ISO 12789:2000
(Main)Reference neutron radiations — Characteristics and methods of production of simulated workplace neutron fields
Reference neutron radiations — Characteristics and methods of production of simulated workplace neutron fields
Rayonnements neutroniques de référence — Caractéristiques et méthodes de production de champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 12789
First edition
2000-12-01
Reference neutron radiations —
Characteristics and methods of production
of simulated workplace neutron fields
Rayonnements neutroniques de référence — Caractéristiques et méthodes
de production de champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
Reference number
ISO 12789:2000(E)
©
ISO 2000
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ISO 12789:2000(E)
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ISO 12789:2000(E)
Contents Page
Foreword.iv
Introduction.v
1 Scope .1
2 Normative references .1
3 Terms and definitions .1
4 Simulated workplace neutron fields .3
5 General requirements for the production of simulated workplace neutron spectra.4
6 Characterization of simulated workplace neutron fields.4
7 Fluence to dose-equivalent conversion coefficients.6
8 Sources of uncertainty.6
9 Expression and reporting of uncertainties .7
Annex A (informative) Examples of simulated workplace neutron fields .8
Bibliography.22
© ISO 2000 – All rights reserved iii
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ISO 12789:2000(E)
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO
member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical
committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has
the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in
liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical
Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, Part 3.
Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting.
Publication as an International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this International Standard may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
International Standard ISO 12789 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy,
Subcommittee SC 2, Radiation protection. It is based on data published by the International Commission on
Radiological Protection and by the International Commission on Radiation Units and Measurements, as well as on
several scientific and technological investigations carried out by Subcommittee members.
Annex A of this International Standard is for information only.
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ISO 12789:2000(E)
Introduction
ISO 8529-1, ISO 8529-2 and ISO 8529-3 deal with the production, characterization and use of neutron fields for the
calibration of personal dosimeters and area survey meters. These standards describe reference radiations with
neutron energy spectra that are well defined and well suited for use in the calibration laboratory. However, the
neutron spectra commonly encountered in routine radiation protection situations are, in many cases, quite different
from those produced by the sources specified in the ISO standards. Since personal neutron dosimeters, and to a
lesser extent survey meters, are generally quite energy-dependent in their dose equivalent response, it may not be
possible to achieve an appropriate calibration for a device that is to be used in a workplace where the neutron
energy spectrum and angular distribution differ significantly from those of the reference radiation used for
calibration. ISO 8529-1 describes four radionuclide-based neutron reference radiations in detail. This International
Standard includes the specification of neutron reference radiations that were developed to closely resemble
radiations that are encountered in practice. Specific examples of simulated workplace neutron source facilities are
included in annex A, for illustration.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 12789:2000(E)
Reference neutron radiations — Characteristics and methods of
production of simulated workplace neutron fields
1 Scope
This International Standard gives guidance for producing and characterizing simulated workplace neutron fields
that are to be used for calibrating neutron-measuring devices for radiation protection purposes. Both calculational
and spectrometric measurement methods are discussed. Neutron energies in these reference fields range from
approximately thermal neutron energies to several hundred GeV. The methods of production and the monitoring
techniques for the various types of neutron fields are discussed, and the methods of evaluating and reporting
uncertainties for these fields are also given.
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this text, constitute provisions of
this International Standard. For dated references, subsequent amendments to, or revisions of, any of these
publications do not apply. However, parties to agreements based on this International Standard are encouraged to
investigate the possibility of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For
undated references, the latest edition of the normative document referred to applies. Members of ISO and IEC
maintain registers of currently valid International Standards.
1)
ISO 8529-1:— , Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production.
ISO 8529-2:2000, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices
related to the basic quantities characterizing the radiation field.
ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations — Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and
determination of response as a function of energy and angle of incidence.
Guide to the expression of uncertainty in measurement, 1993, BIPM, IEC, IFCC, ISO, IUPAC, IUPAP, OIML.
3 Terms and definitions
For the purposes of this International Standard, the following terms and definitions apply.
[8] [4]
NOTE 1 The definitions follow the recommendations of ICRU Report 51 and ICRU Report 33 .
NOTE 2 Multiples and submultiples of SI units are used throughout this International Standard.
1) To be published.
© ISO 2000 – All rights reserved 1
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ISO 12789:2000(E)
3.1
neutron fluence
�
dN by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da:
dN
� �
da
–2
The unit of the neutron fluence is m .
3.2
neutron fluence rate
�
d� by dt, where d� is the increment of neutron fluence in the time interval dt:
2
dd� N
���
ddtadt
–2 –1
NOTE The unit of neutron fluence rate is m �s .
3.3
spectral distribution of the neutron fluence
�
E
d� by dE,whered� is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E+dE:
d�
� �
E
dE
–1 –2
NOTE The unit of the spectral distribution of the neutron fluence is J �m .
3.4
ambient dose equivalent
H*(d)
�at a point in a radiation field� the dose equivalent at a point in a radiation field that would be produced by the
corresponding expanded and aligned field in the ICRU sphere at a depth d on the radius opposing the direction of
thealignedfield
NOTE 1 For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is currently recommended.
–1
NOTE 2 The unit of ambient dose equivalent is J�kg with the special name of sievert (Sv).
3.5
personal dose equivalent
H (d)
p
the dose equivalent in soft tissue at an appropriate depth d below a specified point on the body
NOTE 1 For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is currently recommended.
–1
NOTE 2 The unit of personal dose equivalent is J�kg with the special name of sievert (Sv).
[5]
NOTE 3 ICRU Report 39 defines the mass composition of soft tissue as: 76,2 % O; 10,1 % H; 11,1 % C; 2,6 % N.
[7]
NOTE 4 In ICRU Report 47 , the ICRU has considered the definition of the personal dose equivalent to include the dose
equivalent at a depth d in a phantom having the composition of ICRU tissue. Then, H (10) for the calibration of personal
p
dosimeters is the dose equivalent at a depth of 10 mm in a phantom composed of ICRU tissue, but of the size and shape of the
phantom used for calibration (a 30 cm � 30 cm � 15 cm parallelepiped).
