ISO 12789-1:2008
(Main)Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 1: Characteristics and methods of production
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 1: Characteristics and methods of production
ISO 12789-2:2008 describes the characterization of simulated workplace neutron fields produced by methods described in ISO 12789-1. It specifies the procedures used for establishing the calibration conditions of radiation protection devices in neutron fields produced by these facilities, with particular emphasis on the scattered neutrons. The diversity of workplace neutron fields is such that several special facilities have been built in order to simulate them in the laboratory. In ISO 12789-2:2008, the neutron radiation field specifications are classified by operational quantities. General methods for characterizing simulated workplace neutron fields are recommended.
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
L'ISO 12789-1:2008 donne des indications pour produire et caractériser des champs de neutrons simulant des champs de postes de travail, à utiliser pour l'étalonnage des appareils de mesure des neutrons à des fins de radioprotection. Des méthodes de calculs et de mesures spectrométriques y sont discutées. Les énergies des neutrons de ces champs de référence s'étendent approximativement des énergies thermiques à quelques centaines de GeV. Les méthodes de production et les techniques de monitorage pour les divers types de champs neutroniques sont discutées, et les méthodes d'évaluation et d'expression des incertitudes pour ces champs sont également données.
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 12789-1
First edition
2008-03-01
Reference radiation fields — Simulated
workplace neutron fields —
Part 1:
Characteristics and methods
of production
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons
simulant ceux de postes de travail —
Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
Reference number
ISO 12789-1:2008(E)
©
ISO 2008
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ISO 12789-1:2008(E)
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ISO 12789-1:2008(E)
Contents Page
Foreword. iv
Introduction . v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions. 1
4 Simulated workplace neutron fields . 3
5 General requirements for the production of simulated workplace neutron spectra . 3
6 Characterization of simulated workplace neutron fields. 4
7 Fluence to dose-equivalent conversion coefficients. 6
8 Sources of uncertainty. 7
9 Expression and reporting of uncertainties . 7
Annex A (informative) Examples of simulated workplace neutron fields . 8
Bibliography . 22
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ISO 12789-1:2008(E)
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies
(ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO
technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been
established has the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and
non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the
International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, Part 2.
The main task of technical committees is to prepare International Standards. Draft International Standards
adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting. Publication as an
International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of patent
rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
ISO 12789-1 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 2,
Radiation protection.
This first edition of ISO 12789-1 cancels and replaces ISO 12789:2000, of which it constitutes a minor revision.
ISO 12789 consists of the following parts, under the general title Reference radiation fields — Simulated
workplace neutron fields:
⎯ Part 1: Characteristics and methods of production
⎯ Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
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ISO 12789-1:2008(E)
Introduction
ISO 8529-1, ISO 8529-2 and ISO 8529-3, deal with the production, characterization and use of neutron fields
for the calibration of personal dosimeters and area survey meters. These International Standards describe
reference radiations with neutron energy spectra that are well defined and well suited for use in the calibration
laboratory. However, the neutron spectra commonly encountered in routine radiation protection situations are,
in many cases, quite different from those produced by the sources specified in the International Standards.
Since personal neutron dosimeters, and to a lesser extent survey meters, are generally quite energy-
dependent in their dose equivalent response, it might not be possible to achieve an appropriate calibration for
a device that is used in a workplace where the neutron energy spectrum and angular distribution differ
significantly from those of the reference radiation used for calibration. ISO 8529-1 describes four radionuclide-
based neutron reference radiations in detail. This part of ISO 12789 includes the specification of neutron
reference radiations that were developed to closely resemble radiation that is encountered in practice. Specific
examples of simulated workplace neutron source facilities are included in Annex A, for illustration.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 12789-1:2008(E)
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron
fields —
Part 1:
Characteristics and methods of production
1 Scope
This part of ISO 12789 gives guidance for producing and characterizing simulated workplace neutron fields
that are to be used for calibrating neutron-measuring devices for radiation protection purposes. Both
calculation and spectrometric measurement methods are discussed. Neutron energies in these reference
fields range from approximately thermal neutron energies to several hundred GeV. The methods of production
and the monitoring techniques for the various types of neutron fields are discussed, and the methods of
evaluating and reporting uncertainties for these fields are also given.
2 Normative references
The following referenced documents are indispensable for the application of this document. For dated
references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced
document (including any amendments) applies.
ISO 8529-1:2001, Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production
ISO 8529-2:2000, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection
devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations — Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and
determination of response as a function of energy and angle of incidence
ISO/IEC 98:1995, Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM)
3 Terms and definitions
For the purpose of this document, the following terms and definitions apply.
[8] [4]
NOTE 1 The definitions follow the recommendations of ICRU Report 51 and ICRU Report 33 .
NOTE 2 Multiples and submultiples of SI units are used throughout this part of ISO 12789.
3.1
neutron fluence
Φ
dN divided by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da:
dN
Φ =
da
−2
NOTE The unit of the neutron fluence is metres raised to the negative 2 (m ).
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ISO 12789-1:2008(E)
3.2
neutron fluence rate
ϕ
dΦ divided by dt, where dΦ is the increment of neutron fluence in the time interval dt:
2
ddΦ N
ϕ==
ddtadt
NOTE The unit of neutron fluence rate is metres raised to the negative 2 times seconds raised to the negative 2
−2 −1
(m ⋅s ).
3.3
spectral distribution of the neutron fluence
Φ
E
dΦ divided by dE, where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + dE:
dΦ
Φ =
E
dE
NOTE The unit of the spectral distribution of the neutron fluence is metres raised to the negative 2 times reciprocal
−2 −1
joules (m ⋅J ).
3.4
ambient dose equivalent
H*(d)
〈at a point in a radiation field〉 dose equivalent at a point in a radiation field that would be produced by the
corresponding expanded and aligned field in the ICRU sphere at a depth, d, on the radius opposing the
direction of the aligned field
NOTE 1 For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is currently recommended.
−1
NOTE 2 The unit of ambient dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J⋅kg ) with the special name of
sievert (Sv).
3.5
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue at an appropriate depth, d, below a specified point on the body
NOTE 1 For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is currently recommended.
