Ver el código de «Sievert»

{{otros usos|Sv|otros usos de Sv}}
{{Ficha de unidad
|nombre      = ''Sievert''
|imagen           = 展望の宿 天神 2016 (26182596995).jpg
|tamaño de imagen = 
|pie de imagen    = Visualización de la [[radiactividad natural]] en un hotel de [[Naraha (fukushima)|Naraha]], Japón, mostrando la tasa de dosis en microsieverts por hora, cinco años después del desastre de Fukushima.
|estándar    =	[[Unidades derivadas del Sistema Internacional]]
|magnitud    = Efecto de las radiaciones ionizantes sobre la salud ([[Dosis equivalente]]) 
|símbolo     = '''Sv'''
|nombradapor = [[Rolf Sievert]]
|denominacion= Masa
|unidad1     = [[Unidades básicas del Sistema Internacional]]
|enunidad1   = [[metro|m]]<sup>2</sup>⋅[[segundo|s]]<sup>−2</sup>
|unidad2     = Energía absorbida por la masa 
|enunidad2   = [[julio (unidad)|J]]&sdot;[[kilogramo|kg]]<sup>−1</sup>
|unidad3     = Unidades [[Sistema Cegesimal de Unidades|CGS]] (no-SI)
|enunidad3   = 100 [[rem (física)|rem]]
}}

El '''''sievert'''''<ref>{{cita DRAE|sievert|fechaacceso=21 de marzo de 2015}}</ref> es la unidad de equivalencia de dosis de [[radiación ionizante]] del [[Sistema Internacional de Unidades]] (SI), igual al [[Julio (unidad)|julio]] por kilogramo (símbolo: '''Sv'''). Es una medida del efecto sobre la salud de bajos niveles de radiación ionizante en el cuerpo humano. El sievert es de importancia en [[dosimetría]] y [[protección radiológica]], y lleva el nombre de [[Rolf Maximilian Sievert]], un físico médico [[Suecia|sueco]] reconocido por su trabajo en la medición de la dosis de radiación y la investigación de los efectos biológicos de la radiación.

Un Sv es equivalente a un [[Joule (unidad)|julio]] por cada [[kilogramo]] (J/kg). Esta unidad da un valor numérico con el que se pueden cuantificar los efectos no estocásticos o determinísticos de las radiaciones ionizantes.

El sievert se utiliza para cantidades de dosis de radiación tales como [[dosis equivalente]] y [[Dosis efectiva (radiobiología)|dosis efectiva]], que representan el riesgo de radiación externa de fuentes externas al cuerpo, y [[dosis comprometida]], que representa el riesgo de irradiación interna debido a sustancias radiactivas inhaladas o ingeridas. El sievert pretende representar el riesgo [[estocástico]] para la salud, que para la evaluación de la dosis de radiación se define como la probabilidad de [[cáncer inducido por la radiación]] y el daño genético. Un sievert lleva consigo una probabilidad del 5,5% de desarrollar cáncer basado en el [[modelo lineal sin umbral]].<ref name="ICRP103" /><ref>El CIPR dice, «En el rango de dosis bajas, por debajo de 100 mSv, es científicamente plausible asumir que la incidencia de cáncer o los efectos hereditarios aumentarán en proporción directa a un aumento en la dosis equivalente en los órganos y tejidos relevantes». Publicación de la CIPR 103 párrafo 64</ref>

Para permitir la consideración del riesgo estocástico para la salud, se realizan cálculos para convertir la cantidad física [[dosis absorbida]] en [[dosis equivalente]] y [[Dosis efectiva (radiobiología)|dosis efectiva]], cuyos detalles dependen del tipo de radiación y del contexto biológico. Para las aplicaciones en la evaluación de la protección contra las radiaciones y la dosimetría, la [[Comisión Internacional de Protección Radiológica]] (CIPR) y [[Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación]] (ICRU) han publicado recomendaciones y datos que se utilizan para calcularlas. Estos son objeto de una revisión continua, y se aconsejan cambios en los "Informes" formales de esos órganos.

Convencionalmente, el sievert no se utiliza para altas tasas de dosis de radiación que producen efectos determinísticos, que es la gravedad del daño tisular agudo que es seguro que ocurra, como el [[síndrome de irradiación aguda]]; estos efectos se comparan con la cantidad física [[dosis absorbida]] medida por la unidad [[Gray (unidad)|gray]] (Gy).<ref>Informe 103 de CIPR para 104 y 105</ref>

Su diferencia con el gray (unidad de la [[dosis absorbida]]) es que el Sievert está corregido por el daño biológico que producen las radiaciones, mientras que el [[gray (unidad)|gray]] mide la energía absorbida por un material.

== Definición ==

=== Definición del sievert del CIPM ===

La definición de SI dada por el [[CIPM|Comité Internacional de Pesos y Medidas (CIPM)]] dice:

:&nbsp;’'«La cantidad equivalente a la dosis ''H'' es el producto de la dosis absorbida ''D'' de radiación ionizante y del factor sin dimensión ''Q'' (factor de calidad) definido en función de la [[transferencia lineal de energía]] por la [[Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación|ICRU]]».''

:&nbsp;''H'' = ''Q'' × ''D''<ref name="CIPM, 2002: Recommendation 2">{{citation|título=CIPM, 2002: Recommendation 2|url=http://www.bipm.org/en/CIPM/db/2002/2/|publisher=BIPM|year=2000}}</ref>

El valor de ''Q''' no está definido por CIPM, pero requiere el uso de las recomendaciones pertinentes de la ICRU para proporcionar este valor.

El CIPM también dice que:
:&nbsp;''«para evitar cualquier riesgo de confusión entre la dosis absorbida ''D'' y la dosis equivalente ''H'', deben utilizarse los nombres especiales de las unidades respectivas, es decir, el nombre gray en lugar de joules por kilogramo para la unidad de dosis absorbida ''D'' y el nombre sievert en lugar de joules por kilogramo para la unidad de dosis equivalente ''H’'».<ref name="CIPM, 2002: Recommendation 2"/>''

En resumen:

'''El gray''' - cantidad ''D''
:1&nbsp;Gy = 1&nbsp;julio/kilogramo - una cantidad física. 1&nbsp;Gy es el depósito de un julio de energía de radiación por kg de materia o tejido.

'''El sievert''' - cantidad ''H''
:1&nbsp;Sv = 1&nbsp;julio/kilogramo - un efecto biológico. El sievert representa el efecto biológico equivalente del depósito de un julio de energía de radiación en un kilogramo de tejido humano. La equivalencia con la dosis absorbida se indica mediante Q.

=== Definición del sievert del ICRP/CIPR ===
La definición de la [[Comisión Internacional de Protección Radiológica|Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP)]] (también conocida como CIPR) del sievert es:<ref name="ICRP publication 103 - Glossary">ICRP publication 103 - Glossary.</ref>
: ‘'«El sievert es el nombre especial para la unidad SI de dosis equivalente, dosis efectiva y cantidades de dosis operativa. La unidad es julio por kilogramo».''

El sievert se utiliza para una serie de cantidades de dosis que se describen en el presente artículo y que forman parte del sistema internacional de protección radiológica concebido y definido por la ICRP y la ICRU.

== Cantidades de dosis externas ==
[[Archivo:Dose quantities and units.png|thumb|400px|Cantidades de dosis de radiación externa utilizadas en la protección radiológica]]
El sievert se utiliza para representar los efectos estocásticos de la radiación ionizante externa en el tejido humano. Las dosis de radiación recibidas se miden en la práctica con instrumentos radiométricos y [[dosímetro]]s y se denominan cantidades operacionales. Para relacionar estas dosis reales recibidas con los probables efectos sobre la salud, se han desarrollado cantidades de protección para predecir los probables efectos sobre la salud utilizando los resultados de grandes estudios epidemiológicos. En consecuencia, esto ha requerido la creación de una serie de cantidades de dosis diferentes dentro de un sistema coherente desarrollado por la ICRU en colaboración con la ICRP.

Las cantidades de dosis externas y sus relaciones se muestran en el diagrama adjunto. La ICRU es la principal responsable de las cantidades de dosis operativas, basadas en la aplicación de la metrología de las radiaciones ionizantes, y la ICRP es la principal responsable de las cantidades de protección, basadas en la modelización de la absorción de dosis y la sensibilidad biológica del cuerpo humano.

=== Convenciones de nombramiento ===
Las cantidades de dosis de ICRU/ICRP tienen propósitos y significados específicos, pero algunos usan palabras comunes en un orden diferente. Puede haber confusión entre, por ejemplo, ''dosis equivalente'' y ''equivalente de dosis’'.

Aunque la definición del CIPM establece que la función de transferencia lineal de energía (Q) del ICRU se utiliza para calcular el efecto biológico, la ICRP en 1990<ref>publicación ICRP 60 publicado en 1991</ref> desarrolló las cantidades de dosis «de protección», dosis «efectiva» y dosis «equivalente» que se calculan a partir de modelos computacionales más complejos y se distinguen por no tener la frase ''dosis equivalente'' en su nombre. Solo las cantidades de dosis operativas que todavía utilizan Q para el cálculo conservan la frase «equivalente de dosis». Sin embargo, existen propuestas conjuntas ICRU/ICRP para simplificar este sistema mediante cambios en las definiciones de dosis operativas para armonizarlas con las de las cantidades de protección. Estos se esbozaron en el tercer Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015, y si se implementan harían más lógicos los nombres de las cantidades operativas introduciendo «dosis a la lente del ojo» y «dosis a la piel local» como ''dosis equivalentes''.<ref name="endo" />

En los [[Estados Unidos]] hay cantidades de dosis con diferentes nombres que no forman parte de la nomenclatura de la ICRP.<ref>[http://www.wmsym.org/archives/2009/pdfs/9444.pdf "The confusing world of radiation dosimetry"] {{Wayback|url=http://www.wmsym.org/archives/2009/pdfs/9444.pdf |date=20161221205248 }} - M.A. Boyd, U.S. Environmental Protection Agency 2009. An account of chronological differences between US and ICRP dosimetry systems.</ref>

=== Cantidades físicas ===
Se trata de cantidades físicas directamente medibles en las que no se han tenido en cuenta los efectos biológicos. Radiación [[fluencia]] es el número de partículas de radiación que inciden por unidad de área por unidad de tiempo, [[Kerma (física)|kerma]] es el efecto ionizante en el aire de los [[rayos gamma]] y [[rayos X]] y se utiliza para la calibración de instrumentos, y la dosis absorbida es la cantidad de energía de radiación depositada por unidad de masa en la materia o tejido bajo consideración.

