ISO 15382:2002
(Main)Nuclear energy — Radiationprotection — Procedure for radiation protection monitoring in nuclear installations for external exposure to weakly penetrating radiation, especially to beta radiation
Nuclear energy — Radiationprotection — Procedure for radiation protection monitoring in nuclear installations for external exposure to weakly penetrating radiation, especially to beta radiation
This International Standard specifies a procedure for radiation protection monitoring in nuclear installations for external exposure to weakly penetrating radiation, especially to beta radiation and describes the procedure in radiation protection monitoring for external exposure to weakly penetrating radiation in nuclear installations. This radiation comprises beta-minus radiation, beta-plus radiation and conversion electron radiation as well as photon radiation with energies below 15 keV. This International Standard describes the procedure in radiation protection planning and monitoring as well as the measurement and analysis to be applied. It applies to regular nuclear power plant operation including maintenance, waste handling and decommissioning. The recommendations of this International Standard may also be transferred to other nuclear fields including reprocessing, if the area-specific issues are considered. This International Standard may also be applied to radiation protection at accelerator facilities and in nuclear medicine, biology and research facilities.
Énergie nucléaire — Radioprotection — Procédure de surveillance dosimétrique de radioprotection dans les installations nucléaires pour l'exposition externe aux rayonnements faiblement pénétrants, en particulier au rayonnement bêta
La présente Norme internationale spécifie une procédure de surveillance dosimétrique de radioprotection dans les installations nucléaires pour l'exposition externe aux rayonnements faiblement pénétrants, en particulier au rayonnement bêta, et décrit la procédure de surveillance en radioprotection relative à l'exposition externe au rayonnement faiblement pénétrant dans les installations nucléaires. Ce rayonnement inclut le rayonnement β-moins, le rayonnement β-plus et le rayonnement d'électrons de conversion, ainsi que les photons d'énergies inférieures à 15 keV. Cette Norme internationale décrit la procédure d'organisation et de contrôle en radioprotection, ainsi que le mesurage et l'analyse à mettre en oeuvre. Elle s'applique aux opérations régulièrement menées dans les réacteurs nucléaires telles que la maintenance, la manipulation des déchets et le démantèlement. Les recommandations de cette Norme internationale peuvent être transférées à d'autres domaines du nucléaire, y compris le retraitement et la fabrication du combustible nucléaire, si les contraintes propres à chaque domaine sont considérées. Cette Norme internationale peut aussi s'appliquer à la radioprotection auprès des accélérateurs, ainsi que dans les installations de médecine nucléaire, de biologie et de recherche.
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 15382
First edition
2002-04-01
Nuclear energy — Radioprotection —
Procedure for radiation protection
monitoring in nuclear installations for
external exposure to weakly penetrating
radiation, especially to beta radiation
Énergie nucléaire — Radioprotection — Procédure de surveillance
dosimétrique de radioprotection dans les installations nucléaires pour
l'exposition externe aux rayonnements faiblement pénétrants, en particulier
au rayonnement bêta
Reference number
ISO 15382:2002(E)
©
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ISO 15382:2002(E)
Contents Page
Foreword.iv
Introduction.v
1 Scope .1
2 Normative reference.1
3 Terms and definitions .1
4 Radiation protection planning.5
5 Characterization of radiation fields .6
6 Area dose-equivalent rate measurements .7
7 Personal dosimetry .10
8 Special cases .14
9 Assessment of partial-body doses .18
10 Documentation of partial-body doses .18
Annex A (informative) Investigation levels in national regulations .20
Annex B (informative) Examples of radionuclides emitting beta radiation of low maximum energy .21
Annex C (informative) Examples of equivalent dose-rate factors for skin contamination.22
Bibliography.23
© ISO 2002 – All rights reserved iii
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ISO 15382:2002(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.
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 International Standard may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
ISO 15382 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 2, Radiation
protection.
Annexes A to C of this International Standard are for information only.
iv © ISO 2002 – All rights reserved
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ISO 15382:2002(E)
Introduction
A high percentage of weakly penetrating radiation, mainly beta radiation, has to be expected in nuclear power
plants, especially during maintenance work. Special rules need to be respected and particular protection
procedures are required for external exposure to this radiation. Dosimetry methods usually applied in radiation
protection monitoring of strongly penetrating radiation cannot be directly applied to weakly penetrating radiation.
Exposures of persons to weakly penetrating radiation are mainly caused by unshielded open radioactive sources.
This type of exposure may occur, in particular, in connection with contamination. Nuclear installations may involve
large-area contamination with locally different nuclide composition, which can vary with time. In addition, the activity
per unit area may assume high values. Exposure to weakly penetrating radiation from radioactive noble gases in
room air has also to be considered. Particular attention has to be paid to work performed on heavily contaminated
parts at close proximity. This requires special rules and procedures for the nuclear power plants, some of which
may be applicable to the handling of radioactive sources in other disciplines.
In order to achieve and maintain high radiation protection standards, it is necessary to utilize a special standard
dedicated to the particular concern pertaining to protection against, and monitoring of, external exposures to
weakly penetrating radiation.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 15382:2002(E)
Nuclear energy — Radioprotection — Procedure for radiation
protection monitoring in nuclear installations for external
exposure to weakly penetrating radiation, especially to beta
radiation
1 Scope
This International Standard specifies a procedure for radiation protection monitoring in nuclear installations for
external exposure to weakly penetrating radiation, especially to beta radiation and describes the procedure in
radiation protection monitoring for external exposure to weakly penetrating radiation in nuclear installations. This
+
−
radiation comprises β radiation, β radiation and conversion electron radiation as well as photon radiation with
energies below 15 keV. This International Standard describes the procedure in radiation protection planning and
monitoring as well as the measurement and analysis to be applied. It applies to regular nuclear power plant
operation including maintenance, waste handling and decommissioning.
