ISO 6980-3:2023
(Main)Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — 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
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — 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
This document describes procedures for calibrating and determining the response of dosemeters and dose-rate meters in terms of the operational quantities for radiation protection purposes defined by the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU). However, as noted in ICRU 56, the ambient dose equivalent, H*(10), used for area monitoring, and the personal dose equivalent, Hp(10), as used for individual monitoring, of strongly penetrating radiation, are not appropriate quantities for any beta radiation, even that which penetrates 10 mm of tissue (Emax > 2 MeV). This document is a guide for those who calibrate protection-level dosemeters and dose-rate meters with beta-reference radiation and determine their response as a function of beta-particle energy and angle of incidence. Such measurements can represent part of a type test during the course of which the effect of other influence quantities on the response is examined. This document does not cover the in-situ calibration of fixed, installed area dosemeters. The term “dosemeter” is used as a generic term denoting any dose or dose-rate meter for individual or area monitoring. In addition to the description of calibration procedures, this document includes recommendations for appropriate phantoms and the way to determine appropriate conversion coefficients. Guidance is provided on the statement of measurement uncertainties and the preparation of calibration records and certificates.
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 des particules bêta et de l'angle d'incidence du rayonnement bêta
Le présent document décrit les modes opératoires pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres de dose, et la détermination de leur réponse en termes de grandeurs opérationnelles utilisées à des fins de radioprotection et définies par la Commission internationale des unités et mesures radiologiques (ICRU, de l’anglais «International Commission on Radiation Units and Measurements»). Comme le souligne toutefois le rapport ICRU 56, l’équivalent de dose ambiant, H*(10), et l’équivalent de dose individuel, Hp(10), utilisés respectivement pour la surveillance de zone et pour la surveillance individuelle dans le cas de rayonnements fortement pénétrants ne sont pas des grandeurs appropriées pour un rayonnement bêta, même pour un rayonnement capable de traverser une épaisseur de tissu de 10 mm (Emax > 2 MeV). Le présent document constitue un guide pour tout organisme procédant à l’étalonnage de dosimètres et de débitmètres de dose à des niveaux de dose de radioprotection en utilisant un rayonnement bêta de référence, et déterminant leur réponse en fonction de l’énergie des particules bêta et de l’angle d’incidence du rayonnement. Ces mesurages peuvent faire partie d’un essai de type au cours duquel les effets d’autres grandeurs d’influence sur la réponse sont examinés. Le présent document ne traite pas de l’étalonnage in situ des dosimètres de zone à poste fixe. Le terme «dosimètre» est un terme générique utilisé pour désigner tout dosimètre ou débitmètre de dose destiné à la surveillance individuelle ou de zone. Outre la description des modes opératoires d’étalonnage, le présent document comprend des recommandations pour les fantômes qu’il y a lieu d’utiliser et la méthode de détermination de coefficients de conversion appropriés. Des recommandations sont fournies concernant l’expression des incertitudes de mesure et la préparation des enregistrements et des certificats d’étalonnage.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 6980-3
Third edition
2023-11
Nuclear energy — Reference beta-
particle radiation —
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
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 des
particules bêta et de l'angle d'incidence du rayonnement bêta
Reference number
© ISO 2023
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Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Symbols and abbreviated terms, and reference and standard test conditions .3
5 Procedures applicable to all area and personal dosemeters . 4
5.1 General principles . 4
5.1.1 Selection of sources and radiation qualities . 4
5.1.2 Reference absorbed dose rate . 4
5.1.3 Conversion coefficients . 5
5.1.4 Reference conditions and standard test conditions . 5
5.1.5 Variation of influence quantities . . 5
5.1.6 Point of test and reference point . 6
5.1.7 Axes of rotation . 6
5.1.8 Condition of the dosemeter to be calibrated . 6
5.1.9 Influence of photon contribution . 6
5.2 Determination of calibration and correction factors . 6
5.2.1 Determination of the reference dose rate by a standard instrument . 6
5.2.2 Determination of reference calibration factor and correction factor for
non-linear response . 7
5.2.3 Determination of the correction factor for beta-particle energy and angle
of incidence, k . 7
E,α
6 Procedures for area dosemeters .8
6.1 General principles . 8
6.2 Quantity to be measured . 8
7 Procedures for personal dosemeters . 8
7.1 General principles . 8
7.2 Quantity to be measured . 8
7.3 Experimental conditions . 8
7.3.1 Use of phantoms . 8
7.3.2 Geometrical considerations in divergent beams . 9
7.3.3 Simultaneous irradiation of several dosemeters . . 9
8 Uncertainties .10
9 Reporting of results according to ISO 17025 .10
Annex A (normative) Reference conditions and standard test conditions .11
Annex B (informative) Conversion coefficients for some beta reference radiation fields .13
Bibliography .19
iii
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.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular, the different approval criteria needed for the
different types of ISO document should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use
of (a) patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed
patent rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received
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cautioned that this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent
database available at www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all
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constitute an endorsement.
For an explanation of the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to
the World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT), see
www.iso.org/iso/foreword.html.
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
This third edition of ISO 6980-3 cancels and replaces ISO 6980-3:2022, of which it constitutes a minor
revision.
The main changes are the following:
— editorial changes throughout the document.
A list of all the parts in the ISO 6980 series can be found on the ISO website.
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
iv
Introduction
ISO 6980 series covers the production, calibration, and use of beta-particle reference radiation fields
for the calibration of dosemeters and dose-rate meters for protection purposes. This document
describes procedures for the calibration of dosemeters and dose-rate meters and the determination
of their response as a function of beta-particle energy and angle of beta-particle incidence. ISO 6980-1
describes the methods of production and characterization of the reference radiation. ISO 6980-2
describes procedures for the determination of absorbed dose rate at a reference depth of tissue from
beta particle reference radiation fields.
For beta particles, the calibration and the determination of the response of dosemeters and dose-rate
meters is essentially a three-step process. First, the basic field quantity, absorbed dose to tissue at
a depth of 0,07 mm (and optionally also at a depth of 3 mm) in a tissue-equivalent slab geometry is
measured at the point of test, using methods described in ISO 6980-2. Then, the appropriate operational
quantity is derived by the application of a conversion coefficient that relates the quantity measured
(reference absorbed dose) to the selected operational quantity for the selected irradiation geometry.