=== Cantidades operacionales ===
Las cantidades operacionales se miden en la práctica, y son el medio de medir directamente la absorción de dosis debido a la exposición, o predecir la absorción de dosis en un entorno medido. De este modo, se utilizan para el control práctico de la dosis, proporcionando una estimación o límite superior para el valor de las cantidades de protección relacionadas con una exposición. También se utilizan en la normativa práctica y en las directrices.<ref>publicación ICRP 103, parágrafo B147</ref>

La calibración de dosímetros individuales y de área en campos de fotones se realiza midiendo la colisión "kerma del aire libre en el aire" en condiciones de equilibrio de electrones secundarios. A continuación, se obtiene la cantidad operativa adecuada aplicando un coeficiente de conversión que relaciona el kerma del aire con la cantidad operativa adecuada. Los coeficientes de conversión para la radiación de fotones son publicados por el ICRU.<ref>''Measurement of H*(10) and Hp(10) in Mixed High-Energy Electron and Photon Fields'''. E. Gargioni, L. Büermann y H.-M. Kramer Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB), D-38116 Braunschweig, Alemania</ref>

Se utilizan "fantomas" simples (no antropomórficos) para relacionar las cantidades operativas con la irradiación de aire libre medida. El fantasma de esfera ICRU se basa en la definición de un material ICRU equivalente a 4 elementos tisulares que realmente no existe y no puede ser fabricado.<ref>"Operational Quantities for External Radiation Exposure, Actual Shortcomings and Alternative Options", G. Dietze, D. T. Bartlett, N.E. Hertel, given at IRPA 2012, Glasgow, Scotland. May 2012</ref> La esfera ICRU es una esfera "equivalente de tejido" teórico de 30&nbsp;cm de diámetro compuesta por un material con una densidad de 1 g·cm<sup>−3</sup> y una composición de masa de 76,2% de oxígeno, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrógeno y 2,6% de nitrógeno. Este material está especificado para aproximarse lo más posible al tejido humano en sus propiedades de absorción. Según la ICRP, la "esfera fantasma" de la ICRU en la mayoría de los casos se aproxima adecuadamente al cuerpo humano en lo que se refiere a la dispersión y atenuación de los campos de radiación penetrantes bajo consideración.<ref>publicación del ICRP 103, párrafo B159</ref> Por lo tanto, la radiación de una determinada fluencia de energía tendrá aproximadamente la misma deposición de energía dentro de la esfera que la que tendría en la masa equivalente de tejido humano.<ref name="IAEACalibration" />

Para permitir la retrodispersión y la absorción del cuerpo humano, la "placa fantasma" se utiliza para representar el torso humano para la calibración práctica de los dosímetros de todo el cuerpo. La losa fantasma es {{nowrap|300 mm × 300 mm × 150 mm}} de profundidad para representar el torso humano.<ref name="IAEACalibration" />

Las propuestas conjuntas ICRU/ICRP esbozadas en el tercer Simposio Internacional sobre Protección Radiológica en octubre de 2015 para cambiar la definición de las cantidades operativas no cambiarían el uso actual de los fantasmas de calibración o los campos de radiación de referencia.<ref name="endo" />

=== Cantidades de protección ===
Las cantidades de protección son modelos calculados y se utilizan como "cantidades límite" para especificar los límites de exposición a fin de garantizar, en palabras de la ICRP, "que la aparición de efectos estocásticos sobre la salud se mantenga por debajo de niveles inaceptables y que se eviten las reacciones de los tejidos".<ref name="IAEACalibration">{{citation|título=Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P074_scr.pdf|publisher=IAEA|series=Safety Reports Series 16|isbn=978-92-0-100100-9|quote=En 1991, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) [7] recomendó un sistema revisado de limitación de dosis, incluida la especificación de ''cantidades límite'' primarias a efectos de protección radiológica. Estas cantidades de protección son esencialmente inconmensurables|year=2000}}</ref><ref>ICRP publication 103, paragraph 112</ref><ref>ICRP publication 103, paragraph B50</ref> Estas cantidades no pueden medirse en la práctica, pero sus valores se derivan de modelos de dosis externas a órganos internos del cuerpo humano, utilizando [[Fantas computacional humano|fantasmas antropomórficos]]. Se trata de modelos computacionales 3D del cuerpo que tienen en cuenta una serie de efectos complejos, como la autoprotección del cuerpo y la dispersión interna de la radiación. El cálculo comienza con la dosis absorbida por el órgano y luego se aplican factores de radiación y de ponderación tisular.

Dado que las magnitudes de protección no pueden medirse en la práctica, deben utilizarse las magnitudes operativas para relacionarlas con las respuestas prácticas de los instrumentos de radiación y los dosímetros.

=== Respuesta al instrumento y a la dosimetría ===
Esta es una lectura real obtenida de un monitor de dosis ambiental [[rayos gamma|gama]], o de un [[dosímetro]] personal. Estos instrumentos se calibran utilizando técnicas de metrología de radiaciones que los relacionan con una norma nacional de radiación y, por lo tanto, con una cantidad operativa. Las lecturas de los instrumentos y los dosímetros se utilizan para prevenir la captación de dosis excesivas y para proporcionar registros de la captación de dosis a fin de cumplir la legislación sobre seguridad radiológica, como en la [[UK]], la [[Ionising Radiations Regulations 1999]].

== Cálculo de las cantidades de dosis de protección ==
[[Archivo:SI Radiation dose units.png|thumb|400px|Gráfico que muestra la relación de las cantidades de «dosis de protección» en unidades de [[Sistema internacional de unidades|SI]]]]
El sievert se utiliza en la protección radiológica externa para la [[dosis equivalente]] (la fuente externa, los efectos de la exposición de todo el cuerpo, en un campo uniforme), y la [[Dosis efectiva (radiobiología)|dosis efectiva]] (que depende de las partes del cuerpo irradiadas).

Estas cantidades de dosis son promedios ponderados de dosis absorbidas diseñados para ser representativos de los efectos [[estocástico]]s de la radiación sobre la salud, y el uso del sievert implica que se ha aplicado los [[Eficacia biológica relativa|factores de ponderación]] apropiados a la dosis absorbida (expresado en grays).<ref name="ICRP103">{{Cita publicación|url=http://www.icrp.org/publication.asp?id=ICRP%20Publication%20103|título=The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection|journal=Annals of the ICRP|volume=37|issue=2–4|accessdate=17 May 2012|isbn=978-0-7020-3048-2|year=2007|series=ICRP publication 103|author1=Icrp}}</ref>

El cálculo de la ICRP proporciona dos factores de ponderación para permitir el cálculo de las magnitudes de protección.
:&nbsp;1. El factor de radiación ''W''<sub>''R''</sub>, que es específico para el tipo de radiación ''R'''– Esto se utiliza para calcular la dosis equivalente ''H''<sub>''T''</sub>, que puede ser para todo el cuerpo o para órganos individuales.
:&nbsp;2. El factor de ponderación del tejido ''W''<sub>''T''</sub>, que es específico para el tipo de tejido T que se irradia. Esto se utiliza con ''W''<sub>''R''</sub> para calcular las dosis de los órganos contribuyentes para llegar a una dosis efectiva ''E'' para la irradiación no uniforme.

Cuando se irradia uniformemente todo el cuerpo, solo se utiliza el factor de ponderación de la radiación ''W''<sub>''R''</sub>, y la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente para todo el cuerpo. Pero si la irradiación de un cuerpo es parcial o no uniforme, el factor tisular ''W''<sub>''T''</sub> se utiliza para calcular la dosis a cada órgano o tejido. Luego se suman para obtener la dosis efectiva. En el caso de la irradiación uniforme del cuerpo humano, estos se suman a 1, pero en el caso de la irradiación parcial o no uniforme, se suman a un valor más bajo en función de los órganos afectados, lo que refleja el menor efecto general sobre la salud. El proceso de cálculo se muestra en el diagrama adjunto. Este enfoque calcula la contribución del riesgo biológico a todo el cuerpo, teniendo en cuenta la irradiación total o parcial, y el tipo o tipos de radiación.
Los valores de estos factores de ponderación se eligen de forma conservadora para que sean mayores que la mayor parte de los valores experimentales observados para los tipos de células más sensibles, sobre la base de promedios de los obtenidos para la población humana.

=== Factor de ponderación del tipo de radiación ''W''<sub>''R''</sub> ===
{{AP|dosis equivalente}}

Dado que los diferentes tipos de radiación tienen diferentes efectos biológicos para la misma energía depositada, un [[Eficacia biológica relativa|factor de ponderación de la radiación]] correctivo ''W<sub>R</sub>'', que depende del tipo de radiación y del tejido diana, se aplica para convertir la dosis absorbida medida en la unidad gray para determinar la dosis equivalente. El resultado es el sievert de la unidad.

{| class="wikitable" style="float:right;"
|+Factores de ponderación de la radiación ''W''<sub>''R''</sub> <br> utilizados para representar la [[eficacia biológica relativa]]<br> según el informe del ICRP 103<ref name=ICRP103 />
|-
! Radiación !! Energía (E) !! ''W''<sub>''R''</sub> (anteriormente ''Q''')
|-
| colspan="2"| [[rayos X]], [[rayos gamma]],<br>[[partícula beta|partículas beta]], [[muon]]s || 1
|-
| rowspan=3 |[[neutrón|neutrones]]|| < 1 MeV || 2.5 + 18.2·e<sup>−[ln(E)]²/6</sup>
|-
| 1 MeV - 50 MeV || 5.0 + 17.0·e<sup>−[ln(2·E)]²/6</sup>
|-
| > 50 MeV || 2.5 + 3.25·e<sup>−[ln(0.04·E)]²/6</sup>
|-
| colspan="2"| [[protón|protones]], [[pion]]es cargados || 2
|-
| colspan="2"| [[partícula alfa|partículas alfa]],<br>[[producto de fisión nuclear]],<br>[[núcleo atomico|núcleos]] pesados. || 20
|}

La dosis equivalente se calcula multiplicando la energía absorbida, promediada por la masa sobre un órgano o tejido de interés, por un factor de ponderación de radiación apropiado al tipo y energía de la radiación. Para obtener la dosis equivalente para una mezcla de tipos de radiación y energías, se toma una suma sobre todos los tipos de dosis de energía de radiación.<ref name="ICRP103" />

:<math>H_T = \sum_R W_R \cdot D_{T,R}\ </math>
dónde
:''H<sub>T</sub>'' es la dosis equivalente absorbida por el tejido ''T''.
:''D''<sub>''T'',''R''</sub> es la dosis absorbida en el tejido ''T'' por tipo de radiación ''R''.
:''W<sub>R</sub>'' es el factor de ponderación de la radiación definido por la regulación
Así, por ejemplo, una dosis absorbida de 1&nbsp;Gy por partículas alfa dará lugar a una dosis equivalente de 20&nbsp;Sv.