The recommendations of this International Standard may also be transferred to other nuclear fields including
reprocessing, if the area-specific issues are considered. This International Standard may also be applied to
radiation protection at accelerator facilities and in nuclear medicine, biology and research facilities.
2 Normative reference
The following normative document contains 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 document 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.
ISO 6980:1996, Reference beta radiations for calibrating dosemeters and dose-rate meters and for determining
their response as a function of beta-radiation energy
3 Terms and definitions
For the purposes of this International Standard, the following terms and definitions apply.
3.1 Quantities and units
3.1.1
equivalent dose in a tissue or organ
H
T
product of the absorbed dose D , averaged over the tissue or organ T, in the case of skin averaged over the
T,R
whole surface, and the relevant radiation weighting factor w for the radiation R
R
Hw=⋅D
TR T,R
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ISO 15382:2002(E)
NOTE 1 When the radiation fields are composed of radiations with different values of w , the equivalent dose in a tissue or
R
organ is the sum of the products of the radiation weighting factor w and the absorbed dose, D , thus
R T,R
Hw=⋅D (1)
TR∑ T,R
R
NOTE 2 The equivalent dose quantities defined in "Equivalent dose in a tissue or organ" cannot be directly measured.
Instead, the dose equivalent is measured with dosimeters positioned on appropriate parts of the body. These dosimeters are
calibrated on appropriate phantoms.
-1
NOTE 3 The unit of equivalent dose in a tissue or organ is joule per kilogram (J⋅kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 4 For β and photon radiation, the numerical values of dose equivalent and equivalent dose are practically the same.
3.1.1.1
partial-body dose
equivalent dose to tissue, organs or parts of the body identified by the name of the part of the particular tissue,
organ or body, e.g. bone marrow dose, skin dose, hand dose, testes dose or dose to the lens of the eyes
[1]
NOTE 1 In regulations still based on ICRP 26 , the dose equivalent to a part of the body or organ, H , is defined, for beta
T
and photon radiation, as the product of the absorbed dose, D , in the organ and the quality factor Q for the radiation under
T
consideration. Q is defined as a function of the linear collision stopping power in water; for low energy photons, and for beta
particles Q is equal to 1 in this International Standard.
−1
NOTE 2 The unit of partial-body dose is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
3.1.1.2
localized skin dose
H
skin
2
equivalent dose averaged over an area of 1 cm of skin at a nominal depth of 0,07 mm and at the respective point
of interest
NOTE 1 The maximum localized skin dose is predominant in monitoring the skin limit for external radiation.
−1
NOTE 2 The unit of localized skin close is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
3.1.2
effective dose
E
sum of the equivalent doses, H , in relevant organs and tissues multiplied by the appropriate tissue weighting
T
factors, w
T
E=⋅wH
∑TT
T
NOTE 1 The following expression applies based on the definition of H .
T
(2)
Ew=⋅w⋅D
∑∑ TR T,R
TR
NOTE 2 The equivalent dose quantities defined in “Effective dose“ cannot be directly measured. Instead the dose equivalent
is measured with dosimeters positioned on appropriate parts of the body. These dosimeters are calibrated on appropriate
phantoms.
−1
NOTE 3 The unit of effective dose is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
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3.1.3
weighting factor
w
T
factor which represents the relative contribution of that organ or tissue to the total detriment due to the stochastic
effects resulting from uniform irradiation of the whole body
3.1.4
effective dose equivalent
H
E
weighted average of the dose equivalent in a tissue or organ, T, each weighted by a tissue or organ weighting
[1]
factor, w , as formerly recommended by ICRP 26
T
3.1.5
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue measured at an appropriate depth, d, below a specified point of the body
NOTE 1 For strongly penetrating radiation, the depth, 10 mm, is frequently recommended (see 3.3.1). For weakly penetrating
radiation a depth of 0,07 mm for the skin and 3 mm for the lens of the eye are employed (see 3.3.1). For these purposes, H (d),
p
is written as, H (10), H (3) and H (0,07), respectively
p p p
NOTE 2 This definition ensures that the personal dose equivalent, H (10), for a whole-body exposure to strongly penetrating
p
radiation, represents an estimate of the effective dose and the equivalent dose for deep-lying organs, whereas the personal
dose equivalent, H (0,07), permits the skin dose to be monitored for a partial-body exposure of the skin or of the extremities.
p
−1
NOTE 3 The unit of personal dose equivalent is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
[2]
NOTE 4 As noted in ICRU 56 , in most cases the only value of the depth that is of concern for beta radiation is 0,07 mm
while in a few instances a depth of 3 mm is of interest for protection of the lens of the eye. The ambient dose equivalent H*(10)
used for the monitoring of strongly penetrating radiation is not appropriate for any beta radiation, even that which is considered
as strongly penetrating (E > 2,5 MeV) (see 3.1.6.1).
max
3.1.6
area monitoring
for purposes of routine radiation protection, it is desirable to characterize the potential irradiation of individuals in
terms of a single dose-equivalent quantity that would exist in a phantom approximating the human body
NOTE 1 The phantom selected is called the ICRU sphere.
NOTE 2 For area monitoring, it is useful to stipulate certain radiation fields that are derived from the actual radiation field.
The terms ”expanded” and ”aligned” are used to characterize these derived radiation fields. In the expanded field, the fluence
and its angular and energy distribution have the same values throughout the volume of interest as in the actual field at the point
of reference. In the aligned and expanded field, the fluence and its energy distribution are the same as in the expanded field but
the fluence is unidirectional.
3.1.6.1
ambient dose equivalent
H*(d)
dose equivalent that would be produced, at a point in a radiation field, by the corresponding aligned and expanded
radiation field in the ICRU sphere at a depth, d, on the radius opposing the direction of the aligned field
NOTE 1 The recommended depth for strongly penetrating radiation is d = 10 mm.
