ISO 18589-7:2013
(Main)Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
ISO 18589-7:2013 specifies the identification of radionuclides and the measurement of their activity in soil using in situ gamma spectrometry with portable systems equipped with germanium or scintillation detectors. ISO 18589-7:2013 is suitable to rapidly assess the activity of artificial and natural radionuclides deposited on or present in soil layers of large areas of a site under investigation. ISO 18589-7:2013 can be used in connection with radionuclide measurements of soil samples in the laboratory (ISO 18589‑3) in the following cases: · routine surveillance of the impact of radioactivity released from nuclear installations or of the evolution of radioactivity in the region; · investigations of accident and incident situations; · planning and surveillance of remedial action; · decommissioning of installations or the clearance of materials. It can also be used for the identification of airborne artificial radionuclides, when assessing the exposure levels inside buildings or during waste disposal operations. Following a nuclear accident, in situ gamma spectrometry is a powerful method for rapid evaluation of the gamma activity deposited onto the soil surface as well as the surficial contamination of flat objects.
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 7: Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
L'ISO 18589-7:2013 spécifie l'identification des radionucléides et la quantification de leur activité dans le sol en utilisant la spectrométrie gamma in situ avec des systèmes portatifs équipés de détecteurs au germanium ou à scintillations. L'ISO 18589-7:2013 est adaptée pour évaluer rapidement l'activité des radionucléides artificiels et naturels déposés ou présents dans des couches du sol d'un site soumis à l'étude. L'ISO 18589-7:2013 peut être utilisée en relation avec les mesurages de radionucléides des échantillons de sol au laboratoire [ISO 18589‑3] dans les cas suivants pour la surveillance en routine de l'impact de la radioactivité émanant d'installations nucléaires ou de l'évolution de la radioactivité du territoire, les investigations en situations d'accidents et d'incidents, la planification et la surveillance des actions de remédiation, et le déclassement d'installations ou l'élimination de matières nucléaires. L'ISO 18589-7:2013 peut également être utilisée pour identifier les radionucléides artificiels dans l'air, lors de l'évaluation des niveaux d'exposition à l'intérieur de bâtiments ou au cours des opérations d'élimination de déchets.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 18589-7
First edition
2013-10-01
Measurement of radioactivity in the
environment — Soil —
Part 7:
In situ measurement of gamma-
emitting radionuclides
Mesurage de la radioactivité dans l’environnement — Sol —
Partie 7: Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
Reference number
©
ISO 2013
© ISO 2013
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Published in Switzerland
ii © ISO 2013 – All rights reserved
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions, symbols, and units . 2
3.1 Terms and definitions . 2
3.2 Symbols and units . 3
4 Principles . 6
4.1 Measurement method . 6
4.2 Uncertainties of the measurement method . 6
5 Equipment . 6
5.1 Portable in situ spectrometry system . 6
5.2 Detector System . 7
5.3 Pulse processing electronics . 8
5.4 Assembly jig for a detector system . 9
5.5 Collimated detector . 9
6 Procedure.12
6.1 Calibration .12
6.2 Method of combined calibrations .12
7 Quality assurance and quality control program .17
7.1 General .17
7.2 Influencing variables .17
7.3 Instrument verification.17
7.4 Method verification .17
7.5 Quality control program .17
7.6 Standard operating procedure .19
8 Expression of results .19
8.1 Calculation of activity per unit of surface area or unit of mass .19
8.2 Calculation of the characteristic limits and the best estimate of the measurand as well as
its standard uncertainty .19
8.3 Calculation of the radionuclide specific ambient dose rate .21
9 Test report .22
Annex A (informative) Influence of radionuclides in air on the result of surface or mass activity
measured by in situ gamma spectrometry .23
Annex B (informative) Influence quantities .24
Annex C (informative) Characteristics of germanium detectors .27
Annex D (informative) Field-of-view of an in situ gamma spectrometer as a function of the photon
energy for different radionuclide distributions in soil .29
Annex E (informative) Methods for calculating geometry factors and angular correction factors.33
Annex F (informative) Example for calculation of the characteristic limits as well as the best
estimate of the measurand and its standard uncertainty .41
Annex G (informative) Conversion factors for surface or mass activity to air kerma rate and
ambient dose equivalent rate for different radionuclide distribution in soil .45
Annex H (informative) Mass attenuation factors for soil and attenuation factors for air as a
function of photon energy and deviation of G(E,V) for different soil compositions .52
Bibliography .54
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 documents should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2. www.iso.org/directives
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patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
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on the ISO list of patent declarations received. www.iso.org/patents
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
The committee responsible for this document is ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
ISO 18589 consists of the following parts, under the general title Measurement of the radioactivity in the
environment — Soil:
— Part 1: General guidelines and definitions
— Part 2: Guidance for the selection of the sampling strategy, sampling and pre-treatment of samples
— Part 3: Measurements of gamma-emitting radionuclides
— Part 4: Measurement of plutonium isotopes (plutonium 238 and plutonium 239 + 240) by alpha spectrometry
— Part 5: Measurement of strontium 90
— Part 6: Measurement of gross alpha and gross beta activities
— Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
iv © ISO 2013 – All rights reserved
Introduction
In situ gamma spectrometry is a rapid and accurate technique to assess the activity concentration of
gamma-emitting radionuclides present in the top soil layer or deposited onto the soil surface. This
method is also used to assess the dose rates of individual radionuclides.
In situ gamma spectrometry is a direct physical measurement of radioactivity that does not need any
soil samples, thus reducing the time and cost of laboratory analysis of large number of soil samples.
The quantitative analysis of the recorded line spectra requires a suitable area for the measurement.
Furthermore, it is required to know the physicochemical properties of the soil and the vertical
distribution in the soil to assess the activity of the radionuclides.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 18589-7:2013(E)
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 7:
In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
1 Scope
This part of 18589 specifies the identification of radionuclides and the measurement of their activity
in soil using in situ gamma spectrometry with portable systems equipped with germanium or
scintillation detectors.
This part of ISO 18589 is suitable to rapidly assess the activity of artificial and natural radionuclides
deposited on or present in soil layers of large areas of a site under investigation.
This part of ISO 18589 can be used in connection with radionuclide measurements of soil samples in the
laboratory (ISO 18589-3) in the following cases:
— routine surveillance of the impact of radioactivity released from nuclear installations or of the
evolution of radioactivity in the region;
— investigations of accident and incident situations;
— planning and surveillance of remedial action;
— decommissioning of installations or the clearance of materials.
It can also be used for the identification of airborne artificial radionuclides, when assessing the exposure
levels inside buildings or during waste disposal operations.
Following a nuclear accident, in situ gamma spectrometry is a powerful method for rapid evaluation of
the gamma activity deposited onto the soil surface as well as the surficial contamination of flat objects.
NOTE The method described in this part of ISO 18589 is not suitable when the spatial distribution of the
radionuclides in the environment is not precisely known (influence quantities, unknown distribution in soil) or in
situations with very high photon flux. However, the use of small volume detectors with suitable electronics allows
measurements to be performed under high photon flux.
2 Normative references
The following documents, in whole or in part, are normatively referenced in this document and are
indispensable for its application. For dated references, only the edition cited applies. For undated
references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
IEC 61275, Radiation protection instrumentation — Measurement of discrete radionuclides in the
environment — In situ photon spectrometry system using a germanium detector
ISO 11929, Determination of the characteristic limits (decision threshold, detection limit and limits of the
confidence interval) for measurements of ionizing radiation — Fundamentals and application
3 Terms, definitions, symbols, and units
3.1 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
3.1.1
intrinsic efficiency
η
cross section of a detector for photons from the direction of the crystal symmetry axis
Note 1 to entry: The intrinsic efficiency depends on the energy of the photon.
3.1.2
detector efficiency
η (E)
detector efficiency in the direction of the crystal symmetry axis as a function of the photon energy E
3.1.3
detector height
d
distance between the geometrical centre of the crystal and the soil surface
3.1.4
efficiency per unit of surface area or unit of mass
ε
ratio between the net count rate of an absorption line with energy E and the photon emission rate per
unit area or mass
3.1.5
relative detection efficiency
ratio, expressed in percentage, of the count rate in the Co 1 333 keV total absorption peak to the one
obtained with a 3 x 3 inch NaI(Tl) scintillator for normal incidence and at 0,25 m from the source
3.1.6
geometry factor
G
ratio between the flux density without scattered photons measured at the detector location and the
photon emission rate per unit area or mass
3.1.7
aperture angle of collimator
ϑ
col
characteristic angle for an in situ gamma spectrometer with collimator
3.1.8
[7]
relaxation mass per unit area
β
mathematical parameter describing radionuclide distribution as a function of soil depth
Note 1 to entry: It indicates the soil mass per unit of surface area at which gamma activity decreases to 1/e (37 %).