[[Archivo:Neutron radiation weighting factor as a function of kinetic energy.gif|thumb|300px|El factor de ponderación de radiación de los neutrones ha sido revisado con el tiempo y sigue siendo polémico (en inglés).]]

Esto puede parecer una paradoja. Implica que la energía del campo de radiación incidente en [[julio (unidad)|julios]] ha aumentado en un factor de 20, violando así las leyes de [[conservación de la energía]]. Sin embargo, este no es el caso. El sievert se utiliza solo para transmitir el hecho de que un gray de partículas alfa absorbidas causaría veinte veces el efecto biológico de un gray de rayos X absorbidos. Es este componente biológico el que se expresa cuando se utilizan los tamices en lugar de la energía real suministrada por la radiación absorbida por el incidente.

=== Factor de ponderación del tipo de tejido ''W''<sub>''T''</sub> ===
{{AP|Dosis efectiva (Radiobiología)}}

El segundo factor de ponderación es el factor tisular ''W''<sub>''T''</sub>, pero solo se utiliza si ha habido irradiación no uniforme de un cuerpo. Si el cuerpo ha sido sometido a una irradiación uniforme, la dosis efectiva es igual a la dosis equivalente para todo el cuerpo, y solamente se utiliza el factor de ponderación de la radiación ''W''<sub>''R''</sub>'. Pero si hay irradiación corporal parcial o no uniforme, el cálculo debe tener en cuenta las dosis individuales de cada órgano recibidas, porque la sensibilidad de cada órgano a la irradiación depende de su tipo de tejido. Esta dosis sumada de solamente los órganos afectados da la dosis efectiva para todo el cuerpo. El factor de ponderación de los tejidos se utiliza para calcular las contribuciones individuales de las dosis de los órganos.

Los valores de la ICRP para ''W''<sub>''T''</sub> se indican en el cuadro que se muestra aquí.

{| class="wikitable"
|+Factores de ponderación para diferentes órganos<ref>UNSCEAR-2008 [http://www.unscear.org/docs/reports/2008/09-86753_Report_2008_Annex_A.pdf Annex A] page 40, table A1, retrieved 2011-7-20</ref>
|-
! rowspan=2 |Órganos !! colspan=3 |Factores de ponderación de los tejidos
|-
! ICRP26<br />1977 !! ICRP60<br />1990<ref name="ICRP60">{{Cita publicación|url=http://www.icrp.org/publication.asp?id=ICRP%20Publication%2060|título=1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection|journal=Annals of the ICRP|volume=21|issue=1–3|accessdate=17 May 2012|isbn=978-0-08-041144-6|year=1991|series=ICRP publication 60|author1=Icrp}}</ref>!! ICRP103<br />2007<ref name="ICRP103" />
|-
| [[Gónadas]] || 0.25 || 0.20 || 0.08
|-
| [[médula ósea]] roja || 0.12 || 0.12 || 0.12
|-
| [[Colon (anatomía)|Colon]] || — || 0.12 || 0.12
|-
| [[Pulmón]] || 0.12 || 0.12 || 0.12
|-
| [[Estómago]] || — || 0.12 || 0.12
|-
| [[Senos]] || 0.15 || 0.05 || 0.12
|-
| [[Vejiga]] || — || 0.05 || 0.04
|-
| [[Hígado]] || — || 0.05 || 0.04
|-
| [[Esófago]] || — || 0.05 || 0.04
|-
| [[Tiroides]] || 0.03 || 0.05 || 0.04
|-
| [[Piel]]|| — || 0.01 || 0.01
|-
| superficie [[hueso|ósea]] || 0.03 || 0.01 || 0.01
|-
| [[Glándulas salivales]] || — || — || 0.01
|-
| [[Cerebro]] || — || — || 0.01
|-
| Resto del cuerpo || 0.30 || 0.05 || 0.12
|-
! Total !! 1.00 !! 1.00 !! 1.00
|}

El artículo sobre [[Dosis efectiva (radiobiología)|dosis efectiva]] da el método de cálculo. La dosis absorbida se corrige primero por el tipo de radiación para dar la dosis equivalente, y luego se corrige para el tejido que recibe la radiación. Algunos tejidos como la médula ósea son particularmente sensibles a la radiación, por lo que se les da un factor de ponderación que es desproporcionadamente grande en relación con la fracción de la masa corporal que representan. Otros tejidos como la superficie ósea dura son particularmente insensibles a la radiación y se les asigna un factor de ponderación desproporcionadamente bajo.

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

== Cantidades operativas ==
Las cantidades operativas se utilizan en aplicaciones prácticas para supervisar e investigar situaciones de exposición externa. Se definen para mediciones operacionales prácticas y evaluación de dosis en el cuerpo.<ref name="ICRP publication 103 - Glossary"/> Se diseñaron tres cantidades de dosis operacionales externas para relacionar las mediciones operacionales del dosímetro y del instrumento con las cantidades de protección calculadas. También se diseñaron dos fantasmas, los fantasmas ICRU "losa" y "esfera", que relacionan estas cantidades con las cantidades de radiación incidente utilizando el cálculo Q(L).

=== Dosis equivalente en el ambiente ===
Se utiliza para la vigilancia de la superficie de las radiaciones penetrantes y suele expresarse como la cantidad ''H''*(10). Esto significa que la radiación es equivalente a la que se encuentra 10&nbsp;mm dentro de la esfera ICRU en la dirección de origen del campo.<ref>ICRP informe 103 párrafos B163 - B164</ref> Un ejemplo de radiación penetrante son los [[rayos gamma]].

=== Dosis equivalente direccional ===
Se utiliza para monitorizar la radiación de baja penetración y suele expresarse como la cantidad ''H'''(0.07). Esto significa que la radiación es equivalente a la que se encuentra a una profundidad de 0,07&nbsp;mm en la esfera ICRU.<ref>ICRP informe 103 párrafos B165- B167</ref> Ejemplos de radiación de baja penetración son las partículas alfa, partículas beta y fotones de baja energía. Esta cantidad de dosis se utiliza para la determinación de dosis equivalentes a, por ejemplo, la piel, la lente del ojo.<ref>{{citation|título=Radiation Protection in Nuclear Medicine|last1=Mattsson|first1=Sören|publisher=Springer Verlag|chapter=Dose Quantities and Units for Radiation Protection|chapter-url=https://www.springer.com/cda/content/document/cda_downloaddocument/9783642311666-c2.pdf|last2=Söderberg|first2=Marcus|isbn=978-3-642-31166-6|doi=10.1007/978-3-642-31167-3|year=2013}}</ref> En la práctica de la protección radiológica, el valor de omega no suele especificarse, ya que, por lo general, la dosis se encuentra como máximo en el punto de interés.

=== Dosis equivalente de dosis personal ===
Esto se utiliza para el monitoreo de dosis individuales, como por ejemplo con un dosímetro personal que se usa en el cuerpo. La profundidad recomendada para la evaluación es de 10&nbsp;mm, lo que da la cantidad ''H''<sub>p</sub>(10).<ref>ICRP report 103 paragraphs B168 - B170</ref>

== Propuestas para cambiar la definición de las cantidades de dosis de protección ==
Con el fin de simplificar los medios de cálculo de las cantidades operativas y ayudar a la comprensión de las cantidades de protección radiológica, el Comité 2 de la ICRP y el Comité 26 del Informe de la ICRU iniciaron en 2010 un examen de los diferentes medios para conseguirlo mediante coeficientes de dosis relacionados con la dosis efectiva o la dosis absorbida.

Específicamente;

:1. Para el control de la zona de la dosis efectiva de todo el cuerpo que sería:
:''H'' = Φ × coeficiente de conversión

La causa de ello es que ''H''<sup>∗</sup>(10) no es una estimación razonable de la dosis efectiva debida a los fotones de alta energía, como resultado de la ampliación de los tipos de partículas y los rangos de energía que se considerarán en el informe 116 de la ICRP. Este cambio eliminaría la necesidad de la esfera ICRU e introduciría una nueva cantidad llamada ''E''<sub>max</sub>.

:2. Para el monitoreo individual, para medir los efectos determinísticos sobre el cristalino y la piel, lo sería:
:''D'' = Φ × coeficiente de conversión para la dosis absorbida.

El motor para ello es la necesidad de medir el efecto determinístico, que se sugiere, es más apropiado que el efecto estocástico. Esto calcularía las cantidades de dosis equivalentes ''H''<sub>lente</sub> y ''H''<sub>piel</sub>.

Esto eliminaría la necesidad de la Esfera ICRU y la función Q-L. Cualquier cambio reemplazaría al informe 51 de la ICRU y a parte del informe 57.<ref name="endo">"Cantidades operativas y nuevo enfoque de la ICRU" - Akira Endo. Tercer Simposio Internacional sobre el Sistema de Protección Radiológica, Seúl, Corea - 20-22 de octubre de 2015 [http://www.icrp.org/docs/icrp2015/18%20Akira%20Endo%202015.pdf]</ref>

En julio de 2017, el ICRU/ICRP emitió un proyecto de informe final para consulta.<ref>[http://www.icrp.org/docs/ICRU%20and%20ICRP%20Draft%20Joint%20Report%20Operational%20Quantities%20for%20External%20Radiation%20Exposure.pdf ICRP draft "Operational Quantities for External Radiation Exposure"] (ingles)</ref>

== Cantidades de dosis internas ==
{{AP|Dosis comprometida}}
El sievert se utiliza para las cantidades de dosis internas humanas en el cálculo de la [[dosis comprometida]]. Se trata de una dosis de radionúclidos que han sido ingeridos o inhalados en el cuerpo humano, y por lo tanto "comprometidos" a irradiar el cuerpo durante un período de tiempo. Los conceptos de cálculo de las magnitudes de protección descritos para las radiaciones externas son aplicables, pero como la fuente de radiación se encuentra dentro del tejido del cuerpo, el cálculo de la dosis de órganos absorbida utiliza diferentes coeficientes y mecanismos de irradiación.

