ISO 6980:1984
(Main)Reference beta radiations for calibrating dosemeters and doseratemeters and for determining their response as a function of beta radiation energy
Reference beta radiations for calibrating dosemeters and doseratemeters and for determining their response as a function of beta radiation energy
Rayonnements bêta de référence pour l'étalonnage des dosimètres et débitmètres et la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie bêta
General Information
Relations
Buy Standard
Standards Content (Sample)
International Standard 6980
~~ ~~ ~
-~
INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR STANOARDlZATION*ME)KAYHAPOAHAR OPrAHH3AUHR no CTAHAAPTH3AUHM.ORGANlSATlON INTERNATIONALE DE NORMALISATION
Reference beta radiations for calibrating dosemeters and
doseratemeters and for determining their response as a
function of beta radiation energy
Rayonnements bêta de référence pour l'étalonnage des dosimètres et débitmètres et la détermination de leur réponse en fonction
de l'énergie bêta
First edition - 1984-07-15
UDC 535-34: 539.165: 53.089.6 Ref. No. IS0 6980-1984 (E)
Descriptors : nuclear energy, radiation measurement, calibration, radiation measuring instruments, exposure meters, exposure dose rate meters,
reference sources, radiation, beta particles, specifications, definitions.
Price based on 9 pages
---------------------- Page: 1 ----------------------
Foreword
IS0 (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of
national standards bodies (IS0 member bodies). The work of developing International
Standards is carried out through IS0 technical committees. Every member body
interested in a subject for which a technical committee has been authorized 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.
Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to
the member bodies for approval before their acceptance as International Standards by
the IS0 Council.
International Standard IS0 6980 was developed by Technical Committee ISO/TC 85,
Nuclear energy, and was circulated to the member bodies in March 1983.
It has been approved by the member bodies of the following countries:
Australia
Finland South Africa, Rep. of
Austria
France Spain
Belgium
Germany, F.R. Sweden
Brazil Hungary Switzerland
Canada New Zealand Turkey
China Japan United Kingdom
Czechoslovakia Netherlands USA
Egypt, Arab Rep. of Poland
No member body expressed disapproval of the document.
O International Organization for Standardization, 1984
Printed in Switzerland
---------------------- Page: 2 ----------------------
INTERNATIONAL STANDARD IS0 6980-1984 (E)
Reference beta radiations for calibrating dosemeters and
doseratemeters and for determining their response as a
function of beta radiation energy
1 Scope and field of application calibration plane distances to be used. Close to the sources
only relatively small areas of uniform dose rate are produced
This International Standard specifies the requirements for but this Series has the advantage of extending the energy and
reference beta radiations produced by radionuclide sources to
dose rate ranges beyond those of Series 1. The radionuclides
be used for the calibration of protection level dosemeters and used are those of Series 1 with the addition of the radionuclides
doseratemeters*, and for the determination of their response as 14C and 106Ru + losRh; these sources produce dose rates of
a function of beta energy. It gives the characteristics of up to 10 Gyh-1 (IO3 radsh-1).
radionuclides which have been used to produce reference beta
radiations, gives examples of suitable source constructions and
describes methods for the measurement of the residual
2 Terminology
maximum beta energy and the absorbed dose rate** at a depth
of 7 mg.cm-2 in a semi-infinite tissue-equivalent medium. The
2.1 Absorbed dose
energy range involved lies between 66 keV""" and 3,6 MeV and
the absorbed dose rates are in the range from about
The absorbed dose, D, is the quotient of dE by dm, where dE is
10 pGy.h-1 (1 mrad.h-1) to at least 10 Gy-h-1 (IO3 radah-1).
the mean energy imparted by ionizing radiation to matter of
mass dm.
This International Standard proposes two series of beta
I)
reference radiations from which the radiation necessary for -
dE
determining the characteristics (calibration and energy
DE-
response) of an instrument shall be selected. dm
The SI unit of absorbed dose is joules per kilogram (J.kg-1).
Series 1 reference radiations are produced by radionuclide
sources used with beam flattening filters designed to give The special name for the unit of absorbed dose is gray (Gy):
uniform dose rates over a large area at a specified distance. The
proposed sources of WSr + my, 2MTI and 147Pm produce
maximum dose rates of approximately 5 mGyh - 1
(0,5 radsh-1). The special unit of absorbed dose, rad, may be used tempor-
arily:
Series 2 reference radiations are produced without the use of
beam flattening filters which allows a range of source-to- 1 rad = 10-2 J-kg-1
* This also includes personal dosemeters.
**
Throughout this International Standard where the term "dose" is used, "absorbed dose to tissue" is implied, except where otherwise stated.