2 © ISO 2000 – All rights reserved
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ISO 12789:2000(E)
3.6
neutron-fluence to dose-equivalent conversion coefficient
h
�
dose equivalent divided by neutron fluence
H
h �
�
�
2
NOTE 1 The unit of the neutron-fluence to dose-equivalent conversion coefficient is Sv�m .
NOTE 2 Any statement of a fluence to dose-equivalent conversion coefficient requires the statement of the type of dose
equivalent, e.g. ambient or personal dose equivalent.
4 Simulated workplace neutron fields
[9, 10]
The neutron fluence spectra for a number of neutron fields have been available for some time . Neutron
fluence spectra, measured at workplaces and in simulated workplace calibration fields, are included in a catalogue
[11]
resulting from work sponsored by the European Commission . This catalogue also contains response functions
for common detectors and dosimeters in addition to fluence to dose-equivalent conversion coefficients.
[12-15] [14, 15]
Measurements in nuclear power plants , in the vicinity of transport casks containing spent fuel elements ,
[15, 16] [17]
and in factories producing radionuclide neutron sources and reprocessing fuel elements have
demonstrated that neutron energy spectra in such environments can be described as a superposition of the
following components: a high-energy component representing the uncollided neutrons, a scattered component with
an approximately 1/E dependence (where E is the neutron energy), and a thermal-neutron component. For these
n n
types of spectra, the design of simulated workplace neutron fields requires a knowledge and consideration of the
components mentioned above because the relative fractions of these components can be very different in different
situations.
Other radiation environments may contain neutrons having much higher energies. For example, neutrons with
energies greater than 10 MeV, contributing 30 % to 50 % of the ambient dose equivalent and personal dose
[18, 19]
equivalent, have been found in the vicinity of high-energy particle accelerators andinaircraftflying at
[20]
altitudes of 10km to 15km .
Because of the characteristics of available neutron dosimeters and survey meters, it is difficult to obtain proper
measurements in the workplace based on the calibration sources specified in ISO 8529-1 when the workplace
spectrum differs markedly from the calibration source spectrum. This can result in an inaccurate estimate of dose
equivalent when such devices are used. At least two possibilities exist for improving the situation. First, the neutron
spectrum of the workplace field can be measured, and a correction factor calculated to normalize the energy-
dependent response of the detector. Secondly, a facility can be constructed to produce a neutron field that
simulates the energy spectrum found in the workplace. When this field has been properly characterized, it can be
used for the direct calibration of personal dosimeters and survey meters. This latter approach has been employed
at a number of laboratories, and this International Standard gives guidance for producing and characterizing
simulated workplace neutron spectra for the purpose of calibrating dosimeters and survey meters.
The establishment of simulated workplace neutron spectra in the calibration laboratory is necessary because the
laboratory setting offers the possibility of controlling most influence quantities. The environmental parameters, such
as temperature and humidity, can be maintained at a constant level. The materials used in the construction of the
various pieces of equipment can also be specified and controlled in the laboratory. The general layout as well as
the sources of neutron scatter can also be controlled, or at least maintained constant, in the calibration laboratory.
Simulated workplace neutron spectra that have been established in the calibration laboratory can be used to study
the effects of changes in the neutron spectrum on the responses of personal dosimeters and survey meters.
Dosimeter algorithms may also be tested with such sources used in conjunction with the other radionuclide sources
recommended in ISO 8529-1. For these reasons, simulated workplace neutron fields should be provided for the
investigation and calibration of neutron personal dosimeters and survey meters that are used in any of the
workplace locations mentioned above.
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ISO 12789:2000(E)
5 General requirements for the production of simulated workplace neutron spectra
There are three basic methods for the production of simulated workplace neutron spectra. Irradiation facilities can
be developed by making use of radionuclide neutron sources, accelerators and reactors. In each case, a variety of
absorbing and scattering material can be placed between the primary source and detector in order to modify the
initial source spectrum and thus simulate a workplace neutron spectrum. In order to characterize the neutron fields
generated in such facilities, it is necessary to measure and calculate the energy spectrum, and to determine the
spectral and angular neutron fluence and dose equivalent rates at the reference positions.
The field uniformity in the volume containing the detector is also to be determined. In some cases, this
determination may be more amenable to calculational, rather than experimental, techniques. The intensity of
sources that are expected to vary with irradiation time (such as accelerators or reactors) shall be monitored. This
monitoring shall intercept a known portion of the neutron field, measure an unused portion of the field or measure a
parameter that has been proven to be directly proportional to the neutron output (such as charged particle beam
current or the fluence rate of associated particles accompanying the reaction). If the fluence rate of the neutron field
can be varied over a large range, as is often the case when using an accelerator or reactor, it may be necessary to
have more than one monitoring device available in order to ensure good counting statistics at low fluence rates
while avoiding problems with dead-time losses at higher rates. Relationships shall then be established between the
monitor reading and the dose equivalent at the reference position.
The neutron fluence rate can be determined either by absolute measurements or, in some instances, by
determining the emission rate from the primary source of neutrons and knowing the effect of the scattering material
used to modify the spectrum. The dose equivalent rate at the calibration position can then be determined from the
neutron energy spectrum and the neutron fluence rate at this position by using the fluence to dose-equivalent
conversion coefficient for the spectrum (see Table 1). If H (10) is the quantity to be determined, the field directional
p
characteristics are required. This information may also be needed for survey instruments in order to take into
account any non-isotropy of their response characteristics.
The characterization of the simulated workplace neutron field should preferably also include the determination of
the proportion of contaminating photons present since these photons may affect the reading of the survey meter or
personal dosimeter being exposed. In addition, the relative fraction of photon dose equivalent present in the
calibration field may differ from the fraction in the actual workplace neutron field. Methods for the measurement of
the photon dose equivalent fraction include the use of multi-element thermoluminescent dosimeters (TLDs), paired
ionization chambers, Geiger-Müller counters, recombination chambers and tissue-equivalent proportional counters,
[13, 14, 30]
that can discriminate between neutron and photon events .