NOTE 2 The ambient dose equivalent H*(10) is not suitable for measurements in pure beta radiation fields.
−1
NOTE 3 The unit of ambient dose equivalent is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
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ISO 15382:2002(E)
3.1.6.2
directional dose equivalent
H′(d,Ω)
dose equivalent that would be produced, at a point in a radiation field by the corresponding expanded radiation field
in the ICRU sphere at depth, d, on a radius in a specified direction, Ω
NOTE 1 The recommended depth for weakly penetrating radiation is d = 0,07 mm.
NOTE 2 In an expanded radiation field with given directional radiation distribution, the value of the quantity, H′(d), is
generally dependent on the orientation of the specified sphere radius.
NOTE 3 The use of ambient and directional dose equivalents ensures that, for strongly penetrating radiation, the ambient
dose equivalent gives an estimate of the effective dose and the equivalent dose in deep-lying organs and, for weakly
penetrating radiation, the directional dose equivalent gives an estimate of a person's skin dose during measurement at the
location where the dose is measured.
NOTE 4 The dose equivalent for area monitoring for strongly penetrating radiation is given by, H*(10), and for weakly
penetrating radiation by, H′(0,07). If strongly penetrating radiation and weakly penetrating radiation are considered
simultaneously, the dose equivalent is characterized by the pair of values, H*(10) and H′(0,07). This quantity definition
corresponds approximately to the directional dependence of readings in measurements with an area dosimeter designed for
simultaneous measurement of strongly and weakly penetrating radiation.
−1
NOTE 5 The unit of directional dose equivalent is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
3.1.7
dose-equivalent rate
quotient of dose equivalent in a time interval divided by the time interval
NOTE 1 For area monitoring, the dose-equivalent rate for strongly penetrating radiation is given by H*(10), and for weakly
penetrating radiation by H′(0,07). If strongly penetrating radiation and weakly penetrating radiation have to be considered, the
pair of values, H*(10) and H′(0,07), should be reported
−1
NOTE 2 The dose-equivalent rate is joule per kilogram (J⋅kg ), with the special name sievert (Sv).
3.2 Personal dosimeters
3.2.1
approved dosimeter
personal dosimeter used to determine the personal dose equivalent and issued by a measurement office in
compliance with national regulations
NOTE In some countries, the approved dosimeters are named official or accredited dosimeters.
3.2.2
approved whole-body dosimeter
approved dosimeter for measuring the personal dose equivalent due to whole-body exposure
NOTE The reading of the whole-body dosimeter worn on the front of the trunk is often used as an estimate of the effective
dose.
3.2.3
approved partial-body dosimeter
approved dosimeter for measuring the personal dose equivalent to the part of the body concerned (see informative
annex A)
NOTE The reading of the partial-body dosimeter is often used as an estimate of the dose equivalent for the affected part of
the body.
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ISO 15382:2002(E)
3.3 Other terms
3.3.1
weakly penetrating radiation
radiation when the personal dose equivalent received by any small area of the sensitive layer of the skin is more
than 10 times larger than the effective dose for a given orientation of the body in a uniform and unidirectional
radiation field
3.3.2
strongly penetrating radiation
radiation when the equivalent dose received by any small area of the skin is less than 10 times larger than the
effective dose for a given uniform and unidirectional field and orientation of the body
3.3.3
soft tissue
for dosimetry purposes, homogeneous material composed of (in weight percentages): 10,1 % hydrogen, 11,1 %
−3
carbon, 2,6 % nitrogen and 76,2 % oxygen ICRU tissue, with a specific gravity of 1 g⋅cm
[3]
NOTE For ICRU tissue see ICRU 33 .
3.3.4
investigation level
value of the personal dose equivalent which, when exceeded, requires investigations into the effectiveness of
radiation protection measures
NOTE 1 The investigation level is dependent on the respective operation or application type.
NOTE 2 The investigation level in this International Standard is a dose equivalent specified for various parts of the body for a
fixed time period. For personal dose-equivalent readings below or equal the investigation level, the dosimeter reading is taken
as representing the effective dose, or equivalent dose to specified organs or parts of the body. For a personal dose equivalent
reading exceeding the investigation level, it needs to be verified whether a calculation of the corresponding equivalent dose is
required.
NOTE 3 Investigation levels are established by national authorities.
3.3.5
transmission factor
T
ratio of the dose-equivalent rate determined behind a shielding and the dose-equivalent rate without this shielding
NOTE 1 For X-rays and gamma radiation, the attenuation factor, which is equal to the reciprocal of the transmission factor, is
often used.
NOTE 2 In mixed beta and photon radiation fields, the transmission factor can also be specified for components of the
radiation field.
NOTE 3 Reference should be made to the geometry for which the transmission factor is calculated or measured.
4 Radiation protection planning
Weakly penetrating radiation is to be expected in the vicinity of unsealed radioactive materials, for example, on
contaminated inner surfaces of plant components, on system components or tools and in contaminated areas. High
values of the directional dose-equivalent rate can be produced, in particular, by beta radiation. Therefore, weakly
penetrating radiation should be considered already at the stage of radiation protection planning.
The components on which contamination can occur are, as a rule, known from operational experience. If a high
gamma ambient-dose-equivalent rate is measured on closed components (e.g. pumps, steam generator), a high
percentage of weakly penetrating radiation has to be expected when the component is opened.
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The radiation fields from contaminated surfaces or air may be subject to considerable variation in time and location.
NOTE Information on weakly penetrating radiation, in particular beta radiation, in nuclear power plants is given in
references [4] to [10] in the bibliography.
5 Characterization of radiation fields
5.1 Introduction
The effective dose from weakly penetrating radiation, in particular from beta radiation, depends on the directional
dose-equivalent rate, the duration of the exposure, on the direction considered and the attenuation by the
protective clothing. Information about the energy of beta radiation is obtained from the radionuclide composition,
beta spectrometry or the attenuation of the radiation.