Finally, the reference point of the device under test is placed at the point of test for the calibration
and determination of the response of the dosemeter. Depending on the type of dosemeter under test,
the irradiation is either carried out on a phantom or free-in-air for personal and area dosemeters,
respectively. For individual and area monitoring, this document describes the methods and the
conversion coefficients to be used for the determination of the response of dosemeters and dose-rate
meters in terms of the ICRU operational quantities, i.e., directional dose equivalent, H′(0,07;Ω) and
H′(3;Ω), as well as personal dose equivalent, H (0,07) and H (3).
p p
v
INTERNATIONAL STANDARD ISO 6980-3:2023(E)
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
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
1 Scope
This document describes procedures for calibrating and determining the response of dosemeters and
dose-rate meters in terms of the operational quantities for radiation protection purposes defined by the
[2]
International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU). However, as noted in ICRU 56 ,
the ambient dose equivalent, H*(10), used for area monitoring, and the personal dose equivalent, H (10),
p
as used for individual monitoring, of strongly penetrating radiation, are not appropriate quantities for
any beta radiation, even that which penetrates 10 mm of tissue (E > 2 MeV).
max
This document is a guide for those who calibrate protection-level dosemeters and dose-rate meters
with beta-reference radiation and determine their response as a function of beta-particle energy and
angle of incidence. Such measurements can represent part of a type test during the course of which
the effect of other influence quantities on the response is examined. This document does not cover the
in-situ calibration of fixed, installed area dosemeters. The term “dosemeter” is used as a generic term
denoting any dose or dose-rate meter for individual or area monitoring. In addition to the description
of calibration procedures, this document includes recommendations for appropriate phantoms and
the way to determine appropriate conversion coefficients. Guidance is provided on the statement of
measurement uncertainties and the preparation of calibration records and certificates.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements 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.
ISO 6980-1, Nuclear energy — Reference beta-particle radiations — Part 1: Methods of production
ISO 6980-2, Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 2: Calibration fundamentals
related to basic quantities characterizing the radiation field
ISO/IEC 17025:2017, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
ISO/IEC Guide 98-3, Uncertainty of measurement — Part 3: Guide to the expression of uncertainty in
me a s ur ement (GUM: 1995)
ISO/IEC Guide 99, International vocabulary of metrology — Basic and general concepts and associated
terms (VIM)
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 29661, ISO/IEC Guide 99 and
the following apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
maximum beta energy
E
max
highest value of the energy of beta particles emitted by a particular radionuclide which can emit one or
several continuous spectra of beta particles with different maximum energies
3.2
mean beta energy
E
mean
fluence averaged energy of the beta particle spectrum at the calibration distance free in air
3.3
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
3.4
reference absorbed dose
D
R
absorbed dose to tissue, D (0,07), in a slab phantom made of ICRU 4-element tissue with an orientation
t
of the phantom in which the normal to the phantom surface coincides with the (mean) direction of the
incident radiation
[4]
Note 1 to entry: The absorbed dose to tissue, D (0,07), is defined in ICRU 51 as personal absorbed dose, D (0,07).
t p
For the purposes of this document, this definition is extended to a slab phantom.
Note 2 to entry: It is considered that the rear part of the extrapolation chamber approximates a slab phantom
with sufficient accuracy by the material surrounding the standard instrument (extrapolation chamber) used for
[7][8]
the measurement of the beta radiation field .
Note 3 to entry: H (0,07) is obtained by the multiplication of the absorbed dose to tissue at 0,07 mm depth,
p
-1
D (0,07) = D , with the conversion coefficient 1 Sv Gy , see 5.2.2.2, Formula (3).
t R
3.5
reference beta-particle absorbed dose
D
Rβ
reference absorbed dose, D , (3.4) at a depth of 0,07 mm only due to beta particles
R
Note 1 to entry: As a first approximation, the ratio D /D is given by the bremsstrahlung correction k
Rβ R br
(see ISO 6980-2:2023, C.3).
3.6
reference calibration factor
N
calibration factor for a reference value, H , of the quantity to be measured. With M being the indicated
t,0 r,0
value:
H
t,0
N =
M
r,0
Note 1 to entry: This definition is of special importance for dosemeters having a non-linear response.
3.7
correction factor for beta-particle energy and angle of incidence
k
E,α
correction factor for mean beta energy, E, and mean angle, α, of beta particle incidence
Note 1 to entry: α represents the angle of incidence from the source. Due to the scattering of the electrons, the
electrons are incident at a wide range of angles and α can be considered a mean representation of the angles
of incidence of the electrons. α is the angle between the reference direction of the source and the direction of
incidence of radiation from the source.
4 Symbols and abbreviated terms, and reference and standard test conditions
A list of symbols and abbreviated terms is given in Table 1.
Table 1 — Symbols and abbreviated terms
Symbol Meaning Unit
α (mean) angle of beta-particle incidence under calibration conditions deg
Ω direction of the radius vector of the ICRU sphere deg
D absorbed dose Gy
D reference absorbed dose Gy
R
−1
Ḋ rate of reference absorbed dose Gy·h
R
D reference beta-particle absorbed dose Gy
Rβ
−1
Ḋ reference beta-particle absorbed dose rate Gy·h
Rβ
E mean beta energy keV
mean
E maximum kinetic energy of a beta-particle spectrum keV
max
E residual maximum energy of a beta-particle spectrum keV
res
H dose equivalent Sv
H*(10) ambient dose equivalent Sv
−1
Ḣ*(10) rate of ambient dose equivalent Sv·h
H′(0,07;Ω) directional dose equivalent at 0,07 mm depth measured in the direction Ω Sv
−1
Ḣ'(0,07;Ω) rate of directional dose equivalent at 0,07 mm depth measured in the direction Ω Sv·h
H′(3;Ω) directional dose equivalent at 3 mm depth measured in the direction Ω Sv
−1
Ḣ'(3;Ω) rate of directional dose equivalent at 3 mm depth measured in the direction Ω Sv·h
H (0,07) personal dose equivalent at 0,07 mm depth Sv
p
H (3) personal dose equivalent at 3 mm depth Sv
p
−1
h absorbed-dose-to-dose-equivalent conversion coefficient from D to H Sv Gy
D R
−1
h′ (0,07;E,α) conversion coefficient from D to H′(0,07) for angle, α, and energy, E Sv Gy
D R
−1
h (0,07;E,α) conversion coefficient from D to H (0,07) for angle, α, and energy, E Sv Gy
p,D R p
−1
h′ (3;E,α) conversion coefficient from D to H′(3) for angle, α, and energy, E Sv Gy
D R
−1
h (3;E,α) conversion coefficient from D to H (3) for angle, α, and energy, E Sv Gy
p,D R p
H conventional true value of H Sv
t
H conventional true value of H in the reference conditions Sv
t,0
H' conventional true value of directional dose equivalent Sv
t
H' (0,07;Ω) conventional true value of directional dose equivalent at 0,07 mm depth measured Sv
t
in the direction Ω
H' (3;Ω) conventional true value of directional dose equivalent at 3 mm depth measured in Sv
t
the direction Ω
H conventional true value of the personal dose equivalent Sv
p,t
H (0,07) conventional true value of the personal dose equivalent at 0,07 mm depth Sv
p,t
TTabablele 1 1 ((ccoonnttiinnueuedd))
Symbol Meaning Unit
H (3) conventional true value of the personal dose equivalent at 3 mm depth Sv
p,t
k correction factor for non-linear response —
n
k correction factor for beta-particle energy and angle of incidence —
E,α
M indicated value Sv
M indicated value under reference conditions Sv
r
M indicated value under reference conditions for a reference value of H Sv
r,0
N calibration factor —
N reference calibration factor —
R response —
The reference conditions as well as the standard test conditions are as given in Annex A.
