ISO 6980-1:2006
(Main)Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 1: Methods of production
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 1: Methods of production
ISO 6980-1:2006 specifies the requirements for reference beta radiation fields produced by radionuclide sources to be used for the calibration of personal and area dosimeters and dose-rate meters to be used for the determination of the quantities Hp(0,07) and H'(0,07), and for the determination of their response as a function of beta particle energy and angle of incidence. It gives the characteristics of radionuclides that have been used to produce reference beta radiation fields, gives examples of suitable source constructions and describes methods for the measurement of the residual maximum beta particle energy and the dose equivalent rate at a depth of 0,07 mm in the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) sphere. The energy range involved lies between 66 keV) and 3,6 MeV and the dose equivalent rates are in the range from about 10-5Sv h-1 to at least 10 Sv h-1. In addition, for some sources variations of the dose equivalent rate as a function of the angle of incidence are given. ISO 6980-1:2006 proposes two series of beta reference radiation fields from which the radiation necessary for determining the characteristics (calibration and energy and angular dependence of response) of an instrument can be selected. Series 1 reference radiation fields are produced by radionuclide sources used with beam flattening filters designed to give uniform dose equivalent rates over a large area at a specified distance. The proposed sources of 90Sr + 90Y, 85Kr, 204Tl and 147Pm produce maximum dose equivalent rates of approximately 200 mSv h-1. Series 2 reference radiation fields are produced without the use of beam-flattening filters, which allows large area planar sources and a range of source-to-calibration plane distances to be used. Close to the sources, only relatively small areas of uniform dose rate are produced but this series has the advantage of extending the energy and dose rate ranges beyond those of series 1. The radionuclides used are those of series 1 with the addition of the radionuclides 14C and 106Ru + 106Rh; these sources produce dose equivalent rates of up to 10 Sv h-1.
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 1: Méthodes de production
L'ISO 6980-1:2006 spécifie les exigences relatives aux champs de rayonnement bêta produits par les sources de radionucléides utilisées pour l'étalonnage des dosimètres de zone, des dosimètres individuels et des débitmètres de dose à utiliser pour la détermination des grandeurs Hp(0,07) et H'(0,07), ainsi qu'à la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence des particules bêta. Elle donne les caractéristiques des radionucléides utilisés pour produire les champs de rayonnement bêta de référence, donne également des exemples de construction de sources adaptées et décrit des méthodes de mesure de l'énergie maximale résiduelle des particules bêta et du débit d'équivalent de dose à la profondeur de 0,07 mm dans la sphère ICRU (Commission Internationale des Unités et Mesures de Rayonnement). La plage d'énergie concernée se situe entre 66 keV et 3,6 MeV et les débits d'équivalent de dose sont compris entre 10-5 Sv h-1 environ et au moins 10 Sv h-1. Pour certaines sources, les variations du débit d'équivalent de dose sont également données en fonction de l'angle d'incidence du rayonnement. L'ISO 6980-1:2006 propose deux séries de champs de rayonnement bêta de référence parmi lesquels sera sélectionné le rayonnement nécessaire pour déterminer les caractéristiques (étalonnage et dépendance énergétique et angulaire de la réponse) d'un instrument. Les champs de rayonnement de référence de la série 1 sont produits par des sources de radionucléides utilisées avec des filtres égalisateurs de faisceau conçus pour qu'à une distance spécifiée les débits d'équivalent de dose soient uniformes sur une large zone. Les sources proposées de 90Sr + 90Y, 85Kr, 204Tl et 147Pm produisent des débits d'équivalent de dose maximaux d'environ 200 mSv h-1. Les champs de rayonnement de référence de la série 2 sont produits sans interposition de filtres égalisateurs de faisceau, ce qui permet d'avoir des sources planes de grande surface et une gamme de distances entre la source et le plan d'étalonnage. À proximité des sources, le débit de dose est uniforme seulement dans des zones relativement petites mais cette série présente l'avantage d'étendre les plages d'énergie et de débits de dose au-delà de celles de la série 1. Les radionucléides utilisés sont ceux de la série 1 plus les radionucléides 14C et 106Ru + 106Rh. Ces sources produisent des débits d'équivalent de dose allant jusqu'à 10 Sv h-1.