3.1.9
field-of-view of a detector
soil surface area, from which 90 % of the unscattered detected photons originate
3.1.10
distribution model
V
entity of all physical and geometrical parameters to describe the distribution of the radionuclide in the
environment as well as the interaction of an emitted photon with soil and air
2 © ISO 2013 – All rights reserved
3.1.11
angular coefficient
k
m
factor taking into account the angular response of the detector and the angular distribution of the
incident flux
3.1.12
measurement area
area in the soil and/or on the soil surface having radionuclide activity per unit of surface area or unit of mass
3.1.13
[7]
mass per unit area (collimator)
ζ
col
product of material density and wall thickness of a collimator
Note 1 to entry: The mass per unit area is reported for a polar angle, ϑ, of 90° in relation to the crystal centre.
3.1.14
cross section of the detector
ratio of the net rate of the total absorption line at energy E and the flux density of unscattered photons
of the energy E in the detector
3.1.15
calibration factor per unit of surface area or unit of mass
w
ratio of the activity of surface area or unit of mass of the radionuclide to the net count rate of the total
absorption line
3.2 Symbols and units
For the purposes of this part of ISO 18589, the symbols and units defined in ISO 11929 and given in
Table 1 apply.
Table 1 — Symbols
Symbols Designation Unit
a Activity of a given radionuclide at the time of measurement
-2
a) per unit of surface area Bq ⋅ m
-1
b) per unit of mass Bq ⋅ kg
â
Best estimate of the measurand of the activity of the radionu-
clide in question
-2
a) per unit of surface area Bq ∙ m
-1
b) per unit of mass Bq ∙ kg
a Activity of the calibration standard at the time of measurement Bq
K
-2
a Activity of the radionuclide in question at the soil surface Bq ⋅ m
-2
a(ζ) Projected surface activity as a function of mass per unit at the Bq ⋅ m
surface of the soil
a* Decision threshold of the measurand of the radionuclide in ques-
tion at the time of measurement
-2
a) per unit of surface area Bq ⋅ m
-1
b) per unit of mass Bq ∙ kg
#
a Detection limit of the measurand of the radionuclide in question
at the time of measurement
-2
a) per unit of surface area Bq ∙ m
Table 1 (continued)
Symbols Designation Unit
-1
b) per unit of mass Bq ∙ kg
Upper and lower limit of the confidence interval, respectively,
a a
,
of the measurand of the radionuclide in question at the time of
measurement
-2
a) per unit of surface area Bq ∙ m
-1
b) per unit of mass Bq ∙ kg
c , c c Quantities to determine the decision threshold and limit of -
0 1, 2
detection
d Distance between the calibration source and the geometrical m
centre of the crystal
-1
Ambient dose rate as air kerma rate Gy ⋅ h
•
D
E Photon energy keV
E −αx -
∞
e
1. order exponential integral function E α = dx
() ∫
x
E −αx -
∞
e
2. order exponential integral function E ()α = dx
∫
1 x
f Decay factor -
d
f Factor for converting the activity of a radionuclide to ambient
D
dose rate as air kerma rate
2 -1 -1
a) per unit of surface area Gy ⋅ m ⋅ h ⋅ Bq
-1 -1
b) per unit of mass Gy ⋅ kg ⋅ h ⋅ Bq
Factor for converting the activity of a radionuclide to ambient
f
•
dose equivalent rate
H*(10)
2 -1 -1
a) per unit of surface area Sv ⋅ m ⋅ h ⋅ Bq
-1 -1
b) per unit of mass Sv ⋅ kg ⋅ h ⋅ Bq
G Geometry factor
a) per unit of surface area -
-2
b) per unit of mass kg ⋅ m
G(E, V) Geometry function of photon energy, E, and distribution, V
a) per unit of surface area -
-2
b) per unit of mass kg ⋅ m
-1
•
The dose equivalent rate at a point in a radiation field that Sv ⋅ h
*
would be produced by the corresponding expanded and aligned
H ()10
field in the ICRU sphere at a depth, d (here 10 mm), on the radius
opposing the direction of the aligned field
Quantiles of the standardized normal distribution -
kk, , kk,
11--αβ 12-γ /
k Angular coefficient for photon irradiation from the polar angu- -
m
lar segment, m
M Number of polar angular segments -
m Index for polar angular segment -
n Total counts of the total absorption line -
g
4 © ISO 2013 – All rights reserved
Table 1 (continued)
Symbols Designation Unit
n Background counts (under the region of the total absorption -
b
line)
n Net counts in the total absorption line -
n
p Emission probability per decay for the considered photon -
energy, E
R Radius of the distribution model m
R Radius of field of view m
s
u(x ) Standard uncertainty of the input quantity x The unit results from
i i
the input quantity.
Relative variance of the input quantity x The unit results from
i
ux
()
reli
the input quantity.
t Measuring time s
V Distribution model -
W Angular correction factor -
-2 -1
w Calibration factor to calculate the activity per unit of surface m or kg
area or mass of the radionuclide in question
w Calibration factor to calculate the radionuclide specific ambient -
h
dose equivalent rate
-2
ζ Mass per unit area kg ⋅ m
z Soil depth m
z′ Variable of integration of the soil depth -
ϑ Polar angle Degree
ε Detector efficiency
a) per unit of surface area m
b) per unit of mass kg
η Cross section of the detector for photons from the polar seg- m
m
ment, m
η Intrinsic efficiency m
External polar angle of the angular segment of interest Degree
ϑ
ext
Limit angle of the distribution model Degree
ϑ
lim
ϑ Internal polar angle of the angular segment of interest Degree
int
ϑ Aperture angle of the collimated spectrometer Degree
col
-1
μ Linear attenuation coefficient of air m
Air
2 -1
μ /ρ Mass attenuation coefficient of soil m ⋅ kg
S S
-3
ρ (z) Soil density as function of soil depth, z kg ⋅ m
S
-1 -2
Φ Density of flux of unscattered photons of energy E for distribu- s ⋅ m
tion model V at the detector location
Portion of flux density of unscattered photons of energy E -
Δ
Φ
m
resulting from polar angle segment m for distribution model V
Φ
EV,
at the detector location
-2
β Relaxation mass per unit area kg ⋅ m
4 Principles
4.1 Measurement method
In situ gamma spectrometry is a direct, physical method for fast determination of activity per unit of
surface area or per mass unit of gamma-emitting radionuclides present in or deposited on the soil surface.
In situ gamma spectrometry can be considered as a screening method that can supplement soil sampling
with a subsequent gamma spectrometry in the laboratory, with the following advantages:
— no time-consuming sampling and no test sample preparation necessary for laboratory;
— short measuring time;
— immediate availability of results in the field;
— representativeness of the results for a fairly large area corresponding to the field-of-view of the detector.
During the measurement, the detector is positioned preferably with the end cap down on an assembly jig.
For quantitative analysis of the pulse height spectra, assumptions are made concerning the distribution
of radionuclides in soil, as well as the specific physical properties of the soil and the air.
Generally, the distribution of the radionuclides in soil is not known. The following ideal models are used:
— homogeneous distribution for natural radionuclides;
— surface deposition on the soil top layer for fresh, dry deposition of fallout;
— exponential decreasing activity concentration with increasing depth in soil following a fallout
surface deposition of activity and subsequent migration down into deeper soil layers.
NOTE For the description of the activity distribution in the soil, simple exponential models are mostly used.
According to the assumed distribution model, for homogeneously distributed radionuclides, the activity
is given in activity per unit of mass, whereas for artificial radionuclides, which are deposited on the
surface and afterwards have migrated into the soil, the results are reported in activity per unit area.
4.2 Uncertainties of the measurement method
Uncertainties of the measurement method are principally due to
— uncertainty of the distribution of the radionuclides on and in the soil,
— contribution from other sources (e.g. activity in the surrounding air, see Annex A).
[14]
The main influence quantities are listed in Annex B, with the numerical values given in reference.