5 Procedures applicable to all area and personal dosemeters
5.1 General principles
5.1.1 Selection of sources and radiation qualities
Two series of reference radiation sources are specified in ISO 6980-1. The series 1 sources use beam-
flattening filters to produce a uniform dose rate over an area of about 15 cm in diameter, e.g. for the
calibration of an area monitor or a number of personal dosemeters simultaneously. The calibration
distances, filter distances and filter types are specified in and shall be performed in accordance with
ISO 6980-1. Deviations from those specifications shall not be made.
Series 2 reference radiation may be produced without the use of beam-flattening filters and have the
advantage of extending the energy and dose rate beyond those of series 1. Calibrations and response
determinations shall specify the series of reference radiation used and the source-to-detector distance.
Although special sources and geometries may be established for beta calibrations, secondary
90 90
laboratories shall, as a minimum, have available a series 1 Sr/ Y source. These standard sources
provide consistent and reproducible results, permitting comparison of results from laboratory to
laboratory.
The dosimetry in these radiation fields shall be conducted in accordance with ISO 6980-2.
106 106
The beta radiation field produced by all these radionuclides except Ru/ Rh is practically free of
photon radiation, apart from bremsstrahlung generated in the surrounding materials or in the beta
106 106
particle source itself. Ru/ Rh is used because of the high maximum energy of the emitted beta
particles. Only beta-particle sources with small self-absorption and thin encapsulation can fulfil the
specifications in ISO 6980-1, since it is necessary that the maximum energy of the beta particles at the
calibration distance, E (residual maximum beta energy), be higher than a specified E value.
res res
5.1.2 Reference absorbed dose rate
The basic quantity in beta dosimetry, i.e., the absorbed-dose rate to tissue due to beta particles, Ḋ is
Rβ
determined in accordance with ISO 6980-2:2023, 7.2. From this, the reference absorbed dose rate, Ḋ , is
R
derived (see also ISO 6980-2:2023, 3.11 and 3.12) as given by Formula (1):
D
Rß
D = (1)
R
k
br
5.1.3 Conversion coefficients
5.1.3.1 General dose equivalent quantities
According to ISO 29661:2012, 3.2.2, it is necessary to calculate the dose equivalent, H(d; source;α), where
H is equivalent to H′ and H and d is the depth 0,07 mm or 3 mm for beta radiation, from the reference
p
absorbed dose, D , using the absorbed-dose-to-dose-equivalent conversion coefficient, h (d; source;α).
R D
It is necessary to measure the reference absorbed dose, D , in a slab phantom at a depth of 0,07 mm and
R
at an incidence angle, α, of 0° between the source and the reference orientation of the slab phantom at
the distance of the point of test. Due to the scattering of the beta particles in air and within optional
beam-flattening filters, all real beta fields are far from unidirectional. Therefore, the above-mentioned
angle, α, is only the mean angle of an unknown distribution.
It is necessary to determine h (d; source;α) separately for any radiation field (given by the type of
D
radiation sources, the holder and the surrounding structures) and for any distance. The value of
h (d; source;α) depends also on the phantom used.
D
It is, therefore, not possible to give a generally applicable table of conversion coefficients. Measurements
and/or radiation transport simulations are necessary for any type of radiation field.
5.1.3.2 Determination of conversion coefficients
The determination of the conversion coefficients h (d; source;α) for the slab phantom can be done with
pD
the same instrument used for the measurement of the reference absorbed dose, D . For other phantoms
R
and other quantities, the most up to date method is Monte Carlo particle transport simulation. As an
[5][6]
example, the beta reference radiation fields from the beta secondary standard 2, BSS 2 , have been
[3]
determined and are freely available . Also, values of conversion coefficients h (d; source;α) have been
D
determined for the beta-particle radiation fields of the BSS 2 for the quantities H (0,07) –for the slab
p
and the rod phantom–, for the quantity H (3) – for the cylinder phantom–, as well as for the quantities
p
[4]
H'(0,07;Ω) and H'(3;Ω), all for different angles of incidence α . They are given in Annex B.
5.1.3.3 Phantom dependence
[7]
ISO 4037-3 specifies four types of phantoms: the ISO water-slab phantom, the ISO water-cylinder
phantom, the ISO water-pillar phantom and the ISO polymethylmethacrylate (PMMA)-rod phantom.
Contrary to photon and neutron radiation, the size and shape of the phantom have only a very small
influence on the beta radiation field in front of the phantom. However, the conventional quantity values,
and the associated conversion coefficients, slightly depend on the phantom. This is especially the case
for oblique radiation incidence where the differences can largely be attributed to the direct penetration
[4]
length to the measurement point . The conversion coefficients for the slab phantom can be used for
the pillar phantom up to 60° angle of incidence. Doing so, however, leads to larger uncertainties which
shall be assessed when doing so.
5.1.4 Reference conditions and standard test conditions
Calibrations and the determination of response shall be conducted under standard test conditions in
accordance with Tables A.1 and A.2. The range of values of influence quantities within the standard test
conditions are given in Tables A.1 and A.2 for radiation-related and other parameters, respectively.
5.1.5 Variation of influence quantities
For those measurements intended to determine the effects of variation of one influence quantity on the
response, the other influence quantities should be maintained at fixed values within the standard test
conditions unless otherwise specified.
There can be cases in which it is important that an influence quantity is varied in such a way that the
indicated value, M, of the instrument under test is constant. For example, if the energy dependence
of a dosemeter is to be examined in a dose-rate region where there is a substantial dead-time, it can
be desirable that the measurements with the various radiation qualities are carried out at constant
indication and not at constant dose rate. The same holds true for thermoluminescence dosemeters
exhibiting a so-called supra-linearity. However, it should be added that it is usually advisable to carry
out the examination of an instrument under conditions in which the response to dose or to dose-rate is
essentially linear.
5.1.6 Point of test and reference point
Measurements shall be carried out by positioning the reference point of the dosemeter at the point of
test. In the absence of information on the reference point or on the reference direction of the dosemeter
to be tested, these parameters shall be fixed by the testing laboratory. They shall be stated in the test
certificate.
NOTE 1 Placing the reference point of the dosemeter at the point of test has two practical advantages. The
first one is that the dose due to the primary radiation coming from the source is always measured correctly
irrespective of the effect of the beam divergence on the backscattered radiation. For beta-particle radiation, this
part of the dose always represents the majority contribution to the total dose, including the scattered radiation
from the phantom. The convention adopted implies that the calibration factor of the dosemeter does not depend
unnecessarily on the distance between the source and the point of test. The second advantage arises in an
experimental determination of the angular response. If the reference point and the point of test coincide, the
reading of the dosemeter under test does not have to be corrected for a variation of the distance between source
and reference point with the angle of rotation.