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 6980-1
First edition
2006-08-01
Nuclear energy — Reference beta-particle
radiation —
Part 1:
Methods of production
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence —
Partie 1: Méthodes de production
Reference number
ISO 6980-1:2006(E)
©
ISO 2006
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ISO 6980-1:2006(E)
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ISO 6980-1:2006(E)
Contents Page
Foreword. iv
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions. 2
4 Requirements for reference beta-particle radiation fields at the calibration distance. 4
4.1 Energy of the reference radiation fields. 4
4.2 Shape of the beta-particle spectrum. 4
4.3 Uniformity of the dose rate . 4
4.4 Photon contamination. 4
4.5 Variation of the beta-particle emission with time. 4
5 Radionuclides suitable for reference beta-particle radiation fields . 4
6 Source characteristics and their measurement . 5
6.1 Fundamental characteristics of reference sources . 5
6.2 Characteristics of the two series of reference beta-particle radiation fields . 8
7 Source calibration. 10
Annex A (informative) Tissue equivalent materials . 11
Annex B (informative) Characteristics of the recommended sources — Examples of source
construction . 12
Bibliography . 13
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ISO 6980-1:2006(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 2.
The main task of technical committees is to prepare International Standards. 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 document may be the subject of patent
rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
ISO 6980-1 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 2,
Radiation protection.
This first edition of ISO 6980-1, together with the first edition of ISO 6980-2 and the first edition of ISO 6980-3
cancels and replaces ISO 6980:1996, which has been technically revised
ISO 6980 consists of the following parts, under the general title Nuclear energy — Reference beta-particle
radiations:
⎯ Part 1: Methods of production
⎯ Part 2: Calibration fundamentals related to basic quantities characterizing the radiation field
⎯ Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the determination of their response as a function
of beta radiation energy and angle of incidence
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 6980-1:2006(E)
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
Part 1:
Methods of production
1 Scope
This part of ISO 6980 specifies the requirements for reference beta radiation fields produced by radionuclide
sources to be used for the calibration of personal and area dosemeters and dose-rate meters to be used for
the determination of the quantities H (0,07) and H׳(0,07), and for the determination of their response as a
p
function of beta particle energy and angle of incidence. It gives the characteristics of radionuclides that have
been used to produce reference beta radiation fields, gives examples of suitable source constructions and
describes methods for the measurement of the residual maximum beta particle energy and the dose
equivalent rate at a depth of 0,07 mm in the International Commission on radiation units and measurements
1)
(ICRU) sphere. The energy range involved lies between 66 keV and 3,6 MeV and the dose equivalent rates
−1 −1
are in the range from about 10 µSv h to at least 10 Sv h . In addition, for some sources variations of the
dose equivalent rate as a function of the angle of incidence are given.
This part of ISO 6980 proposes two series of beta reference radiation fields, from which the radiation
necessary for determining the characteristics (calibration and energy and angular dependence of response) of
an instrument can be selected.
Series 1 reference radiation fields are produced by radionuclide sources used with beam flattening filters
designed to give uniform dose equivalent rates over a large area at a specified distance. The proposed
90 90 85 204 147
sources of Sr + Y, Kr, Tl and Pm produce maximum dose equivalent rates of
−1
approximately 200 mSv h .
Series 2 reference radiation fields are produced without the use of beam-flattening filters, which allows large
area planar sources and a range of source-to-calibration plane distances to be used. Close to the sources,
only relatively small areas of uniform dose rate are produced, but this series has the advantage of extending
the energy and dose rate ranges beyond those of Series 1. The radionuclides used are those of series 1 with
106
14 106
the addition of the radionuclides C and Ru + Rh; these sources produce dose equivalent rates of up
−1
to 10 Sv h .
