detonation, festgestellt. [ 72 ] [ c ]
(2.3MSv/a)270Sv/hTypischer Druckwasserreaktor- Abfall nach 10 Jahren Abkühlung, ohne Abschirmung und ohne Abstand. [ 73 ]
(4.6–5.6MSv/a)530–650Sv/hDie Strahlungswerte im Inneren des Primärbehälters des zweiten Siedewasserreaktors des Kernkraftwerks Fukushima im Februar 2017, sechs Jahre nach einer vermuteten Kernschmelze . [ 74 ] [ 75 ] [ 76 ] [ 77 ] [ 78 ] In dieser Umgebung dauert es zwischen 22 und 34 Sekunden, bis eine mittlere letale Dosis (LD 50 /30) erreicht ist.

Anmerkungen zu den Beispielen:

  1. Die angegebenen Werte werden maßgeblich durch eine Folgedosis bestimmt, die sich über einen längeren Zeitraum allmählich in eine effektive Dosis umwandelt. Daher muss die tatsächliche akute Dosis niedriger sein, jedoch werden Folgedosen in dem Jahr, in dem die Radioisotope in den Körper aufgenommen werden, üblicherweise als akute Dosen angesetzt.
  2. ^ Die Dosisleistung, der Flugbesatzungen ausgesetzt sind, hängt stark von den für Protonen und Neutronen gewählten Strahlungswichtungsfaktoren ab, die sich im Laufe der Zeit verändert haben und weiterhin umstritten sind.
  3. Die angegebenen Werte schließen jegliche Folgedosis durch in den Körper aufgenommene Radioisotope aus. Daher wäre die Gesamtstrahlendosis höher, sofern kein Atemschutz verwendet würde .

Geschichte

Das Sievert hat seinen Ursprung im Röntgenäquivalent Mann (rem), das von den CGS-Einheiten abgeleitet wurde . Die Internationale Kommission für Strahlungseinheiten und -messungen (ICRU) förderte in den 1970er Jahren die Umstellung auf einheitliche SI-Einheiten [ 79 ] und kündigte 1976 an, eine geeignete Einheit für die Äquivalentdosis entwickeln zu wollen [ 80 ] . Die ICRP kam der ICRU zuvor und führte das Sievert bereits 1977 ein [ 81 ].

Das Sievert wurde 1980 vom Internationalen Komitee für Maß und Gewicht (CIPM) eingeführt, fünf Jahre nach der Einführung des Gray. Das CIPM veröffentlichte 1984 eine Erklärung mit Empfehlungen zur Verwendung des Sieverts anstelle des Gray. Diese Erklärung wurde 2002 aktualisiert, um sie an die 1990 geänderte Definition der Äquivalentdosis der ICRP anzugleichen. Die ICRP hatte 1990 die Äquivalentdosis eingeführt, den Qualitätsfaktor (Q) in Strahlungswichtungsfaktor (W<sub> R</sub> ) umbenannt und einen weiteren Wichtungsfaktor „N“ gestrichen. Das CIPM strich 2002 ebenfalls den Wichtungsfaktor „N“ aus seiner Erklärung, behielt aber ansonsten die alte Terminologie und die Symbole bei. Diese Erklärung findet sich nur im Anhang der SI-Broschüre und ist nicht Bestandteil der Definition des Sieverts. [ 82 ]

Übliche SI-Nutzung

Das Sievert ist nach Rolf Maximilian Sievert benannt . Wie bei jeder SI- Einheit, die nach einer Person benannt ist, beginnt ihr Symbol mit einem Großbuchstaben (Sv). In ausgeschriebener Form folgt es jedoch den Regeln für die Großschreibung von Substantiven ; das heißt, „Sievert“ wird am Satzanfang und in Titeln großgeschrieben, ansonsten aber klein.