−1
NOTE 2 The unit of personal dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J⋅kg ) with the special name of
sievert (Sv).
[5]
NOTE 3 ICRU Report 39 defines the mass composition of soft tissue as: 76,2 % O; 10,1 % H; 11,1 % C; 2,6 % N.
[7]
NOTE 4 In ICRU Report 47 , the ICRU has considered the definition of the personal dose equivalent to include the
dose equivalent at a depth, d, in a phantom having the composition of ICRU tissue. Then, H (10) for the calibration of
p
personal dosimeters is the dose equivalent at a depth of 10 mm in a phantom composed of ICRU tissue, but of the size
and shape of the phantom used for calibration (a 30 cm × 30 cm × 15 cm parallelepiped).
3.6
neutron-fluence to dose-equivalent conversion coefficient
h
Φ
dose equivalent divided by neutron fluence
H
h =
Φ
Φ
NOTE 1 The unit of the neutron-fluence to dose-equivalent conversion coefficient is the sievert times square metres
2
(Sv⋅m ).
NOTE 2 Any statement of a fluence to dose-equivalent conversion coefficient requires the statement of the type of
dose equivalent, e.g. ambient or personal dose equivalent.
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ISO 12789-1:2008(E)
4 Simulated workplace neutron fields
[9], [10]
The neutron fluence spectra for a number of neutron fields have been available for some time . Neutron
fluence spectra, measured at workplaces and in simulated workplace calibration fields, are included in a
[11]
catalogue resulting from work sponsored by the European Commission . This catalogue also contains
response functions for common detectors and dosimeters in addition to fluence to dose-equivalent conversion
coefficients.
[12]-[15]
Measurements in nuclear power plants in the vicinity of transport casks containing spent fuel
[14], [15] [15], [16]
elements , and in factories producing radionuclide neutron sources and reprocessing fuel
[17]
elements have demonstrated that neutron energy spectra in such environments can be described as a
superposition of the following components: a high-energy component representing the uncollided neutrons, a
scattered component with an approximately 1/E dependence (where E is the neutron energy), and a
n n
thermal-neutron component. For these types of spectra, the design of simulated workplace neutron fields
requires a knowledge and consideration of the components mentioned above because the relative fractions of
these components can be very different in different situations.
Other radiation environments can contain neutrons having much higher energies. For example, neutrons with
energies greater than 10 MeV, contributing 30 % to 50 % of the ambient dose equivalent and personal dose
[18], [19]
equivalent, have been found in the vicinity of high-energy particle accelerators and in aircraft flying at
[20]
altitudes of 10 km to 15 km .
Because of the characteristics of available neutron dosimeters and survey meters, it is difficult to obtain proper
measurements in the workplace based on the calibration sources specified in ISO 8529-1 when the workplace
spectrum differs markedly from the calibration source spectrum. This can result in an inaccurate estimate of
the dose equivalent when such devices are used. At least two possibilities exist for improving the situation.
First, the neutron spectrum of the workplace field can be measured, and a correction factor calculated to
normalize the energy-dependent response of the detector. Secondly, a facility can be constructed to produce
a neutron field that simulates the energy spectrum found in the workplace. When this field has been properly
characterized, it can be used for the direct calibration of personal dosimeters and survey meters. This latter
approach has been employed at a number of laboratories, and this part of ISO 12789 gives guidance for
producing and characterizing simulated workplace neutron spectra for the purpose of calibrating dosimeters
and survey meters.
The establishment of simulated workplace neutron spectra in the calibration laboratory is necessary because
the laboratory setting offers the possibility of controlling the most influential quantities. The environmental
parameters, such as temperature and humidity, can be maintained at a constant level. The materials used in
the construction of the various pieces of equipment can also be specified and controlled in the laboratory. The
general layout as well as the sources of neutron scatter can also be controlled, or at least maintained constant,
in the calibration laboratory.
Simulated workplace neutron spectra that have been established in the calibration laboratory can be used to
study the effects of changes in the neutron spectrum on the responses of personal dosimeters and survey
meters. Dosimeter algorithms may also be tested with such sources used in conjunction with the other
radionuclide sources recommended in ISO 8529-1. For these reasons, simulated workplace neutron fields
should be provided for the investigation and calibration of neutron personal dosimeters and survey meters that
are used in any of the workplace locations mentioned above.
5 General requirements for the production of simulated workplace neutron spectra
There are three basic methods for the production of simulated workplace neutron spectra. Irradiation facilities
can be developed by making use of radionuclide neutron sources, accelerators and reactors. In each case, a
variety of absorbing and scattering material can be placed between the primary source and detector in order
to modify the initial source spectrum and thus simulate a workplace neutron spectrum. In order to characterize
the neutron fields generated in such facilities, it is necessary to measure and calculate the energy spectrum,
and to determine the spectral and angular neutron fluence and dose equivalent rates at the reference
positions.
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it is also necessary to determine the field uniformity in the volume containing the detector. In some cases, this
determination may be more amenable to a calculation rather than an experimental technique. The intensity of
sources that are expected to vary with irradiation time (such as accelerators or reactors) shall be monitored.
This monitoring shall intercept a known portion of the neutron field, measure an unused portion of the field or
measure a parameter that has been proven to be directly proportional to the neutron output (such as the
charged-particle beam current or the fluence rate of associated particles accompanying the reaction). If the
fluence rate of the neutron field can be varied over a large range, as is often the case when using an
accelerator or reactor, it can be necessary to have more than one monitoring device available in order to
ensure good counting statistics at low fluence rates, while avoiding problems with dead-time losses at higher
rates. Relationships shall then be established between the monitor reading and the dose equivalent at the
reference position.
The neutron fluence rate can be determined either by absolute measurements or, in some instances, by
determining the emission rate from the primary source of neutrons and knowing the effect of the scattering
material used to modify the spectrum. The dose equivalent rate at the calibration position can then be
determined from the neutron energy spectrum and the neutron fluence rate at this position by using the
fluence to dose-equivalent conversion coefficient for the spectrum (see Table 1). If H (10) is the quantity being
p
determined, the field directional characteristics are required. This information can also be needed for survey
instruments in order to take into account any non-isotropy of their response characteristics.