6 Characterization of simulated workplace neutron fields
6.1 Calculational methods
Monte Carlo computer codes are used in the design, production and characterization of simulated workplace
[21]
neutron sources used for calibration purposes . There are some guidelines for the use of computational methods
that should be followed. First, it is recommended that only internationally tested computer codes, or those that have
been compared favourably to direct measurements, be used. The version, or update number, of the code should
be indicated. Second, it is important to document the initial conditions that are used to define the problem. This
facilitates the intercomparison of results between laboratories. Since evaluated nuclear data files are periodically
updated, it is also important to note the version of the cross-section data set used. Following these guidelines will
help to foster consistency in the computation and reporting of calculated neutron spectra. It is also prudent to
intercompare calculations to those performed with other commonly used codes.
It is difficult to estimate the overall uncertainty associated with Monte Carlo calculations. However, it is important to
attempt a quantification of the uncertainty for a particular calculation, especially if the calculated spectrum is to be
used to compute reference data such as fluence to dose-equivalent coefficients. The statistical uncertainty can be
quite small, if enough histories are accumulated, but a small value for the statistical uncertainty does not
necessarily indicate a small overall uncertainty. Clause 8 deals with the sources of uncertainties.
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ISO 12789:2000(E)
Table 1 — Ambient and personal dose equivalent per unit neutron fluence, h*(10) and h (10,�), in units
p, slab
2
of pSv�cm , for monoenergetic neutrons incident on the ICRU sphere and ICRU tissue slab phantom
Energy (MeV) h* (10) h (10, 0°) h (10, 15°) h (10, 30°) h (10, 45°) h (10, 60°) h (10, 75°)
� � � � � � �
p p p p p p
–9
6,60 8,19 7,64 6,57 4,23 2,61 1,13
1,00 � 10
–8
9,00 9,97 9,35 7,90 5,38 3,37 1,50
1,00 � 10
–8
10,6 11,4 10,6 9,11 6,61 4,04 1,73
2,53 � 10
–7
12,9 12,6 11,7 10,3 7,84 4,7 1,94
1,00 � 10
–7
3,5 13,5 12,6 11,1 8,73 5,21 2,12
2,00 � 10
–7
13,6 14,2 13,5 11,8 9,40 5,65 2,31
5,00 � 10
–6
13,3 14,4 13,9 12,0 9,56 5,82 2,40
1,00 � 10
–6
12,9 14,3 14,0 11,9 9,49 5,85 2,46
2,00 � 10
–6
12,0 13,8 13,9 11,5 9,11 5,71 2,48
5,00 � 10
–5
11,3 13,2 13,4 11,0 8,65 5,47 2,44
1,00 � 10
–5
10,6 12,4 12,6 10,4 8,10 5,14 2,35
2,00 � 10
–5
9,90 11,2 11,2 9,49 7,32 4,57 2,16
5,00 � 10
–4
9,40 10,3 9,85 8,64 6,74 4,10 1,99
1,00 � 10
–4
8,90 9,84 9,41 8,22 6,21 3,91 1,83
2,00 � 10
–4
8,30 9,34 8,66 7,66 5,67 3,58 1,68
5,00 � 10
–3
7,90 8,78 8,20 7,29 5,43 3,46 1,66
1,00 � 10
–3
7,70 8,72 8,22 7,27 5,43 3,46 1,67
2,00 � 10
–3
8,00 9,36 8,79 7,46 5,71 3,59 1,69
5,00 � 10
–2
10,5 11,2 10,8 9,18 7,09 4,32 1,71
1,00 � 10
–2
16,6 17,1 17,0 14,6 11,6 6,64 2,11
2,00 � 10
–2
23,7 24,9 24,1 21,3 16,7 9,81 2,85
3,00 � 10
–2
41,1 39,0 36,0 34,4 27,5 16,7 4,78
5,00 � 10
–2
60,0 59,0 55,8 52,6 42,9 27,3 8,10
7,00 � 10
–1
88,0 90,6 87,8 81,3 67,1 44,6 13,7
1,00 � 10
–1
132 139 137 126 106 73,3 24,2
1,50 � 10
–1
170 180 179 166 141 100 35,5
2,00 � 10
–1
233 246 244 232 201 149 58,5
3,00 � 10
–1
322 335 330 326 291 226 102
5,00 � 10
–1
375 386 379 382 348 279 139
7,00 � 10
–1
400 414 407 415 383 317 171
9,00 � 10
0
416 422 416 426 395 332 180
1,00 � 10
0
425 433 427 440 412 335 210
1,20 � 10
0
420 442 438 457 439 402 274
2,00 � 10
0
412 431 429 449 440 412 306
3,00 � 10
0
408 422 421 440 435 409 320
4,00 � 10
0
405 420 418 437 435 409 331
5,00 � 10
0
400 423 422 440 439 414 345
6,00 � 10
0
405 432 432 449 448 425 361
7,00 � 10
0
409 445 445 462 460 440 379
8,00 � 10
0
420 461 462 478 476 458 399
9,00 � 10
1
440 480 481 497 493 480 421
1,00 � 10
1
480 517 519 536 599 523 464
1,20 � 10
1
520 550 552 570 561 562 503
1,40 � 10
1
540 564 565 584 575 579 520
1,50 � 10
1
555 576 577 597 588 593 535
1,60 � 10
1
570 595 593 617 609 615 561
1,80 � 10
1
600 600 595 619 615 619 570
2,00 � 10
1
515 —— — — — —
3,00 � 10
1
400 —— — — — —
5,00 � 10
1
330 —— — — — —
7,50 � 10
2
285 —— — — — —
1,00 � 10
2
260 —— — — — —
1,25 � 10
2
245 —— — — — —
1,50 � 10
2
250 —— — — — —
1,75 � 10
2
260 —— — — — —
2,01 � 10
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ISO 12789:2000(E)
6.2 Spectrometric measurement methods
In order to cover the large range of neutron energy values normally encountered, it is necessary to use a
spectrometer system that covers the energy range present. An example is the multisphere spectrometer system.
This system is capable of performing measurements over a large energy range, but there are major limitations,
such as limited energy resolution and uncertainty in data analysis. It has been found that the values of integral
quantities, such as H*(10), agree quite well with other measurements and calculations. Multisphere spectrometer
systems may be augmented by the use of hydrogen-filled proportional counters and scintillation detectors for
[23, 24]
specific measurement applications . In order to verify the consistency of spectrometric determinations, it is
good practice to compare measurements from a number of laboratories. Such comparisons have been performed
[14, 24, 25]
by several European laboratories .