La ICRP define la dosis efectiva comprometida, E(''t'') como la suma de los productos de las dosis comprometidas de órgano o tejido equivalente y los factores de ponderación tisular apropiados ''W''<sub>T</sub>, donde ''t'' es el tiempo de integración en los años siguientes a la ingesta. Se considera que el período de compromiso es de 50 años para los adultos y de 70 años para los niños.<ref name="ICRP publication 103 - Glossary"/>

La ICRP afirma además: "Para la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas se determinan generalmente a partir de una evaluación de la ingesta de radionucleidos a partir de mediciones de bioensayos u otras cantidades (por ejemplo, actividad retenida en el cuerpo o en la excreta diaria). La dosis de radiación se determina a partir de la ingesta utilizando los coeficientes de dosis recomendados".<ref>ICRP publication 103 - Paragraph 144.</ref>

Una dosis comprometida de una fuente interna está destinada a conllevar el mismo riesgo efectivo que la misma cantidad de dosis equivalente aplicada uniformemente a todo el cuerpo desde una fuente externa, o la misma cantidad de dosis efectiva aplicada a una parte del cuerpo.

== Síntomas inmediatos en la salud ==
Síntomas en los humanos a causa de la radiación acumulada durante un mismo día<ref>{{cita web|url=http://www.niehs.nih.gov/health/docs/energy-good-bad.pdf|fechaarchivo=20 de diciembre de 2010|urlarchivo=https://web.archive.org/web/20101220180830/http://www.niehs.nih.gov/health/docs/energy-good-bad.pdf|título=Nuclear Energy: the Good, the Bad, and the Debatable|editorial=National Institutes of Health|fechaacceso=15 de marzo de 2011|deadurl=}}</ref> (los efectos se reducen si el mismo número de Sieverts se acumula en un periodo más largo):
* 0 - 0,25 Sv: Ninguno
* 0,25 - 1 Sv: Algunas personas sienten [[náusea]]s y pérdida de apetito, y pueden sufrir daños en la [[médula ósea]], [[ganglios linfáticos]] o en el [[bazo]].
* 1 - 3 Sv: náuseas entre leves y agudas, pérdida de apetito, [[infección]]{{Refn|1=La radiación reduce el número de glóbulos blancos, por lo que el organismo es más vulnerable a las infecciones|group=nota}}, pérdida de médula ósea más severa, así como daños en ganglios linfáticos, bazo, con recuperación solo probable.
* 3 - 6 Sv: náusea severa, pérdida de apetito, [[hemorragias]], infección, [[diarrea]], descamación, [[esterilidad]], y [[muerte]] si no se trata.
* 6 - 10 Sv: Mismos síntomas, más deterioro del [[sistema nervioso central]]. Muerte probable.
* Más de 10 Sv: [[parálisis]] y muerte.

Síntomas en humanos por radiación acumulada durante un año,<ref>{{cita web|url=http://eq.wide.ad.jp/files_en/110411fukushima_1000_en.pdf|título=Readings at Monitoring Post out of 20 Km Zone of Fukushima Dai-ichi NPP|editorial=Ministry of Education, Culture, Sports, Science MEXT)|urlarchivo=https://web.archive.org/web/20150914220541/http://eq.wide.ad.jp/files_en/110411fukushima_1000_en.pdf|fechaarchivo=14 de septiembre de 2015}}</ref> en milisieverts (1 Sv = 1000 mSv = 1000000 μSv):
* 2.5 mSv: Radiación media anual global.
* 5.5 - 10.2 mSv: Valores naturales medios en [[Guarapari]] (Brasil) y en [[Ramsar (Irán)|Ramsar]] (Irán).<ref>{{cita web|url=http://www.ecolo.org/documents/documents_in_english/ramsar-natural-radioactivity/ramsar.html |título= High Background Radiation Areas of Ramsar, Iran}}</ref> Sin efectos nocivos.
* 6.9 mSv: Escáner CT o TAC. 
* 50 - 250 mSv: Límite para trabajadores de prevención y emergencia, respectivamente.

== Dosis máxima de radiación de los astronautas ==
En los viajes espaciales, y debido a que en el espacio existe radiación a causa del viento solar y de los rayos cósmicos, la NASA tiene la norma por la cual en 10 años de servicio, un astronauta no debería recibir mayor radiación que la que incrementaría en un 3{{esd}}% la probabilidad de sufrir a futuro un cáncer mortal.<ref name="eureka_Eem1">{{cita web|url=http://danielmarin.naukas.com/2015/01/12/lunestetas-la-relacion-entre-las-tetas-y-el-viaje-a-marte/|título=#LunesTetas: La relación entre las tetas y el viaje a Marte (o por qué es más probable que la primera persona en pisar el planeta rojo sea un hombre)|autor=Daniel Marín}}</ref>

Usando esta norma, la NASA calcula la cantidad de radiación máxima que un astronauta debería recibir en 10 años de servicio (basados en cálculos aproximados, sin mucha estadística disponible):<ref name="eureka_Eem1" />

Hombres de 25 años: 0,7{{esd}}Sv; Mujeres de 25 años: 0,4{{esd}}Sv<br>
Hombres de 35 años: 0,9{{esd}}Sv; Mujeres de 35 años: 0,6{{esd}}Sv<br>
Hombres de 45 años: 1,5{{esd}}Sv; Mujeres de 45 años: 0,9{{esd}}Sv<br>
Hombres de 55 años: 2,9{{esd}}Sv; Mujeres de 55 años: 1,6{{esd}}Sv

== Historia ==
El sievert tiene su origen en el [[rem (física)|röntgen equivalent man]] (rem) que deriva de las [[unidades CGS]]. La [[Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación]] (ICRU) promovió un cambio a unidades coherentes de SI en la década de 1970,<ref>{{Cita conferencia|last=Wyckoff|first=H. O.|conference=International Congress of the International Radiation Protection Association|date=Abril de 1977|url=http://www.irpa.net/irpa4/cdrom/VOL.2/P2_101.PDF|accessdate=18 May 2012|location=Paris, France|título=Round table on SI units: ICRU Activities}}</ref> y anunció en 1976 que tenía previsto formular una unidad adecuada para la dosis equivalente.<ref>{{Cita publicación|url=http://bjr.birjournals.org/content/49/581/476.2.full.pdf|título=The New Special Names of SI Units in the Field of Ionizing Radiations|last2=Allisy|first2=A.|date=May 1976|journal=British Journal of Radiology|volume=49|issue=581|pages=476–477|accessdate=18 May 2012|issn=1748-880X|doi=10.1259/0007-1285-49-581-476-b|pmid=949584|last3=Lidén|first3=K.|last=Wyckoff|first=H. O.}}</ref> La ICRP se adelantó a la ICRU introduciendo el sievert en 1977.<ref name="ICRP26">{{Cita publicación|url=http://www.icrp.org/publication.asp?id=ICRP%20Publication%2026|título=Recommendations of the ICRP|journal=Annals of the ICRP|volume=1|issue=3|accessdate=17 May 2012|year=1977|series=ICRP publication 26}}</ref>

El sievert fue adoptado por el [[Comité Internacional de Pesos y Medidas]] (CIPM) en 1980, cinco años después de adoptar el gray. El CIPM emitió entonces una explicación en 1984, recomendando cuándo se debe usar el sievert en lugar del gray. Esta explicación se actualizó en 2002 para acercarla a la definición de dosis equivalente de la ICRP, que había cambiado en 1990. Específicamente, la ICRP había introducido dosis equivalentes, renombro el factor de calidad (Q) como factor de ponderación de la radiación (W<sub>R</sub>), y redujo otro factor de ponderación 'N' en 1990. En 2002, el CIPM también eliminó el factor de ponderación 'N' de su explicación, pero mantuvo otros términos y símbolos antiguos. Esta explicación solo aparece en el apéndice del folleto del SI y no forma parte de la definición del sievert.<ref name="SI">{{citation | author = International Bureau of Weights and Measures | authorlink = International Bureau of Weights and Measures | year = 2006 | url = http://www.bipm.org/utils/common/pdf/si_brochure_8_en.pdf | title = The International System of Units (SI) | edition = 8th | isbn = 92-822-2213-6 | page = | pages = }}</ref>

== Efectos sobre la salud ==
La radiación ionizante tiene efectos [[determinista]] y [[estocástico]] sobre la salud humana. Los eventos deterministas (efecto tisular agudo) ocurren con certeza, con las condiciones de salud resultantes en cada individuo que recibió la misma dosis alta. Los [[Estocástico]]s (inducción del cáncer y eventos genéticos) son intrínsecamente [[aleatorios]], con la mayoría de los individuos en un grupo que no exhiben ningún [[causal]] efecto negativo para la salud después de la exposición, mientras que una minoría aleatoria indeterminada lo hace, a menudo con los sutiles efectos negativos para la salud que resultan siendo observables solo después de grandes estudios detallados [[epidemiológia|epidemiológicos]].

El uso del sievert implica que solamente se consideran los efectos estocásticos, y para evitar confusiones se comparan convencionalmente los efectos determinísticos con los valores de dosis absorbida expresados por la unidad SI gray (Gy).