5 Equipment
5.1 Portable in situ spectrometry system
An in situ gamma spectrometer consists of five main components, as listed below:
— high purity germanium detector or scintillation detector;
— pulse processing electronics;
— data recording and evaluation system;
— fixture for mounting the detector (e.g. tripod);
6 © ISO 2013 – All rights reserved
— cooling and, if required, shielding.
A portable in situ spectrometry system is recommended. It consists of a portable cooling device and
electronics [the latter being a compact multichannel analyser system (MCA) with integrated high voltage
power supply and pulse processing unit. Today, pulse processing is preferably performed as digital pulse
processing]. Data transfer can be performed through telecommunication, e.g. by cable, radio, or satellite.
The spectral data are transferred via cable, WLAN, or radio communication to a PC and stored on a hard
disk or digital storage media (e.g. memory sticks, memory cards).
Since, in general, there is no power supply during the measurements in the field, it is useful that the
measurement equipment is equipped with internal batteries for a self-contained operation.
5.2 Detector System
5.2.1 General
The high purity germanium system (HPGe System) is described in ISO 18589-3 and IEC 61275. Depending
on the measurement objectives, two different types of germanium crystals (n type, p type) can be used.
They can be built with different shapes, crystal mountings, end cap, and end cap window materials. The
detector characteristics also define the measurement range, both in terms of gamma energy and count
rate. A summary of the specifications is given in Annex C.
However, it shall be stressed that detectors capable of measuring at very low energies (like n-type
detectors or detectors with special end cap materials) are not very useful for in situ measurements. This
is due to the fragility of the detector and the large uncertainties of the measured activities caused by the
high absorption of gamma radiation in the air and in the ground.
NOTE 1 Although quantitative measurements of radionuclides at low photon energies are not possible with
p-type HPGe detectors for in situ measurements, the use of n-type detectors or detectors with special end cap
materials provides the ability to identify radionuclides whose energies are below 60 keV.
For general applications, such as the determination of the activity concentration of naturally occurring
radioactive material (NORM) in ground or soil contamination by artificial radionuclides, it is
recommended to use germanium detectors with a relative detection efficiency of 20 % to 50 % and an
energy range above 50 keV.
NOTE 2 In case of emergency measurements with high dose rates above 20 µSv/h (high photon fluxes) smaller
germanium detectors with relative detector efficiency less than 20% are preferable.
It is recommended to use detectors which have an isotropic response function, i.e. detectors, which have
no or nearly no dependency on the direction of the incident photons. This is the case if the surface area of
the detector (i.e. its cross section perpendicular to the direction of the incident photon) is independent
of the incidence angle, i.e. if the diameter of the crystal is approximately the same as its length.
NOTE 3 For detectors with a strong directional dependency, it is preferable to use mathematical methods to
simulate detector efficiency since this dependency is inherently taken into account. On the other hand, these
detectors are advantageous in cases where a limited field-of-view is required.
Under certain conditions, scintillation detectors [NaI(Tl), LaBr ] can be used especially if high precision
is not required. In this case, no cooling is required but the nuclide threshold decision and detection limit
are higher due to lower energy resolution.
5.2.2 Field-of-view
The field-of-view of the detector is the soil surface area, from which 90 % of the unscattered detected
photons originate. This area depends on the characteristics of the detector, the measurement height,
the gamma energy, and the distribution of the radionuclide of interest in soil. The field-of-view is always
calculated for an infinite measurement area.
5.2.3 Special requirements
The detector system shall comply with the special requirements for in situ measurements according to
IEC 61275. Specifically, the following topics shall be considered.
a) The system shall be humidity-proof and waterproof (splashing). This is especially true for all
mechanical and electrical connections between the preamplifier and multichannel analyser.
b) The crystal shall be mounted in the detector end cap in such a way that the mechanical stress of
detector transport does not result in any detector damage. This may mean that special transport
containers shall be used.
c) The operating temperature for the detector shall be in the range of −20 °C to +50 °C. (Higher
temperatures at the detector end cap may result in worse vacuum in the cap).
d) The capacity of the cooling system shall be sufficient for a complete operation time. In case of loss
of cooling (e.g. if the Dewar vessel for liquid nitrogen runs empty), the detector recycling time as
specified by the supplier shall be taken into account.
NOTE 1 If the detector is cooled by liquid nitrogen, transport activities result in higher nitrogen consumption.
NOTE 2 For standard applications, high-purity materials for detector mounting, end cap, and end cap window
are not required.
5.3 Pulse processing electronics
5.3.1 Components
The pulse processing system consists of the following components:
— detector high voltage power supply;
— spectroscopy amplifier;
— analog-to-digital converter (ADC);
— multichannel analyser (MCA).
Latest versions of commercial electronic units use digital electronics to process the pulses. In this case,
the spectroscopy amplifier and the ADC are substituted by a digital signal processor.
It is highly recommended to use integrated pulse processing units. In this case, all the individual electronic
components are integrated into one box, which in turn is connected to the detector preamplifier and a
personal computer (PC).
The connection to the PC can be done by a serial connection (cable), by USB (cable), by WLAN (wireless),
or by other types of radio communication (wireless). The PC should be battery operated.
5.3.2 Special requirements
The pulse processing electronics shall fulfil the following special requirements for in situ measurements;
if no digital signal processing is used, the system should be temperature stabilized. This can be done by
a digital spectrum stabilizer. Digital signal processors normally are not temperature sensitive; hence,
stabilization is not required.
NOTE Stabilization can be done using the gamma line of K at 1 461 keV.
It is preferable to use battery-operated electronics. The minimum operation time of the batteries should
be 4 hours. Switching between battery and mains operation should be possible.
8 © ISO 2013 – All rights reserved
5.3.3 Requirements for the evaluation program
Software programs for evaluation of spectra of an in situ spectrometer shall have additional functionalities
compared to those typically used in laboratory applications. These additional functions can be achieved
by special add-on programs or modules. The following basic functions shall be available:
— performing energy calibration and, if required, energy stabilization;
— automatic peak location and peak area quantification. There should be the possibility of manual
interaction (defining peak regions, etc.). The peak area quantification includes calculation of
the peak position, the peak FWHM, the peak net area, and the peak area uncertainty. Multiplet
deconvolution shall be possible;
— radionuclide identification algorithm, using a radionuclide library, which can be edited by
competent users. The radionuclide identification includes calculation of radionuclide activities,
decision thresholds, and detection limits according to ISO 11929. The algorithm shall also perform
interference corrections for interfering radionuclide lines. The activities, decision thresholds, and
detection limits shall be calculated for any user specified reference date.
Additional functions may be useful, such as the following:
— determination of the angular correction factor, W, of the detector;
— modification of the detector height above ground;
−2
— computation of the activity, in Bq·m , for each radionuclide exponential distribution in the soil, with
−2 −2
the possibility of variation of the relaxation mass per unit area from at least 3 kg·m to 150 kg·m ;
−2
— computation of the activity, in Bq·m , for each radionuclide deposited on the soil surface;
−1
— computation of the activity, in Bq·kg , for radionuclide which are homogeneously distributed in the soil;
— computation of the ambient dose rate at a height of 1 m above ground. The software shall allow to
edit the factor f or f which is used to convert the area or mass specific activity into air kerma
D
•
H*(10)
rate or ambient dose equivalent rate in air.
5.4 Assembly jig for a detector system
The detector mounting should be able to position the detector system at different heights. The assembly
should be built from materials with a low atomic number and low density (aluminium, plastic material,
wood). The assembly should have low intrinsic activity concentration. Usually, the detector is mounted
at a height of 1 m.
Most mounting assemblies are constructed as tripods.
5.5 Collimated detector
5.5.1 Construction
An in situ gamma spectrometer equipped with a collimated detector is a special case of an in situ gamma
spectrometer. The collimator reduces the field-of-view of the detector. The collimator defines the solid
angle of detection which delineates a finite measurement area at the surface of soil. It allows filtering the
flux of photons from outside this measurement area.
NOTE Typical fields of application of in situ gamma spectrometer with collimated detector are:
— activity measurement with a reduced field-of-view,
— activity measurement in case of external radiation influence (e.g. airborne activity),
— increase of the upper measurement limit (intensity of the radiation field, see B.10), and
— measurements inside the nuclear facilities.
In situ gamma spectrometer with a collimated detector consists of a portable detector with a cylindrical
shape collimator (see Figure 1).
The design of the collimator depends on the objectives of the in situ measurement and on the local
conditions (energy and intensity of external radiation fields that have to be attenuated). The collimator
is characterized by the aperture angle and the mass per unit area.