The response functions of these systems must be carefully determined and it is preferable to perform a Monte
Carlo simulation with a realistic detector model along with experimental calibrations using monoenergetic
[26, 27]
neutrons . In order to extend the range of the spectrometry to neutron energies above 20 MeV, additional
[28, 30]
detectors are necessary .
7 Fluence to dose-equivalent conversion coefficients
This clause contains data used to calculate the ambient and personal dose equivalents at the point of test for the
simulated workplace neutron spectra produced by methods given in this International Standard. In the case of
H (10), values for conversion coefficients are given as a function of angle, with the reference object being the ICRU
p
slab phantom. It should be noted that the angular distribution of neutron fluence must be considered in the
[3]
evaluation of H (10). Table 1, adapted from ICRP Publication 74 , is provided to aid in the calculation of the
p
spectrum-averaged conversion coefficients for simulated workplace neutron spectra.
The response, or calibration factor, of a personal dosimeter or survey meter shall be obtained by determining the
reading and the neutron fluence, both of which shall be corrected for unwanted contributions, and then applying the
appropriate fluence to dose-equivalent conversion coefficient (refer to ISO 8529-2 and ISO 8529-3). The fluence to
dose-equivalent conversion coefficient for a neutron spectrum can be calculated using the following equation:
hE � E dE
� � � �
� E
�
h �
�
� ��EEd
E
�
8 Sources of uncertainty
This clause describes the components expected to contribute to the overall uncertainty of fluence or dose
equivalent. The numerical values given are approximations for the purposes of illustration and guidance only.
Actual values of the uncertainties shall be calculated when developing specific simulated workplace neutron
sources. All uncertainties should preferably be expressed in the form of standard deviations.
Characterization and optimization of the simulated workplace neutron field makes use of computer programmes for
the calculation of neutron energy spectra. Various aspects of the calculations performed with these programmes
can contribute to the uncertainties. The degree to which the initial conditions of a programme simulate the actual
irradiation geometry can contribute to the uncertainties. The uncertainties in the nuclear cross-sections also
contribute, and the statistical uncertainties should preferably be given as a contribution to the overall uncertainty. It
is expected that calculations of integral neutron fluence and dose equivalent for simulated workplace neutron fields
will agree with experimental determinations of these quantities to within approximately � 20 %.
Measurements of neutron energy spectra are subject to uncertainties due to the response functions of
spectrometers and the influence of various parameters used in the analysis codes.
Uncertainties in the corrections made for wall effects in proportional counters and the efficiency of scintillators as a
function of neutron energy can contribute to the overall uncertainty. It is expected that the uncertainty in
spectrometric measurements of integral neutron fluence or dose equivalent in reference simulated workplace
neutron fields will be approximately 10 % to 20 %.
6 © ISO 2000 – All rights reserved
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ISO 12789:2000(E)
Measurements in the reference field are subject to uncertainties in the determination of basic quantities such as
time, distance, angle, etc. These quantities contribute to the uncertainties during the characterization of the field as
well as during the calibration measurements performed in the field. With care, it should be possible to limit the
uncertainty due to these sources to approximately 1 %.
Characterization of reference neutron fields requires the determination of the dose equivalent delivered by
unwanted contaminating radiations such as photons. Measurements of these radiations are subject to uncertainties
from all quantities that affect ionization chamber, Geiger-Müller counter, recombination chamber, tissue equivalent
proportional counter or thermoluminescent dosimeter measurements. Fortunately, many multi-element thermo-
luminescent dosimeters have the capability of discriminating against the photon dose, and most neutron survey
instruments are not sensitive to photons.
9 Expression and reporting of uncertainties
9.1 Expression of uncertainties
The results of measurements and calculations yield only an approximation to the true value of the quantity being
determined, therefore results shall be stated along with an estimation of the uncertainty. There are essentially two
parts to the analysis: the calculation of the uncertainty, and the expression of the uncertainty for the purpose of
reporting. The calculation and expression of uncertainties shall follow the recommendations of the Guidetothe
expression of uncertainty in measurement (see clause 2). Additional recommendations are given in the U.S.
National Institute of Standards and Technology (NIST) document Guidelines for Evaluating and Expressing the
[
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12789
Première édition
2000-12-01
Rayonnements neutroniques de
référence — Caractéristiques et méthodes
de production de champs de neutrons
simulant ceux de postes de travail
Reference neutron radiations — Characterictics and methods of production
of simulated workplace neutron fields
Numéro de référence
ISO 12789:2000(F)
©
ISO 2000
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ISO 12789:2000(F)
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ISO 12789:2000(F)
Sommaire Page
Avant-propos.iv
Introduction.v
1 Domaine d'application.1
2Références normatives .1
3Termesetdéfinitions.1
4 Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail .3
5 Prescriptions générales relatives à la production de spectres neutroniques simulant ceux de
postes de travail.4
6Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail .5
7 Coefficients de conversion fluence-équivalent de dose .6
8 Sources d’incertitude .7
9 Expression et transcription des incertitudes .7
Annexe A (informative) Exemples de champs de neutrons simulant ceux de postes de travail.8
Bibliographie .22
© ISO 2000 – Tous droits réservés iii
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ISO 12789:2000(F)
Avant-propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes nationaux de
normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est en général confiéeaux
comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude ale droit de fairepartie ducomité
technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non gouvernementales, en
liaison avec l'ISO participent également aux travaux. L'ISO collabore étroitement avec la Commission
électrotechnique internationale (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI, Partie 3.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis aux comités membres pour
vote. Leur publication comme Normes internationales requiert l'approbation de 75 % au moins des comités
membres votants.
L’attention est appelée sur le fait que certains des éléments delaprésente Norme internationale peuvent faire
l’objet de droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de
ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence.
La Norme internationale ISO 12789 a étéélaboréepar le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire,
sous-comité SC 2, Radioprotection. Elle se base sur des travaux publiés par la Commission internationale de
radioprotection et la Commission internationale des unités et mesures en radioprotection ainsi que sur plusieurs
investigations scientifiques et technologiques qui sont l’œuvre des membres du sous-comité.