The characterization of the simulated workplace neutron field should preferably also include the determination
of the proportion of contaminating photons present since these photons may affect the reading of the survey
meter or personal dosimeter being exposed. In addition, the relative fraction of photon dose equivalent
present in the calibration field may differ from the fraction in the actual workplace neutron field. Methods for
the measurement of the photon dose equivalent fraction include the use of multi-element thermoluminescent
dosimeters (TLDs), paired ionization chambers, Geiger-Müller counters, recombination chambers and tissue-
[13], [14], [30]
equivalent proportional counters, that can discriminate between neutron and photon events .
6 Characterization of simulated workplace neutron fields
6.1 Calculation methods
Monte Carlo computer codes are used in the design, production and characterization of simulated workplace
[21]
neutron sources used for calibration purposes . There are some guidelines for the use of computational
methods that should be followed. First, it is recommended that only internationally tested computer codes, or
those that have been compared favourably to direct measurements, be used. The version, or update number,
of the code should be indicated. Second, it is important to document the initial conditions that are used to
define the problem. This facilitates the intercomparison of results between laboratories. Since evaluated
nuclear data files are periodically updated, it is also important to note the version of the cross-section data set
used. Following these guidelines helps to foster consistency in the computation and reporting of calculated
neutron spectra. It is also prudent that the calculations be compared with those performed with other
commonly used codes.
It is difficult to estimate the overall uncertainty associated with Monte Carlo calculations. However, it is
important to attempt a quantification of the uncertainty for a particular calculation, especially if the calculated
spectrum is being used to compute reference data such as fluence to dose-equivalent coefficients. The
statistical uncertainty can be quite small if enough histories are accumulated, but a small value for the
statistical uncertainty does not necessarily indicate a small overall uncertainty. Clause 8 deals with the
sources of uncertainties.
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ISO 12789-1:2008(E)
Table 1 — Ambient and personal dose equivalent per unit neutron fluence, h* (10) and h (10,α),
Φ p, slabΦ
2
in units of pSv⋅cm , for monoenergetic neutrons incident
on the ICRU sphere and ICRU tissue slab phantom
h* (10) h (10,0°) h (10,15°) h (10,30°) h (10,45°) h (10,60°) h (10,75°)
Energy (MeV)
Φ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ
−9
1,00 × 10 6,60 8,19 7,64 6,57 4,23 2,61 1,13
−8
1,00 × 10 9,00 9,97 9,35 7,90 5,38 3,37 1,50
−8
2,53 × 10 10,6 11,4 10,6 9,11 6,61 4,04 1,73
−7
1,00 × 10 12,9 12,6 11,7 10,3 7,84 4,7 1,94
−7
2,00 × 10 13,5 13,5 12,6 11,1 8,73 5,21 2,12
−7
5,00 × 10 13,6 14,2 13,5 11,8 9,40 5,65 2,31
−6
1,00 × 10 13,3 14,4 13,9 12,0 9,56 5,82 2,40
−6
2,00 × 10 12,9 14,3 14,0 11,9 9,49 5,85 2,46
−6
5,00 × 10 12,0 13,8 13,9 11,5 9,11 5,71 2,48
−5
1,00 × 10 11,3 13,2 13,4 11,0 8,65 5,47 2,44
−5
2,00 × 10 10,6 12,4 12,6 10,4 8,10 5,14 2,35
−5
5,00 × 10 9,90 11,2 11,2 9,49 7,32 4,57 2,16
−4
1,00 × 10 9,40 10,3 9,85 8,64 6,74 4,10 1,99
−4
2,00 × 10 8,90 9,84 9,41 8,22 6,21 3,91 1,83
−4
5,00 × 10 8,30 9,34 8,66 7,66 5,67 3,58 1,68
−3
1,00 × 10 7,90 8,78 8,20 7,29 5,43 3,46 1,66
−3
2,00 × 10 7,70 8,72 8,22 7,27 5,43 3,46 1,67
−3
5,00 × 10 8,00 9,36 8,79 7,46 5,71 3,59 1,69
−2
1,00 × 10 10,5 11,2 10,8 9,18 7,09 4,32 1,71
−2
2,00 × 10 16,6 17,1 17,0 14,6 11,6 6,64 2,11
−2
3,00 × 10 23,7 24,9 24,1 21,3 16,7 9,81 2,85
−2
5,00 × 10 41,1 39,0 36,0 34,4 27,5 16,7 4,78
−2
7,00 × 10 60,0 59,0 55,8 52,6 42,9 27,3 8,10
−1
1,00 × 10 88,0 90,6 87,8 81,3 67,1 44,6 13,7
−1
1,50 × 10 132 139 137 126 106 73,3 24,2
−1
2,00 × 10 170 180 179 166 141 100 35,5
−1
3,00 × 10 233 246 244 232 201 149 58,5
−1
5,00 × 10 322 335 330 326 291 226 102
−1
7,00 × 10 375 386 379 382 348 279 139
−1
9,00 × 10 400 414 407 415 383 317 171
0
1,00 × 10 416 422 416 426 395 332 180
0
1,20 × 10 425 433 427 440 412 335 210
0
2,00 × 10 420 442 438 457 439 402 274
0
3,00 × 10 412 431 429 449 440 412 306
0
4,00 × 10 408 422 421 440 435 409 320
0
5,00 × 10 405 420 418 437 435 409 331
0
6,00 × 10 400 423 422 440 439 414 345
0
7,00 × 10 405 432 432 449 448 425 361
0
8,00 × 10 409 445 445 462 460 440 379
0
9,00 × 10 420 461 462 478 476 458 399
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ISO 12789-1:2008(E)
Table 1 (continued)
h* (10) h (10,0°) h (10,15°) h (10,30°) h (10,45°) h (10,60°) h (10,75°)
Energy (MeV)
Φ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ p,slabΦ
1
1,00 × 10 440 480 481 497 493 480 421
1
1,20 × 10 480 517 519 536 599 523 464
1
1,40 × 10 520 550 552 570 561 562 503
1
1,50 × 10 540 564 565 584 575 579 520
1
1,60 × 10 555 576 577 597 588 593 535
1
1,80 × 10 570 595 593 617 609 615 561
1
2,00 × 10 600 600 595 619 615 619 570
1
3,00 × 10 515 — — — — — —
1
5,00 × 10 400 — — — — — —
1
7,50 × 10 330 — — — — — —
2
1,00 × 10 285 — — — — — —
2
1,25 × 10 260 — — — — — —
2
1,50 × 10 245 — — — — — —
2
1,75 × 10 250 — — — — — —
2
2,01 × 10 260 — — — — — —
6.2 Spectrometric measurement methods
In order to cover the large range of neutron energy values normally encountered, it is necessary to use a
spectrometer system that covers the energy range present. An example is the multisphere spectrometer
system. This system is capable of performing measurements over a large energy range, but there are major
limitations, such as limited energy resolution and uncertainty in data analysis. It has been found that the
values of integral quantities, such as H*(10), agree quite well with other measurements and calculations.
