Die folgende Tabelle zeigt typische Strahlungswichtungsfaktoren, so wie diese zur Umrechnung absorbierter Energieanteile in eine Äquivalentdosisleistung eingerechnet werden. 

(Quelle: wikipedia)

Fliessen radioaktive Teilchen von außen in das ungeschützte Gewebe ein, dann müssen für die Abschätzung einer Wirkung Absorptionseffekte im Gewebe berücksichtigt werden. Auf von außen in das ungeschützte Gewebe einfließende Betastrahlung reagiert das Gewebe wegen  Absorption der Betateilchen etwa 20 bis 100 mal empfindlicher , als auf die gleiche Menge von außen in das ungeschützte Gewebe einfließende Gammastrahlung. So erklären sich die hohen Wirkungsfaktoren in der letzten Spalte Bild1.

Alphastrahlung wird schon vollständig von der Hautschicht absorbiert. Wegen der vollständigen Absorption und Konzentration auf eine dünne Gewebeschicht ist die biologische Wirkung in der betroffenen Gewebeschicht extrem hoch. Alphastrahlung ist wegen geringer Materialdurchdringung schon mit Papier oder Plastikfolie schirmbar. Die absorbierte Energie von Alphastrahlung wird mit dem Strahlungswichtungsfaktor wb = 20 in eine Äquivalentdosisleistung umgerechnet.

Betastrahlung wird gut im Gewebe absorbiert. Die biologische Wirkung von Betastrahlung, welche von außen auf ein menschliches Körperteil trifft,  ist aufgrund vollständiger Absorption sehr hoch und wird häufig unterschätzt. Betastrahlung ist wegen geringer Materialdurchdringung leicht schirmbar. Die absorbierte Energie von Betastrahlung wird mit dem Strahlungswichtungsfaktor wb = 1 in eine Äquivalentdosisleistung umgerechnet.

Gammastrahlung durchdringt das Gewebe fast vollständig. Jedoch etwa 1% bis 5%  Energie wird innerhalb des durchdrungenen Gewebebereiches absorbiert. Die biologische Wirkung von Gammastrahlung ist aufgrund geringer Absorptionsrate vergleichsweise niedrig. Gammastrahlung ist wegen der hohen Materialdurchdringung jedoch selbst mit dicken Bleiwänden nicht vollständig abschirmbar und besitzt eine hohe Reichweite.  Die absorbierte Energie von Gammastrahlung wird mit dem Strahlungswichtungsfaktor wy = 1  in eine Äquivalentdosisleistung umgerechnet.

Risiko ontogenetisch und phylogenetisch.

Zu unterscheiden sind grundsätzlich ontogenetische Risiken von den phylogenetischen Risiken.

Das gesundheitliche Risiko des Individuums lässt sich z.B. durch kurze Aufenthaltsdauer in einem von ionisierender Strahlung betroffenen Gebiet verringern. Werden sehr kurze Aufenthaltszeiten in einem betroffenen Gebiet von einem Individuum eingehalten, dann lässt sich das Risiko selbst sehr hoher ionisiernder Strahlung mittels Flucht aus dem betroffenen Gebiet minimieren.  Vorausetzung ist natürlich, das dem Individuum eine Flucht möglich ist, und das Individuum Gefährdung sowie die eigene zumutbare Aufenthaltsdauer selbst einschätzen kann und entspechend aktiv wird.  Im Folgenden gebe ich zunächst mein privates Ergebnis zur Risikoanalyse betreffend Äquivalentdosisleistung und Aufenthaltsdauern an

Akutes individuelles Risiko minimieren durch kurze Aufenthaltsdauer 

Mit einem hochwertigen Strahlenmessgerät wie z.B. dem YB-Mini-Monitor ist es  möglich, sowohl sensibel eine Äquivalentdosisleistung mit  geöffnetem Beta-Fenster zu messen, als auch eine Gamma-Äquivalentdosisleistung mit geschlossenem Beta-Fenster zu messen. Hierbei unterscheide ich je nach Ergebnis der beiden Messungen zwei Fälle.

1.Fall:  gemessene Äquivalentdosisleistung = gemessene Gamma-Äquivalentdosisleistung

In diesem Fall wäre das Gebiet von Gamma-Strahlung betroffen. Belastung durch Beta- und Alpha-strahlendes Material , -Staub und -Gas sei vernachlässigbar. Im Zweifelsfall ist ein staubdichter Schutzanzug unumgänglich.  Das persönliche Risiko und eine Aufenthaltsdauer bis zum erreichen einer mittleren letalen Dosis für das Individuum kann näherungsweise anhand der gemessenen Äquivalentdosisleistung kalkuliert werden.

Geschätzte Aufenthaltsdauer bis zum erreichen einer mittleren letalen Dosis
in einem Gebiet in welchem die Äquivalentdosisleistung gleich der Gamma-Äquivalentdosisleistung ist.

Beispiele zur Tabelle2: Beispiel 1: In der der japanischen Stadt Kuji Hitachi City werden einige Tage nach dem Fukushima-GAU 0,357µSv/h (357 nGy/h) Gamma-Äquivalentdosisleistung gemessen.  Angenommen die Dosis bleibt unverändert.  Nach wieviel Jahren Aufenthalt in dieser Stadt haben Bewohner eine mittlere letale Dosis LD50 absorbiert. (50 Jahre) Bild1:  Radioaktivität in Kuji Hitachi City am 04.04.2011 (Quelle: http://www.rdtn.org/) Bild1a:  Radioaktivität in der japanischen Stadt Kuji Hitachi City im März bis April 2011 (Quelle: http://www.rdtn.org/) Beispiel 2: Ein Berufspilot absorbiert auf seinen Flügen etwa 4000µSv pro Jahr. Das rechnet sich zu ca. 0,45µSv/h durchschnittliche Belastung während der Zeit seiner Berufsausübung. Tabelle 2 gibt dazu weniger als 50 Jahre an, bis eine mittlere letale Dosis absorbiert ist.

Einen Überblick über die Strahlenexposition in Deutschland gibt das folgende Bild

Bild 4 : Strahlenexposition in Deutschland
Es fällt auf, das einige Großstädte besonders stark betroffen sind.