2 Normative references
The following referenced documents are indispensable for the application of this document. For dated
references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced
document (including any amendments) applies.
International vocabulary of basic and general terms in metrology, (VIM), BIPM/IEC/IFCC/ISO/IUPAC/IUPAP/
OIML
ICRU 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry
ISO 6980-3, Nuclear energy — Reference beta-particle radiations — Part 3: Calibration of area and personal
dosemeters and determination of their response as a function of beta radiation energy and angle of incidence
1) The lower limit of the energies being considered is the energy of an electron that can just penetrate to the depth of
[1]
interest, 0,07 mm .
© ISO 2006 – All rights reserved 1
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ISO 6980-1:2006(E)
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ICRU Report 51, VIM and ISO 6980-3
and the following apply.
3.1
absorbed dose
D
quotient of dε by dm, where dε is the mean energy imparted by ionizing radiation to matter of mass dm
D=d/ε dm (1)
−1
NOTE The unit of the absorbed dose is joule per kilogram (J kg ) with the special name of gray (Gy).
3.2
absorbed dose rate
D
quotient of dD by dt, where dD is the increment of absorbed dose in the time interval, dt
D=d/Dtd (2)
−1
NOTE The SI unit of absorbed dose rate is gray per second (Gy s ). Units of absorbed dose rate are any quotient of
−1
the gray or its decimal multiples or submultiples by an appropriate unit of time (e.g. mGy h ).
3.3
dose equivalent
H
product of the absorbed dose, D, and the quality factor, Q, at a point in an irradiated medium
H= DQ (3)
[1]
NOTE 1 For beta, X and gamma radiation, Q can be taken as equal to unity for external radiation .
−1
NOTE 2 The SI unit of dose equivalent is joule per kilogram (J kg ) with the special name of sievert (Sv).
3.4
dose equivalent rate
H
quotient of dH by dt, where dH is the increment of dose equivalent in the time interval, dt
H=ddHt (4)
−1
NOTE The SI unit of dose equivalent rate is the sievert per second (Sv s ). Units of dose equivalent rate are any
−1
quotient of the sievert or its decimal multiples and a suitable unit of time (e.g. mSv h ).
3.5
directional dose equivalent for weakly penetrating radiation
G
H '(0,07;Ω )
dose equivalent that, at a point in a radiation field, is produced by the corresponding expanded field in the
G
ICRU sphere at a depth of 0,07 mm on a radius in a specified direction, Ω
−1
NOTE 1 The unit of the directional dose equivalent is joule per kilogram (J kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 In the expanded field, the fluence and its angular and energy distributions have the same value over the
volume of interest as in the actual field at the point of measurement.
[2]
NOTE 3 See ICRU 56 .
2 © ISO 2006 – All rights reserved
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ISO 6980-1:2006(E)
3.6
personal dose equivalent for weakly penetrating radiation
H (0,07)
p
dose equivalent in soft tissue below a specified point on the body at a depth of 0,07 mm
−1
NOTE 1 The unit of the personal dose equivalent is joule per kilogram (J kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 In a unidirectional field, the direction can be specified in terms of the angle, α, between the direction opposing
the incident field and a specified normal on the phantom surface.
3.7
total mass stopping power
S/ρ
the quotient of dE by ρdl, where dE is the energy lost by a charged particle in traversing a distance, dl,
in a material of mass density, ρ
SE1d
= (5)
ρρ dl
2 −1
NOTE 1 The SI unit of mass stopping power is joule per square metre (J m kg ). E can be expressed in electronvolts
2 −1
(eV) and hence S/ρ can be expressed in eV m kg .
NOTE 2 S is the total linear stopping power.
NOTE 3 For energies at which nuclear interactions can be neglected, the total mass stopping power is
SE1d 1dE
⎛⎞ ⎛⎞
=+ (6)
⎜⎟ ⎜⎟
ρρddllρ
⎝⎠ ⎝⎠
col rad
where
(dE / dlS) = is the linear collision stopping power;
col col
(dE / dlS) = is the linear radiative stopping power.
rad rad
3.8
ICRU tissue
−3
material with a density of 1 g cm and a mass composition of 76,2 % oxygen, 10,1 % hydrogen, 11,1 %
carbon, and 2,6 % nitrogen
[10]
NOTE See ICRU report 39 .