NOTE 2 If portable area dosemeters are used under conditions where the distance from the source to the
detector volume is small compared with the dimensions of the detector volume, the radiation fields in the
detector are non-uniform. Portable area dosemeter readings under such conditions are an average of the energy
deposition rate within the detector. The readings are significantly less than the actual dose equivalent rates
[8]
existing at the surface
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 6980-3
Troisième édition
2023-11
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 des particules
bêta et de l'angle d'incidence du
rayonnement bêta
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
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
Numéro de référence
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Tél.: +41 22 749 01 11
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives .1
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et abréviations; conditions de référence et conditions normales d’essai .3
5 Modes opératoires applicables à tous les dosimètres de zone et individuels .4
5.1 Principes généraux . 4
5.1.1 Choix des sources et propriétés des rayonnements . 4
5.1.2 Débit de dose absorbée de référence . 5
5.1.3 Coefficients de conversion . 5
5.1.4 Conditions de référence et conditions normales d’essai . 6
5.1.5 Variation des grandeurs d’influence . 6
5.1.6 Point de mesure et point de référence . 6
5.1.7 Axes de rotation . 7
5.1.8 État du dosimètre à étalonner . 7
5.1.9 Influence de la contribution des photons . 7
5.2 Détermination du coefficient d’étalonnage et du facteur de correction . 7
5.2.1 Détermination du débit de dose de référence par un instrument étalon . 7
5.2.2 Détermination du coefficient d’étalonnage de référence et du facteur de
correction de la réponse non linéaire . 7
5.2.3 Détermination du facteur de correction pour l’énergie des particules bêta
et l’angle d’incidence du rayonnement, k . 8
E,α
6 Modes opératoires pour dosimètres de zone . 9
6.1 Principes généraux . 9
6.2 Grandeur à mesurer . 9
7 Modes opératoires pour dosimètres individuels . 9
7.1 Principes généraux . 9
7.2 Grandeur à mesurer . 9
7.3 Conditions expérimentales . 9
7.3.1 Utilisation des fantômes . 9
7.3.2 Considérations d’ordre géométrique concernant les faisceaux divergents . 10
7.3.3 Irradiation simultanée de plusieurs dosimètres . 10
8 Incertitudes .11
9 Rapport sur les résultats conformément à l’ISO 17025 .12
Annexe A (normative) Conditions de référence et conditions normales d’essai .13
Annexe B (informative) Coefficients de conversion pour quelques champs de rayonnement
bêta de référence .15
Bibliographie .21
iii
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 (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner
l’utilisation d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité
et à l’applicabilité de tout droit de brevet revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent
document, l’ISO n’avait pas reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa
mise en application. Toutefois, il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent
document que des informations plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de
brevets, disponible à l’adresse www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne
pas avoir identifié tout ou partie de tels droits de brevet.
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion
de l’ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir www.iso.org/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette troisième édition de l’ISO 6980-3 annule et remplace l’ISO 6980-3:2022, dont elle constitue une
révision mineure.
Les principales modifications sont les suivantes:
— modifications rédactionnelles dans l’ensemble du document.
Une liste de toutes les parties de la série ISO 6980 se trouve sur le site web de l’ISO.
Il convient que l’utilisateur adresse tout retour d’information ou toute question concernant le présent
document à l’organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes
se trouve à l’adresse www.iso.org/fr/members.html.
iv
Introduction
La série ISO 6980 traite de la production, de l’étalonnage et de l’utilisation de champs de rayonnement
bêta de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres de dose à des fins de protection.
Le présent document décrit les modes opératoires pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres
de dose, et la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des particules bêta et de l’angle
d’incidence du rayonnement. L’ISO 6980-1 décrit les méthodes de production et de caractérisation du
rayonnement de référence. L’ISO 6980-2 décrit les modes opératoires de détermination du débit de
dose absorbée dans les tissus à une profondeur de référence, pour les champs de rayonnement bêta de
référence.
Pour les particules bêta, l’étalonnage et la détermination de la réponse des dosimètres et des
débitmètres de dose est essentiellement un processus en trois étapes. Tout d’abord, la grandeur
fondamentale caractéristique du champ de rayonnement, à savoir la dose absorbée dans les tissus à une
profondeur de 0,07 mm (et, facultativement, à une profondeur de 3 mm également) dans une géométrie
de «fantôme-plaque» en matériau équivalent tissu, est mesurée au niveau du point de mesure en utilisant
les méthodes décrites dans l’ISO 6980-2. Ensuite, la grandeur opérationnelle appropriée est obtenue en
appliquant un coefficient de conversion qui lie la grandeur mesurée (dose absorbée de référence) à la
grandeur opérationnelle choisie pour la géométrie d’irradiation choisie. Enfin, le point de référence de
l’appareil soumis à essai est placé au point de mesure pour étalonner le dosimètre et déterminer sa
réponse. Selon le type de dosimètre soumis à essai, l’irradiation est réalisée soit sur un fantôme pour
les dosimètres individuels, soit dans l’air en champ non perturbé pour les dosimètres de zone. Pour les
surveillances individuelles et de zone, le présent document décrit les méthodes et les coefficients de
conversion à utiliser pour la détermination de la réponse des dosimètres et des débitmètres de dose, en
termes de grandeurs opérationnelles de l’ICRU, à savoir les équivalents de dose directionnels H′(0,07;Ω)
et H′(3;Ω), et les équivalents de dose individuels H (0,07) et H (3).
p p
v
NORME INTERNATIONALE ISO 6980-3:2023(F)
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 des particules bêta et de l'angle d'incidence du
rayonnement bêta
1 Domaine d’application
Le présent document décrit les modes opératoires pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres
de dose, et la détermination de leur réponse en termes de grandeurs opérationnelles utilisées à des fins
de radioprotection et définies par la Commission internationale des unités et mesures radiologiques
(ICRU, de l’anglais «International Commission on Radiation Units and Measurements»). Comme
[2]
le souligne toutefois le rapport ICRU 56 , l’équivalent de dose ambiant, H*(10), et l’équivalent de
dose individuel, H (10), utilisés respectivement pour la surveillance de zone et pour la surveillance
p
individuelle dans le cas de rayonnements fortement pénétrants ne sont pas des grandeurs appropriées
pour un rayonnement bêta, même pour un rayonnement capable de traverser une épaisseur de tissu de
10 mm (E > 2 MeV).
max
Le présent document constitue un guide pour tout organisme procédant à l’étalonnage de dosimètres
et de débitmètres de dose à des niveaux de dose de radioprotection en utilisant un rayonnement bêta
de référence, et déterminant leur réponse en fonction de l’énergie des particules bêta et de l’angle
d’incidence du rayonnement. Ces mesurages peuvent faire partie d’un essai de type au cours duquel les
effets d’autres grandeurs d’influence sur la réponse sont examinés. Le présent document ne traite pas
de l’étalonnage in situ des dosimètres de zone à poste fixe. Le terme «dosimètre» est un terme générique
utilisé pour désigner tout dosimètre ou débitmètre de dose destiné à la surveillance individuelle ou
de zone. Outre la description des modes opératoires d’étalonnage, le présent document comprend
des recommandations pour les fantômes qu’il y a lieu d’utiliser et la méthode de détermination de
coefficients de conversion appropriés. Des recommandations sont fournies concernant l’expression des
incertitudes de mesure et la préparation des enregistrements et des certificats d’étalonnage.
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences 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).