=== Efectos estocásticos ===
Los efectos estocásticos son aquellos que ocurren al azar, como [[cáncer inducido por la radiación]]. El consenso de los reguladores nucleares, los gobiernos y el [[UNSCEAR]] es que la incidencia de cánceres debido a la radiación ionizante puede ser modelada de manera lineal con [[dosis efectiva (radiobiologia)|dosis efectiva]] a una tasa de 5.5% por sievert.<ref name="ICRP103" /> Esto se conoce como el [[modelo lineal sin umbral]] (modelo LNT). Algunos comentaristas como la Academia Francesa de Ciencias argumentan que este modelo de LNT está obsoleto y debería ser reemplazado por un umbral por debajo del cual los procesos celulares naturales del cuerpo reparan el daño y/o reemplazan las células dañadas.<ref>2005, ''Dose-effect relationships and...''Tubiana, M. and Aurengo, A. Académie des Sciences & Académie Nationale de Médecine. (2005) www.researchgate.net/publication/277289357) and Oxford University (Wade Allison), 2015, Nuclear is for Life, pp79–80, {{ISBN|978-0-9562756-4-6}}</ref> Existe un acuerdo general de que el riesgo es mucho mayor para los bebés y los fetos que para los adultos, más alto para los de mediana edad que para los mayores, y más alto para las mujeres que para los hombres, aunque no existe un consenso cuantitativo al respecto.<ref name="peck">{{cita web|url=http://www.imagewisely.org/Imaging-Professionals/Medical-Physicists/Articles/How-to-Understand-and-Communicate-Radiation-Risk.aspx|título=How to Understand and Communicate Radiation Risk|accessdate=18 May 2012|last=Peck|first=Donald J.|publisher=Image Wisely|archive-url=https://web.archive.org/web/20101208060102/http://www.imagewisely.org/Imaging-Professionals/Medical-Physicists/Articles/How-to-Understand-and-Communicate-Radiation-Risk.aspx|archive-date=8 de noviembre de 2010|dead-url=yes|last2=Samei|first2=Ehsan}}</ref><ref name="UNSCEAR">{{Cita libro|author=United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation|year=2008|publisher=United Nations|location=New York|isbn=978-92-1-142263-4|url=http://www.unscear.org/unscear/en/publications.html|accessdate=18 May 2012|título=Effects of ionizing radiation: UNSCEAR 2006 report to the General Assembly, with scientific annexes}}</ref>

=== Efectos determinados ===
[[Archivo:Effectofselfrepair.svg|right|250px|thumb|Gráfico que representa el efecto de [[fraccionamiento de dosis]] sobre la capacidad de [[rayos gamma]] para causar la muerte celular. La línea azul es para las células a las que no se les dio la oportunidad de recuperarse; la radiación se administró en una sesión; la línea roja es para las células a las que se les permitió permanecer de pie durante un tiempo y recuperarse. Con la pausa en el parto confiriendo [[radiorresistencia]].]]
Los efectos determinísticos (daño tisular agudo) que pueden conducir a [[síndrome de irradiación agudo]] solo se producen en el caso de dosis altas agudas (≳&nbsp;0.1&nbsp;Gy) y tasas de dosis altas (≳&nbsp;0.1&nbsp;Gy/h) y, convencionalmente, no se miden utilizando el sievert unitario, sino que se utiliza la unidad gray (Gy).
Un modelo de riesgo determinístico requeriría diferentes factores de ponderación (aún no establecidos) que los que se utilizan en el cálculo de la dosis equivalente y efectiva.

=== Dosis límites de la ICRP ===

La ICRP recomienda una serie de límites para la asimilación de dosis en la tabla 8 del informe 103. Estos límites son "situacionales", para situaciones planificadas, de emergencia y existentes. Dentro de estas situaciones, se establecen límites para los siguientes grupos;<ref>{{Cita publicación|título=Report 103|last1=ICRP|publicación=|pages=Table 8, section 6.5}}</ref>

* Exposición planificada – límites dados para la exposición ocupacional, médica y pública. 
* Exposición de emergencia – límites de exposición ocupacional y pública 
* Exposición existente – Todas las personas expuestas

Para la exposición ocupacional, el límite es de 50&nbsp;mSv en un solo año con un máximo de 100&nbsp;mSv en un periodo consecutivo de cinco años, y para el público a un promedio de 1&nbsp;mSv (0.001&nbsp;Sv) de dosis efectiva por año, sin incluir las exposiciones médicas y ocupacionales.<ref name="ICRP103" />

A modo de comparación, los niveles naturales de radiación en el interior del Capitolio de los Estados Unidos son tales que un cuerpo humano recibiría una tasa de dosis adicional de 0.85&nbsp;mSv/a, cercana al límite reglamentario, debido al contenido de uranio de la estructura de [[granito]].<ref name="FUSRAP">{{cita web|url=http://www.lrb.usace.army.mil/fusrap/docs/fusrap-fs-radenvironment-2008-09.pdf|título=Radiation in the Environment|accessdate=18 May 2012|last=Formerly Utilized Sites Remedial Action Program|publisher=US Army Corps of Engineers|archive-url=https://web.archive.org/web/20120211162419/http://www.lrb.usace.army.mil/fusrap/docs/fusrap-fs-radenvironment-2008-09.pdf|archive-date=11 de febrero de 2012|dead-url=yes}}</ref> Según el modelo conservador de la ICRP, alguien que pasó 20 años dentro del edificio del Capitolio tendría una posibilidad extra de contraer cáncer, por encima de cualquier otro riesgo existente (calculado como: 20&nbsp;a-20&nbsp;a·0.85&nbsp;mSv/a·0.001&nbsp;Sv/mSv·5.5%/Sv ≈ 0.1%). Sin embargo, ese "riesgo existente" es mucho mayor; un estadounidense promedio tendría un 10% de probabilidad de contraer cáncer durante este mismo período de 20 años, incluso sin ninguna exposición a la radiación artificial (ver [[epidemiología del cáncer]] natural y [[tasas de cáncer]]). Sin embargo, estas estimaciones no tienen en cuenta los mecanismos naturales de reparación de todas las células vivas, evolucionaron durante unos pocos miles de millones de años de exposición a las amenazas químicas y de radiación del medio ambiente que eran mayores en el pasado, y fueron exageradas por la evolución del [[Respiración celular|metabolismo del oxígeno]].

== Ejemplos de dosis ==
{{AP|Órdenes de magnitud (radiación)}}
[[Archivo:027 dose-ranges-sievert.jpg|thumb|Tabla de dosis del Departamento de Energía de Estados Unidos 2010 en tamices para una variedad de situaciones y aplicaciones<ref>{{cita web|url=https://www.nrc.gov/docs/ML1209/ML120970113.pdf|título=Ionizing Radiation Dose Ranges (Rem and Sievert charts)|accessdate=28 de mayo de 2018|date=June 2010|work=[[United States Department of Energy|US Department of Energy]]}}</ref> (en inglés)]]
[[Archivo:Exposure chart-XKCD.svg|thumb|Varias dosis de radiación en siéverts, desde triviales hasta letales, expresadas como áreas comparativas (en inglés)]]
[[Archivo:PIA17601-Comparisons-RadiationExposure-MarsTrip-20131209.png|thumb|200px|right|Comparación de dosis de radiación. Incluye la cantidad detectada en el viaje de la Tierra a Marte por el [[detector de evaluación de radiación|RAD]] en el [[Laboratorio Científico de Marte|MSL]] (2011-2013) (en inglés).<ref name="SCI-20130531a">{{Cita publicación|título=Radiation Will Make Astronauts' Trip to Mars Even Riskier|url=https://archive.org/details/sim_science_2013-05-31_340_6136/page/1031|last1=Kerr|first1=R. A.|date=31 May 2013|journal=[[Science (journal)|Science]]|volume=340|issue=6136|pages=1031|issn=0036-8075|doi=10.1126/science.340.6136.1031|pmid=23723213}}</ref><ref name="ZeitlinHassler2013">{{Cita publicación|título=Measurements of Energetic Particle Radiation in Transit to Mars on the Mars Science Laboratory|url=https://archive.org/details/sim_science_2013-05-31_340_6136/page/1080|last1=Zeitlin|first1=C.|last2=Hassler|first2=D. M.|date=31 May 2013|journal=[[Science (journal)|Science]]|volume=340|issue=6136|pages=1080–1084|bibcode=2013Sci...340.1080Z|issn=0036-8075|doi=10.1126/science.1235989|pmid=23723233|last3=Cucinotta|first3=F. A.|last4=Ehresmann|first4=B.|last5=Wimmer-Schweingruber|first5=R. F.|last6=Brinza|first6=D. E.|last7=Kang|first7=S.|last8=Weigle|first8=G.|last9=Bottcher|first9=S.|last10=Bohm|first10=E.|last11=Burmeister|first11=S.|last12=Guo|first12=J.|last13=Kohler|first13=J.|last14=Martin|first14=C.|last15=Posner|first15=A.|last16=Rafkin|first16=S.|last17=Reitz|first17=G.|displayauthors=1}}</ref><ref name="NYT-20130530">{{Cita noticia|last=Chang|first=Kenneth|url=https://www.nytimes.com/2013/05/31/science/space/data-show-higher-cancer-risk-for-mars-astronauts.html|date=30 May 2013|publisher=New York Times|accessdate=31 May 2013|título=Data Point to Radiation Risk for Travelers to Mars}}</ref><ref name="SN-20130629">{{Cita publicación|url=http://www.sciencenews.org/view/generic/id/350728/description/Mars_trip_would_deliver_big_radiation_dose|título=Mars trip would deliver big radiation dose; Curiosity instrument confirms expectation of major exposures|date=29 de junio de 2013|journal=[[Science News]]|volume=183|issue=13|accessdate=8 de julio de 2013|page=8|doi=10.1002/scin.5591831304|last=Gelling|first=Cristy}}</ref>]]
No es frecuente encontrar dosis significativas de radiación en la vida diaria. Los siguientes ejemplos pueden ayudar a ilustrar las magnitudes relativas; estos son solamente ejemplos, no una lista completa de posibles dosis de radiación. Una "dosis aguda" es aquella que se produce en un período de tiempo corto y finito, mientras que una "dosis crónica" es una dosis que continúa durante un período de tiempo prolongado, de modo que se describe mejor mediante una tasa de dosis.