L'annexe A de la présente Norme internationale est donnée uniquement à titre d'information.
iv © ISO 2000 – Tous droits réservés
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ISO 12789:2000(F)
Introduction
L’ISO 8529-1, l’ISO 8529-2 et l’ISO 8529-3, traitent de la production, de la caractérisation et de l’utilisation des
champs de rayonnements neutroniques pour l’étalonnage des moniteurs d’ambiance et des dosimètres individuels.
Ces Normes internationales décrivent des rayonnements de référence présentant des spectres en énergie bien
définis et bien adaptés à l’utilisation en laboratoire d’étalonnage. Cependant, les spectres de neutrons
communément rencontrés dans les situations usuelles de radioprotection sont, dans beaucoup de cas, très
différents de ceux produits par les sources spécifiées dans les Normes internationales. Étant donné que les
dosimètres individuels pour les neutrons et, dans une moindre mesure, les moniteurs d’ambiance présentent une
réponse en équivalent de dose trèsdépendante de l’énergie, il peut s’avérer impossible d’effectuer un étalonnage
satisfaisant pour un appareil qui est destinéà être utiliséà un poste de travail où le spectre en énergie des
neutrons et sa distribution angulaire diffèrent de manière significative de ceux du rayonnement de référence utilisé
pour l’étalonnage. L’ISO 8529-1 décrit, en détail, quatre rayonnements neutroniques de référence baséssur des
radio-nucléides. La présente Norme internationale comporte des rayonnements neutroniques de référence qui ont
été développés afinderessembler demanière très proche aux rayonnements qui sont rencontrés dans la pratique.
À titre d’illustration, l’annexe A contient des exemples spécifiques d’installations de simulation de postes de travail
munies d’une source neutron.
© ISO 2000 – Tous droits réservés v
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NORME INTERNATIONALE ISO 12789:2000(F)
Rayonnements neutroniques de référence — Caractéristiques et
méthodes de production de champs de neutrons simulant ceux de
postes de travail
1 Domaine d'application
La présente Norme Internationale donne des indications pour produire et caractériser des champs de neutrons
simulant des champs de postes de travail, à utiliser pour l’étalonnage des appareils de mesure des neutrons à des
fins de radioprotection. Des méthodes de calculs et de mesures spectrométriques y sont discutées. Les énergies
des neutrons de ces champs de référence s’étendent approximativement des énergies thermiques à quelques
centaines de GeV. Les méthodes de production et les techniques de monitorage pour les divers types de champs
neutroniques sont discutées,etles méthodes d’évaluation et d’expression des incertitudes pour ces champs sont
également données.
2Références normatives
Les documents normatifs suivants contiennent des dispositions qui, par suite de la référence qui y est faite,
constituent des dispositions valables pour la présente Norme Internationale. Pour les références datées, les
amendements ultérieurs ou les révisions de ces publications ne s’appliquent pas. Toutefois, les parties prenantes
aux accords fondés sur la présente Norme internationale sont invitées à rechercher la possibilité d’appliquer les
éditions les plus récentes des documents normatifs indiquées ci-après. Les membres de la CEI et de l’ISO
possèdent le registre des Normes internationales en vigueur.
1)
ISO 8529-1:— , Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de
production.
ISO 8529-2:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d’étalonnage des dispositifs de
radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement.
ISO 8529-3:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou
d’ambiance) et individuels, et déterminationdeleur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des
neutrons.
Guide pour l’Expression de l’incertitude de mesure, 1995, BIPM, CEI, IFCC, ISO, IUPAC, IUPAP, OIML.
3 Termes et définitions
Pour les besoins de la présente Norme internationale, les termes et définitions suivants s’appliquent.
[8] [4]
NOTE 1 Les définitions suivent les recommandations du Rapport ICRU 51 et du Rapport ICRU 33 .
NOTE 2 Les multiples et sous-multiples des unitésS.I.sontaussi utilisés dans la présente Norme internationale.
1) À publier.
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ISO 12789:2000(F)
3.1
fluence neutronique
�
quotient de dN par da,où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section droite da
dN
� �
da
–2
NOTE L’unité de fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux (m ).
3.2
débit de fluence neutronique
�
quotient de d� par dt,oud� est la variation de la fluence neutronique pendant l’intervalle de temps dt
2
ddΦ N
���
ddtadt
–2 –1
NOTE L’unité de fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux secondes à la puissance moins un (m � s ).
3.3
distribution spectrale de la fluence neutronique
�
E
quotient de d� par dE,où d� est la variation de la fluence neutronique dans l’intervalle d’énergie compris entre E
et E+dE.
d�
� �
E
dE
NOTE L’unité de distribution spectrale de la fluence neutronique est le joule à la puissance moins un mètre à la puissance
-1 -2
moins deux (J �m )
3.4
équivalent de dose ambiant
H*(d)
�en un point d’un champ de rayonnement� l’équivalent de dose qui serait produit par le champ correspondant
expansé et unidirectionnel dans la sphère ICRU, à la profondeur d, sur le rayon faisant face à la direction du champ
unidirectionnel
NOTE 1 Pour un rayonnement fortement pénétrant, une profondeur de 10 mm est couramment recommandée.
–1
NOTE 2 L’unité d’équivalent de dose ambiant est le joule kilogramme à la puissance moins un (J � kg ). Son nom spécial
est le sievert (Sv).
3.5
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans du tissu mou, à une profondeur appropriée d sous un point spécifié du corps
NOTE 1 Pour un rayonnement fortement pénétrant, une profondeur de 10 mm est couramment recommandée.
–1
NOTE 2 L’unité d’équivalent de dose individuel est le joule kilogramme à la puissance moins un (J � kg ). Son nom spécial
est le sievert (Sv).
[5]
NOTE 3 Le rapport ICRU 39 définit la composition en masse du tissu mou comme suit: 76,2% O; 10,1% H; 11,1% C;
2,6% N.