3.9
tissue equivalence
property of a material that approximates the radiation attenuation and scattering properties ICRU tissue
[3]
NOTE See Annex A; more tissue substitutes are given by ICRU report 44 .
3.10
maximum beta energy
E
max
highest value of the energy of beta particles emitted by a particular nuclide that can emit one or several
continuous spectra of beta particles with different maximum energies
© ISO 2006 – All rights reserved 3
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ISO 6980-1:2006(E)
3.11
residual maximum beta energy
E
res
highest value of the energy of a beta-particle spectrum at the calibration distance after having been modified
by scattering and absorption
3.12
residual maximum beta particle range
R
res
range in an absorbing material of a beta-particle spectrum of residual maximum energy, E
res
4 Requirements for reference beta-particle radiation fields at the calibration
distance
4.1 Energy of the reference radiation fields
The energy of the reference radiation field is defined to be equal to E (see 3.11 and 6.1.2).
res
4.2 Shape of the beta-particle spectrum
The beta-particle spectrum of the reference radiation should ideally result from one beta decay branch from
one radionuclide. In practice, the emission of more than one branch is acceptable provided that all the main
branches have similar energies, E , within ± 20 % In other cases, the lower energy branches shall be
max
attenuated by the source encapsulation or by additional filtration to reduce their beta emission rates to less
than 10 % of the emission rate from the main branch.
4.3 Uniformity of the dose rate
The dose rate at the calibration distance should be as uniform as possible over the area of the detector. Since
available sources for series 1 reference radiation fields (see 6.2.2) cannot at present produce high absorbed
dose rates with satisfactory uniformity for large radiation field diameters, a further series (series 2) of
reference beta-particle radiation fields is proposed (see 6.2.3). A beta-particle radiation field is considered to
be uniform over a certain radiation field diameter if the dose rate does not vary by more than ± 5 % for
E W 300 keV and by not more than ± 10 % for E < 300 keV (see 6.2.2).
res res
4.4 Photon contamination
The photon dose rate contributing to H (0,07) due to contamination of the reference radiation by gamma,
p
X-ray and bremsstrahlung radiation should be less than 5 % of the beta particle dose rate recorded by the
detector under calibration.
4.5 Variation of the beta-particle emission with time
The beta-particle emission rate decreases with time due to the radioactive decay of the beta particle source.
The half-life of a radionuclide should be as long as possible, preferably longer than one year. The half-lives of
the recommended sources are given in Table 1.
5 Radionucl
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 6980-1
Première édition
2006-08-01
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta
de référence —
Partie 1:
Méthodes de production
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
Part 1: Methods of production
Numéro de référence
ISO 6980-1:2006(F)
©
ISO 2006
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ISO 6980-1:2006(F)
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Publié en Suisse
ii © ISO 2006 – Tous droits réservés
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ISO 6980-1:2006(F)
Sommaire Page
Avant-propos. iv
1 Domaine d'application. 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions. 2
4 Exigences relatives aux champs de rayonnement de particules bêta de référence
à la distance d'étalonnage . 4
4.1 Énergie des champs de rayonnement de référence . 4
4.2 Allure du spectre des particules bêta. 4
4.3 Uniformité du débit de dose . 4
4.4 Contamination par des photons. 4
4.5 Variation de l'émission des particules bêta dans le temps. 5
5 Radionucléides adaptés pour la production de rayonnement bêta de référence. 5
6 Caractéristiques des sources et leurs déterminations. 6
6.1 Caractéristiques fondamentales des sources de référence. 6
6.2 Caractéristiques des deux séries de champs de rayonnement bêta de référence. 9
7 Étalonnage de la source . 11
Annexe A (informative) Matériaux équivalents au tissu. 12
Annexe B (informative) Caractéristiques des sources recommandées — Exemples de réalisation
des sources . 13
Bibliographie . 14
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ISO 6980-1:2006(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 confiée
aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire partie du
comité 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 2.