=== Ejemplos de dosis ===
{|
| style="text-align:right;" | 0.098 || μSv: || [[Dosis equivalente a un plátano]], una unidad ilustrativa de dosis de radiación que representa la medida de la radiación de una típica de bananas.<ref>Lista de correo de [[RadSafe]]: [http://health.phys.iit.edu/extended_archive/9503/msg00074.html publicación original] e [http://health.phys.iit.edu/archives/2011-March/031395.html hilo de seguimiento] FGR11 Discutido</ref><ref group="lower-alpha" name="internal"> Las cifras anotadas están dominadas por una [[dosis comprometida]] que gradualmente se convirtió en dosis efectiva durante un período de tiempo prolongado. Por lo tanto, la verdadera dosis aguda debe ser menor, pero la práctica de la dosimetría estándar es tener en cuenta las dosis comprometidas como agudas en el año en que los radioisótopos se toman en el cuerpo.</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 0.25 || μSv: || Límite de dosis efectiva de una sola inspección de seguridad en un aeropuerto.<ref>{{Cita libro|last=American National Standards Institute|year=2009|url=http://hps.org/documents/securityscreening_ps017-1.pdf|id=ANSI/HPS N43.17|accessdate=31 May 2012|título=Radiation Safety for Personnel Security Screening Systems Using X‐Rays or Gamma Radiation}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 5–10 || μSv: || Un equipo de [[radiografía dental]].<ref>{{Cita libro|last=Hart|first=D.|year=2002|publisher=National Radiological Protection Board|isbn=0 85951 468 4|url=http://cloud.medicalphysicist.co.uk/nrpb_w4.pdf|last2=Wall|first2=B. F.|accessdate=18 May 2012|page=9|título=Radiation Exposure of the UK Population from Medical and Dental X-ray Examinations}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 80 || μSv: || Dosis media (una sola vez) a las personas que estaban dentro de la planta durante el [[accidente de Three Mile Island]].<ref name="ANS-tmi">{{cita web|url=http://www.nuclearconnect.org/what-happened-and-what-didnt-in-the-tmi-2-accident|título=What Happened and What Didn't in the TMI-2 Accident|accessdate=28 de diciembre de 2018|publisher=[[American Nuclear Society]]|archiveurl=https://web.archive.org/web/20041030210238/http://www.ans.org/pi/resources/sptopics/tmi/whathappened.html|archivedate=30 de octubre de 2004|deadurl=yes}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 400–600 || μSv: || [[Mamografía]] de dos vistas, usando factores de ponderación actualizados en 2007.<ref>{{Cita publicación|url=http://radiology.rsna.org/content/257/1/246.full|título=Radiation Doses and Cancer Risks from Breast Imaging Studies|date=Octubre de 2010|journal=Radiology|volume=257|issue=1|pages=246–253|accessdate=18 May 2012|doi=10.1148/radiol.10100570|pmid=20736332|last=Hendrick|first=R. Edward}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 1 || mSv: || U.S. 10 [[Código de Regulaciones Federales|CFR]] § Límite de dosis para miembros individuales del público, total [[Dosis efectiva (radiobiología)|dosis efectiva]] equivalente, [[wikt:per annum|per annum]].<ref name="CFR-20.1301">{{cita web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part020/part020-1301.html|título=NRC: 10 CFR 20.1301 Dose limits for individual members of the public|accessdate=7 de febrero de 2014|publisher=NRC}}</ref>
|- 
| style="text-align:right;"| 1.5–1.7 || mSv: || Dosis anual para las [[Auxiliar de vuelo|azafata]]s.<ref name="GrajewskiWaters2002">{{Cita publicación|url=https://zenodo.org/record/1229076/files/article.pdf|título=Radiation dose estimation for epidemiologic studies of flight attendants|last1=Grajewski|first1=Barbara|last2=Waters|first2=Martha A.|journal=American Journal of Industrial Medicine|volume=41|issue=1|pages=27–37|issn=0271-3586|doi=10.1002/ajim.10018|pmid=11757053|last3=Whelan|first3=Elizabeth A.|last4=Bloom|first4=Thomas F.|year=2002}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 2–7 || mSv: || Fluoroscopia de bario, por ejemplo la [[Serie gastrointestinal superior|comida de bario]], hasta 2 minutos, imágenes de 4-24 puntos.<ref name="wall97">{{Cita publicación|url=http://bjr.birjournals.org/content/70/833/437.full.pdf|título=Revised Radiation Doses for Typical X-Ray Examinations|last2=Hart|first2=D.|journal=The British Journal of Radiology|volume=70|issue=833|pages=437–439|accessdate=18 May 2012|doi=10.1259/bjr.70.833.9227222|pmid=9227222|year=1997|last=Wall|first=B. F.|fechaarchivo=9 de octubre de 2022|urlarchivo=https://ghostarchive.org/archive/20221009/http://bjr.birjournals.org/content/70/833/437.full.pdf|deadurl=yes}} (5,000 patient dose measurements from 375 hospitals)</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 10–30 || mSv: || Un sola [[tomografía axial computarizada]] a todo el cuerpo.<ref name="NEJM-radiation">{{Cita publicación|título=Computed Tomography — an Increasing Source of Radiation Exposure|last1=Brenner|first1=David J.|last2=Hall|first2=Eric J.|journal=New England Journal of Medicine|volume=357|issue=22|pages=2277–2284|doi=10.1056/NEJMra072149|pmid=18046031|year=2007}}</ref><ref name="ctscan">{{Cita publicación|título=Survey of CT techniques and absorbed dose in various Dutch hospitals|url=https://archive.org/details/sim_british-journal-of-radiology_1997-04_70_832/page/367|last1=Van Unnik|first1=J. G.|last2=Broerse|first2=J. J.|journal=The British Journal of Radiology|volume=70|issue=832|pages=367–71|doi=10.1259/bjr.70.832.9166072|pmid=9166072|last3=Geleijns|first3=J.|last4=Jansen|first4=J. T.|last5=Zoetelief|first5=J.|last6=Zweers|first6=D.|year=1997}} (3000 examinations from 18 hospitals)</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 50 || mSv: || U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(1)(i) límite de dosis ocupacional, dosis efectiva total equivalente, por año.<ref name="CFR-20.1201">{{cita web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part020/part020-1201.html|título=NRC: 10 CFR 20.1201 Occupational dose limits for adults|accessdate=7 de febrero de 2014|publisher=NRC}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 68 || mSv: || Dosis máxima estimada para los evacuados que vivían más cerca de los [[accidente nuclear de Fukushima I]].<ref>{{Cita publicación|url=http://www.nature.com/srep/2011/110907/srep00087/full/srep00087.html?WT.ec_id=SREP-639-20111003|título=The time variation of dose rate artificially increased by the Fukushima nuclear crisis|last2=Tokonami|first2=Shinji|journal=Scientific Reports|volume=1|accessdate=19 May 2012|page=87|bibcode=2011NatSR...1E..87H|doi=10.1038/srep00087|pmc=3216573|pmid=22355606|last3=Sorimachi|first3=Atsuyuki|last4=Monzen|first4=Satoru|last5=Osanai|first5=Minoru|last6=Yamada|first6=Masatoshi|last7=Kashiwakura|first7=Ikuo|last8=Akiba|first8=Suminori|year=2011|last=Hosoda|first=Masahiro}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 80 || mSv: || 6 meses de estancia en la [[Estación Espacial Internacional]].
|-
|style="text-align:right;"| 160 || mSv: || Dosis crónica a los pulmones durante un año fumando 1,5 paquetes de cigarrillos al día, principalmente debido a la inhalación de Polonio-210 y Plomo-210.<ref>{{cita web|url=http://www.ors.od.nih.gov/sr/drs/training/GRS/Pages/sectionf.aspx|título=F. Typical Sources of Radiation Exposure|publisher=[[National Institute of Health]]|archiveurl=https://web.archive.org/web/20130613131654/http://www.ors.od.nih.gov/sr/drs/training/GRS/Pages/sectionf.aspx|archivedate=13 de junio de 2013|access-date=20 de junio de 2019|deadurl=yes}}</ref><ref>{{cita web|url=http://www.aradnj.com/radiation2.html|título=título Radiation Risk for Xray and CT exams - dosage chart|date=26 de abril de 2012|website=Aradnj.com|access-date=15 de abril de 2019|fechaarchivo=26 de abril de 2012|urlarchivo=https://web.archive.org/web/20120426011721/http://www.aradnj.com/radiation2.html|deadurl=}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 250 || mSv: || [[Viaje a Marte]] de 6 meses — radiación debido a los rayos cósmicos, que es muy difícil de protegerse contra ellos.
|-
| style="text-align:right;"| 500 || mSv: || U.S. 10 C.F.R. § 20.1201(a)(2)(ii) límite de dosis ocupacional, dosis superficial equivalente a la piel, por año.<ref name="CFR-20.1201"/>
|-
| style="text-align:right;"| 670 || mSv: || La dosis más alta recibida por un trabajador que responde a la emergencia de Fukushima.<ref>{{Cita libro|last=American Nuclear Society|date=Marzo de 2012|chapter-url=http://fukushima.ans.org/report/Fukushima_report.pdf|editor1=Klein, Dale|editor2=Corradini, Michael|accessdate=19 May 2012|chapter=Appendix B|título=Fukushima Daiichi: ANS Committee Report}}</ref><ref group=lower-alpha name="internal" />
|-
| style="text-align:right;"| 1 || Sv: || Máxima exposición a la radiación permitida para los astronautas de la NASA durante su carrera.<ref name="SCI-20130531a"/>
|-
| style="text-align:right;"| 4–5 || Sv: || Dosis necesaria para matar a un humano con un riesgo del 50% en un plazo de 30 días (LD50/30), si la dosis se recibe durante un período de tiempo muy corto.<ref>{{cita web|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/lethal-dose-ld.html|título=Lethal dose (LD)|accessdate=12 de febrero de 2017|website=www.nrc.gov}}</ref><ref>{{cita web|url=https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/l/lethal-dose.htm|título=Lethal dose|fechaacceso=25 de junio de 2019|website=www.euronuclear.org|urlarchivo=https://web.archive.org/web/20180804014252/https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/l/lethal-dose.htm|fechaarchivo=4 de agosto de 2018}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 4.5–6 || Sv: || Dosis agudas fatales durante el [[Accidente radiológico de Goiânia|accidente de Goiânia]].
|-
| style="text-align:right;"| 5.1 || Sv: || Dosis aguda fatal a [[Harry Daghlian]] en el [[accidente de criticidad]] de 1945.<ref name="McLaughlin">{{Cita libro|last1=McLaughlin|first1=Thomas P.|last2=Monahan|first2=Shean P.|last3=Pruvost|first3=Norman L.|last4=Frolov|first4=Vladimir V.|last5=Ryazanov|first5=Boris G.|last6=Sviridov|first6=Victor I.|date=May 2000|publisher=Los Alamos National Laboratory|location=Los Alamos, NM|url=http://www.orau.org/ptp/Library/accidents/la-13638.pdf|accessdate=21 de abril de 2010|pages=74–75|id=LA-13638|título=A Review of Criticality Accidents}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 10–17 || Sv: || Dosis agudas fatales durante el [[Accidentes de Tokaimura|accidente nuclear de Tokaimura]]. Hisashi Ouchi que recibió 17 Sv fue mantenido vivo durante 83 días después del accidente.<ref>{{Cita noticia|url=http://www.japantimes.co.jp/news/1999/12/22/national/jco-worker-succumbs-after-83-days/|access-date=24 de abril de 2016|título=JCO worker succumbs after 83 days}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 21 || Sv: || Dosis aguda fatal a [[Louis Slotin]] en el accidente de criticidad de 1946.<ref name=McLaughlin/>
|-
| style="text-align:right;"| 36 || Sv: || En 1958, la muerte ocurrió dentro de 35 horas.<ref>{{Cita publicación|url=http://library.lanl.gov/cgi-bin/getfile?23-13.pdf|título=The Cecil Kelley Criticality Accident: The Origin of the Los Alamos Human Tissue Analysis Program|journal=[[Los Alamos Science]]|volume=23|pages=250–251|year=1995}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 54 || Sv: || Dosis aguda fatal a [[Boris Korchilov]] en 1961 después de que un sistema de enfriamiento del reactor fallara en el submarino soviético [[K-19]], lo que requirió trabajo en el reactor sin ningún blindaje.<ref>{{cita web|url=http://www.trud.ru/article/21-11-2002/49488_submarina_sberegshaja_mir.html|título=K-19, the Forgotten Sub|accessdate=2 de julio de 2015|last=Dolgodvorov|first=Vladimir|date=Noviembre de 2002|publisher=trud.ru|language=Russian}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 64 || Sv: || La dosis no fatal a [[Albert Stevens]] se extendió a lo largo de 21 años, debido a un [[experimentos de radiación humana|experimento de inyección de plutonio]] de 1945 por doctores que trabajaban secretamente en el [[Proyecto Manhattan]].<ref>{{Cita publicación|url=https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00326640.pdf|título=The Human Plutonium Injection Experiments|last1=Moss|first1=William|last2=Eckhardt|first2=Roger|journal=Los Alamos Science|issue=23|pages=177–223|accessdate=13 de noviembre de 2012|year=1995|series=Radiation Protection and the Human Radiation Experiments}}</ref><ref group=lower-alpha name="internal" />
|}