Multisphere spectrometer systems may be augmented by the use of hydrogen-filled proportional counters and
[23], [24]
scintillation detectors for specific measurement applications . In order to verify the consistency of
spectrometric determinations, it is good practice to compare measurements from a number of laboratories.
[14], [24], [25]
Such comparisons have been performed by several European laboratories .
The response functions of these systems shall be carefully determined and it is preferable to perform a Monte
Carlo simulation with a realistic detector model along with experimental calibrations using monoenergetic
[26], [27]
neutrons . In order to extend the range of the spectrometry to neutron energies above 20 MeV,
[28], [30]
additional detectors are necessary .
7 Fluence to dose-equivalent conversion coefficients
This clause contains data used to calculate the ambient and personal dose equivalents at the point of test for
the simulated workplace neutron spectra produced by methods given in this part of ISO 12789. In the case of
H (10), values for conversion coefficients are given as a function of angle, with the reference object being the
p
ICRU slab phantom. It should be noted that the angular distribution of neutron fluence must be considered in
[3]
the evaluation of H (10). Table 1, adapted from ICRP Publication 74 , is provided to aid in the calculation of
p
the spectrum-averaged conversion coefficients for simulated workplace neutron spectra.
The response, or calibration factor, of a personal dosimeter or survey meter shall be obtained by determining
the reading and the neutron fluence, both of which shall be corrected for unwanted contributions, and then
applying the appropriate fluence to the dose-equivalent conversion coefficient (refer to ISO 8529-2 and
ISO 8529-3). The fluence to dose-equivalent conversion coefficient for a neutron spectrum can be calculated
using Equation (1):
hEΦ E dE
() ()
Φ E
∫
h = (1)
Φ
Φ EEd
()
E
∫
6 © ISO 2008 – All rights reserved
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ISO 12789-1:2008(E)
8 Sources of uncertainty
This clause describes the components expected to contribute to the overall uncertainty of fluence or dose
equivalent. The numerical values given are approximations for the purposes of illustration and guidance only.
Actual values of the uncertainties shall be calculated when developing specific simulated workplace neutron
sources. All uncertainties should preferably be expressed in the form of standard deviations.
Characterization and optimization of the simulated workplace neutron field makes use of computer
programmes for the calculation of neutron energy spectra. Various aspects of the calculations performed with
these programmes can contribute to the uncertainties. The degree to which the initial conditions of a
programme simulate the actual irradiation geometry can contribute to the uncertainties. The uncertainties in
the nuclear cross-sections also contribute, and the statistical uncertainties should preferably be given as a
contribution to the overall uncertainty. It is expected that calculations of integral neutron fluence and dose
equivalent for simulated workplace neutron fields agree with experimental determinations of these quantities
to within approximately ± 20 %.
Measurements of neutron energy spectra are subject to uncertainties due to the response functions of
spectrometers and the influence of various parameters used in the analysis codes.
Uncertainties in the corrections made for wall effects in proportional counters and the efficiency of scintillators
as a function of neutron energy can contribute to the overall uncertainty. It is expected that the uncertainty in
spectrometric measurements of integral neutron fluence or dose equivalent in reference simulated workplace
neutron fields is approximately 10 % to 20 %.
Measurements in the reference field are subject to uncertainties in the determination of basic quantities such
as time, distance, angle, etc. These quantities contribute to the uncertainties during the characterization of the
field as well as during the calibration measurements performed in the field. With care, it should be possible to
limit the uncertainty due to these sources to approximately 1 %.
Characterization of reference neutron fields requires the determination of the dose equivalent delivered by
unwanted contaminating radiations, such as photons. Measurements of these radiations are subject to
uncertainties from all quantities that affect ionization chamber, Geiger-Müller counter, recombination chamber,
tissue equivalent proportional counter or thermoluminescent dosimeter measurements. Fortunately, many
multi-element thermoluminescent dosimeters have the capability to discriminate against the photon dose, and
most neutron survey instruments are not sensitive to photons.
9 Expression and reporting of uncertainties
9.1 Expression of uncertainties
The results of measurements and calculations yield only an approximation to the true value of the quantity
being dete
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12789-1
Première édition
2008-03-01
Champs de rayonnement de référence —
Champs de neutrons simulant ceux de
postes de travail —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodes
de production
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields —
Part 1: Characteristics and methods of production
Numéro de référence
ISO 12789-1:2008(F)
©
ISO 2008
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ISO 12789-1:2008(F)
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Publié en Suisse
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ISO 12789-1:2008(F)
Sommaire Page
Avant-propos. iv
Introduction . v
1 Domaine d'application. 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions. 1
4 Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail . 3
5 Exigences générales relatives à la production de spectres neutroniques simulant ceux de
postes de travail. 4
6 Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail . 6
7 Coefficients de conversion fluence neutronique – équivalent de dose. 6
8 Sources d'incertitude . 7
9 Expression et transcription des incertitudes .7
Annexe A (informative) Exemples de champs de neutrons simulant ceux de postes de travail. 9
Bibliographie . 23
© ISO 2008 – Tous droits réservés iii
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ISO 12789-1:2008(F)
Avant-propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes nationaux de
normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est en général confiée
aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire partie du
comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux. L'ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI,
Partie 2.