ISO 6980-1, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 1: Méthodes de production
ISO 6980-2, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 2: Concepts d’étalonnage en
relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
ISO/IEC 17025:2017, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et
d'essais
ISO 29661, Champs de rayonnement de référence pour la radioprotection — Définitions et concepts
fondamentaux
Guide ISO/IEC 98-3, Incertitude de mesure — Partie 3: Guide pour l’expression de l’incertitude de
me s ur e (GUM: 1995)
Guide ISO/IEC 99, Vocabulaire international de métrologie — Concepts fondamentaux et généraux et
termes associés (VIM)
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et les définitions de l’ISO 29661 et du Guide ISO/IEC 99
ainsi que les suivants s’appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/
3.1
énergie bêta maximale
E
max
valeur la plus élevée de l’énergie de particules bêta émises par un radionucléide particulier qui peut
émettre un ou plusieurs spectres continus de particules bêta d’énergies maximales différentes
3.2
énergie bêta moyenne
E
moy
énergie moyenne en fluence du spectre de particules bêta à la distance d’étalonnage dans l’air en champ
non perturbé
3.3
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
3.4
dose absorbée de référence
D
R
dose absorbée dans les tissus, D (0,07), dans un fantôme-plaque de tissu ICRU 4-éléments, le fantôme
t
étant orienté de sorte que la normale à sa surface coïncide avec la direction (moyenne) du rayonnement
incident
[4]
Note 1 à l'article: La dose absorbée dans les tissus, D (0,07), est définie dans le rapport ICRU 51 comme la dose
t
absorbée individuelle, D (0,07). Pour les besoins du présent document, cette définition est étendue à un fantôme-
p
plaque.
Note 2 à l'article: Il est considéré que le matériau constituant la partie arrière de la chambre à extrapolation
utilisé pour le mesurage du champ de rayonnement bêta approxime avec une exactitude suffisante le fantôme-
[7][8]
plaque .
Note 3 à l'article: H (0,07) est obtenu en multipliant la dose absorbée dans les tissus à une profondeur
p
−1
de 0,07 mm, D (0,07) = D , par le coefficient de conversion 1 Sv Gy , voir l’ISO 6980-3:2023, 5.2.2.2 [Formule (3)].
t R
3.5
dose absorbée de référence due aux particules bêta
D
Rβ
dose absorbée de référence, D (3.4), à une profondeur de 0,07 mm, uniquement due à des particules bêta
R
Note 1 à l'article: En première approximation, le rapport D /D est donné par la correction du rayonnement de
Rβ R
freinage k (voir l’ISO 6980-2:2023, D.3).
br
3.6
coefficient d’étalonnage de référence
N
coefficient d’étalonnage pour une valeur de référence, H , de la grandeur à mesurer, M étant la valeur
t,0 r,0
indiquée:
H
t,0
N =
M
r,0
Note 1 à l'article: Cette définition revêt une importance particulière pour les dosimètres à réponse non linéaire.
3.7
facteur de correction pour l’énergie des particules bêta et l’angle d’incidence du rayonnement
k
E,α
facteur de correction pour l’énergie bêta moyenne, E, et l’angle moyen, α, d’incidence du rayonnement
bêta
Note 1 à l'article: α représente l’angle d’incidence par rapport à l’axe de la source. En raison de leur diffusion,
les électrons ont une très large plage d’angles d’incidence et α peut être considéré comme une moyenne
représentative des angles d’incidence de l’ensemble des électrons. α est l’angle compris entre la direction de
référence de la source et la direction du rayonnement incident émanant de la source.
4 Symboles et abréviations; conditions de référence et conditions normales
d’essai
Une liste de symboles et d’abréviations est donnée dans le Tableau 1.
Tableau 1 — Symboles et abréviations
Symbole Signification Unité
α angle (moyen) d’incidence du rayonnement bêta dans les conditions d’étalonnage deg
Ω direction du vecteur rayon de la sphère ICRU deg
D dose absorbée Gy
D dose absorbée de référence Gy
R
−1
Ḋ débit de dose absorbée de référence Gy·h
R
D dose absorbée de référence due aux particules bêta Gy
Rβ
−1
Ḋ débit de dose absorbée de référence due aux particules bêta Gy·h
Rβ
E énergie bêta moyenne keV
moy
E énergie cinétique maximale d’un spectre de particules bêta keV
max
E énergie maximale résiduelle d’un spectre de particules bêta keV
res
H équivalent de dose Sv
H*(10) équivalent de dose ambiant Sv
−1
Ḣ*(10) débit d’équivalent de dose ambiant Sv·h
H′(0,07;Ω) équivalent de dose directionnel à une profondeur de 0,07 mm mesurée dans Sv
la direction Ω
−1
Ḣ’(0,07;Ω) débit d’équivalent de dose directionnel à une profondeur de 0,07 mm mesurée Sv·h
dans la direction Ω
H′(3;Ω) équivalent de dose directionnel à une profondeur de 3 mm mesurée dans Sv
la direction Ω
−1
Ḣ’(3;Ω) débit d’équivalent de dose directionnel à une profondeur de 3 mm mesurée dans Sv·h
la direction Ω
H (0,07) équivalent de dose individuel à une profondeur de 0,07 mm Sv
p
H (3) équivalent de dose individuel à une profondeur de 3 mm Sv
p
TTabableleaauu 1 1 ((ssuuiitte)e)
Symbole Signification Unité
−1
h coefficient de conversion de dose absorbée, D , en équivalent de dose, H Sv Gy
D R
−1
h′ (0,07;E,α) coefficient de conversion de D en H′(0,07) pour l’angle, α, et l’énergie, E Sv Gy
D R
−1
h (0,07;E,α) coefficient de conversion de D en H (0,07) pour l’angle, α, et l’énergie, E Sv Gy
p,D R p
−1
h′ (3;E,α) coefficient de conversion de D en H′(3) pour l’angle, α, et l’énergie, E Sv Gy
D R
−1
h (3;E,α) coefficient de conversion de D en H (3) pour l’angle, α, et l’énergie, E Sv Gy
p,D R p
H valeur conventionnellement vraie de H Sv
t
H valeur conventionnellement vraie de H dans les conditions de référence Sv
t,0
H’ valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose directionnel Sv
t
H’ (0,07;Ω) valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose directionnel à Sv
t
une profondeur de 0,07 mm mesurée dans la direction Ω
H’ (3;Ω) valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose directionnel à Sv
t
une profondeur de 3 mm mesurée dans la direction Ω
H valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose individuel Sv
p,t
H (0,07) valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose individuel à Sv
p,t
une profondeur de 0,07 mm
H (3) valeur conventionnellement vraie de l’équivalent de dose individuel à Sv
p,t
une profondeur de 3 mm
k facteur de correction de réponse non linéaire —
n
k facteur de correction pour l’énergie des particules bêta et l’angle d’incidence —
E,α
du rayonnement
M valeur indiquée Sv
M valeur indiquée dans les conditions de référence Sv
r
M valeur indiquée dans les conditions de référence pour une valeur de référence Sv
r,0
de H
N coefficient d’étalonnage —
N coefficient d’étalonnage de référence —
R réponse —
Les conditions de référence et les conditions normales d’essai sont telles qu’indiquées à l’Annexe A.