=== Ejemplos de tasas de dosis === 
Todas las conversiones entre horas y años han asumido la presencia continua en un campo constante, sin tener en cuenta las fluctuaciones conocidas, la exposición intermitente y la [[radiactividad]]. Los valores convertidos se muestran entre paréntesis.
{|
|-
| style="text-align:right;"| <1 || mSv/a || style="text-align:right;"| <0.1 || μSv/h || Es difícil medir las tasas de dosis constantes por debajo de 0.1 μSv/h. {{Cita requerida|date=Junio de 2019}}
|-
| style="text-align:right;"| 1 || mSv/a || style="text-align:right;"| (0.1 || μSv/h&nbsp;avg) || La ICRP recomienda un máximo para la irradiación externa del cuerpo humano, excluyendo exposiciones médicas y ocupacionales.
|-
| style="text-align:right;"| 2.4 || mSv/a || style="text-align:right;"| (0.27 || μSv/h&nbsp;avg) || Exposición humana a la [[Radiactividad ambiental#Radiación naturall|radiactividad ambiental]] media global.<ref group=lower-alpha name="internal" />
|-
| style="text-align:right;"| (8 || mSv/a) || style="text-align:right;"| 0.81 || μSv/h&nbsp;avg || Junto al [[sarcófago de Chernóbil|sarcófago de la central nuclear de Chernóbil]].
|-
| style="text-align:right;"| ~8 || mSv/a || style="text-align:right;"| (~0.9 || μSv/h&nbsp;avg) || Radiación natural ambiental media de Finlandia.<ref>{{Cita libro|publisher=Elsevier|isbn=978-0-08-099392-8|edition=2nd|url=https://www.sciencedirect.com/topics/earth-and-planetary-sciences/background-radiation|título=An introduction to nuclear waste immobilisation, second edition}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 24 || mSv/a || style="text-align:right;"| (2.7 || μSv/h&nbsp;avg) || Radiación natural ambiental en la altitud de crucero de la aerolínea.<ref>{{Cita noticia|last=Bailey|first=Susan|url=http://www2.ans.org/pubs/magazines/nn/pdfs/2000-1-3.pdf|accessdate=19 May 2012|newspaper=Nuclear News|date=January 2000|título=Air crew radiation exposure—An overview}}</ref><ref group=lower-alpha>The dose rate received by air crews is highly dependent on the radiation weighting factors chosen for protons and neutrons, which have changed over time and remain controversial.</ref>
|-
| style="text-align:right;"| 130 || mSv/a || style="text-align:right;"| (15 || μSv/h&nbsp;avg) || Campo ambiental dentro de la mayoría de las casas radiactivas en [[Ramsar (Irán)]].<ref name="HNBR2009">{{Cita publicación|url=http://cricket.biol.sc.edu/papers/natural/Hendry%20et%20al%202009.pdf|título=Human exposure to high natural background radiation: what can it teach us about radiation risks?|last2=Simon|first2=Steven L.|date=1 de junio de 2009|journal=Journal of Radiological Protection|volume=29|issue=2A|pages=A29–A42|accessdate=1 de diciembre de 2012|bibcode=2009JRP....29...29H|doi=10.1088/0952-4746/29/2A/S03|pmc=4030667|pmid=19454802|last3=Wojcik|first3=Andrzej|last4=Sohrabi|first4=Mehdi|last5=Burkart|first5=Werner|last6=Cardis|first6=Elisabeth|last7=Laurier|first7=Dominique|last8=Tirmarche|first8=Margot|last9=Hayata|first9=Isamu|last=Hendry|first=Jolyon H.|archive-url=https://web.archive.org/web/20131021233519/http://cricket.biol.sc.edu/papers/natural/Hendry%20et%20al%202009.pdf|archive-date=21 de octubre de 2013|dead-url=yes}}</ref><ref group=lower-alpha name="external" />
|-
| style="text-align:right;"| (800 || mSv/a) || style="text-align:right;"| 90 || μSv/h || Radiación natural en una playa [[monacita]] cerca de [[Guarapari]], Brasil.<ref>{{Cita libro|last=[[United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation]]|year=2000|publisher=United Nations|chapter-url=http://www.unscear.org/unscear/publications/2000_1.html|accessdate=11 de noviembre de 2012|page=121|volume=vol. 1|chapter=Annex B|título=Sources and Effects of Ionizing Radiation}}</ref><!--No se menciona en UNSCEAR 2008, curiosamente.-->
|-
| style="text-align:right;"| (9 || Sv/a) || style="text-align:right;"| 1 || mSv/h || Definición de la NRC de un área de alta radiación en una central nuclear, lo que garantiza una valla de alambre.<ref>{{Cita libro|last=US Nuclear Regulatory Commission|year=2006|url=http://www.orau.org/ptp/PTP%20Library/library/NRC/Reguide/08-038.PDF|título=Regulatory Guide 8.38: Control of Access to High and Very High Radiation Areas in Nuclear Power Plants}}</ref> 22 a 34 segundos para acumular una dosis letal. (LD50/30).
|-
| style="text-align:right;"| || || style="text-align:right;"| 2–20 || mSv/h || Típica tasa de dosis para el [[Material de revestimiento con plasmal|muro del reactor]] activado en un posible futuro [[Energía de fusion|reactor de fusión]] después de 100 años.<ref name="FUS539">{{cita web|url=http://www.afs.enea.it/dipacel/Eudora%20Backup/copied%20from%20Mac%2015-7-2008/Spool%20Folder/481002814/ukaea-fus-539.pdf|título=Consideration of strategies, industry experience, processes and time scales for the recycling of fusion irradiated material|fechaacceso=25 de junio de 2019|publisher=UKAEA|quote=dose rates of 2-20 mSv/h, typical of plasma facing components after intermediate storage for up to 100 years|archive-url=https://web.archive.org/web/20131012025037/http://www.afs.enea.it/dipacel/Eudora%20Backup/copied%20from%20Mac%2015-7-2008/Spool%20Folder/481002814/ukaea-fus-539.pdf|archive-date=12 de octubre de 2013|page=vi|dead-url=yes}}</ref> Después de aproximadamente 300 años de desintegración, los residuos de la fusión producirían la misma tasa de dosis que la exposición a [[cenizas volantes|cenizas de carbón]], siendo el volumen de residuos de fusión, naturalmente, órdenes de magnitud inferiores a las de las cenizas de carbón.<ref>''Energy Markets: The Challenges of the New Millennium'', 18th World Energy Congress, Buenos Aires, Argentina, 21–25 de Octubre de 2001, [https://web.archive.org/web/20040506065141/http://www.worldenergy.org/wec-geis/publications/default/tech_papers/18th_Congress/downloads/ds/ds6/ds6_5.pdf Figure X page 13.]</ref> La activación prevista inmediata es de 90 M [[Gray (unidad)|Gy]]/a.<ref>{{Cita libro|last1=Di Pace|first1=Luigi|year=2012|publisher=InTech|isbn=978-953-51-0551-0|last2=El-Guebaly|first2=Laila|last3=Kolbasov|first3=Boris|last4=Massaut|first4=Vincent|last5=Zucchetti|first5=Massimo|editor=Rehab Abdel Rahman|accessdate=19 May 2012|chapter-url=http://cdn.intechopen.com/pdfs/36030/InTech-Radioactive_waste_management_of_fusion_power_plants.pdf|page=318|chapter=Ch. 14: Radioactive Waste Management of Fusion Power Plants|título=Radioactive Waste}}</ref>
|-
| style="text-align:right;"| (1.7 || kSv/a) || style="text-align:right;"| 190 || mSv/h || Máxima lectura de la [[lluvia radiactiva]] de la [[Prueba Trinity|bomba Trinity]], {{Convertir|20|mi|km|0|abbr=on}} a 3 horas de la detonación.<ref>{{Cita libro|last=Widner|first=Thomas|date=June 2009|publisher=Centers for Disease Control and Prevention|url=http://www.lahdra.org/pubs/reports/Entire%20report/LAHDRA%20Draft%20Final%20Report_vJy23p.pdf|accessdate=12 de noviembre de 2012|título=Draft Final Report of the Los Alamos Historical Document Retrieval and Assessment (LAHDRA) Project}}</ref><ref group=lower-alpha name="external">"Operational Quantities for External Radiation Exposure, Actual Shortcomings and Alternative Options", G. Dietze, D. T. Bartlett, N.E. Hertel, given at IRPA 2012, Glasgow, Scotland. May 2012</ref> Las cifras anotadas excluyen cualquier dosis comprometida de radioisótopos tomados en el cuerpo. Por lo tanto, la dosis total de radiación sería mayor a menos que se utilizara protección respiratoria.
|- 
| style="text-align:right;"| (2.3 || MSv/a) || style="text-align:right;"| 270 || Sv/h || Típico paquete de combustible gastado de [[Reactor de agua presurizada|PWR]], después de 10 años de enfriamiento, sin blindaje.<ref>{{Cita libro |last=Su |first= S. |título= TAD Source Term and Dose Rate Evaluation |date= August 2006 |publisher= Bechtel Saic |url= http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0907/ML090770282.pdf |accessdate=20 May 2012 |id=000-30R-GGDE-00100-000-00A }}</ref> 
|-
| style="text-align:right;"| (4.6–5.6 || MSv/a) || style="text-align:right;"| 530–650 || Sv/h || El nivel de radiación dentro de la vasija de contención primaria del segundo reactor de [[Accidente nuclear de Fukushima Daiichi|Fukushima]], a partir de febrero de 2017, seis años después de que se sospechara una [[Fusión de núcleo|fusión del núcleo]].<ref>{{cita web |url= http://www.japantimes.co.jp/news/2017/02/10/national/high-radiation-readings-at-fukushima-no-2-reactor/#.WJ85W3-pmUl |título= High radiation readings at Fukushima's n.º 2 reactor complicate robot-based probe|website=www.japantimes.co.jp}}</ref><ref>{{cita web|url=https://www.theguardian.com/environment/2017/feb/03/fukushima-daiichi-radiation-levels-highest-since-2011-meltdown|título=Fukushima nuclear reactor radiation at highest level since 2011 meltdown}}</ref><ref>{{cita web|url=https://www.extremetech.com/extreme/243904-fukushimas-reactor-2-far-radioactive-previously-realized-no-sign-containment-breach|título=Fukushima's Reactor #2 is far more radioactive than previously realized}}</ref><ref>{{cita web|url=https://gizmodo.com/excessive-radiation-inside-fukushima-fries-clean-up-rob-1792217866|título=Excessive Radiation Inside Fukushima Fries Clean-up Robot|website=gizmodo.com}}</ref><ref>{{cita web|url=https://www.washingtonpost.com/news/worldviews/wp/2017/02/08/japanese-nuclear-plant-just-recorded-an-astronomical-radiation-level-should-we-be-worried/|título=Japanese nuclear plant just recorded an astronomical radiation level. Should we be worried?|website=www.washingtonpost.com|access-date=9 de septiembre de 2017}}</ref>
|}