Key
1 axis of symmetry
2 rear shielding
3 detector
4 lateral shielding
5 detector crystal
Figure 1 — Diagram of arrangement of detector and cylindrically designed collimator
The wall thickness of the collimator is typically 25 mm to 60 mm when lead is used as the shielding
material. The housing of the detector is enclosed by the collimator (typical distance 5 mm). A back shield
may enhance the shielding effect.
The axis of symmetry of the detector and the axis of the collimator are identical. The position of the
detector inside the collimator shall be adjusted reproducibly.
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5.5.2 Collimator parameter
5.5.2.1 Aperture angle
The aperture angle ϑ is mainly dependent on collimator construction, dimensions and material, as
col
well as on its position in relation to the detector.
The aperture angle is defined by the radius of the field-of-view of the collimated spectrometer for a
photon energy of 662 keV, an extensive and infinite surface contamination and a detector height of 1 m
above ground.
NOTE 1 The range of the aperture angle of a collimator is typically from 40° up to 70°. The aperture angle ϑ
col
is calculated with the radius R of the field-of-view of the collimated detector (see Annex D).
s
Rs
ϑ =arctan (1)
col
d
NOTE 2 The field-of-view of the collimated detector gives no reliable indication for the measurement area in
case of higher photon energies. The aperture angle of the collimator is different from the aperture angle defined
by the technical layout of the collimator.
5.5.2.2 Mass per unit area
The mass per unit area of a collimator, ζ , is given for a polar angle of 90°. It is important for shielding
col
of the external radiation (radiation background).
-2 -2
NOTE The range of the mass per unit area is typically from 200 kg ⋅ m up to 900 kg ⋅ m .
5.5.2.3 Materials
For the construction of collimators, material of high density and high atomic number is used. Those
materials are lead, tungsten (sintered), and copper. Materials used for the construction of collimators
are shown in Table 2.
NOTE For photon energies above 100 keV, the influence of the density is stronger than that of the atomic
number. High-density materials may reduce the mass of the collimator by reduced wall thickness at constant
shielding effect.
For reduction of the radiation intensity in case of collimators constructed of lead or tungsten, a layer of
copper or tin/copper-alloy inside the collimator is advantageous.
Table 2 — Materials suitable for collimator construction and their parameters
Material Density Atomic Comments
-3
kg ⋅ m number
Tungsten, sintered approx. 1,8 ⋅ 10 74 Expensive, high shielding
effect
Lead 1,13 ⋅ 10 82 Mostly used as shielding
material, good value
Copper 0,90 ⋅ 10 29 Low self activity, low shield-
ing effect, not suitable for
high photon energies
6 Procedure
6.1 Calibration
Large area calibration standards are not commonly available for in situ spectrometry. Therefore,
calibration procedures are developed that combine the characteristics of the detectors, the physical data
describing the soil and the air, as well as assumptions of the distribution of the radionuclides in the soil.
Of paramount importance is the determination of a realistic model of the distribution of the radionuclides in
the soil. Usually, mathematical models describe an exponentially decreasing activity with increasing depth.
The projected surface activity is described as
ζ
a(ζ ) =a ⋅ exp - (2)
o
ß
where ζ is defined as:
z
′ ′
ζ ()z = ρ (z ) ⋅ d z (3)
S
∫
Limiting cases are
β→∞ for a homogeneous distribution of radionuclides in soil, and
β = 0 for a perfect plane surface source.
β depends on the origin and the properties of the radionuclide, as well as the composition of the soil
(chemical and physical properties of the soil, pH, cation exchange capacity, content of organic compounds,
soil texture, etc.). Additionally, the nature of the deposition (dry or wet) and the time span since deposition
shall be taken in account for determining the migration of the radionuclides through the soil.
NOTE 1 The distribution of the radionuclides in the soil is determined by laboratory analysis of samples of
each soil layer collected along a vertical profile (see ISO 18589-1 and ISO 18589-2). Soil samples are collected at
different depths down to the layer where the contribution of the radionuclide activity to measurement results is
no longer significant (usually at a depth of approximately 25 cm, depending on photon energy). Samples of each
layer are measured by gamma spectrometry in the laboratory following ISO 18589-3.
NOTE 2 The parameter “relaxation length” is only used in case of constant vertical density of soil.
The efficiency per mass or surface area shall be determined based on the photon energy, the distribution
of the radionuclides in soil, the absorption properties of the soil and the air, as well as the detector
system and its height above the ground.
The efficiency functions are determined either with a procedure that combines the results of the
calibration measurements with the result of the model calculation or with a calibration procedure based
exclusively on a numerical approach.
For both calibration methods, the detector efficiency shall not vary with the azimuth angle (angle of the
horizontal plane).
6.2 Method of combined calibrations
NOTE See Reference [8].
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6.2.1 General
The detector efficiency, ε is calculated according to the following formula:
,
ε = η ·G·W (4)
Figure 2 shows the links between specific empirical and model quantities and the calibration of an in
situ gamma spectrometer.
Calibration measurement Model calculation
Axial cross section Density lux rate Geometrical factor
Correction factor for
η G
0 cross section
k
m
Angular correction factor
W
Detection eficiency
per unit of surface area or unit of mass
ε
Figure 2 — Diagram of empirical and model quantities and their link to the calibration of an in
situ gamma spectrometer
6.2.2 Intrinsic efficiency
The intrinsic efficiency, η , of a detector is determined by the measurement of a calibration point source.
The standard calibration source is positioned at a defined distance from the geometrical centre of the
detector crystal in direction of the axis of symmetry of the crystal. The net count rate for full energy
peaks from the calibration source are recorded. The gamma energies of the source should be in the
range of 0,060 to 2 MeV; the distance from the detector should not be less than 0,5 m.
133 152
By preference, multiline sources like Ba in combination with Eu or mixed gamma radionuclide
calibration standards are used to calibrate detector efficiency.
The intrinsic efficiency, η , is defined according the following formula:
nn− //t nn− t
() ()
gb gb
η = =⋅ 4π ⋅ (5)
d
Φ ap ⋅
K
Usually, a function is generated from the individual values of η , which is determined from discrete
photon energies. This function, η (E), describes the dependency of the intrinsic efficiency as a function
of the photon energy. Using this function, the intrinsic efficiency can be computed for all photon energies
in the calibration range.
6.2.3 Geometry factor
The geometry factor, G, depends on photon energy, E, and is calculated on the basis of the model
assumptions on the distribution of the radionuclides in or on the soil, the detector height, the attenuation
coefficient of the air, and the mass attenuation coefficient of the soil.
The horizontal and vertical distribution of the radionuclides in the soil influence the geometry factor
and the computed results; therefore, a realistic assumption of the distribution is essential.
According to 3.1.9, the field-of-view of a spectrometer is define
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 18589-7
Première édition
2013-10-01
Mesurage de la radioactivité dans
l’environnement — Sol —
Partie 7:
Mesurage in situ des radionucléides
émetteurs gamma
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
Numéro de référence
©
ISO 2013
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l’internet ou sur un Intranet, sans autorisation écrite préalable. Les demandes d’autorisation peuvent être adressées à l’ISO à
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Tel. + 41 22 749 01 11
Fax + 41 22 749 09 47
E-mail copyright@iso.org
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Publié en Suisse
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Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes, définitions, symboles et unités . 2
3.1 Termes et définitions . 2
3.2 Symboles et unités . 4
4 Principes . 6
4.1 Méthode de mesure . 6
4.2 Incertitudes de la méthode de mesure . 7
5 Équipement . 7
5.1 Système portatif de spectrométrie in situ . 7
5.2 Système détecteur . 8
5.3 Électronique de traitement des impulsions . 9
5.4 Bâti de montage pour un système détecteur .10
5.5 Détecteur collimaté .10
6 Mode opératoire.12
6.1 Étalonnage .12
6.2 Méthode des étalonnages combinés .13
7 Programme d’assurance qualité et de contrôle qualité .18
7.1 Généralités .18
7.2 Variables d’influence .18
7.3 Vérification des instruments .18
7.4 Vérification de la méthode .18
7.5 Programme de contrôle qualité .18
7.6 Mode opératoire normalisé.20
8 Expression des résultats.20
8.1 Calcul de l’activité surfacique ou massique .20
8.2 Calcul des limites caractéristiques et de la meilleure estimation du mesurande ainsi que
son incertitude-type .20
8.3 Calcul du débit de dose ambiant spécifique à un radionucléide .22
9 Rapport d’essai .24
Annexe A (informative) Influence des radionucléides présents dans l’air sur le résultat d’activité
surfacique ou massique, mesurée par spectrométrie gamma in situ .25
Annexe B (informative) Grandeurs d’influence.26
Annexe C (informative) Caractéristiques des détecteurs au germanium .29
Annexe D (informative) Champ de vision d’un spectromètre gamma in situ en fonction de l’énergie
photonique pour différentes répartitions des radionucléides dans le sol .31
Annexe E (informative) Méthodes de calcul des facteurs géométriques et des facteurs de
correction angulaire .36
Annexe F (informative) Exemple de calcul des limites caractéristiques ainsi que de la meilleure
estimation du mesurande et de son incertitude-type .45
Annexe G (informative) Facteurs de conversion de l’activité surfacique ou massique en débit de
kerma dans l’air et débit d’équivalent de dose ambiant pour différentes répartitions des
radionucléides dans le sol .50
Annexe H (informative) Facteurs d’atténuation massique pour le sol et facteurs d’atténuation
pour l’air en fonction de l’énergie photonique et de l’écart de GE ,V pour différentes
()
compositions du sol .57
Bibliographie .59
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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 procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/CEI, 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/CEI, Partie 2, www.iso.