5 Modes opératoires applicables à tous les dosimètres de zone et individuels
5.1 Principes généraux
5.1.1 Choix des sources et propriétés des rayonnements
L’ISO 6980-1 spécifie deux séries de sources de rayonnement de référence. Les sources de la série 1 sont
utilisées avec des filtres égalisateurs de faisceau pour produire un débit de dose uniforme sur une zone
d’environ 15 cm de diamètre, par exemple pour l’étalonnage d’un dosimètre de surveillance de zone ou
de plusieurs dosimètres individuels simultanément. Les distances d’étalonnage, les distances de mise
en place des filtres ainsi que les types de filtres sont spécifiés dans l’ISO 6980-1 et doivent être utilisés
conformément à celle-ci. Tout écart par rapport à ces spécifications doit être exclu.
Le rayonnement de référence de la série 2 peut être produit sans recourir à des filtres égalisateurs
de faisceau; son avantage réside dans l’extension des plages d’énergie et de débits de dose au-delà de
celles de la série 1. La série à laquelle appartient le rayonnement de référence ainsi que la distance
source-détecteur qui ont été utilisées pour les étalonnages et la détermination des réponses doivent
être spécifiées.
Bien qu’il soit admis d’utiliser des sources et des géométries particulières pour procéder à des
étalonnages avec des champs de rayonnement bêta, les laboratoires d’étalonnage secondaire doivent
90 90
au minimum disposer d’une source Sr/ Y de la série 1. Ces sources étalons permettent d’obtenir
des résultats cohérents et reproductibles et d’effectuer une comparaison des résultats obtenus par
différents laboratoires.
La dosimétrie réalisée dans ces champs de rayonnement doit l’être conformément à l’ISO 6980-2.
106 106
Les champs de rayonnement bêta produits par tous ces radionucléides, à l’exception de Ru/ Rh,
sont pratiquement exempts de rayonnement photonique, à l’exception du rayonnement de
freinage généré dans les matières environnantes ou dans la source même des particules bêta. Les
106 106
radionucléides Ru/ Rh sont utilisés en raison de l’énergie maximale élevée des particules bêta
émises. Seules les sources de particules bêta à faible auto-absorption et à gainage mince peuvent
respecter les spécifications figurant dans l’ISO 6980-1, puisqu’il est nécessaire que l’énergie maximale
des particules bêta à la distance d’étalonnage, E (énergie bêta maximale résiduelle), soit supérieure à
res
une valeur de E spécifiée.
res
5.1.2 Débit de dose absorbée de référence
La grandeur de base en dosimétrie bêta, c’est-à-dire le débit de dose absorbée dans les tissus lié à des
particules bêta, Ḋ , est déterminée conformément à l’ISO 6980-2:2023, 7.2. À partir de cette grandeur,
Rβ
le débit de dose absorbée de référence, Ḋ , est obtenu (voir également l’ISO 6980-2:2023, 3.11 et 3.12)
R
tel que donné par la Formule (1):
D
Rß
D = (1)
R
k
br
5.1.3 Coefficients de conversion
5.1.3.1 Grandeurs générales d’équivalent de dose
Conformément à l’ISO 29661:2012, 3.2.2, il est nécessaire de calculer l’équivalent de dose, H(d; source;α),
où H est équivalent à H’ et à H et d est la profondeur de 0,07 mm ou 3 mm pour le rayonnement bêta, à
p
partir de la dose absorbée de référence, D , en utilisant le coefficient de conversion de la dose absorbée
R
en équivalent de dose, h (d; source;α). Il est nécessaire de déterminer la dose absorbée de référence, D ,
D R
dans un fantôme-plaque à une profondeur de 0,07 mm et à un angle d’incidence, α, de 0° entre la
source et l’orientation de référence du fantôme-plaque à la distance du point de mesure. En raison de la
diffusion des particules bêta dans l’air et à l’intérieur des filtres égalisateurs de faisceau (facultatifs),
tous les champs de rayonnement bêta sont en réalité loin d’être unidirectionnels. Par conséquent,
l’angle α mentionné précédemment n’est que l’angle moyen d’une distribution inconnue.
Il est nécessaire de déterminer h (d; source;α) séparément pour chaque champ de rayonnement (défini
D
par le type de source de rayonnement, le porte-source et les structures environnantes) et pour chaque
distance. La valeur de h (d; source;α) dépend également du fantôme utilisé.
D
Par conséquent, il n’est pas possible de fournir un tableau générique des coefficients de conversion qui
s’appliquerait à tous les cas de figure. Il est nécessaire d’effectuer des mesurages et/ou des simulations
du transport de rayonnements pour chaque type de champ de rayonnement.
5.1.3.2 Détermination des coefficients de conversion
Il est possible de déterminer les coefficients de conversion h (d; source;α) pour le fantôme-plaque
pD
avec le même instrument que celui utilisé pour le mesurage de la dose absorbée de référence, D . Pour
R
d’autres fantômes et d’autres grandeurs, la méthode la plus aboutie à ce jour est celle des simulations
Monte Carlo du transport de particules. À titre d’exemple, des champs de rayonnement bêta de référence
[5][6] [3]
générés par l’étalon bêta secondaire 2, BSS 2 , ont été déterminés et sont librement accessibles . De
même, des valeurs de coefficients de conversion h (d; source;α) ont été déterminées pour les champs
D
de rayonnement bêta générés par le BSS 2 pour la grandeur H (0,07) (concerne le fantôme-plaque et le
p
fantôme-rondin), la grandeur H (3) (concerne le fantôme-cylindre) ainsi que les grandeurs H’(0,07;Ω)
p
[4]
et H’(3;Ω), dans tous les cas à différents angles d’incidence α ; ces valeurs sont données à l’Annexe B.
5.1.3.3 Dépendance au fantôme
[7]
L’ISO 4037-3 spécifie quatre types de fantômes: le fantôme-plaque ISO rempli d’eau, le fantôme-
cylindre ISO rempli d’eau, le fantôme-colonne ISO rempli d’eau et le fantôme-rondin ISO en
polyméthacrylate de méthyle (PMMA). La taille et la forme du fantôme n’ont qu’une très faible
influence sur le champ de rayonnement bêta arrivant face à lui, ce qui n’est pas le cas lorsqu’il s’agit
d’un rayonnement photonique ou neutronique. Les valeurs conventionnelles des grandeurs, cependant,
ainsi que les coefficients de conversion associés, dépendent quelque peu du fantôme, notamment en
cas d’incidence oblique du rayonnement, les différences étant alors en grande partie imputables à la
[4]
longueur de pénétration directe jusqu’au point de mesure . Les coefficients de conversion utilisés
pour le fantôme-plaque peuvent l’être pour le fantôme-colonne sous réserve que l’angle d’incidence ne
dépasse pas 60°. Il faut dans ce cas compter avec des niveaux d’incertitude plus élevés, qui doivent être
évalués.
5.1.4 Conditions de référence et conditions normales d’essai
Les opérations d’étalonnage et de détermination de la réponse doivent être effectuées dans les
conditions normales d’essai, conformément aux Tableaux A.1 et A.2. L’étendue des valeurs des grandeurs
d’influence dans les conditions normales d’essai est donnée dans le Tableau A.1 pour les paramètres
associés au rayonnement et dans le Tableau A.2 pour les autres paramètres.