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ISO 12789:2000(F)
[7]
NOTE 4 Dans son Rapport 47 ,l’ICRU a étenduladéfinition de l’équivalent de dose individuel afin d’inclure l’équivalent de
dose à la profondeur d, dans un fantôme ayant la composition du tissu ICRU. Ainsi, H (10), pour l’étalonnage des dosimètres
P
individuels, est l’équivalent de dose à la profondeur de 10 mm dans un fantôme en tissu ICRU, mais de la taille et de la forme
du fantôme utilisé pour l’étalonnage (parallélépipède de dimensions 30 cm � 30 cm � 15 cm).
3.6
coefficient de conversion fluence neutronique - équivalent de dose
h
�
quotient de l’équivalent de dose par la fluence neutronique
H
h �
�
�
NOTE 1 L’unité du coefficient de conversion fluence neutronique - équivalent de dose est le sievert mètre à la puissance
2
deux (Sv � m ).
NOTE 2 Toute expression de coefficient de conversion fluence neutronique - équivalent de dose exige la mention du type
d’équivalent de dose, c’est-à-dire: équivalent de dose ambiant ou équivalent de dose individuel.
4 Champsdeneutronssimulantceuxdepostesdetravail
Les spectres en fluence neutronique d’un certain nombre de champs neutroniques sont disponibles depuis quelque
[9, 10]
temps . Ceux-ci, mesurés aux postes de travail et dans des champs d’étalonnage de poste de travail simulé,
[11]
figurent dans un catalogue issu d’un travail financé par la Commission européenne . Ce catalogue contient
également les fonctions de réponse de détecteurs et de dosimètres d’usage courant, en plus des coefficients de
conversion fluence-équivalent de dose.
[12 à 15]
Des mesures faites dans les centrales nucléaires , à proximité de châteaux contenant des éléments
[14, 15] [15, 16]
combustibles irradiés , dans des usines de production de radioéléments émetteurs de neutrons et de
[17]
retraitement d’éléments combustibles ont démontré que les spectres en énergie des neutrons dans de tels
environnements peuvent être décrits comme étant la superposition des composantes suivantes: une composante
de haute énergie représentant les neutrons n’ayant pas interagi, une composante de neutrons diffusésprésentant
une variation approximative en 1/E (où E est l’énergie des neutrons), et une composante de neutrons thermiques.
n n
Pour ces types de spectres, la conception d’un champ simulé exige la connaissance et la prise en compte des
composantes mentionnées plus haut, car les proportions relatives de ces composantes peuvent être très
différentes selon les situations considérées.
D’autres ambiances de rayonnements peuvent contenir des neutrons ayant des énergies beaucoup plus élevées.
Par exemple, des neutrons d’énergies supérieures à 10 MeV, contribuant pour 30 % à 50 % aux équivalents de
[18, 19]
dose ambiant et individuel, ont été trouvés au voisinage d’accélérateurs de particules de hautes énergies et
[20]
à bord d’avions volant à des altitudes comprises entre 10 km et 15 km .
Étant donné les caractéristiques des moniteurs d’ambiance et des dosimètres disponibles, il est difficile d’obtenir à
un poste de travail des mesures correctes basées sur les sources d’étalonnage spécifiées dans l’ISO 8529-1,
quand le spectre au poste de travail diffère nettement de celui de la source d’étalonnage. Il peut en résulter une
estimation incorrecte de l’équivalent de dose quand de tels appareils sont utilisés. Il existe au moins deux
possibilitéspouraméliorer la situation. Premièrement, le spectre des neutrons au poste de travail peut être mesuré,
et un facteur de correction calculé pour normaliser la réponsedudétecteur, laquelle dépend de l’énergie.
Deuxièmement, une installation peut être construite pour produire un champ de neutrons qui simule le spectre en
énergie présent au poste de travail. Quand ce champ a été correctement caractérisé,ilpeut être utilisé directement
pour l’étalonnage de dosimètres individuels et de moniteurs d’ambiance. Cette dernière approche a été employée
dans un certain nombre de laboratoires, et la présente Norme donne des conseils pour produire et caractériser des
spectres simulés, à fins d’étalonnage de dosimètres et moniteurs d’ambiance.
Établir au laboratoire d’étalonnage, des spectres neutroniques simulant un poste de travail est nécessaire, parce
que l’agencement du laboratoire offre la possibilité de maîtriser la plupart des grandeurs influentes. Les paramètres
d’environnement, tels que température et humidité, peuvent être maintenus constants. Les matériaux utiliséspour
la construction des divers éléments d’un équipement peuvent aussi être spécifiéset contrôlés au laboratoire. La
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ISO 12789:2000(F)
disposition générale aussi bien que les sources de dispersion de neutrons peuvent aussi être maîtrisées, ou tout
au moins maintenues constantes, au laboratoire d’étalonnage.
Les spectres simulésqui ont été mis en place au laboratoire d’étalonnage peuvent être utilisés pour étudier les
effets des changements du spectre des neutrons sur les réponses des dosimètres individuels et des moniteurs
d’ambiance. Les algorithmes de dosimètres peuvent aussi être testés au moyen de telles sources, conjointement
avec les autres sources à radio-éléments recommandées dans l’ISO 8529-1. Pour ces raisons, des champs de
neutrons simulant ceux de postes de travail devraient être mis à disposition pour la mise au point et l’étalonnage de
moniteurs d’ambiance et de dosimètres «neutron» qui sont utilisés sur tous emplacements de postes de travail
mentionnés ci-dessus.
5 Prescriptions générales relatives à la production de spectres neutroniques simulant
ceuxdepostesdetravail
Il existe trois méthodes de base pour produire des spectres simulés. Des installations d’irradiation peuvent être
développées en utilisant des sources neutroniques à radio-éléments, des accélérateurs, et des réacteurs. Dans
chaque cas, plusieurs types de matériaux absorbants et diffusants peuvent être placés entre la source primaire et
le détecteur, dans le but de modifier le spectre initial de la source et de simuler ainsi un spectre de neutrons de
poste de travail. Pour caractériser les champs de neutrons dans de telles installations, il est nécessaire de mesurer
et de calculer le spectre en énergie, et de déterminer les débits de fluence neutronique spectrale et angulaire ainsi
que les débits d’équivalent de dose aux positions de référence.