La tâche principale des comités techniques est d'élaborer les Normes internationales. 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 du présent document 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.
L'ISO 6980-1 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 2,
Radioprotection.
Cette première édition de l'ISO 6980-1, avec la première édition de l'ISO 6980-2 et de l'ISO 6980-3, annule et
remplace l'ISO 6980:1996, qui a fait l'objet d'une révision technique.
L'ISO 6980 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Énergie nucléaire —
Rayonnement bêta de référence:
⎯ Partie 1: Méthodes de production
⎯ Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ du
rayonnement
⎯ Partie 3: Étalonnage des dosimètres individuels et des dosimètres de zone et détermination de leur
réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence du rayonnement bêta
iv © ISO 2006 – Tous droits réservés
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NORME INTERNATIONALE ISO 6980-1:2006(F)
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence —
Partie 1:
Méthodes de production
1 Domaine d'application
La présente partie de l'ISO 6980 spécifie les exigences relatives aux champs de rayonnement bêta produits
par les sources de radionucléides utilisées pour l'étalonnage des dosimètres de zone, des dosimètres
individuels et des débitmètres de dose à utiliser pour la détermination des grandeurs H (0,07) et H'(0,07), et
p
pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence des particules bêta.
Elle donne les caractéristiques des radionucléides utilisés pour produire les champs de rayonnement bêta de
référence, donne également des exemples de construction de sources adaptées et décrit des méthodes de
mesure de l'énergie maximale résiduelle des particules bêta et du débit d'équivalent de dose à la profondeur
de 0,07 mm dans la sphère ICRU (Commission Internationale des Unités et Mesures de Rayonnement). La
1)
plage d'énergie concernée se situe entre 66 keV et 3,6 MeV et les débits d'équivalent de dose sont compris
−1 −1
entre 10 µSv h environ et au moins 10 Sv h . Pour certaines sources, les variations du débit d'équivalent
de dose sont également données en fonction de l'angle d'incidence du rayonnement.
La présente partie de l'ISO 6980 propose deux séries de champs de rayonnement bêta de référence, parmi
lesquels sera sélectionné le rayonnement nécessaire pour déterminer les caractéristiques (étalonnage et
dépendance énergétique et angulaire de la réponse) d'un instrument.
Les champs de rayonnement de référence de la série 1 sont produits par des sources de radionucléides
utilisées avec des filtres égalisateurs de faisceau conçus pour qu'à une distance spécifiée les débits
90 90 85
d'équivalent de dose soient uniformes sur une large zone. Les sources proposées de Sr + Y, de Kr, de
204 147 −1
Tl et de Pm produisent des débits d'équivalent de dose maximaux d'environ 200 mSv h .
Les champs de rayonnement de référence de la série 2 sont produits sans interposition de filtres égalisateurs
de faisceau, ce qui permet d'avoir des sources planes de grande surface et une gamme de distances entre la
source et le plan d'étalonnage. À proximité des sources, le débit de dose est uniforme seulement dans des
zones relativement petites, mais cette série présente l'avantage d'étendre les plages d'énergie et de débits de
dose au-delà de celles de la série 1. Les radionucléides utilisés sont ceux de la série 1 plus les radionucléides
14 106 106 −1
C et Ru + Rh. Ces sources produisent des débits d'équivalent de dose allant jusqu'à 10 Sv h .
2 Références normatives
Les documents de référence suivants sont indispensables pour l'application du présent document. Pour les
références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les références non datées, la dernière édition du
document de référence s'applique (y compris les éventuels amendements).
Vocabulaire international des termes fondamentaux et généraux de métrologie (VIM)
BIPM/CEI/FICC/ISO/OIML/UICPA/UIPPA
ICRU 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry
1)
La limite inférieure des énergies à prendre en considération représente l’énergie des électrons juste capables
d’atteindre la profondeur d’intérêt, soit (0,07 mm) [1].