5.1.5 Variation des grandeurs d’influence
Lorsque des mesurages destinés à déterminer les effets de la variation d’une grandeur d’influence sur
la réponse sont effectués, il convient de maintenir les autres grandeurs d’influence à des valeurs fixes
dans le cadre des conditions normales d’essai, sauf spécification contraire.
Dans certains cas, il peut être important de faire varier une grandeur d’influence de sorte que la
valeur, M, indiquée par l’instrument soumis à essai soit constante. Par exemple, si l’intention est
d’étudier la dépendance d’un dosimètre vis-à-vis de l’énergie dans une zone de débit de dose pour
laquelle l’appareil présente un fort temps mort, il peut être souhaitable d’effectuer les mesurages avec
les différentes qualités de rayonnement à valeur indiquée constante plutôt qu’à débit de dose constant.
Il en va de même pour les dosimètres thermoluminescents présentant une «supralinéarité». Cependant,
il convient de rappeler qu’il est généralement judicieux d’examiner un instrument dans des conditions
permettant d’obtenir une réponse en termes de dose ou de débit de dose sensiblement linéaire.
5.1.6 Point de mesure et point de référence
Les mesures doivent être effectuées en faisant coïncider le point de référence du dosimètre avec le
point de mesure. En l’absence de données concernant le point de référence ou la direction de référence
du dosimètre devant être soumis à essai, ces paramètres doivent être définis par le laboratoire d’essai
et déclarés dans le certificat d’essai.
NOTE 1 Faire coïncider le point de référence du dosimètre avec le point de mesure présente, en pratique, deux
avantages. Le premier réside dans le fait que la dose due au rayonnement primaire émis par la source est toujours
mesurée correctement, indépendamment de l’effet de la divergence du faisceau sur le rayonnement rétrodiffusé.
En ce qui concerne le rayonnement de particules bêta, cette partie de la dose représente toujours la contribution
majoritaire à la dose totale, celle-ci tenant compte du rayonnement diffusé par le fantôme. La convention adoptée
suppose que le coefficient d’étalonnage du dosimètre ne dépend pas sans raison valable de la distance entre
la source et le point de mesure. Le second avantage réside dans la détermination expérimentale de la réponse
angulaire. Lorsque le point de référence et le point de mesure coïncident, la valeur lue sur le dosimètre soumis
à essai n’a pas besoin d’être corrigée de la variation de la distance entre la source et le point de référence en
fonction de l’angle de rotation.
NOTE 2 En cas d’utilisation de dosimètres de zone portatifs dans des conditions telles que la distance entre
la source et l’intérieur du détecteur est faible par rapport aux dimensions (volume) du détecteur, les champs de
rayonnement à l’intérieur du détecteur ne sont pas uniformes. Les valeurs lues sur le dosimètre de zone portatif
correspondent dans ces conditions à une moyenne du débit de dépôt d’énergie dans le détecteur. Les valeurs
lues sont significativement inférieures aux débits d’équivalent de dose réels existant à la surface de la fenêtre
[8]
d’entrée .
5.1.7 Axes de rotation
L’examen des effets de la direction du rayonnement incident peut nécessiter une rotation du dosimètre
ou de l’ensemble dosimètre-fantôme combinés. Une rotation autour d’au moins deux axes, qui doivent
être orthogonaux, doit être effectuée afin d’observer la variation de la réponse en fonction de la
direction du rayonnement incident. Les axes de rotation doivent passer par le point de référence du
dosimètre.
5.1.8 État du dosimètre à étalonner
Avant de procéder à tout étalonnage, le dosimètre doit être examiné afin de s’assurer qu’il est en bon
état de fonctionnement et qu’il est exempt de toute contamination radioactive. Le mode opératoire
d’installation et le mode de fonctionnement du dosimètre doivent être conformes aux instructions du
manuel d’utilisation.
5.1.9 Influence de la contribution des photons
L’influence de la contribution des photons qui contaminent le champ de rayonnement doit être prise en
compte; utiliser pour ce faire la méthode décrite dans l’ISO 6980-1:2023, 6.1.4.
5.2 Détermination du coefficient d’étalonnage et du facteur de correction
5.2.1 Détermination du débit de dose de référence par un instrument étalon
La dosimétrie des champs de rayonnement bêta de référence est décrite dans l’ISO 6980-2.
Généralement, le débit de dose de référence, D , est déterminé au moyen d’une chambre à extrapolation.
R
Des corrections en lien avec la décroissance radioactive de la source et avec les conditions dans l’air
ambiant doivent être effectuées.
5.2.2 Détermination du coefficient d’étalonnage de référence et du facteur de correction de
la réponse non linéaire
5.2.2.1 Principes généraux
Le coefficient d’étalonnage de référence, N , est obtenu pour la valeur de référence, H , de la grandeur à
0 t,0
mesurer. Le facteur de correction de la réponse non linéaire est donné par la formule k = N / N .
n 0
5.2.2.2 Coefficient d’étalonnage des dosimètres individuels
Le coefficient d’étalonnage, N, d’un dosimètre individuel monté sur un fantôme spécifié (fantôme-
plaque, fantôme-cylindre, fantôme-colonne, fantôme-rondin), pour la profondeur de 0,07 mm ou de
3 mm, à un angle d’incidence nul (0°), est donné par la Formule (2):
H 00, 7 H 3
() ()
p,t p,t
N = ou N = (2)
M M
r r
où M est l’indication fournie par le dosimètre sur le fantôme spécifié dans les conditions de référence
r
données par la Formule (3):
Hh()00,,70 =°()07;; sourceD03 · ouHh() = ()330;; sourceD° · (3)
p,tp,RDDp,tp, R
où
D est la dose absorbée de référence;
R
h (0,07; source; 0°) ou h (3; source; 0°) est le coefficient de conversion (voir en 5.1.3) pour la source
p,D p,D
et les conditions utilisées.
Pour les sources et le fantôme-plaque utilisés dans le présent document, h (0,07; source; 0°) peut être
p,D
–1
considéré égal à 1 Sv Gy .
5.2.2.3 Coefficient d’étalonnage des dosimètres de zone
Le coefficient d’étalonnage, N, d’un dosimètre de zone, pour la profondeur de 0,07 mm ou de 3 mm, à un
angle d’incidence nul (0°), est donné par les Formules (4) et (5):
H′ 00,;70 H′ 30;
() ()
t t
N = ou N = (4)
M M
r r
où M est l’indication fournie par le dosimètre dans les conditions de référence;
r
H′ (0,07; 0°) = h′ (0,07; source; 0°) · D ou H′ (3; 0°) = h′ (3; source; 0°) · D (5)
t D R t D R
où
h′ (0,07; source; 0°) ou h′ (3; source; 0°) est le coefficient de conversion pour la source et les condi-
D D
tions utilisées;
D est la dose absorbée de référence.
R
5.2.3 Détermination du facteur de correction pour l’énergie des particules bêta et l’angle
d’incidence du rayonnement, k
E,α
Le facteur de correction, k , pour l’énergie bêta moyenne, E , et l’angle d’incidence moyen, α, du
E,α moy
rayonnement bêta, à la profondeur de 0,07 mm ou de 3 mm, est déterminé à partir de D pour les
R
différents champs de rayonnement de référence mentionnés dans l’ISO 6980-1.