La tâche principale des comités techniques est d'élaborer les Normes internationales. Les projets de Normes
internationales adoptés par les comités techniques sont soumis aux comités membres pour vote. Leur
publication comme Normes internationales requiert l'approbation de 75 % au moins des comités membres
votants.
L'attention est appelée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l'objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne
pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence.
L'ISO 12789-1 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 2,
Radioprotection.
Cette première édition de l'ISO 12789-1 annule et remplace l'ISO 12789:2000, qui a fait l'objet d'une révision
mineure.
L'ISO 12789 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Champs de rayonnement de
référence — Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail:
⎯ Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
⎯ Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs fondamentales
iv © ISO 2008 – Tous droits réservés
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ISO 12789-1:2008(F)
Introduction
L'ISO 8529-1, l'ISO 8529-2 et l'ISO 8529-3 traitent de la production, de la caractérisation et de l'utilisation des
champs de rayonnements neutroniques pour l'étalonnage des moniteurs d'ambiance et des dosimètres
individuels. Ces Normes internationales décrivent des rayonnements de référence présentant des spectres en
énergie bien définis et bien adaptés à l'utilisation en laboratoire d'étalonnage. Cependant, les spectres de
neutrons communément rencontrés dans les situations usuelles de radioprotection sont, dans beaucoup de
cas, très différents de ceux produits par les sources spécifiées dans les Normes internationales. Étant donné
que les dosimètres individuels pour les neutrons et, dans une moindre mesure, les moniteurs d'ambiance
présentent une réponse en équivalent de dose très dépendante de l'énergie, il peut s'avérer impossible
d'effectuer un étalonnage satisfaisant pour un appareil qui est destiné à être utilisé à un poste de travail où le
spectre en énergie des neutrons et sa distribution angulaire diffèrent de manière significative de ceux du
rayonnement de référence utilisé pour l'étalonnage. L'ISO 8529-1 décrit, en détail, quatre rayonnements
neutroniques de référence basés sur des radionucléides. La présente partie de l'ISO 12789 comporte la
spécification des rayonnements neutroniques de référence qui ont été développés afin de ressembler de
manière très proche aux rayonnements qui sont rencontrés dans la pratique. À titre d'illustration, l'Annexe A
contient des exemples spécifiques d'installations de simulation de postes de travail munies d'une source
neutron.
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NORME INTERNATIONALE ISO 12789-1:2008(F)
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons
simulant ceux de postes de travail —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodes de production
1 Domaine d'application
La présente partie de l'ISO 12789 donne des indications pour produire et caractériser des champs de
neutrons simulant des champs de postes de travail, à utiliser pour l'étalonnage des appareils de mesure des
neutrons à des fins de radioprotection. Des méthodes de calculs et de mesures spectrométriques y sont
discutées. Les énergies des neutrons de ces champs de référence s'étendent approximativement des
énergies thermiques à quelques centaines de GeV. Les méthodes de production et les techniques de
monitorage pour les divers types de champs neutroniques sont discutées, et les méthodes d'évaluation et
d'expression des incertitudes pour ces champs sont également données.
2 Références normatives
Les documents de référence suivants sont indispensables pour l'application du présent document. Pour les
références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les références non datées, la dernière édition du
document de référence s'applique (y compris les éventuels amendements).
ISO 8529-1:2001, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de
production
ISO 8529-2:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage des
dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de
rayonnement
ISO 8529-3:1998, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone
(ou d'ambiance) et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle
d'incidence des neutrons
ISO/CEI Guide 98:1995, Guide pour l'expression de l'incertitude de mesure (GUM)
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.
[8] [4]
NOTE 1 Les définitions suivent les recommandations du Rapport ICRU 51 et du Rapport ICRU 33 .
NOTE 2 Les multiples et sous-multiples des unités S.I. sont aussi utilisés dans la présente partie de l'ISO 12789.
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ISO 12789-1:2008(F)
3.1
fluence neutronique
Φ
quotient de dN par da, où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section droite da
dN
Φ =
da
−2
NOTE L'unité de la fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux (m ).
3.2
débit de fluence neutronique
j
quotient de dΦ par dt, ou dΦ est l’incrément de la fluence neutronique pendant l'intervalle de temps dt
2
ddΦ N
ϕ==
ddtadt
NOTE L'unité du débit de fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux secondes à la puissance
−2 −1
moins un (m ⋅ s ).
3.3
distribution spectrale de la fluence neutronique
Φ
E
quotient de dΦ par dE, où dΦ est la variation de la fluence neutronique dans l'intervalle d'énergie compris
entre E et E + dE
dΦ
Φ =
E
dE
NOTE L'unité de la distribution spectrale de la fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux joule à la
−2 −1
puissance moins un (m ⋅J )
3.4
équivalent de dose ambiant
H*(d)
〈en un point d'un champ de rayonnement〉 équivalent de dose qui serait produit par le champ correspondant
expansé et unidirectionnel dans la sphère ICRU, à la profondeur d, sur le rayon faisant face à la direction du
champ unidirectionnel
NOTE 1 Pour un rayonnement fortement pénétrant, une profondeur de 10 mm est couramment recommandée.
−1
NOTE 2 L'unité de l'équivalent de dose ambiant est le joule par kilogramme (J ⋅ kg ). Son nom spécial est le sievert
(Sv).
3.5
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans du tissu mou, à une profondeur appropriée d sous un point spécifié du corps
NOTE 1 Pour un rayonnement fortement pénétrant, une profondeur de 10 mm est couramment recommandée.
−1
NOTE 2 L'unité de l'équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J ⋅ kg ). Son nom spécial est le sievert
(Sv).
[5]
NOTE 3 Le Rapport ICRU 39 définit la composition en masse du tissu mou comme suit: 76,2% O; 10,1% H;
11,1% C; 2,6% N.