Häufig verwendete SI-Präfixe sind Millisievert (1 mSv = 0,001 Sv) und Mikrosievert (1 μSv = 0,000001 Sv). Gängige Einheiten für die zeitliche Ableitung oder Dosisleistungsangaben auf Messgeräten und Warnhinweisen zum Strahlenschutz sind μSv/h und mSv/h. Grenzwerte und chronische Dosen werden oft in mSv/a oder Sv/a angegeben, wobei sie als Jahresmittelwert verstanden werden. In vielen Arbeitssituationen kann die stündliche Dosisleistung kurzzeitig um ein Vielfaches höher liegen, ohne die Jahresgrenzwerte zu überschreiten. Die Umrechnung von Stunden in Jahre variiert aufgrund von Schaltjahren und Expositionsplänen, aber ungefähre Umrechnungsfaktoren sind:

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

Die Umrechnung von Stunden- auf Jahreswerte wird zusätzlich durch saisonale Schwankungen der natürlichen Strahlung, den Zerfall künstlicher Strahlungsquellen und die zeitweilige Nähe zwischen Menschen und Strahlungsquellen erschwert. Die ICRP verwendete einst feste Umrechnungstabellen für die berufsbedingte Strahlenexposition, diese wurden jedoch in neueren Dokumenten nicht mehr verwendet: [ 83 ]

8 Stunden = 1 Tag
40 Stunden = 1 Woche
50 Wochen = 1 Jahr

Daher gilt für berufsbedingte Expositionen in diesem Zeitraum:

1 mSv/h = 2 Sv/a
500 μSv/h = 1 Sv/a

Mengen ionisierender Strahlung

Grafik zur Darstellung der Zusammenhänge zwischen Radioaktivität und nachgewiesener ionisierender Strahlung

Die folgende Tabelle zeigt Strahlungsgrößen in SI- und Nicht-SI-Einheiten:

Größen im Zusammenhang mit ionisierender Strahlung
Menge Einheit Symbol Ableitung Jahr SI- Äquivalent
Aktivität ( A ) BecquerelBq s −11974 SI-Einheit
CurieCi 3,7 × 10 10  s −11953 3,7 × 10 10  Bq
RutherfordStraße 10 6  s −11946 1.000.000  Bq ​​
Belichtung ( X ) Coulomb pro KilogrammC/kg C⋅kg −1 Luft 1974 SI-Einheit
RöntgenR esu /0,001 293  g Luft 1928 2,58 × 10 −4  C/kg
Absorbierte Dosis ( D ) grauGy J ⋅kg −11974 SI-Einheit
Erg pro Gramm erg/g erg⋅g −11950 1,0 × 10 −4  Gy
RadRad 100 erg⋅g −11953 0,010 Gy
Äquivalente Dosis ( H ) SievertSv J⋅kg −1 × W R1977 SI-Einheit
Röntgenäquivalent Mannrem 100 erg⋅g −1 × W R1971 0,010 Sv
Effektive Dosis ( E ) SievertSv J⋅kg −1 × W R × W T1977 SI-Einheit
Röntgenäquivalent Mannrem 100 erg⋅g −1 × W R × W T1971 0,010 Sv

Obwohl die Atomaufsichtsbehörde der Vereinigten Staaten die Verwendung der Einheiten Curie , Rad und Rem neben den SI-Einheiten zulässt, [ 84 ] verlangten die europäischen Maßeinheitenrichtlinien der Europäischen Union , dass deren Verwendung für „Zwecke der öffentlichen Gesundheit ...“ bis zum 31. Dezember 1985 schrittweise eingestellt werden sollte. [ 85 ]

Rem-Äquivalenz

Eine ältere Einheit für die Dosisäquivalenz ist das Rem [ 86 ] , das in den Vereinigten Staaten noch immer häufig verwendet wird. Ein Sievert entspricht 100 Rem.

100 .0000 rem=100.000,0 mrem​= 1 Sv =1.000000 Sv​=1000.000 mSv​=1.000.000 μSv
1,0000 rem​=1000 .0 mrem= 1 Rem =0,01 0000 Sv=10.000 mSv​=10000 μSv
0,1 000 rem=100,0 mrem​= 1 mSv =0,001 000 Sv=1.000 mSv​=1000 μSv
0,001 0 rem=1,0 mrem​= 1 mrem =0,00001 0 Sv=0,01 0 mSv=10 μSv
0,0001 rem=0,1 mrem= 1 μSv =0,000001 Sv=0,001 mSv=1 μSv

Siehe auch

Erläuterungen

  1. ^ Bitte beachten Sie, dass es zwei Nicht-SI-Einheiten gibt, die die gleiche Abkürzung Sv verwenden: den Sverdrup und den Svedberg .

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