5.2 Nuclide composition of contamination
The composition of a radionuclide mixture can be determined, for example, by radiochemical analysis, by direct
measurements with gamma spectrometers on surfaces or by the evaluation of wipe or scratch tests.
In determining the radionuclide composition, all radionuclides which contribute significantly to the directional dose
equivalent due to the emission of weakly penetrating radiation shall be recorded.
NOTE 1 The radionuclide composition may be subject to variations in time and location.
NOTE 2 Wipe tests alone do not always provide the complete radionuclide spectrum, especially in the case of fixed
contamination.
NOTE 3 Whereas weakly penetrating radiation is partially attenuated by absorbers (e.g. air), beta radiation components of
124
high maximum energy (e.g. Sb with E = 2,3 MeV) can contribute significantly to the dose equivalent even if their
β,max
concentration in the radionuclide mixture is small (see Figure 1).
NOTE 4 Gamma spectrometers do not provide information on the complete radionuclide spectrum since pure beta emitters
are not detected.
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ISO 15382:2002(E)
[10]
The gamma components of the radionuclides are not considered in the calculations. All calculations by Cross
[11]
were prior to the issue of ICRU 39
Figure 1 — Calculated beta dose-equivalent rates as a function of the mass per area of an absorber in front
[10]
of extended sources for various radionuclides frequently present in nuclear power plants (Cross )
5.3 Attenuation of radiation
Attenuation measurements may be used to characterize the radiation field by estimation of the maximum energy of
beta radiation (see Figure 2, 3.3.5 and 6.5).
6 Area dose-equivalent rate measurements
6.1 General
Weakly penetrating radiation primarily affects the skin. The International Commission on Radiological Protection
(ICRP) considers it appropriate to limit skin exposure on the basis of a skin dose evaluated at a depth of 0,07 mm.
The area dose-equivalent rate measurement relates to this tissue depth by measuring the directional dose-
′
equivalent rate, H (0,07,Ω). In general, weakly penetrating radiation is accompanied by strongly penetrating
radiation, which contributes to the dose both in the skin and in deeper tissue layers. This has to be taken into
account in area dose-equivalent rate measurements by measuring the ambient dose-equivalent rate, H*(10).
If weakly penetrating radiation is expected, radiation protection measures always have to be based on
′
measurements of the ambient dose-equivalent rate H*(10) and the directional dose-equivalent rate H (0,07,Ω)
(see also 3.1.7). The results (possibly behind protective clothing as used by the radiation worker, see also 6.3) are
used to determine whether the dose on the extremities according to 7.2 or the skin dose according to 7.3 should be
measured.
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ISO 15382:2002(E)
6.2 Measuring requirements
Before starting to work on contaminated or activated objects, it is required to measure the dose-equivalent rates,
H ′ (0,07) in addition to H * (10).
Measurements of the directional dose-equivalent rate H ′(0,07) are not required if it is known from radionuclide
analysis, or from earlier measurements, that the exposure level for weakly penetrating radiation is very low or that
the protective clothing is sufficient to shield this type of radiation.
′
For certain equipment or systems and in certain periods of time, H (0,07) may be estimated by the known ratio of
′
H (0,07)/ H * (10).
However, the measurements shall be repeated if new and possibly contaminated surfaces are accessible in the
course of work.
6.3 Measuring instruments
For determining the directional dose-equivalent rate H ′(0,07), dose-equivalent rate meters with thin-walled
[2]
detectors should be used (see ICRU 56:1997, chapter 8, ).
Dose-rate meters with thin-walled ionization chambers are particularly suitable. Dose-rate meters with a small-
volume ionization chamber may be used in close vicinity to a radiation source. Large-volume ionization chambers
should be used where small dose rates are to be measured or a rapid reading is required. A possible need to
′
correct for underestimation of H (0,07) should be taken into account in measurements with large-volume ionization
chambers due to non-uniform irradiation of the detector volume.
′
If protective clothing is worn, H (0,07), should not be measured free in air but behind the respective layer of
clothing.
Dose-equivalent rate meters with an ionization chamber measure the dose rate averaged over the chamber
volume. The result of measurements at short distances from the contaminated surface depends on the size of the
ionization chamber, and on the size of the contaminated area, due to the field gradient. The dose-equivalent rate
can be underestimated by a factor of 5 to 10 (in extreme cases even more) when a large-volume ionization
3
chamber (chamber volume of approx. 500 cm ) is used near a contaminated surface. The factor depends on the
distance, the area of contamination and the beta radiation energy (see [12], in the bibliography).
′
The directional dose-equivalent rate H (0,07) may also be determined using instruments with other detectors, e.g.
with surface-barrier detectors or scintillation counters (see [12] and [13] in the bibliography). Instruments with
′
Geiger-Müller detector tubes are not suitable for determining the directional dose-equivalent rate H (0,07).
−2
An ionization chamber covered with a tissue-equivalent chamber wall or cap of 1 g⋅cm is suitable for measuring
H * (10) of strongly penetrating radiation.
As for the quantity to be measured, the calibration of measuring instruments and dosimeters should be traceable to
national standards.