Il est nécessaire de déterminer aussi l’uniformité du champ dans le volume contenant le détecteur. Dans certains
cas, cette détermination peut être mieux approchée par le calcul, que par les techniques expérimentales. Un
moniteur d’intensité devra également être mis en œuvre, pour les sources susceptibles de varier pendant la durée
de l’irradiation (comme les accélérateurs ou les réacteurs). Le moniteur devra intercepter une partie connue du
champ de neutrons, mesurer une partie du champ non utilisée, ou mesurer un paramètre dont on a démontré qu’il
varie en proportion directe de la production de neutrons (tels le courant du faisceau des particules chargées ou le
débit de fluence des particules associées accompagnant la réaction). Si le débit de fluence du champ neutronique
peut varier sur une plage importante, comme c’est souvent le cas lorsque l’on utilise un accélérateur ou un
réacteur, il peut être nécessaire de disposer de plusieurs appareils de monitorage afin d’assurer de bonnes
statistiques de comptage aux faibles débits de fluence tout en évitant, aux débits élevés, des pertes de comptage
dues à des temps morts. C’est alors qu’il faut établir les relations entre la lecture du moniteur et l’équivalent de
dose à la position de référence.
Le débit de fluence neutronique peut être déterminé soit par des mesures absolues, ou dans certains cas, par la
déterminationdutaux d’émission de la source primaire de neutrons et par la connaissance des effets des
matériaux diffusants utilisés pour modifier le spectre. Le débit d’équivalent de dose au point d’étalonnage peut
alors être déterminéà partir du spectre d’énergie des neutrons et du débit de fluence neutronique en ce point, en
utilisant le coefficient de conversion fluence-équivalent de dose pour le spectre (voir Tableau 1). Si la grandeur à
déterminer est H (10), il sera nécessaire de connaître les caractéristiques directionnelles du champ. On peut aussi
p
avoir besoin de ces données pour des moniteurs d’ambiance, de façon à prendre en compte toute anisotropie de
leurs caractéristiques de réponse.
La caractérisation des champs simulés devrait également inclure la détermination de la part des photons parasites
présents, dès lors que ceux-ci peuvent affecter la lecture du moniteur d’ambiance ou du dosimètre individuel
soumis à irradiation. De plus, la proportion relative de l’équivalent de dose «photon» présent dans le champ
d’étalonnage peut être différente de cette proportion dans le champ de neutrons existant au poste de travail. Les
méthodes de mesure de la fraction de l’équivalent de dose due aux photons se basent sur l’utilisation de
dosimètres thermoluminescents multi-éléments (TLD), de chambres d’ionisation appariées (dites chambres
«kerma»), de compteurs Geiger-Müller, de chambres à recombinaison et des compteurs proportionnels équivalent-
[13, 14, 30]
tissu, qui peuvent séparer les événements dus aux photons de ceux dus aux neutrons .
4 © ISO 2000 – Tous droits réservés
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ISO 12789:2000(F)
Tableau 1—Équivalents de dose ambiant et individuel par unité de fluence neutronique, h*(10) et
2
h (10,�),en pSv � cm , pour des neutrons monoénergétiques incidents soit sur la sphère ICRU,
p, plaque
soit sur le fantôme plaque en tissu ICRU
Énergie (MeV) h* (10) h (10, 0°) h (10, 15°) h (10, 30°) h (10, 45°) h (10, 60°) h (10, 75°)
� p� p� p� p� p� p�
–9
1,00 � 10 6,60 8,19 7,64 6,57 4,23 2,61 1,13
–9
1,00 � 10 9,00 9,97 9,35 7,90 5,38 3,37 1,50
–8
2,53 � 10 10,6 11,4 10,6 9,11 6,61 4,04 1,73
–7
1,00 � 10 12,9 12,6 11,7 10,3 7,84 4,7 1,94
–7
2,00 � 10 3,5 13,5 12,6 11,1 8,73 5,21 2,12
–7
5,00 � 10 13,6 14,2 13,5 11,8 9,40 5,65 2,31
–6
1,00 � 10 13,3 14,4 13,9 12,0 9,56 5,82 2,40
–6
2,00 � 10 12,9 14,3 14,0 11,9 9,49 5,85 2,46
–6
5,00 � 10 12,0 13,8 13,9 11,5 9,11 5,71 2,48
–5
1,00 � 10 11,3 13,2 13,4 11,0 8,65 5,47 2,44
–5
2,00 � 10 10,6 12,4 12,6 10,4 8,10 5,14 2,35
–5
5,00 � 10 9,90 11,2 11,2 9,49 7,32 4,57 2,16
–4
1,00 � 10 9,40 10,3 9,85 8,64 6,74 4,10 1,99
–4
2,00 � 10 8,90 9,84 9,41 8,22 6,21 3,91 1,83
–4
5,00 � 10 8,30 9,34 8,66 7,66 5,67 3,58 1,68
–3
1,00 � 10 7,90 8,78 8,20 7,29 5,43 3,46 1,66
–3
2,00 � 10 7,70 8,72 8,22 7,27 5,43 3,46 1,67
–3
5,00 � 10 8,00 9,36 8,79 7,46 5,71 3,59 1,69
–2
1,00 � 10 10,5 11,2 10,8 9,18 7,09 4,32 1,71
–2
2,00 � 10 16,6 17,1 17,0 14,6 11,6 6,64 2,11
–2
3,00 � 10 23,7 24,9 24,1 21,3 16,7 9,81 2,85
–2
5,00 � 10 41,1 39,0 36,0 34,4 27,5 16,7 4,78
–2
7,00 � 10 60,0 59,0 55,8 52,6 42,9 27,3 8,10
–1
1,00 � 10 88,0 90,6 87,8 81,3 67,1 44,6 13,7
–1
1,50 � 10 132 139 137 126 106 73,3 24,2
–1
2,00 � 10 170 180 179 166 141 100 35,5
–1
3,00 � 10 233 246 244 232 201 149 58,5
–1
5,00 � 10 322 335 330 326 291 226 102
–1
7,00 � 10 375 386 379 382 348 279 139
–1
9,00 � 10 400 414 407 415 383 317 171
0
1,00 � 10 416 422 416 426 395 332 180
0
1,20 � 10 425 433 427 440 412 335 210
0
2,00 � 10 420 442 438 457 439 402 274
0
3,00 � 10 412 431 429 449 440 412 306
0
4,00 � 10 408 422 421 440 435 409 320
0
5,00 � 10 405 420 418 437 435 409 331
0
6,00 � 10 400 423 422 440 439 414 345
0
7,00 � 10 405 432 432 449 448 425 361
0
8,00 � 10 409 445 445 462 460 440 379
0
9,00 � 10 420 461 462 478 476 458 399
1
1,00 � 10 440 480 481 497 493 480 421
1
1,20 � 10 480 517 519 536 599 523 464
1
1,40 � 10 520 550 552 570 561 562 503
1
1,50 � 10 540 564 565 584 575 579 520
1
1,60 � 10 555 576 577 597 588 593 535
1
1,80 � 10 570 595 593 617 609 615 561
1
2,00 � 10 600 600 595 619 615 619 570
1
3,00 � 10 515 —— —— — —
1
5,00 � 10 400 —— —— — —
1
7,50 � 10 330 —— —— — —
2
1,00 � 10 285 —— —— — —
2
1,25 � 10 260 —— —— — —
2
1,50 � 10 245 —— —— — —
2
1,75 � 10 250 —— —— — —
2
2,01 � 10 260 —— —— — —
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ISO 12789:2000(F)
6 Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
6.1 Méthodes numériques
Pour la conception, la production et la caractérisation de sources neutroniques pour simulation de postes de travail
[21]
utilisées à des fins d’étalonnage, on utilise des codes de calcul Monte Carlo . Voici quelques directives qui
devraient être suivies pour l’utilisation des méthodes numériques. Premièrement, il est recommandé que seuls des
codes de calcul ayant fait l’objet de tests internationaux, ou ceux dont la comparaison à des mesures directes s’est
révélée satisfaisante, soient utilisés. Il est recommandé d’indiquer la version ou le numéro de mise à jour du code.