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ISO 12789-1:2008(F)
[7]
NOTE 4 Dans son Rapport 47 , l'ICRU a étendu la définition de l'équivalent de dose individuel afin d'inclure
l'équivalent de dose à la profondeur d, dans un fantôme ayant la composition du tissu ICRU. Ainsi, H (10), pour
p
l'étalonnage des dosimètres individuels, est l'équivalent de dose à la profondeur de 10 mm dans un fantôme en tissu
ICRU, mais de la taille et de la forme du fantôme utilisé pour l'étalonnage (parallélépipède de dimensions 30 cm × 30 cm
× 15 cm).
3.6
coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose
h
Φ
quotient de l'équivalent de dose par la fluence neutronique
H
h =
Φ
Φ
NOTE 1 L'unité du coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose est le sievert mètre à la
2
puissance deux (Sv ⋅ m ).
NOTE 2 Toute expression du coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose exige la mention du
type d'équivalent de dose, c'est-à-dire équivalent de dose ambiant ou équivalent de dose individuel.
4 Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
Les spectres en fluence neutronique d'un certain nombre de champs neutroniques sont disponibles depuis
[9], [10]
quelque temps . Ceux-ci, mesurés aux postes de travail et dans des champs d'étalonnage de poste de
[11]
travail simulé, figurent dans un catalogue issu d'un travail financé par la Commission européenne . Ce
catalogue contient également les fonctions de réponse de détecteurs et de dosimètres d'usage courant, en
plus des coefficients de conversion fluence neutronique – équivalent de dose.
[12] à [15]
Des mesures faites dans les centrales nucléaires , à proximité de châteaux contenant des éléments
[14], [15] [15], [16]
combustibles irradiés , dans des usines de production de radioéléments émetteurs de neutrons
[17]
et de retraitement d'éléments combustibles ont démontré que les spectres en énergie des neutrons dans
de tels environnements peuvent être décrits comme étant la superposition des composantes suivantes: une
composante de haute énergie représentant les neutrons n'ayant pas interagi, une composante de neutrons
diffusés présentant une variation approximative en 1/E (où E est l'énergie des neutrons) et une composante
n n
de neutrons thermiques. Pour ces types de spectres, la conception d'un champ simulé exige la connaissance
et la prise en compte des composantes mentionnées plus haut, car les proportions relatives de ces
composantes peuvent être très différentes selon les situations considérées.
D'autres ambiances de rayonnements peuvent contenir des neutrons ayant des énergies beaucoup plus
élevées. Par exemple, des neutrons d'énergies supérieures à 10 MeV, contribuant pour 30 % à 50 % aux
équivalents de dose ambiant et individuel, ont été trouvés au voisinage d'accélérateurs de particules de
[18], [19] [20]
hautes énergies et à bord d'avions volant à des altitudes comprises entre 10 km et 15 km .
Étant donné les caractéristiques des moniteurs d'ambiance et des dosimètres disponibles, il est difficile
d'obtenir à un poste de travail des mesures correctes basées sur les sources d'étalonnage spécifiées dans
l'ISO 8529-1, quand le spectre au poste de travail diffère nettement de celui de la source d'étalonnage. Il peut
en résulter une estimation incorrecte de l'équivalent de dose quand de tels appareils sont utilisés. Il existe au
moins deux possibilités pour améliorer la situation. Premièrement, le spectre des neutrons au poste de travail
peut être mesuré, et un facteur de correction calculé pour normaliser la réponse du détecteur, laquelle dépend
de l'énergie. Deuxièmement, une installation peut être construite pour produire un champ de neutrons qui
simule le spectre en énergie présent au poste de travail. Quand ce champ a été correctement caractérisé, il
peut être utilisé directement pour l'étalonnage de dosimètres individuels et de moniteurs d'ambiance. Cette
dernière approche a été employée dans un certain nombre de laboratoires, et la présente partie de
l’ISO 12789 donne des conseils pour produire et caractériser des spectres simulés, à des fins d'étalonnage de
dosimètres et de moniteurs d'ambiance.
Établir, au laboratoire d'étalonnage, des spectres neutroniques simulant un poste de travail est nécessaire,
parce que l'agencement du laboratoire offre la possibilité de maîtriser la plupart des grandeurs influentes. Les
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ISO 12789-1:2008(F)
paramètres d'environnement, tels que température et humidité, peuvent être maintenus constants. Les
matériaux utilisés pour la construction des divers éléments d'un équipement peuvent aussi être spécifiés et
contrôlés au laboratoire. La disposition générale aussi bien que les sources de dispersion de neutrons
peuvent aussi être maîtrisées, ou tout au moins maintenues constantes, au laboratoire d'étalonnage.
Les spectres simulés qui ont été mis en place au laboratoire d'étalonnage peuvent être utilisés pour étudier
les effets des changements du spectre des neutrons sur les réponses des dosimètres individuels et des
moniteurs d'ambiance. Les algorithmes de dosimètres peuvent aussi être testés au moyen de telles sources,
conjointement avec les autres sources à radioéléments recommandées dans l'ISO 8529-1. Pour ces raisons,
il convient de mettre à disposition des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail pour la mise au
point et l'étalonnage des moniteurs d'ambiance et des dosimètres «neutron» qui sont utilisés sur tout
emplacement des postes de travail mentionnés ci-dessus.
5 Exigences générales relatives à la production de spectres neutroniques simulant
ceux de postes de travail
Il existe trois méthodes de base pour produire des spectres simulés. Des installations d'irradiation peuvent
être développées en utilisant des sources neutroniques à radioéléments, des accélérateurs et des réacteurs.
Dans chaque cas, plusieurs types de matériaux absorbants et diffusants peuvent être placés entre la source
primaire et le détecteur, dans le but de modifier le spectre initial de la source et de simuler ainsi un spectre de
neutrons de poste de travail. Pour caractériser les champs de neutrons dans de telles installations, il est
nécessaire de mesurer et de calculer le spectre en énergie, et de déterminer les débits de fluence
neutronique spectrale et angulaire ainsi que les débits d'équivalent de dose aux positions de référence.