6.4 Place of measurement
The place of measurement shall be representative for the exposure conditions of the person surveyed. If it cannot
be avoided that contaminated objects are touched with the hands, measurements shall be performed both near the
surface (approximately 1 cm distance) and at the usual working distance of the trunk (approximately 30 cm). If tools
are used, measurements should be performed at the distance appropriate for the
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 15382
Première édition
2002-04-01
Énergie nucléaire — Radioprotection —
Procédure de surveillance dosimétrique de
radioprotection dans les installations
nucléaires pour l'exposition externe aux
rayonnements faiblement pénétrants, en
particulier au rayonnement bêta
Nuclear energy — Radioprotection — Procedure for radiation protection
monitoring in nuclear installations for external exposure to weakly
penetrating radiation, especially to beta radiation
Numéro de référence
ISO 15382:2002(F)
©
ISO 2002
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ISO 15382:2002(F)
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction.v
1 Domaine d'application .1
2 Référence normative .1
3 Termes et définitions.1
4 Organisation de la radioprotection.6
5 Caractérisation des champs de rayonnement.6
6 Mesurages du débit d'équivalent de dose de zone.7
7 Dosimétrie individuelle .11
8 Cas spéciaux.14
9 Évaluation des doses partielles au corps.18
10 Comptabilisation des doses partielles au corps.19
Annexe A (informative) Niveaux d'investigation dans les réglementations nationales .21
Annexe B (informative) Exemples de radionucléides émettant des rayonnements bêta de faible énergie
maximale .22
Annexe C (informative) Exemples de facteurs de débit de dose équivalente pour la contamination de la
peau.23
Bibliographie.24
© ISO 2002 – Tous droits réservés iii
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ISO 15382:2002(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 3.
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 de la présente 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.
L'ISO 15382 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 2,
Radioprotection.
Les annexes A à C de la présente Norme internationale sont données uniquement à titre d'information.
iv © ISO 2002 – Tous droits réservés
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ISO 15382:2002(F)
Introduction
Une forte proportion de rayonnements faiblement pénétrants, principalement le rayonnement bêta, est présente
dans les installations nucléaires, en particulier pendant les opérations de maintenance. Des règles spéciales
doivent être respectées et des procédures particulières de protection vis-à-vis de l'exposition externe à ce
rayonnement sont requises. Les méthodes habituellement mises en œuvre en radioprotection pour la surveillance
dosimétriques des rayonnements fortement pénétrants ne peuvent être directement appliquées au rayonnement
faiblement pénétrant.
Les expositions de personnes au rayonnement faiblement pénétrant sont principalement causées par les sources
radioactives non scellées. Ce type d'exposition peut arriver, en particulier, en présence de contamination. Les
installations nucléaires peuvent impliquer des surfaces contaminées étendues, dont la composition en
radionucléides varie de place en place et avec le temps. De plus, l'activité surfacique peut atteindre de fortes
valeurs. L'exposition au rayonnement faiblement pénétrant des gaz rares radioactifs de l'air des salles doit aussi
être considérée. Une attention particulière doit être accordée au travail effectué dans la proximité immédiate
d'éléments fortement contaminés. Ceci nécessite des règles et des procédures spéciales pour les réacteurs
nucléaires, certaines d'entre elles pouvant s'appliquer à la manipulation de sources radioactives dans d'autres
disciplines.
Afin de réaliser et de mettre en place des normes de radioprotection de qualité, il est nécessaire d'utiliser une
norme spéciale dédiée au problème particulier du contrôle et de la protection vis-à-vis des expositions externes au
rayonnement faiblement pénétrant.
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NORME INTERNATIONALE ISO 15382:2002(F)
Énergie nucléaire — Radioprotection — Procédure de surveillance
dosimétrique de radioprotection dans les installations nucléaires
pour l'exposition externe aux rayonnements faiblement
pénétrants, en particulier au rayonnement bêta
1 Domaine d'application
La présente Norme internationale spécifie une procédure de surveillance dosimétrique de radioprotection dans les
installations nucléaires pour l'exposition externe aux rayonnements faiblement pénétrants, en particulier au
rayonnement bêta, et décrit la procédure de surveillance en radioprotection relative à l'exposition externe au
-
rayonnement faiblement pénétrant dans les installations nucléaires. Ce rayonnement inclut le rayonnement β , le
+
rayonnement β et le rayonnement d'électrons de conversion, ainsi que les photons d'énergies inférieures à
15 keV. Cette Norme internationale décrit la procédure d'organisation et de contrôle en radioprotection, ainsi que le
mesurage et l'analyse à mettre en œuvre. Elle s'applique aux opérations régulièrement menées dans les réacteurs
nucléaires telles que la maintenance, la manipulation des déchets et le démantèlement.
Les recommandations de cette Norme internationale peuvent être transférées à d'autres domaines du nucléaire, y
compris le retraitement et la fabrication du combustible nucléaire, si les contraintes propres à chaque domaine sont
considérées. Cette Norme internationale peut aussi s'appliquer à la radioprotection auprès des accélérateurs, ainsi
que dans les installations de médecine nucléaire, de biologie et de recherche.
2 Référence normative
Le document normatif suivant contient des dispositions qui, par suite de la référence qui y est faite, constitue 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 l’édition la plus
récente du document normatif indiqué ci-après. Pour les références non datées, la dernière édition du document
normatif en référence s’applique. Les membres de l'ISO et de la CEI possèdent le registre des Normes
internationales en vigueur.
ISO 6980:1996, Rayonnements bêta de référence pour l'étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la
détermination de leur réponse en fonction de l'énergie bêta
3 Termes et définitions
Pour les besoins de la présente Norme internationale, les termes et définitions suivants s'appliquent.
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ISO 15382:2002(F)
3.1 Grandeurs et unités
3.1.1
dose équivalente à un tissu ou un organe
H
T
produit de la dose absorbée D , moyennée sur le tissu ou l'organe T (dans le cas de la peau, moyennée sur
T,R
toute la surface) et du facteur de pondération radiologique w correspondant au rayonnement R
R
H = w ⋅ D
T R T,R
NOTE 1 Quand les champs de rayonnement sont composés de rayonnements ayant des valeurs différentes de w , la dose
R
équivalente à un tissu ou un organe est la somme des produits du facteur de pondération radiologique w et de la dose
R
absorbée D , tel que
T,R
Hw=⋅D (1)
TRT,R
∑
R
NOTE 2 Les grandeurs de type «dose équivalente», telles que la «dose équivalente à un tissu ou un organe» ne peuvent
être mesurées directement. À la place, l'équivalent de dose est déterminé à l'aide de dosimètres positionnés aux endroits
appropriés du corps. Ces dosimètres sont étalonnés sur des fantômes appropriés.