Notas en los ejemplos:
{{Listaref|group=lower-alpha}}

== Uso común del Sv ==
{{SI unidad minúscula|Rolf Maximilian Sievert|sievert|Sv}}

Los [[Prefijos del Sistema Internacional|prefijos del SI]] se utilizan con frecuencia como el milisievert (1&nbsp;mSv = 0.001&nbsp;Sv) y el microsievert (1&nbsp;μSv = 0.000001&nbsp;Sv) y las unidades de uso común para las indicaciones [[derivadas del tiempo]] o "tasa de dosis" en los instrumentos y las advertencias para la protección radiológica son μSv/h y mSv/h. Los límites reglamentarios y las dosis crónicas se dan a menudo en unidades de mSv/a o Sv/a, donde se entiende que representan un promedio a lo largo de todo el año. En muchos escenarios ocupacionales, la tasa de dosis por hora puede fluctuar a niveles miles de veces más altos durante un breve período de tiempo, sin infringir los límites anuales. La conversión de horas a años varía debido a los años bisiestos y los programas de exposición, pero las conversiones aproximadas sí lo son:

: 1&nbsp;mSv/h = 8.766&nbsp;Sv/a
: 114.1&nbsp;μSv/h = 1&nbsp;Sv/a

La conversión de las tarifas por hora a las tarifas anuales se complica aún más por las fluctuaciones estacionales de la radiación natural, la desintegración de las fuentes artificiales y la proximidad intermitente entre los seres humanos y las fuentes. Una vez que la ICRP adoptó la conversión fija para la exposición ocupacional, aunque éstas no han aparecido en documentos recientes:<ref>{{Cita libro|year=1950|publisher=US Department of Commerce|url=http://www.orau.org/ptp/Library/NBS/NBS%2047.pdf|accessdate=14 de noviembre de 2012|series=National Bureau of Standards Handbook|volume=47|título=Recommendations of the International Commission on Radiological Protection and of the International Commission on Radiological Units}}</ref>

: 8&nbsp;h = 1&nbsp;día
: 40&nbsp;h = 1&nbsp;semana
: 50&nbsp;semanas = 1&nbsp;año

Por lo tanto, para las exposiciones de ocupación de ese período de tiempo,

: 1&nbsp;mSv/h = 2&nbsp;Sv/a
: 500&nbsp;µSv/h = 1&nbsp;Sv/a

== Conversión a otras unidades ==

1 Sv = 100 [[rem (física)|rem]]

En las aplicaciones que pueden encontrarse comúnmente suelen ser utilizados sus submúltiplos mSv y μSv. A partir de 1 Sv los efectos más importantes son los deterministas, por lo que se utiliza la [[dosis absorbida]] (por tanto los [[gray (unidad)|gray]]).

== Cantidades de radiación ionizante ==
[[Archivo:Radioactivity and radiation.png|thumb|400px|Mostrar gráficamente las relaciones entre la radiactividad y la radiación ionizante detectada]]
La siguiente tabla muestra las cantidades de radiación en unidades SI y no SI:
{{Magnitudes relacionadas con la radiación}}

Aunque la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos permite el uso de las unidades [[curio (unidad)|curie]], [[rad (unidad)|rad]] y [[rem (física)|rem]], junto con las unidades SI,<ref>{{Cita libro|year=2009|publisher=US Nuclear Regulatory Commission|url=https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part020/part020-1004.html|título=10 CFR 20.1004}}</ref> Las [[Directivas europeas de unidades de medida]] de la [[Unión Europea]] exigían que su uso para «fines de salud pública…» se eliminara gradualmente para el 31 de diciembre de 1985.<ref>{{cita web
| url = http://eur-lex.europa.eu/LexUriServ/LexUriServ.do?uri=CELEX:31980L0181:EN:NOT
| author = The Council of the European Communities
| title = Council Directive 80/181/EEC of 20 December 1979 on the approximation of the laws of the Member States relating to Unit of measurement and on the repeal of Directive 71/354/EEC
| date=21 de diciembre de 1979
| accessdate=19 May 2012}}</ref>

=== Equivalencia rem ===
Una unidad más antigua para la dosis equivalente es el [[rem (física)|rem]],<ref name="EPA">{{cita web|url=http://www.epa.gov/rpdweb00/docs/402-k-07-006.pdf|título=Radiation: Risks and Realities|accessdate=19 de marzo de 2011|author=Office of Air and Radiation|date=May 2007|publisher=U.S. Environmental Protection Agency|author2=Office of Radiation and Indoor Air|page=2}}</ref> todavía se utiliza con frecuencia en los Estados Unidos. Un sievert es igual a 100 rem:
{| class="wikitable" style="text-align: right;"
|-
| 100<span style="color:transparent">.0000</span> rem || = || {{Formatnum|100000}}<span style="color:transparent">.0</span> mrem || =
! 1 Sv
| = || 1<span style="color:transparent">.000000</span> Sv || = || 1000<span style="color:transparent">.000</span> mSv || = || {{Formatnum|1000000}} µSv
|-
| 1<span style="color:transparent">.0000</span> rem || = || 1000<span style="color:transparent">.0</span> mrem || =
! 1 rem
| = || 0.01<span style="color:transparent">0000</span> Sv || = || 10<span style="color:transparent">.000</span> mSv || = || 10000 µSv
|-
| 0.1<span style="color:transparent">000</span> rem || = || 100<span style="color:transparent">.0</span> mrem || =
! 1 mSv
| = || 0.001<span style="color:transparent">000</span> Sv || = || 1<span style="color:transparent">.000</span> mSv || = || 1000 µSv
|-
| 0.001<span style="color:transparent">0</span> rem || = || 1<span style="color:transparent">.0</span> mrem || =
! 1 mrem
| = || 0.00001<span style="color:transparent">0</span> Sv || = || 0.01<span style="color:transparent">0</span> mSv || = || 10 µSv
|-
| 0.0001 rem || = || 0.1 mrem || =
! 1 µSv
| = || 0.000001 Sv || = || 0.001 mSv || = || 1 µSv
|}

== Notas ==
<references group="nota"/>

== Referencias ==
{{Listaref|2}}

== Enlaces externos ==
* [http://www.elmundo.es/elmundosalud/documentos/2011/03/radiactividad.html Efectos en la salud humana según la dosis]
{{traducido ref|en|Sievert}}

{{Control de autoridades}}
[[Categoría:Unidades derivadas del Sistema Internacional]]
[[Categoría:Unidades de dosis de radiación]]
[[Categoría:Unidades epónimas]]