Il est nécessaire de déterminer aussi l'uniformité du champ dans le volume contenant le détecteur. Dans
certains cas, cette détermination peut être mieux approchée par le calcul que par les techniques
expérimentales. Un moniteur d'intensité doit également être mis en œuvre, pour les sources susceptibles de
varier pendant la durée de l'irradiation (comme les accélérateurs ou les réacteurs). Le moniteur doit
intercepter une partie connue du champ de neutrons, mesurer une partie du champ non utilisée, ou mesurer
un paramètre dont on a démontré qu'il varie en proportion directe de la production de neutrons (tels le courant
du faisceau des particules chargées ou le débit de fluence des particules associées accompagnant la
réaction). Si le débit de fluence du champ neutronique peut varier sur une plage importante, comme c'est
souvent le cas lorsque l'on utilise un accélérateur ou un réacteur, il peut être nécessaire de disposer de
plusieurs appareils de monitorage afin d'assurer de bonnes statistiques de comptage aux faibles débits de
fluence tout en évitant, aux débits élevés, des pertes de comptage dues à des temps morts. C'est alors qu'il
faut établir les relations entre la lecture du moniteur et l'équivalent de dose à la position de référence.
Le débit de fluence neutronique peut être déterminé soit par des mesures absolues, soit, dans certains cas,
par la détermination du taux d'émission de la source primaire de neutrons et par la connaissance des effets
des matériaux diffusants utilisés pour modifier le spectre. Le débit d'équivalent de dose au point d'étalonnage
peut alors être déterminé à partir du spectre d'énergie des neutrons et du débit de fluence neutronique en ce
point, en utilisant le coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose pour le spectre (voir
Tableau 1). Si la grandeur à déterminer est H (10), il est nécessaire de connaître les caractéristiques
p
directionnelles du champ. On peut aussi avoir besoin de ces données pour des moniteurs d'ambiance, de
façon à prendre en compte toute anisotropie de leurs caractéristiques de réponse.
Il convient de préférence que la caractérisation des champs simulés inclue également la détermination de la
part des photons parasites présents, dès lors que ceux-ci peuvent affecter la lecture du moniteur d'ambiance
ou du dosimètre individuel soumis à irradiation. De plus, la proportion relative de l'équivalent de dose
«photon» présent dans le champ d'étalonnage peut être différente de cette proportion dans le champ de
neutrons existant au poste de travail. Les méthodes de mesurage de la fraction de l'équivalent de dose due
aux photons se basent sur l'utilisation de dosimètres thermoluminescents multiéléments (TLD), de chambres
d'ionisation appariées (dites chambres «kerma»), de compteurs Geiger-Müller, de chambres à recombinaison
et de compteurs proportionnels équivalent-tissu, qui peuvent séparer les événements dus aux photons de
[13], [14], [30]
ceux dus aux neutrons .
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ISO 12789-1:2008(F)
Tableau 1 — Équivalents de dose ambiant et individuel par unité de fluence neutronique, h* (10)
Φ
2
et h (10,α), en pSv ⋅ cm , pour des neutrons monoénergétiques incidents
p,plaqueΦ
soit sur la sphère ICRU, soit sur le fantôme plaque en tissu ICRU
Énergie h h h h h h
p,plaqueΦ p,plaqueΦ p,plaqueΦ p,plaqueΦ p,plaqueΦ p,plaqueΦ
h* (10)
Φ
(MeV) (10,0°) (10,15°) (10,30°) (10,45°) (10,60°) (10,75°)
−9
1,00 × 10 6,60 8,19 7,64 6,57 4,23 2,61 1,13
−8
1,00 × 10 9,00 9,97 9,35 7,90 5,38 3,37 1,50
−8
2,53 × 10 10,6 11,4 10,6 9,11 6,61 4,04 1,73
−7
1,00 × 10 12,9 12,6 11,7 10,3 7,84 4,7 1,94
−7
2,00 × 10 13,5 13,5 12,6 11,1 8,73 5,21 2,12
−7
5,00 × 10 13,6 14,2 13,5 11,8 9,40 5,65 2,31
−6
1,00 × 10 13,3 14,4 13,9 12,0 9,56 5,82 2,40
−6
2,00 × 10 12,9 14,3 14,0 11,9 9,49 5,85 2,46
−6
5,00 × 10 12,0 13,8 13,9 11,5 9,11 5,71 2,48
−5
1,00 × 10 11,3 13,2 13,4 11,0 8,65 5,47 2,44
−5
2,00 × 10 10,6 12,4 12,6 10,4 8,10 5,14 2,35
−5
5,00 × 10 9,90 11,2 11,2 9,49 7,32 4,57 2,16
−4
1,00 × 10 9,40 10,3 9,85 8,64 6,74 4,10 1,99
−4
2,00 × 10 8,90 9,84 9,41 8,22 6,21 3,91 1,83
−4
5,00 × 10 8,30 9,34 8,66 7,66 5,67 3,58 1,68
−3
1,00 × 10 7,90 8,78 8,20 7,29 5,43 3,46 1,66
−3
2,00 × 10 7,70 8,72 8,22 7,27 5,43 3,46 1,67
−3
5,00 × 10 8,00 9,36 8,79 7,46 5,71 3,59 1,69
−2
1,00 × 10 10,5 11,2 10,8 9,18 7,09 4,32 1,71
−2
2,00 × 10 16,6 17,1 17,0 14,6 11,6 6,64 2,11
−2
3,00 × 10 23,7 24,9 24,1 21,3 16,7 9,81 2,85
−2
5,00 × 10 41,1 39,0 36,0 34,4 27,5 16,7 4,78
−2
7,00 × 10 60,0 59,0 55,8 52,6 42,9 27,3 8,10
−1
1,00 × 10 88,0 90,6 87,8 81,3 67,1 44,6 13,7
−1
1,50 × 10 132 139 137 126 106 73,3 24,2
−1
2,00 × 10 170 180 179 166 141 100 35,5
−1
3,00 × 10 233 246 244 232 201 149 58,5
−1
5,00 × 10 322 335 330 326 291 226 102
−1
7,00 × 10 375 386 379 382 348 279 139
−1
9,00 × 10 400 414 407 415 383 317 171
0
1,00 × 10 416 422 416 426 395 332 180
0
1,20 × 10 425 433 427 440 412 335 210
0
2,00 × 10 420 442 438 457 439 402 274
0
3,00 × 10 412 431 429 449 440 412 306
0
4,00 × 10 408 422 421 440 435 409 320
0
5,00 × 10 405 420 418 437 435 409 331
0
6,00 × 10 400 423 422 440 439 414 345
0
7,00 × 10 405 432 432 449 448 425 361
0
8,00 × 10 409 445 445 462 460 440 379
0
9,00 × 10 420 461 462 478 476 458 399
1
1,00 × 10 440 480 481 497 493 480 421
1
1,20 × 10 480 517 519 536 599 523 464
1
1,40 × 10 520 550 552 570 561 562 503
1