© ISO 2006 – Tous droits réservés 1
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ISO 6980-1:2006(F)
ISO 6980-3, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres
individuels et des dosimètres de zone et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle
d'incidence du rayonnement bêta
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions donnés dans le Rapport ICRU 51, le VIM et
l'ISO 6980-3 ainsi que les suivants s'appliquent.
3.1
dose absorbée
D
quotient de dε par dm, où dε est l'énergie moyenne impartie par le rayonnement ionisant à une matière de
masse dm
D=d/ε dm (1)
-1
NOTE L'unité de dose absorbée est le joule par kilogramme (J kg ) et son nom est le gray (Gy).
3.2
débit de dose absorbée
D
quotient de dD par dt, où dD est l'incrément de la dose absorbée dans l'intervalle de temps, dt
D = dD / dt (2)
−1
NOTE L'unité SI de débit de dose absorbée est le gray par seconde (Gy s ). Les unités de débit de dose absorbée
sont n'importe quel quotient du gray ou de ses multiples ou sous-multiples décimaux par une unité de temps appropriée
−1
(par exemple mGy h )
3.3
équivalent de dose
H
produit de la dose absorbée, D, par le facteur de qualité, Q, en un point d'un milieu irradié
H = DQ (3)
NOTE 1 Pour les rayonnements bêta, X et gamma, Q peut être considéré comme égal à 1 pour les irradiations
externes [1].
−1
NOTE 2 L'unité SI d'équivalent de dose est le joule par kilogramme (J kg ) et son nom est le sievert (Sv).
3.4
débit d'équivalent de dose
H
quotient de dH par dt, où dH est l'incrément de l'équivalent de dose dans l'intervalle de temps dt
H=d/Htd (4)
−1
NOTE L'unité SI de débit d'équivalent de dose est le sievert par seconde (Sv s ). Les unités de débit d'équivalent de
dose sont n'importe quel quotient du sievert ou de ses multiples ou sous-multiples décimaux par une unité de temps
−1
appropriée (par exemple mSv h ).
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3.5
équivalent de dose directionnel pour les rayonnements faiblement pénétrants
G
′
H 0,07;Ω
()
équivalent de dose qui, en un point d'un champ de rayonnement, serait produit par le champ expansé
G
correspondant dans la sphère ICRU à une profondeur de 0,07 mm selon un rayon de direction spécifiée, Ω
−1
NOTE 1 L'unité d'équivalent de dose directionnel est le joule par kilogramme (J kg ) et son nom est le sievert (Sv).
NOTE 2 Dans un champ expansé, la fluence et ses distributions angulaire et énergétique ont la même valeur dans tout
le volume considéré que dans le champ réel au point de mesurage.
[2]
NOTE 3 Voir le Rapport ICRU 56 .
3.6
équivalent de dose individuel pour les rayonnements faiblement pénétrants
H (0,07)
p
équivalent de dose dans les tissus mous en un point spécifié du corps à une profondeur de 0,07 mm
−1
NOTE 1 L'unité d'équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J kg ) et son nom est le sievert (Sv).
NOTE 2 Dans un champ unidirectionnel, la direction peut être spécifiée en termes d'angle, α, entre la direction
opposée à celle du champ incident et la normale à la surface du fantôme.
3.7
pouvoir d'arrêt massique total
pouvoir de ralentissement massique total
S/ρ
quotient de dE par ρ dl, où dE est l'énergie perdue par une particule chargée sur une longueur de trajectoire
dl dans un matériau de masse volumique ρ
SE1d
= (5)
ρρ dl
2 −1
NOTE 1 L'unité SI du pouvoir d'arrêt massique total est le joule mètre carré par kilogramme (J m kg ). E peut être
2 −1
exprimé en électronvolts (eV) et donc S/ρ peut être exprimé en eV m kg .