org/directives.
L’attention est appelée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant les
références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de l’élaboration
du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou sur la liste ISO des déclarations de brevets reçues,
www.iso.org/patents.
Les éventuelles appellations commerciales utilisées dans le présent document sont données pour
information à l’intention des utilisateurs et ne constituent pas une approbation ou une recommandation.
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
L’ISO 18589 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Mesurage de la radioactivité
dans l’environnement — Sol:
— Partie 1: Lignes directrices générales et définitions
— Partie 2: Lignes directrices pour la sélection de la stratégie d’échantillonnage, l’échantillonnage et le
prétraitement des échantillons
— Partie 3: Mesurage des radionucléides émetteurs gamma
— Partie 4: Mesurage des isotopes du plutonium (plutonium 238 et plutonium 239 + 240) par
spectrométrie alpha
— Partie 5: Mesurage du strontium 90
— Partie 6: Mesurage des activités alpha globale et bêta globale
— Partie 7: Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
Introduction
La spectrométrie gamma in situ est une technique rapide et précise pour évaluer la concentration de l’activité
des radionucléides émetteurs gamma présents dans la couche supérieure ou déposés à la surface du sol.
Cette méthode est également utilisée pour évaluer les débits de dose associés de radionucléides individuels.
La spectrométrie gamma in situ est un mesurage physique direct de la radioactivité qui ne nécessite
aucun prélèvement d’échantillon de sol, diminuant ainsi la durée et le coût des analyses de laboratoire
d’un grand nombre d’échantillons.
L’analyse quantitative des spectres en énergie enregistrés exige une zone appropriée pour le mesurage.
En outre, il est nécessaire de connaître les propriétés physico-chimiques du sol et la répartition verticale
des radionucléides dans le sol pour évaluer l’activité des radionucléides.
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NORME INTERNATIONALE ISO 18589-7:2013(F)
Mesurage de la radioactivité dans l’environnement — Sol —
Partie 7:
Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
1 Domaine d’application
La présente partie de l’ISO 18589 spécifie l’identification des radionucléides et la quantification de leur
activité dans le sol en utilisant la spectrométrie gamma in situ avec des systèmes portatifs équipés de
détecteurs au germanium ou à scintillations.
La présente partie de l’ISO 18589 est adaptée pour évaluer rapidement l’activité des radionucléides
artificiels et naturels déposés ou présents dans des couches du sol d’un site soumis à l’étude.
La présente partie de l’ISO 18589 peut être utilisée en relation avec les mesurages de radionucléides des
échantillons de sol au laboratoire [ISO 18589-3] dans les cas suivants pour:
— la surveillance en routine de l’impact de la radioactivité émanant d’installations nucléaires ou de
l’évolution de la radioactivité du territoire,
— les investigations en situations d’accidents et d’incidents,
— la planification et la surveillance des actions de remédiation, et
— le déclassement d’installations ou l’élimination de matières nucléaires.
Elle peut également être utilisée pour identifier les radionucléides artificiels dans l’air, lors de l’évaluation
des niveaux d’exposition à l’intérieur de bâtiments ou au cours des opérations d’élimination de déchets.
À la suite d’un accident nucléaire, la spectrométrie gamma in situ est une puissante méthode pour
une évaluation rapide de l’activité gamma déposée sur la surface du sol ainsi que la contamination
superficielle d’objets plats.
NOTE La méthode décrite dans la présente partie de l’ISO 18589 n’est pas appropriée lorsque la répartition
spatiale des radionucléides dans l’environnement n’est pas connue précisément (grandeurs d’influence, répartition
inconnue dans le sol) ou en cas d’un flux très élevé de photons.
2 Références normatives
Les documents ci-après, dans leur intégralité ou non, sont des références normatives indispensables à
l’application du présent document. Pour les références datées, seule l’édition citée s’applique. Pour les
références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y compris les éventuels
amendements).
ISO/CEI 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d’étalonnages et d’essais
CEI 61275, Instrumentation pour la radioprotection ― Analyse des radionucléides discrets présents dans
l’environnement ― Système de spectrométrie gamma in situ utilisant un détecteur au germanium
ISO 11929, Détermination des limites caractéristiques (seuil de décision, limite de détection et extrémités de
l’intervalle de confiance) pour mesurages de rayonnements ionisants — Principes fondamentaux et applications
3 Termes, définitions, symboles et unités
3.1 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
3.1.1
rendement intrinsèque
η
section efficace d’un détecteur de photons dans la direction de l’axe de symétrie du cristal
Note 1 à l’article: Le rendement intrinsèque dépend de l’énergie du photon.
3.1.2
rendement de détecteur
η (E)
rendement du détecteur dans la direction de l’axe de symétrie du cristal en fonction de l’énergie
photonique E
3.1.3
hauteur de détecteur
d
distance entre le centre géométrique du cristal et la surface du sol
3.1.4
rendement surfacique ou massique
ε
rapport entre le taux de comptage net, d’une raie d’absorption totale à l’énergie E, et l’intensité de la
source de photons de l’aire de la surface et/ou de la masse d’intérêt
3.1.5
rendement de détection relatif
rapport, exprimé en pourcentage, du taux de comptage dans la raie d’absorption totale du Co à
1 333 keV sur celui obtenu avec un scintillateur NaI(Tl) de 7,5 cm x 7,5 cm pour une incidence normale
et à 0,25 m de la source
3.1.6
facteur géométrique
G
rapport entre la densité de flux, des photons non diffusés, mesurée à l’emplacement du détecteur et
l’intensité surfacique et/ou massique d’intérêt de la source de photons
3.1.7
angle d’ouverture de collimateur
ϑ
col
caractéristique angulaire pour un spectromètre gamma in situ équipé d’un collimateur
3.1.8
[7]
masse de relaxation surfacique
β
paramètre mathématique décrivant la répartition des radionucléides en fonction de la profondeur du
sol; elle indique la masse surfacique du sol à laquelle l’activité gamma décroît à 1/e (37 %)
3.1.9
champ de vision d’un détecteur
aire de la surface de sol qui est à l’origine de 90 % des photons, non diffusés détectés, générés par le
Cs (661,6 keV)
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3.1.10
modèle de répartition
V
entité de tous les paramètres physiques et géométriques pour décrire la répartition des radionucléides
dans l’environnement ainsi que l’interaction d’un photon émis avec le sol et l’air
3.1.11
coefficient angulaire
k
m
facteur prenant en compte la réponse angulaire du détecteur et la répartition angulaire du flux incident
3.1.12
zone de mesure
zone dans le sol et/ou à la surface du sol qui est supposée avoir, pour un radionucléide donné, une activité
surfacique ou massique uniforme
3.1.13
[7]
masse surfacique (collimateur)
ζ
col
produit de la masse volumique du matériau et de l’épaisseur de paroi d’un collimateur. La masse
surfacique est donnée pour un angle polaire ϑ de 90° par rapport au centre du cristal
3.1.14
section efficace du détecteur
rapport du taux net de la raie d’absorption totale à l’énergie E et de la densité de flux des photons non
diffusés d’énergie E dans le détecteur
3.1.15
facteur surfacique ou massique d’étalonnage
w
rapport de l’activité surfacique ou massique du radionucléide sur le taux de comptage net de la raie
d’absorption totale
3.2 Symboles et unités
Pour les besoins de la présente norme, les symboles et unités définis dans l’ISO 11929 s’appliquent.