−1
NOTE 3 L'unité de dose équivalente à un tissu ou un organe est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le
sievert (Sv).
NOTE 4 Pour les rayonnements β et photoniques, les valeurs numériques de l'équivalent de dose et de la dose équivalente
sont pratiquement les mêmes.
3.1.1.1
dose partielle au corps
dose équivalente au tissu, aux organes ou à des parties du corps, identifiée par le nom de la partie spécifique du
tissu, de l'organe du corps, par exemple, dose à la moelle de l’os, dose à la peau, dose aux mains, dose aux
gonades ou dose au cristallin des yeux
[1]
NOTE 1 Dans les réglementations encore basées sur l'ICRP 26 , l'équivalent de dose à une partie du corps ou à un
organe, H , est défini, pour les rayonnements bêta et photoniques, comme le produit de la dose absorbée D , à l'organe et du
T T
facteur de qualité Q pour le rayonnement considéré. Q est défini comme une fonction du pouvoir d'arrêt linéaire par collision
dans l'eau; dans cette Norme internationale, pour les photons de faible énergie et les particules bêta, Q est égal à 1.
−1
NOTE 2 L'unité de dose partielle au corps est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.1.1.2
dose locale à la peau
H
peau
2
dose équivalente moyennée sur une surface de 1 cm de peau, à la profondeur nominale de 0,07 mm au point
spécifié
NOTE 1 La dose locale maximale à la peau est celle qui est retenue pour le contrôle de la limite à la peau, dans le cas du
rayonnement externe.
−1
NOTE 2 L'unité de dose locale à la peau est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.1.2
dose efficace
E
somme des doses équivalentes, H , dans les organes et tissus concernés, multipliées par les facteurs de
T
pondération tissulaires appropriés, w
T
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ISO 15382:2002(F)
E=⋅wH
∑TT
T
NOTE 1 L'expression suivante, basée sur la définition de H , s'applique.
T
Ew=⋅w⋅D (2)
∑∑ TR T,R
TR
NOTE 2 Les grandeurs de type «dose équivalente», telles que la «dose efficace» ne peuvent être mesurées directement. À
la place, l'équivalent de dose est déterminé à l'aide de dosimètres positionnés aux endroits appropriés du corps. Ces
dosimètres sont étalonnés sur des fantômes appropriés.
−1
NOTE 3 L'unité de dose efficace est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.1.3
facteur de pondération
w
T
facteur qui représente la contribution relative de cet organe ou tissu au détriment total dû aux effets stochastiques
résultant d'une irradiation uniforme de tout le corps
3.1.4
équivalent de dose efficace
H
E
moyenne pondérée des équivalents de dose dans les tissus ou organes, T, chacun étant pondéré par un facteur
[1]
de pondération «tissu» ou «organe», w , comme précédemment recommandé dans l'ICRP 26
T
3.1.5
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans le tissu mou, mesuré à une profondeur appropriée, d, au-dessous d'un point spécifié du
corps
NOTE 1 Pour le rayonnement fortement pénétrant, la profondeur de 10 mm est fréquemment recommandée (voir 3.3.1).
Pour le rayonnement faiblement pénétrant, une profondeur de 0,07 mm pour la peau et de 3 mm pour le cristallin de l’œil sont
employées (voir 3.3.1). C'est pourquoi H (d) s'écrit sous les formes respectives H (10), H (3) et H (0,07).
p p p p
NOTE 2 Cette définition établit que l'équivalent de dose individuel, H (10), représente, pour une exposition du corps entier
p
au rayonnement fortement pénétrant, une estimation de la dose efficace et de la dose équivalente pour les organes profonds,
tandis que l'équivalent de dose individuel, H (0,07), permet d’évaluer la dose à la peau pour une exposition partielle de la peau
p
ou des extrémités.
−1
NOTE 3 L'unité d'équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
[2]
NOTE 4 Comme cela est spécifié dans l'ICRU 56 , dans la plupart des cas, la seule valeur de la profondeur d'intérêt pour le
rayonnement bêta est 0,07 mm, tandis que dans quelques exemples, une profondeur de 3 mm est appropriée pour la protection
du cristallin. L'équivalent de dose ambiant, H*(10), utilisé pour le contrôle du rayonnement fortement pénétrant n'est pas
approprié pour tout rayonnement bêta, même celui qui est considéré comme fortement pénétrant (E > 2,5 MeV) (voir
max
3.1.6.1).
3.1.6
surveillance de zone
dans ses objectifs, la radioprotection de routine se propose de caractériser l'irradiation potentielle des individus en
termes d'une unique grandeur de type équivalent de dose qui existerait dans un fantôme simulant le corps humain
NOTE 1 Le fantôme choisi est appelé la sphère ICRU.
NOTE 2 Pour la surveillance de zone, il est utile de mentionner certains champs de rayonnement qui sont dérivés du champ
réel de rayonnement. Les termes «expansé» et «unidirectionnel» sont utilisés pour caractériser ces champs de rayonnement
© ISO 2002 – Tous droits réservés 3
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ISO 15382:2002(F)
dérivés. Dans le champ de rayonnement expansé, la fluence et ses distributions angulaire et énergétique ont les mêmes
valeurs dans tout le volume d'intérêt que dans le champ réel au point de référence. Dans le champ unidirectionnel et expansé,
la fluence et sa distribution en énergie sont les mêmes que dans le champ expansé, mais la fluence est unidirectionnelle.
3.1.6.1
équivalent de dose ambiant
H*(d)
équivalent de dose qui serait produit, en un point d'un champ de rayonnement, par le champ de rayonnement
unidirectionnel et expansé correspondant dans la sphère ICRU à la profondeur, d, sur le rayon opposé à la
direction du champ unidirectionnel
NOTE 1 La profondeur recommandée pour le rayonnement fortement pénétrant est d = 10 mm.