Deuxièmement, il est important de mettre par écrit les conditions initiales utilisées pour définir le problème. Ceci
facilite l’inter-comparaison des résultats entre laboratoires. Dès lors que les fichiers des données nucléaires
évaluées sont périodiquement mis à jour, il est également important de noter la version du jeu de données des
sections efficaces utilisée. Le suivi de ces directives aidera à entretenir la cohérence dans le calcul et l’expression
des spectres de neutrons calculés. Il est également prudent d’inter-comparer les calculs avec ceux effectuésau
moyen de codes communément utilisés.
Il est difficile d’estimer l’incertitude globale associée aux calculs Monte Carlo. Cependant, il est important d’essayer
de quantifier l’incertitude pour un calcul donné, particulièrement si le spectre calculé doit être utilisé pour
déterminer des données de base telles que les coefficients de conversion fluence-équivalent de dose. L’incertitude
statistique peut être très faible si un nombre suffisant d’événements a été accumulé, mais une valeur faible de
l’incertitude statistique ne conduit pas nécessairement à une incertitude globale faible. L’article 8 traite des sources
d’incertitudes.
6.2 Méthodes spectrométriques
Dans le but de couvrir la large gamme des valeurs d’énergies neutroniques habituellement rencontrées, il est
nécessaire d’utiliser un système spectrométrique qui couvre cette gamme. Un système de spectrométrie multi-
sphères, par exemple. Ce système est capable d’effectuer des mesures sur une grande plage d’énergies, mais
présente des limitations majeures, à savoir un pouvoir de résolution en énergie limité et un certain degré
d’incertitude dans l’analyse des données.Onatrouvé que les valeurs des grandeurs intégrales, comme H*(10),
[23, 24]
sont en bon accord avec d’autres mesures et calculs. Pour des applications métrologiques spécifiques ,le
système de spectromètres multi-sphères peut être complété par l’utilisation de compteurs proportionnels à
remplissage d’hydrogène et de détecteurs à scintillation. Dans le but de vérifier la cohérence des déterminations
par spectrométrie, il est de bonne pratique de comparer les mesures issues d’un certain nombre de laboratoires.
[14, 24, 25]
De telles comparaisons ont été effectuées par plusieurs laboratoires européens .
Les fonctions réponses de ces systèmes doivent être déterminées avec soin et il est préférable d’effectuer une
simulation Monte Carlo avec un modèle de détecteur réaliste associéà des étalonnages expérimentaux effectués à
[26, 27]
l’aide de neutrons mono-énergétiques . Pour étendre la plage de spectrométrie aux neutrons d’énergies
[28, 30]
supérieures à 20 MeV, des détecteurs supplémentaires sont nécessaires .
7 Coefficients de conversion fluence-équivalent de dose
Le présent article contient les données utilisées pour calculer les équivalents de dose ambiant et individuel au point
de mesure pour les spectres simulés produits par les méthodes données dans la présente Norme internationale.
Dans le cas de H (10), les valeurs des coefficients de conversion sont présentées en fonction de l’angle pour le
p
fantôme plaque ICRU. Il convient de noter que la distribution angulaire de la fluence neutronique doit être prise en
[3]
compte dans l’évaluation de H (10). Le Tableau 1, tiré de la Publication ICRP 74 est destinéà faciliter le calcul
p
des coefficients de conversion moyennés sur le spectre, pour les spectres de neutrons simulant ceux de postes de
travail.
La réponse, ou le facteur d’étalonnage, d’un appareil de surveillance de zone ou d’un dosimètre individuel doit
s’obtenir par détermination de la lecture et de la fluence neutronique, chacune étant corrigée des contributions
indésirables, puis en appliquant le coefficient de conversion fluence-équivalent de dose approprié (se référer à
l’ISO 8529-2 et l’ISO 8529-3). Le coefficient de conversion fluence-équivalent de dose pour un spectre de neutrons
peut s’évaluer par le recours à la formule suivante:
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ISO 12789:2000(F)
hE � E dE
� � � �
� E
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E
�
8 Sources d’incertitude
Le présent article décrit les composantes susceptibles de contribuer à l’incertitude globale de la fluence ou de
l’équivalent de dose. Les valeurs numériques données ici sont des approximations fournies à titre indicatif et
destinées à servir d’illustration uniquement. Les valeurs réelles des incertitudes devront être évaluées au cours du
développement de sources de neutrons réalistes simulées. Il convient d’expr
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.