Tableau 1 — Symboles
Symboles Désignation Unité
a
Activité d’un radionucléide donné au moment du mesurage
-2
a) surfacique Bq⋅m
-1
b) massique Bq⋅kg
â Meilleure estimation du mesurande de l’activité du radionucléide
donné
-2
a) surfacique Bq∙m
-1
b) massique Bq∙kg
Activité de l’étalon au moment du mesurage Bq
a
K
-2
a Activité, du radionucléide donné, à la surface du sol Bq⋅m
-2
Activité de surface projetée en fonction de la masse surfacique en Bq⋅m
a ζ
()
surface du sol
Seuil de décision du mesurande du radionucléide donné au moment
a*
du mesurage
-2
a) surfacique Bq⋅m
-1
b) massique Bq∙kg
#
Limite de détection du mesurande du radionucléide donné au
a
moment du mesurage
-2
a) surfacique Bq∙m
-1
b) massique Bq∙kg
Limites supérieure et inférieure de l’intervalle de confiance du
a a
,
mesurande du radionucléide donné au moment du mesurage
-2
a) surfacique Bq∙m
-1
b) massique Bq∙kg
cc, , c Grandeurs pour déterminer le seuil de décision et la limite de détec- —
01 2
tion
d
Distance entre la source d’étalonnage et le centre géométrique du m
cristal
-1
• Débit de dose ambiant comme débit de kerma dans l’air Gy⋅h
D
E
Energie photonique keV
Fonction exponentielle intégrale du premier ordre
E —
−αx
∞
e
E α = dx
() ∫
x
−αx —
E ∞
e
Fonction exponentielle intégrale du second ordre E ()α = dx
∫
x
f Facteur de décroissance —
d
f Facteur de conversion de l’activité d’un radionucléide en débit de —
D
dose ambiant comme débit de kerma dans l’air
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Tableau 1 (suite)
Symboles Désignation Unité
-2 -1 -1
a) surfacique Gy⋅m ⋅h ⋅Bq
-1 -1 -1
b) massique Gy⋅kg ⋅h ⋅Bq
Facteur de conversion de l’activité d’un radionucléide en débit d’équi-
f
•
valent de dose ambiant
H*(10)
-2 -1 -1
a) surfacique Sv⋅m ⋅h ⋅Bq
-1 -1 -1
b) massique Sv⋅kg ⋅h ⋅Bq
G
Facteur géométrique
a) surfacique —
-2
b) massique kg⋅m
Fonction géométrique d’énergie photonique E et de répartition V:
GE(), V
a) surfacique —
-2
b) massique kg⋅m
-1
•
Débit d’équivalent de dose en un point d’un champ de rayonnement, Sv⋅h
*
qui serait produit par le champ unidirectionnel et expansé corres-
H 10
()
pondant dans la sphère ICRU à une profondeur, d (ici 10 mm), sur le
rayon qui fait face à la direction du champ unidirectionnel.
kk, , kk, Quantiles de la distribution normale normalisée —
11--αβ 12-γ /
Coefficient angulaire pour le rayonnement de photon à partir du —
k
m
segment angulaire polaire m
M Nombre de segments angulaires polaires —
m
Indice pour segment angulaire polaire —
n Nombre total de coups de la raie d’absorption totale —
g
Nombre de coups de bruit de fond (dans la région de la raie d’absorp- —
n
b
tion totale)
n Nombre net de coups dans la raie d’absorption totale —
n
p
Probabilité d’émission par désintégration pour l’énergie photo- —
nique E considérée
R
Rayon du modèle de répartition m
Rayon du champ de vision m
R
s
Incertitude-type de la grandeur d’entrée x L’unité résulte
ux() i
i
de la grandeur
d’entrée.
Variance relative de la grandeur d’entrée x L’unité résulte
i
ux
()
reli
de la grandeur
d’entrée.
t
Durée de mesurage s
V Modèle de répartition —
W Facteur de correction angulaire —
w
-2 -1
Facteur d’étalonnage pour calculer l’activité surfacique ou massique m ou kg
du radionucléide donné
Tableau 1 (suite)
Symboles Désignation Unité
w Facteur d’étalonnage pour calculer le débit d’équivalent de dose —
h
ambiant spécifique à un radionucléide
-2
ζ
Masse surfacique kg ⋅ m
z
Profondeur du sol m
zVariable d’intégration de la profondeur de sol —
ϑ
Angle polaire Degré
ε
Rendement du détecteur
a) surfacique m
b) massique kg
η Section efficace du détecteur pour le segment polaire m m
m
η Rendement intrinsèque m
Angle polaire externe du segment angulaire d’intérêt Degré
ϑ
ext
Angle limite du modèle de répartition Degré
ϑ
lim
ϑ Angle polaire interne du segment angulaire d’intérêt Degré
int
ϑ Angle d’ouverture du spectromètre collimaté Degré
col
-1
Coefficient d’affaiblissement linéique de l’air m
μ
Air
2 -1
Coefficient d’atténuation massique du sol m ⋅kg
μρ /
SS
-3
Masse volumique du sol en fonction de la profondeur du sol z kg⋅m
ρ z
()
s
-1 -2
Φ
Densité de flux de photons non diffusés d’énergie E pour la réparti- s ⋅m
tion V à l’emplacement du détecteur
Portion de la densité de flux des photons non diffusés d’énergie E —
Δ
Φ
m
résultant du segment d’angle polaire m pour la répartition V à
Φ
EV,
l’emplacement du détecteur
-2
ß
Masse de relaxation surfacique kg⋅m
4 Principes
4.1 Méthode de mesure
La spectrométrie gamma in situ est une méthode physique directe pour la détermination rapide de
l’activité surfacique ou massique des radionucléides émetteurs gamma présents dans le sol ou déposés
à la surface du sol.
La spectrométrie gamma in situ peut être considérée comme étant une méthode de tri qui peut compléter
une spectrométrie gamma en laboratoire consécutive à l’échantillonnage du sol, avec les avantages suivants:
— aucun échantillonnage chronophage et aucune préparation d’échantillon pour essai ne sont
nécessaires pour le laboratoire;
— courte durée de mesurage;
— disponibilité immédiate des résultats sur le terrain;
6 © ISO 2013 – Tous droits réservés
— haute représentativité des résultats pour une vaste zone en raison du large champ de vision du détecteur.
Pendant le mesurage, le détecteur est préférentiellement positionné sur un bâti de montage avec le capot
de protection du détecteur face au sol.
Pour l’analyse quantitative des spectres d’amplitude d’impulsions, des hypothèses, de modèle de répartition
des radionucléides dans le sol et des propriétés physiques spécifiques du sol et de l’air, sont posées.
En général, la répartition des radionucléides dans le sol n’est pas connue. Les modèles théoriques
suivants sont utilisés:
— répartition homogène pour les radionucléides naturels;
— dépôt en surface sur la couche supérieure du sol, dépôt sec de retombées;
— décroissance exponentielle de la concentration d’activité avec l’augmentation de la profondeur dans
le sol à la suite d’un dépôt dû aux retombées d’activité en surface et à la migration consécutive, vers
le bas, dans les couches plus profondes du sol.
NOTE Pour la description de la répartition de l’activité dans le sol, ce sont surtout des modèles exponentiels
simples qui sont utilisés.
Selon le modèle de répartition présupposé, l’activité des radionucléides répartis de façon homogène est
donnée en activité massique, alors que pour les radionucléides artificiels, qui se sont déposés à la surface
puis qui ont migré dans le sol, les résultats sont consignés en activité surfacique.
4.2 Incertitudes de la méthode de mesure
Les incertitudes de la méthode de mesure sont principalement dues:
— à l’incertitude de la répartition des radionucléides à la surface et dans le sol;
— à la contribution d’autres sources (par exemple l’activité dans l’air environnant, voir l’Annexe A).
Les principales grandeurs d’influence sont énumérées dans l’Annexe B avec les valeurs numériques
[14]
données dans la Référence.
5 Équipement
5.1 Système portatif de spectrométrie in situ
Un spectromètre gamma in situ est constitué de cinq principaux composants tels qu’énumérés ci-dessous:
— détecteur au germanium de haute pureté ou détecteur à scintillations;
— électronique de traitement d’impulsions;
— système d’enregistrement et d’évaluation de données;
— dispositif de fixation pour monter le détecteur (trépied);
— refroidissement et, le cas échéant, blindage.