NOTE 2 L'équivalent de dose ambiant, H*(10), ne convient pas pour les mesurages effectués dans des champs de
rayonnement bêta pur.
−1
NOTE 3 L'unité d'équivalent de dose ambiant est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.1.6.2
équivalent de dose directionnel
H′(d,Ω)
équivalent de dose qui serait produit, en un point d'un champ de rayonnement, par le champ de rayonnement
expansé correspondant dans la sphère ICRU à la profondeur, d, sur un rayon dans une direction spécifiée, Ω
NOTE 1 La profondeur recommandée pour le rayonnement faiblement pénétrant est d = 0,07 mm.
NOTE 2 Dans un champ de rayonnement expansé présentant une distribution directionnelle donnée du rayonnement, la
valeur de la grandeur, H′(d), dépend généralement de l'orientation du rayon spécifié de la sphère.
NOTE 3 L'utilisation des équivalents de dose ambiant et directionnel établit que, pour le rayonnement fortement pénétrant,
l'équivalent de dose ambiant donne une estimation de la dose efficace et de la dose équivalente dans les organes profonds et,
pour le rayonnement faiblement pénétrant, l'équivalent de dose directionnel donne une estimation de la dose à la peau d'une
personne pendant le mesurage à l'endroit où la dose est mesurée.
NOTE 4 L'équivalent de dose pour la surveillance de zone du rayonnement fortement pénétrant est donné par H*(10), et
pour le rayonnement faiblement pénétrant par H′(0,07). Si les rayonnements fortement et faiblement pénétrants sont considérés
simultanément, l'équivalent de dose est caractérisé par le couple de valeurs H*(10) et H′(0,07). Cette définition de grandeur
correspond approximativement à la dépendance directionnelle des indications lors des mesurages effectués avec un dosimètre
d'ambiance destiné au mesurage simultané des rayonnements fortement et faiblement pénétrants.
−1
NOTE 5 L'unité d'équivalent de dose directionnel est le joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.1.7
débit d'équivalent de dose
quotient de l'équivalent de dose pendant un intervalle de temps divisé par cet intervalle de temps
NOTE 1 Pour la surveillance de zone, le débit d'équivalent de dose pour le rayonnement fortement pénétrant est donné par
′
H* (10), et pour le rayonnement faiblement pénétrant par H (0,07). Si les rayonnements fortement et faiblement pénétrants
′
doivent être considérés, le couple de valeurs, H* (10) et H (0,07), doit être pris en compte.
−1
NOTE 2 Le débit d'équivalent de dose est exprimé en joule par kilogramme (J⋅kg ) et son nom spécial est le sievert (Sv).
3.2 Dosimètres individuels
3.2.1
dosimètre réglementaire
dosimètre individuel utilisé pour déterminer l'équivalent de dose individuel et délivré par un service de mesure
reconnu par les réglementations nationales
NOTE Dans certains pays, les dosimètres réglementaires sont dénommés dosimètres officiels ou accrédités.
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ISO 15382:2002(F)
3.2.2
dosimètre réglementaire «organisme entier»
dosimètre réglementaire pour la mesure de l'équivalent de dose individuel dû à l'exposition du corps entier
NOTE L'indication du dosimètre «corps entier» porté sur la face antérieure du tronc est souvent utilisée comme estimation
de la dose efficace.
3.2.3
dosimètre réglementaire «local»
dosimètre réglementaire pour la mesure de l'équivalent de dose individuel à la partie du corps concernée (voir
l’annexe A informative)
NOTE L'indication du dosimètre «local» est souvent utilisée comme estimation de l'équivalent de dose à la partie
concernée du corps.
3.3 Autres termes
3.3.1
rayonnement faiblement pénétrant
rayonnement pour lequel l'équivalent de dose individuel reçu par n'importe quelle petite surface de la couche
sensible de la peau est supérieur à 10 fois la dose efficace pour une orientation donnée du corps dans un champ
de rayonnement uniforme et unidirectionnel
3.3.2
rayonnement fortement pénétrant
rayonnement pour lequel la dose équivalente reçue par n'importe quelle petite surface de la peau est inférieure à
10 fois la dose efficace pour une orientation donnée du corps dans un champ de rayonnement uniforme et
unidirectionnel
3.3.3
tissu mou
en dosimétrie, le tissu ICRU est un matériau homogène composé de (en pourcentages massiques): 10,1 %
−3
d'hydrogène, 11,1 % de carbone, 2,6 % d'azote et 76,2 % d'oxygène et de masse spécifique 1 g⋅cm
[3]
NOTE Pour le tissu ICRU, voir le rapport ICRU 33 .
3.3.4
niveau d'investigation
le niveau d'investigation est la valeur de l'équivalent de dose individuel qui, lorsqu'elle est dépassée, requiert des
investigations sur l'efficacité des mesures de radioprotection
NOTE 1 Le niveau d'investigation dépend du type d'opération ou d'application.
NOTE 2 Dans cette Norme internationale, le niveau d'investigation est un équivalent de dose spécifié pour différentes parties
du corps et pour un intervalle de temps défini. Pour des indications d'équivalent de dose individuel inférieures ou égales au
niveau d'investigation, l'indication des dosimètres est prise comme représentant la dose efficace, ou la dose équivalente à des
organes ou à des parties spécifiées du corps. Pour une indication d'équivalent de dose individuel dépassant le niveau
d'investigation, il est nécessaire de vérifier si un calcul de la dose équivalente correspondante est nécessaire.
NOTE 3 Les niveaux d'investigation sont établis par les autorités nationales.