1,50 × 10 540 564 565 584 575 579 520
1
1,60 × 10 555 576 577 597 588 593 535
1
1,80 × 10 570 595 593 617 609 615 561
1
2,00 × 10 600 600 595 619 615 619 570
1
3,00 × 10 515 — — — — — —
1
5,00 × 10 400 — — — — — —
1
7,50 × 10 330 — — — — — —
2
1,00 × 10 285 — — — — — —
2
1,25 × 10 260 — — — — — —
2
1,50 × 10 245 — — — — — —
2
1,75 × 10 250 — — — — — —
2
2,01 × 10 260 — — — — — —
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ISO 12789-1:2008(F)
6 Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
6.1 Méthodes numériques
Pour la conception, la production et la caractérisation de sources neutroniques pour simulation de postes de
[21]
travail utilisées à des fins d'étalonnage, on utilise des codes de calcul Monte Carlo . Voici quelques
directives qu'il convient de suivre pour l'utilisation des méthodes numériques. Premièrement, il est
recommandé que seuls des codes de calcul ayant fait l'objet de tests internationaux, ou ceux dont la
comparaison à des mesures directes s'est révélée satisfaisante, soient utilisés. Il est recommandé d'indiquer
la version ou le numéro de mise à jour du code. Deuxièmement, il est important de mettre par écrit les
conditions initiales utilisées pour définir le problème. Cela facilite l'intercomparaison des résultats entre
laboratoires. Dès lors que les fichiers des données nucléaires évaluées sont périodiquement mis à jour, il est
également important de noter la version du jeu de données des sections efficaces utilisée. Le suivi de ces
directives aidera à entretenir la cohérence dans le calcul et l'expression des spectres de neutrons calculés. Il
est également prudent d'intercomparer les calculs avec ceux effectués au moyen de codes communément
utilisés.
Il est difficile d'estimer l'incertitude globale associée aux calculs Monte Carlo. Cependant, il est important
d'essayer de quantifier l'incertitude pour un calcul donné, particulièrement si le spectre calculé doit être utilisé
pour déterminer des données de base telles que les coefficients de conversion fluence neutronique –
équivalent de dose. L'incertitude statistique peut être très faible si un nombre suffisant d'événements a été
accumulé, mais une valeur faible de l'incertitude statistique ne conduit pas nécessairement à une incertitude
globale faible. L'Article 8 traite des sources d'incertitudes.
6.2 Méthodes spectrométriques
Dans le but de couvrir la large gamme des valeurs d'énergies neutroniques habituellement rencontrées, il est
nécessaire d'utiliser un système spectrométrique qui couvre cette gamme. Un système de spectrométrie
multisphère, par exemple. Ce système est capable d'effectuer des mesurages sur une grande plage
d'énergies, mais présente des limitations majeures, à savoir un pouvoir de résolution en énergie limité et un
certain degré d'incertitude dans l'analyse des données. On a trouvé que les valeurs des grandeurs intégrales,
comme H*(10), sont en bon accord avec d'autres mesures et calculs. Pour des applications métrologiques
[23], [24]
spécifiques , le système de spectrométrie multisphère peut être complété par l'utilisation de compteurs
proportionnels à remplissage d'hydrogène et de détecteurs à scintillation. Dans le but de vérifier la cohérence
des déterminations par spectrométrie, il est de bonne pratique de comparer les mesures issues d'un certain
[14],
nombre de laboratoires. De telles comparaisons ont été effectuées par plusieurs laboratoires européens
[24], [25]
.
Les fonctions réponses de ces systèmes doivent être déterminées avec soin et il est préférable d'effectuer
une simulation Monte Carlo avec un modèle de détecteur réaliste associé à des étalonnages expérimentaux
[26], [27]
effectués à l'aide de neutrons mono-énergétiques . Pour étendre la plage de spectrométrie aux
[28], [30]
neutrons d'énergies supérieures à 20 MeV, des détecteurs supplémentaires sont nécessaires .
7 Coefficients de conversion fluence neutronique – équivalent de dose
Le présent article contient les données utilisées pour calculer les équivalents de dose ambiant et individuel au
point de mesure pour les spectres simulés produits par les méthodes données dans la présente partie de
l'ISO 12789. Dans le cas de H (10), les valeurs des coefficients de conversion sont présentées en fonction de
p
l'angle pour le fantôme plaque ICRU. Il convient de noter que la distribution angulaire de la fluence
neutronique doit être prise en compte dans l'évaluation de H (10). Le Tableau 1, tiré de la Publication ICRP
p
[3]
74 est destiné à faciliter le calcul des coefficients de conversion moyennés sur le spectre, pour les spectres
de neutrons simulant ceux de postes de travail.
La réponse, ou le facteur d'étalonnage, d'un appareil de surveillance de zone ou d'un dosimètre individuel doit
s'obtenir par détermination de la lecture et de la fluence neutronique, chacune étant corrigée des contributions
indésirables, puis en appliquant le coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose
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approprié, conformément à l'ISO 8529-2 et à l'ISO 8529-3. Le coefficient de conversion fluence neutronique –
équivalent de dose pour un spectre de neutrons peut s'évaluer par le recours à l'Équation (1):
hEΦ E dE
() ()
Φ E
∫
h = (1)
Φ
Φ EEd
()
E
∫
8 Sources d'incertitude
Le présent article décrit les composantes suscept
...
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