Un système portatif de spectrométrie in situ est recommandé. Il est constitué d’un dispositif de
refroidissement portatif et d’une électronique (cette dernière comprenant un système d’analyseur
multicanaux (Multi Channel Analyzer (MCA)) avec une unité de traitement d’impulsions et une alimentation
haute tension intégrée. De nos jours, le traitement des impulsions est préférentiellement numérique. Les
données peuvent être transférées par des moyens de télécommunications, par exemple: par câble, par
ondes radioélectriques ou par satellite. Les données spectrales sont transférées par câble, réseau local
sans fil (WLAN) ou par radiocommunications vers un PC et mémorisées sur disque dur ou supports de
mémorisation numériques (par exemple support de stockage amovible de données, cartes mémoire).
Sachant qu’en général, il n’y a pas d’alimentation électrique au cours des mesurages sur le terrain, il est
utile de munir l’équipement de mesurage de batteries internes pour un fonctionnement autonome.
5.2 Système détecteur
5.2.1 Généralités
Le système au germanium de haute pureté (High Purity Germanium System (HPGe System)) est décrit
dans l’ISO 18589-3 et dans la CEI 61275. En fonction des objectifs du mesurage, deux types différents
de cristaux de germanium (type n, type p) peuvent être utilisés. Ils peuvent être construits avec
différentes sortes de formes, de montages de cristal, de matériaux du capot de protection du détecteur
et de la fenêtre d’entrée du rayonnement à son extrémité. Les caractéristiques du détecteur définissent
également la plage de mesurage, tant en termes d’énergies gamma qu’en termes de taux de comptage. Un
résumé des spécifications est donné dans l’Annexe C.
Cependant, il faut souligner que les détecteurs capables de mesurer à de très bas niveaux d’énergie
(comme les détecteurs de type n ou les détecteurs dont le capot de protection est réalisé en matériaux
spéciaux) ne sont pas très utiles pour les mesurages in situ. Cela est dû à la fragilité du détecteur et aux
incertitudes élevées des activités mesurées dues à la forte absorption du rayonnement gamma dans l’air
et dans le sol.
Pour des applications générales, telles que la détermination de la concentration d’activité d’un matériau
radioactif existant à l’état naturel (Naturally Occurring Radioactive Material (NORM)) dans le sol, ou la
contamination du sol par des radionucléides artificiels, il convient d’utiliser des détecteurs au germanium
ayant un rendement de détection relatif de 20 % à 50 % et une plage d’énergie supérieure à 50 keV.
Il convient d’utiliser des détecteurs qui ont une fonction réponse isotropique, c’est-à-dire des détecteurs
ayant une dépendance faible ou nulle vis-à-vis de la direction des photons incidents. Tel est le cas si, en
raison de sa hauteur et de son diamètre, le cristal du détecteur a une longueur presque égale à l’épaisseur
(hauteur contre diamètre).
NOTE Pour des détecteurs ayant une forte dépendance vis-à-vis de la direction, il est préférable d’utiliser
des méthodes mathématiques pour simuler le rendement du détecteur, car cette dépendance est intrinsèquement
prise en compte. Ces détecteurs sont avantageux lorsqu’un champ de vision limité est requis.
Dans certaines conditions, notamment si aucune haute précision n’est exigée, des détecteurs à
scintillations (NaI(Tl), LaBr ) peuvent être utilisés. Dans ce cas, aucun refroidissement n’est nécessaire,
mais le seuil de décision et la limite de détection des nucléides sont plus élevés en raison de la moins
bonne résolution en énergie.
5.2.2 Champ de vision
Le champ de vision du détecteur correspond à l’aire de la surface de sol, qui est l’origine de 90 % des
photons non diffusés détectés de Cs (661,6 keV). Cette aire dépend des caractéristiques du détecteur,
de la hauteur de mesurage, de l’énergie gamma et de la répartition du radionucléide d’intérêt dans le sol.
Le champ de vision est toujours calculé pour une aire de mesurage infinie.
5.2.3 Exigences spéciales
Le système de détection doit être conforme aux exigences spéciales relatives aux mesurages in situ selon
la CEI 61275. Plus précisément, les points suivants doivent être pris en considération:
a) le système doit être étanche à l’humidité et aux projections d’eau. Cela est particulièrement vrai pour
tous les raccordements mécaniques et électriques entre le préamplificateur et l’analyseur multicanaux;
b) le cristal doit être monté dans le capot de protection du détecteur de telle façon que les contraintes
mécaniques dues au transport ne se traduisent pas par un endommagement du détecteur. Cela peut
vouloir dire que des conteneurs de transport spéciaux doivent être utilisés;
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c) la température de fonctionnement pour le détecteur doit se situer dans la plage comprise entre
- 20°C et +50 °C (des températures plus élevées au niveau du capot de protection du détecteur
peuvent donner lieu à un vide de moindre qualité dans le capot.);
d) la capacité du système de refroidissement doit être suffisante pour toute la durée de mesurage.
En cas de perte de refroidissement (par exemple si le Dewar d’azote liquide se vide), le temps de
recyclage du détecteur tel que spécifié par le fournisseur doit être pris en compte.
NOTE 1 Si le détecteur est refroidi à l’azote liquide, les activités de transport entraînent une consommation
plus élevée d’azote.
NOTE 2 Pour les applications normales, des matériaux de haute pureté ne sont pas indispensables pour le
montage du détecteur, du capot de protection et de la fenêtre du capot.
5.3 Électronique de traitement des impulsions
5.3.1 Composants
Le système de traitement des impulsions est constitué des composants suivants:
— alimentation haute tension du détecteur;
— amplificateur de spectroscopie;
— convertisseur analogique-numérique (A/N);
— analyseur à canaux multiples (MCA).
Les dernières versions des unités électroniques du commerce utilisent une électronique numérique
pour traiter les impulsions. Dans ce cas, l’amplificateur de spectroscopie et le convertisseur A/N sont
remplacés par un processeur de signal numérique.
Il est fortement recommandé d’utiliser des unités intégrées de traitement des impulsions. Dans ce cas,
tous les composants électroniques individuels sont intégrés dans un seul boîtier qui est lui-même relié
au préamplificateur du détecteur et à un PC.
La liaison au PC peut être réalisée par un port série (câble), par USB (câble), par WLAN (sans fil) ou
autres types de radiocommunications (sans fil). Il convient que le PC fonctionne sur batterie.
5.3.2 Exigences spéciales
L’électronique de traitement des impulsions doit satisfaire aux exigences spéciales suivantes relatives
aux mesurages in situ; si aucun traitement numérique du signal n’est utilisé, il convient que le système
soit stabilisé en température. Cela peut être réalisé par un stabilisateur de spectre numérique. Les
processeurs de signal numérique ne sont normalement pas sensibles à la température, si bien qu’une
telle stabilisation n’est pas requise.
NOTE La stabilisation peut être réalisée en utilisant la raie gamma de K à 1 461 keV.
Il est préférable d’utiliser une électronique alimentée par batteries. Il convient que le temps de
fonctionnement minimal des batteries soit de 4 h. Il convient que la commutation entre le fonctionnement
sur batteries et sur secteur soit possible.
5.3.3 Exigences relatives au programme d’évaluation
Les logiciels utilisés pour l’évaluation des spectres d’un spectromètre in situ doivent avoir des
fonctionnalités complémentaires par rapport à celles généralement utilisées dans les applications de
laboratoire. Ces fonctions complémentaires peuvent être exécutées par des programmes ou modules
d’extension spéciaux. Les fonctions de base suivantes doivent être disponibles:
— étalonnage en énergie et, le cas échéant, stabilisation en énergie;
— localisation automatique des pics et quantification automatique des surfaces de pic. Il convient
qu’une interaction manuelle (définition des régions de pic, etc.) soit possible. La quantification des
surfaces de pic inclut le calcul de la position du pic, la LMH (largeur à mi-hauteur) du pic, la surface
nette du pic et l’incertitude sur la surface du pic. La déconvolution de multiplets doit être possible;
— algorithme d’identification des radionucléides, utilisant une bibliographiethèque de radionucléides,
qui peut être modifié par des utilisateurs habilités. L’identification des radionucléides inclut
le calcul d’activités des radionucléides, des seuils de décision et des limites de détection selon
l’ISO 11929. L’algorithme doit également effectuer des corrections d’interférences pour les raies des
radionucléides interférents. Les activités, les seuils de décision et les limites de détection doivent
être calculés pour toute date de référence spécifiée par un utilisateur.