3.3.5
facteur de transmission
T
rapport du débit d'équivalent de dose déterminé derrière une protection et du débit d'équivalent de dose sans cette
protection
NOTE 1 Pour les rayonnements X et gamma, le facteur d'atténuation, qui est égal à l'inverse du facteur de transmission, est
souvent utilisé.
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NOTE 2 Dans les champs mixtes de rayonnements bêta et photoniques, le facteur de transmission peut aussi être spécifié
pour les composantes du champ de rayonnement.
NOTE 3 Il doit être fait référence à la géométrie dans laquelle le facteur de transmission est calculé ou mesuré.
4 Organisation de la radioprotection
Le rayonnement faiblement pénétrant est présent à proximité des matières radioactives non scellées, par exemple
sur les surfaces internes des composants de réacteurs, sur des éléments de système ou des outils et dans des
zones contaminées. Des valeurs élevées du débit d'équivalent de dose directionnel peuvent être générées, en
particulier, par le rayonnement bêta. C'est pourquoi le rayonnement faiblement pénétrant doit être considéré déjà
au niveau de l'organisation de la radioprotection.
Les composants sur lesquels la contamination peut être fixée sont, en règle générale, connus à partir de
l'expérience. Si un débit d'équivalent de dose ambiant élevé, dû aux gammas, est mesuré sur des composants clos
(par exemple, pompes, générateur de vapeur), il faut s'attendre à un fort pourcentage de rayonnement faiblement
pénétrant lorsque le composant est ouvert.
Les champs de rayonnement produits par des surfaces contaminées ou de l'air contaminé peuvent être le siège de
variations considérables en fonction du temps et du site.
NOTE Des informations sur le rayonnement faiblement pénétrant, en particulier le rayonnement bêta, dans les réacteurs
nucléaires se trouvent dans les références [4] à [10] dans la bibliographie.
5 Caractérisation des champs de rayonnement
5.1 Introduction
La dose efficace due au rayonnement faiblement pénétrant, en particulier due au rayonnement bêta, dépend du
débit d'équivalent de dose directionnel, de la durée de l’exposition, de la direction considérée et de l'atténuation par
les vêtements de protection. L'information sur l'énergie du rayonnement bêta est obtenue à partir de la composition
en radionucléides, de spectrométrie bêta et de l'atténuation du rayonnement.
5.2 Composition de la contamination en radionucléides
La composition d'un mélange de radionucléides peut être déterminée, par exemple, par analyse radiochimique, par
spectrométrie gamma directe des surfaces ou par évaluation de frottis ou de prélèvements.
Lors de la détermination de la composition en radionucléides, tous les radionucléides qui contribuent de façon
significative à l'équivalent de dose directionnel par l'émission de rayonnement faiblement pénétrant doivent être
enregistrés.
NOTE 1 La composition en radionucléides peut être sujette à des variations locales et dans le temps.
NOTE 2 Les tests par frottis ne procurent pas toujours le spectre complet des radionucléides, en particulier dans le cas de
contamination fixée.
NOTE 3 Tandis que le rayonnement faiblement pénétrant est partiellement atténué par des absorbeurs (par exemple, l'air)
124
les composantes du rayonnement bêta d'énergie maximale élevée (par exemple, Sb avec E = 2,3 MeV) peuvent
β,max
contribuer de façon significative à l'équivalent de dose même si leur concentration dans le mélange de radionucléides est faible
(voir Figure 1).
NOTE 4 Les spectromètres gamma ne fournissent pas d'information sur le spectre total des radionucléides puisque les
émetteurs bêta purs ne sont pas détectés.
6 © ISO 2002 – Tous droits réservés
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ISO 15382:2002(F)
Les composantes gamma des radionucléides ne sont pas considérées dans les calculs. Tous les calculs de
[10] [11]
Cross sont antérieurs à la parution de l'ICRU 39
Figure 1 — Débits d'équivalent de dose bêta calculés en fonction de la masse surfacique d'un absorbeur
placé en face d'une source étendue pour différents radionucléides fréquemment rencontrés dans les
[10]
réacteurs nucléaires (Cross )
5.3 Atténuation du rayonnement
Des mesurages d'atténuation peuvent être utilisés pour caractériser le champ de rayonnement par estimation de
l'énergie maximale du rayonnement bêta (voir Figure 2, 3.3.5 et 6.5).
6 Mesurages du débit d'équivalent de dose de zone
6.1 Généralités
Le rayonnement faiblement pénétrant affecte principalement la peau. La Commission internationale de protection
radiologique (CIPR, ICPR en anglais) considère qu'il est satisfaisant de limiter l'exposition de la peau sur la base
d'une dose à la peau évaluée à la profondeur de 0,07 mm. Le mesurage du débit d'équivalent de dose de zone se
rattache à cette profondeur dans le tissu en mesurant le débit d'équivalent de dose directionnel, H ′ (0,07,Ω). En
général, le rayonnement faiblement pénétrant est accompagné de rayonnement fortement pénétrant, qui contribue
à la dose, à la fois dans la peau, et dans les couches de tissu plus profondes. Ceci doit être pris en compte dans
les mesurages de débit d'équivalent de dose de zone en mesurant le débit d'équivalent de dose ambiant H * (10).
Si la présence de rayonnement faiblement pénétrant est supposée, les mesures de radioprotection doivent être
toujours basées sur les mesurages du débit d'équivalent de dose ambiant H * (10) et du débit d'équivalent de dose
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ISO 15382:2002(F)
directionnel H ′ (0,07,Ω) (voir aussi 3.1.7). Les résultats (obtenus probablement derrière les vêtements de
protection portés par le travailleur du nucléaire, voir aussi 6.3) sont utilisés pour déterminer si la dose aux
extrémités, selon 7.2, ou la dose à la peau, selon 7.3, doit être mesurée.
6.2 Conditions requises pour les mesurages
Avant de commencer un travail sur
...
Questions, Comments and Discussion
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