La Formule (6) ci-après s’applique aux dosimètres individuels:
h ()00,;7 sourceD;α ⋅ h ()3;;sourceDα ⋅
p,D R p,D R
k = ou k = (6)
E,α E,α
NM⋅ 00,;7 E;α NM⋅ 3;;E α
() ()
La Formule (7) ci-après s’applique aux dosimètres de zone:
′ ′
h ()00,;7 sourceD;α ⋅ h ()3;;sourceDα ⋅
D R D R
k' = ou k' = (7)
E,α E ,α
NM⋅ ()00,;7 E;α NM⋅ ()3;;E α
Tout écart par rapport aux conditions de référence doit être pris en considération par l’application des
facteurs de correction appropriés; voir l’ISO 29661:2012, 6.2, et ses formules.
NOTE La réponse relative du dosimètre par rapport à sa réponse dans des conditions de référence est
l’inverse du facteur de correction k . La réponse relative peut s’avérer une grandeur utile pour décrire la
E,α
variation de la réponse en fonction de l’énergie des particules bêta, E, ou de l’angle d’incidence, α, dans la mesure
où elle permet de visualiser facilement une telle variation; voir l’ISO 29661:2012, 6.3.
6 Modes opératoires pour dosimètres de zone
6.1 Principes généraux
Ces principes s’appliquent à l’étalonnage des dosimètres de zone portatifs et à poste fixe dans des
rayonnements de référence, le terme «dosimètre de zone» renvoyant à la fois aux appareils actifs et
passifs. Ils ne s’appliquent pas aux étalonnages in situ de dosimètres de zone à poste fixe. Les dosimètres
de surveillance de zone doivent être irradiés dans l’air en champ non perturbé (sans utilisation de
fantôme).
6.2 Grandeur à mesurer
Pour les dosimètres de zone, la grandeur qui doit être mesurée est l’équivalent de dose directionnel
à une profondeur de 0,07 mm, H′(0,07;Ω), ou l’équivalent de dose directionnel à une profondeur
de 3 mm, H′(3;Ω).
7 Modes opératoires pour dosimètres individuels
7.1 Principes généraux
Ces principes s’appliquent à l’étalonnage des dosimètres individuels, c’est-à-dire de dosimètres
«corps entier», «peau» et «extrémités» aussi bien que «cristallin». Il convient de réaliser l’irradiation
sur un fantôme.
7.2 Grandeur à mesurer
La grandeur à mesurer pour la surveillance individuelle est l’équivalent de dose individuel à une
profondeur de 0,07 mm, H (0,07), ou l’équivalent de dose individuel à une profondeur de 3 mm, H (3).
p p
7.3 Conditions expérimentales
7.3.1 Utilisation des fantômes
Il convient d’effectuer les étalonnages des dosimètres individuels et les mesurages du facteur de
correction, k , et de la réponse en fonction de l’énergie des particules et de l’angle d’incidence du
E,α
rayonnement en utilisant un fantôme approprié.
Il convient d’étalonner les dosimètres «corps entier» en utilisant le fantôme-plaque ISO rempli d’eau,
les dosimètres «cristallin» avec le fantôme-cylindre ISO remplis d’eau et les dosimètres «peau»
[7]
et «extrémités» avec le fantôme-colonne ISO ou le fantôme-rondin ISO rempli d’eau . Pour les
rayonnements bêta, il est admis d’utiliser une plaque de PMMA de section transversale de (20 × 20) cm
minimum et d’une épaisseur d’au moins 2 cm à la place du fantôme-plaque ISO ou du fantôme-
cylindre ISO rempli d’eau.
Lorsque ces fantômes sont utilisés de la manière décrite ci-dessus, aucun facteur de correction ne doit
être appliqué à la valeur indiquée par le dosimètre soumis à essai, en raison des éventuelles différences
de propriétés de rétrodiffusion entre ces fantômes et le fantôme-plaque en tissu ICRU.
Dans un mode opératoire simplifié, il n’est pas toujours nécessaire d’effectuer les étalonnages de
routine sur un fantôme; il est toutefois admis, dans certains cas, de procéder plus simplement, en les
effectuant dans l’air en champ non perturbé ou en utilisant un autre type de rayonnement que celui
qui doit être mesuré par le dosimètre. L’application de ces modes opératoires simplifiés, le cas échéant,
doit être justifiée préalablement à leur mise en œuvre, en démontrant qu’ils conduisent à des résultats
identiques à ceux obtenus avec les modes opératoires décrits dans le présent document, ou que tout
écart peut faire l’objet de corrections fiables. Pour ce faire, il est admis de s’appuyer sur les résultats
d’un essai de type et des contrôles de produit portant sur reproductibilité de composants essentiels du
dosimètre, par exemple le film couvrant une pastille thermoluminescente ainsi que les dimensions de
cette pastille.
7.3.2 Considérations d’ordre géométrique concernant les faisceaux divergents
Le point de mesure doit être choisi à une distance de la source telle que la taille du champ, dans le plan de
mesure, corresponde au moins aux dimensions de l’instrument soumis à essai. La valeur de la grandeur
à mesurer doit être déterminée en faisant coïncider le point de référence de l’instrument étalon avec le
point de mesure ou en utilisant un point de mesure pré-étalonné pour la source (voir en 5.1.6). Ensuite,
le point de référence du dosimètre soumis à essai doit être positionné au niveau du point de mesure, en
orientant sa direction de référence selon l’angle, α, requis par rapport à la direction du rayonnement
incident.
Il convient de fixer les dosimètres («corps entier», «extrémités», «peau» et «cristallin») sur le fantôme
de la manière dont ils le sont sur le corps lors de l’utilisation en routine. Les dosimètres qui ne sont
généralement pas portés directement sur le corps mais fixés à un équipement de protection individuelle
ou à tout autre équipement supplémentaire, par exemple, des lunettes (de protection), doivent être
fixés au fantôme par une autre méthode. Ces dosimètres doivent être irradiés sans cet équipement
supplémentaire, par exemple, sans lunettes (de protection). Le fantôme doit être positionné de sorte
que sa face avant soit en contact avec la partie arrière du dosimètre et qu’il soit orienté selon l’angle, α,
requis par rapport à l’axe du faisceau. L’irradiation du dosimètre soumis à essai doit être effectuée dans
des conditions identiques à celles existant pendant l’irradiation de l’instrument étalon, mais en utilisant
cette fois le fantôme; voir l’ISO 29661:2012, 6.6.1.
Le coefficient d’étalonnage ou la valeur de la réponse en fonction de l’énergie et/ou de l’angle doivent
être obtenus en utilisant les formules indiquées en 5.2.2 et 5.2.3.
NOTE 1 Dans le présent document, l’ensemble constitué du dosimètre individuel et du fantôme est assimilé
au dosimètre devant être soumis à essai. Le point de référence de cet ensemble est le point de référence du
dosimètre. La valeur de la grandeur à mesurer se rapporte à la valeur de l’équivalent de dose à une profon
...
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