Des fonctions complémentaires, telles que celles décrites ci-dessous peuvent être utiles:
— détermination du facteur de correction angulaire, W, du détecteur;
— modification de la hauteur du détecteur au-dessus du sol;
−2
— calcul de l’activité en Bq·m pour chaque répartition exponentielle de radionucléides dans le sol,
−2 −2
avec la possibilité de faire varier la masse de relaxation surfacique d’au moins 3 kg⋅m à 150 kg⋅m ;
−2
— calcul de l’activité en Bq·m pour chaque radionucléide déposé à la surface du sol;
−1
— calcul de l’activité en Bq·kg pour les radionucléides répartis de façon homogène dans le sol;
— calcul du débit de dose ambiant à une hauteur de 1 m au-dessus du sol. Le logiciel doit permettre de
modifier ou de compléter le facteur f ou f qui est utilisé pour convertir l’activité surfacique
•
D
H*(10)
ou massique spécifique en débit de kerma dans l’air ou en débit d’équivalent de dose ambiant dans l’air.
5.4 Bâti de montage pour un système détecteur
Il convient que le montage du détecteur permette de positionner le système détecteur à différentes
hauteurs. Il convient que l’assemblage soit construit avec des matériaux ayant un petit numéro atomique
et une faible masse volumique (aluminium, matière plastique, bois). Il convient que l’assemblage ait une
faible concentration d’activité intrinsèque. Habituellement, le détecteur est monté à une hauteur de 1 m.
La plupart des assemblages de montage sont construits sous forme de trépieds.
5.5 Détecteur collimaté
5.5.1 Construction
Un spectromètre gamma in situ équipé d’un détecteur collimaté est un cas spécial de spectromètre
gamma in situ. Le collimateur réduit le champ de vision du détecteur. Le collimateur définit l’angle solide
de détection qui délimite une zone finie de mesurage à la surface du sol. Il permet de filtrer le flux de
photons provenant de l’extérieur de cette zone de mesurage.
NOTE Les domaines d’application types d’un spectromètre gamma in situ équipé d’un détecteur collimaté
sont les suivants:
— mesurage de l’activité avec un champ de vision réduit;
— mesurage de l’activité en cas d’influence d’un rayonnement externe (par exemple, activité dans l’air);
— élévation de la limite supérieure de mesurage (intensité du champ de rayonnement, voir Annexe B (B.10);
— mesurages à l’intérieur des installations nucléaires.
Un spectromètre gamma in situ équipé d’un détecteur collimaté est constitué d’un détecteur au
germanium portatif équipé d’un collimateur de forme cylindrique (voir Figure 1).
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La conception du collimateur dépend des objectifs du mesurage in situ et des conditions locales (énergie
et intensité des champs de rayonnement externes qui doivent être atténuées). Le collimateur est
caractérisé par l’angle d’ouverture et la masse surfacique.
Légende
1 axe de symétrie
2 blindage arrière
3 détecteur
4 blindage latéral
5 cristal du détecteur
Figure 1 — Profil de l’agencement du détecteur au germanium et du collimateur de
conception cylindrique
L’épaisseur de paroi du collimateur est typiquement de 25 mm à 60 mm lorsque le plomb est utilisé
comme matériau de blindage. Le logement du détecteur est ceint par le collimateur (distance type de
5 mm). Un panneau arrière peut renforcer l’effet de blindage.
L’axe de symétrie du détecteur et l’axe du collimateur sont identiques. La position du détecteur à
l’intérieur du collimateur doit être ajustée de manière reproductible.
5.5.2 Paramètres de collimateur
5.5.2.1 Angle d’ouverture
L’angle d’ouverture ϑ résulte du champ de vision et il est déterminé pour une énergie photonique
col
de 661,6 keV si le détecteur est situé à 1 m au-dessus du sol et si la répartition latérale de la
contamination surfacique est extensive et infinie. Il est donné comme un angle polaire en fonction de
l’axe de symétrie du cristal.
L’angle d’ouverture du collimateur est défini par la conception technique et la position du détecteur dans
le collimateur.
NOTE 1 La plage de l’angle d’ouverture d’un collimateur est typiquement comprise entre 40° et 70°. L’angle
d’ouverture ϑ est calculé avec le rayon R du champ de vision du détecteur collimaté (voir Annexe D).
col s
R
s
=arc tan (1)
ϑ
col
d
NOTE 2 Le champ de vision du détecteur collimaté ne donne aucune indication fiable pour la zone de mesurage
en cas d’énergies photoniques plus élevées. L’angle d’ouverture du collimateur est différent de l’angle d’ouverture
défini par la disposition technique du collimateur.
5.5.2.2 Masse surfacique
La masse surfacique d’un collimateur, ζ , est donnée pour un angle polaire de 90°. Il est important
col
pour le blindage du rayonnement externe (bruit de fond de rayonnement).
-2 -2
NOTE La plage de la masse surfacique est typiquement comprise entre 200 kg⋅m et 900 kg⋅m .
5.5.2.3 Matériaux
Pour la construction des collimateurs, un matériau de masse volumique élevée et de numéro atomique
élevé est utilisé. Ces matériaux sont le plomb, le tungstène (fritté) et le cuivre. Les matériaux utilisés
pour la construction des collimateurs sont indiqués dans le Tableau 2.
NOTE Pour les énergies photoniques supérieures à 100 keV, l’influence de la masse volumique est plus forte
que celle du numéro atomique. Les matériaux de masse volumique élevée peuvent réduire la masse du collimateur
par une réduction de l’épaisseur de paroi, et ce, à effet de blindage constant.
Pour la réduction de l’intensité du rayonnement X en cas de collimateurs construits en plomb ou en
tungstène, une couche de cuivre ou d’alliage étain-cuivre à l’intérieur du collimateur est avantageuse.
Tableau 2 — Matériaux adaptés pour la construction du collimateur et leurs paramètres
Matériau Masse volu- Numéro Commentaires
mique atomique
-3
[kg ⋅ m ]
Tungstène, fritté approx. 1,8 ⋅ 10 74 Coûteux, effet de blindage
élevé
Plomb 1,13 ⋅ 10 82 Matériau de blindage le plus
utilisé, bonne valeur
Cuivre 0,90 ⋅ 10 29 Faible activité propre, faible
effet de blindage, non adapté
à des énergies photoniques
élevées
6 Mode opératoire
6.1 Étalonnage
Des étalons de vastes zones ne sont pas couramment disponibles pour la spectrométrie in situ. Par
conséquent, les modes préparatoires d’étalonnage sont mis au point en combinant les caractéristiques
des détecteurs, les données physiques décrivant le sol et l’air ainsi que les hypothèses relatives à la
répartition des radionucléides dans le sol.
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La détermination d’un modèle réaliste de la répartition des radionucléides dans le sol est d’une importance
considérable. Habituellement, les modèles mathématiques décrivent une activité exponentiellement
décroissante avec l’augmentation de la profondeur.
L’activité de surface projetée est décrite comme étant:
ζ
a(ζ ) =a ⋅ exp - (2)
o
ß
où ζ est défini comme étant:
z
′ ′
ζ ()z = ρ (z ) ⋅ d z (3)
S
∫
Les cas limites sont les suivants:
β→∞ pour une répartition homogène des radionucléides dans le sol;
β = 0 pour un dépôt à la surface du sol.
β dépend de l’origine et des propriétés du radionucléide ainsi que de la composition du sol (propriétés
chimiques et physiques du sol, pH, capacité d’échange de cations, teneur en composés organiques, texture
du sol, etc.). En outre, la nature du dépôt (sec ou humide) et l’intervalle de temps écoulé depuis le dépôt
doivent être pris en compte pour déterminer la migration des radionucléides à travers le sol.
NOTE 1 La répartition du radionucléide dans le sol est déterminée par l’analyse en laboratoire d’un échantillon
de chaque couche du sol suivant un profil vertical (voir ISO 18589-1 et ISO 18589-2). Les échantillons de sol sont
prélevés à différentes profondeurs en descendant jusqu’à la couche où la contribution de l’activité du radionucléide
n’est plus significative (habituellement à une profondeur de 25 cm environ). Les échantillons d’essai de chaque
couche sont mesurés en laboratoire par s
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.