NOTE 2 S est le pouvoir d'arrêt linéique total.
NOTE 3 Pour les énergies auxquelles il est possible de négliger les interactions nucléaires, le pouvoir d'arrêt massique
total est égal à:
SE1d⎛⎞ 1⎛⎞dE
=+ (6)
⎜⎟ ⎜⎟
ρρddllρ
⎝⎠ ⎝⎠
col rad
où
(dE/dl) = S est le pouvoir d'arrêt linéique par collision;
col col
(dE/dl) = S est le pouvoir d'arrêt linéique par radiation.
rad rad
3.8
tissu ICRU
−3
matériau ayant une masse volumique de 1 g cm et la composition massique suivante: 76,2 % d'oxygène,
10,1 % d'hydrogène, 11,1 % de carbone et 2,6 % d'azote
NOTE Voir le Rapport ICRU 39.
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3.9
équivalent au tissu
propriété d'un matériau voisine de l'atténuation et de la diffusion du rayonnement dans le tissu ICRU
NOTE Voir l'Annexe A; davantage d'exemples de matériaux équivalents aux tissus sont donnés dans le Rapport
[3]
ICRU 44 .
3.10
énergie bêta maximale
E
max
valeur la plus élevée de l'énergie des particules bêta émises par un radionucléide particulier pouvant émettre
un ou plusieurs spectres continus de particules bêta d'énergies maximales différentes.
3.11
énergie bêta maximale résiduelle
E
res
valeur la plus élevée de l'énergie d'un spectre de particules bêta à la distance d'étalonnage après modification
par diffusion et absorption
3.12
portée des particules bêta d'énergie maximale résiduelle
R
res
portée dans un matériau absorbant d'un spectre de particules bêta d'énergie maximale résiduelle, E
res
4 Exigences relatives aux champs de rayonnement de particules bêta de référence
à la distance d'étalonnage
4.1 Énergie des champs de rayonnement de référence
L'énergie du champ de rayonnement de référence est définie comme étant égale à E (voir 3.11 et 6.1.2).
res
4.2 Allure du spectre des particules bêta
Il convient dans l'idéal que le spectre des particules bêta résulte d'une seule branche de décroissance bêta
d'un seul radionucléide. Dans la pratique, l'émission de plusieurs branches est acceptable sous réserve que
toutes les branches principales aient une énergie voisine, E , à ± 20 % près. Dans les autres cas, les
max
branches d'énergie inférieure doivent être atténuées par le gainage de la source ou par un filtrage
complémentaire pour réduire leur taux d'émission à moins de 10 % du taux de la branche principale.
4.3 Uniformité du débit de dose
Il convient qu'à la distance d'étalonnage le débit de dose soit aussi uniforme que possible sur toute la surface
du détecteur. Dans la mesure où les sources disponibles pour les champs de rayonnement de référence de la
série 1 (voir 6.2.2) ne peuvent pas actuellement produire des débits de dose élevés avec une uniformité
satisfaisante si le champ de rayonnement est de grand diamètre, une autre série de champs de rayonnement
bêta de référence (la série 2) est proposée (voir 6.2.3). Un champ de rayonnement bêta est considéré comme
uniforme sur un certain diamètre si le débit de dose ne varie pas de plus de ± 5 % pour E W 300 keV et pas
res
de plus de ± 10 % pour E < 300 keV (voir 6.2.2).
res
4.4 Contamination par des photons
Il convient que le débit de dose photons contribuant à H (0,07) qui est dû à la contamination du rayonnement
p
de référence par le rayonnement gamma, le rayonnement X et le rayonnement de freinage soit inférieur à 5 %
du débit de dose bêta enregistré par le détecteur en cours d'étalonnage.
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4.5 Variation de l'émission des particules bêta dans le temps
L'émission de particules bêta décroît dans le temps sous l'effet de la décroissance radioactive du
radionucléide émetteur. Il convient que la période d'un radionucléide soit aussi longue que possible et de
préférence supérieure à un an. La période radioa
...
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