***
This lower limit of the energies to be considered represents the energy of beta rays able to reach the sensitive layer of the skin which is situated
nominally 7 mg.cm-2 below the skin surface according to the ICRP[11.
1
---------------------- Page: 3 ----------------------
IS0 6980-1984 (E)
teraction properties of the material equal those of soft tissue.
2.2 Absorbed dose rate
The density of the tissue equivalent material is taken to be
1 g.cm-3 (see annex Al.
The absorbed dose rate, D, is the quotient of dD by dt, where
dD is the increment of absorbed dose in the time interval dt.
NOTE - In practice, tissue equivalence can only exist over a limited
. dD
range of energies for a particular type of radiation, dependent upon the
D=dl material utilized, unless the atomic composition is the same as that of
tissue.
The SI unit of absorbed dose rate is joules per kilogram second
(J.kg-las-1). The special name, gray (Gy), may be substituted
for joule per kilogram :
2.6 Maximum energy of a beta spectrum
1 Gy.s-1 = 1 J.kg-las-1
A number of radionuclides emit one or several continuous
spectra of beta particles with energies ranging from zero up to
The special unit, rad, may be used temporarily :
Eimax, i = 1,2. . The maximum energy of the
maximum values
beta spectrum, E,,,, characteristic of the particular nuclide
listed in table 1 is the highest value of the E,,,, values.
2.7 Residual maximum beta energy
2.3 Total mass stopping power
The residual maximum beta energy, E,,,, is the maximum
The total mass stopping power, SI@, of a material for charged
energy of the beta spectrum from all beta decay branches of a
particles is the quotient of dE by edl, where dE is the energy
radionuclide at the calibration distance. Ere, is less than the cor-
lost by a charged particle in traversing a distance dl in a material
responding as the spectrum is modified by absorption and
of density e.
scattering in the source material itself, the source holder, the
source encapsulation and other media between the source and
the calibration position.
The SI unit of mass stopping power is joule square metre per
2.8 Residual maximum beta range
kilogram (J - m2.kg- 1). E may be expressed in electronvolts
and hence Sie may be expressed in electronvolt square metre
The residual maximum beta range, R,,,, is the range in an ab-
per kilogram (eV.rn2.kg-1).
sorbing material of a beta spectrum of residual maximum
NOTES
energy, Ere,-
1 S is the total linear stopping power.
2 For energies at which nuclear interactions can be neglected, the
2.9 Units
total mass stopping power is
/\
The system of units recommended is the International System
of Units (SI).
where
The following SI units are used throughout this International
(dEIdl),,~ = S,,I is the linear collision stopping power;
Standard :
(dE/d/),,d = srad is the linear radiative stopping power.
-
: becquerel (Bq) : 1 Bq = 1 s-1
for activity
(1 Ci = 3,7 x 1010Bq);
2.4 Tissue
-
for temperature : kelvin (Ki;
When the word "tissue" is used in this International Standard,
a material with a density of 1 gacm-3 and the following compo-
-
for pressure : pascal (Pa) : 1 Pa = 1 N.m-2
sition in terms of mass fraction for soft tissue is implied
(1 bar = IO5 Pa).
(see ICRU 33)[21 :
Furthermore, for practical reasons, the following units are used
O : 76.2 % H : 10,l %
in this International Standard :
c : 11,l Yo N : 2.6 %
-
for energy : electronvolt (eV)
Trace elements are generally not considered important for
(1 eV = 1,602 x 10-19 Ji;
dosimetric purposes and have been ignored.
-
for time : year (365.25 d), day (d), hour (h).
2.5 Tissue equivalence
SI units may be used and in the
Multiples and sub-multiples of
Tissue equivalence is the property possessed by a material case of rates, units of time such as minute (min), hour (h) and
when the collision mass stopping power and the radiation in- day id) should be used to suit the circumstances.
2
E,,,
---------------------- Page: 4 ----------------------
IS0 6980-1984 (E)
3.5 Variation of the beta emission rate with time
3 Requirements for reference beta
radiations at the calibration distance
The beta emission rate decreases with time due to the radioac-
tive decay of the beta source. The half-life of a radionuclide
3.1 Energy of the reference radiations
should be as long as possible, preferably longer than one year.
The energy of the reference radiation is defined to be equal to
E,,, (see 2.7 and 5.1.2).
4 Radionuclides suitable for reference beta
radiations
3.2 Shape of the beta spectrum
Table 1 gives the characteristics of beta emitting radionuclides
The beta spectrum of the reference radiation should ideally
of a suitable energy range. Beta emitting radionuclides should
result from one beta decay branch from one radionuclide. In
be selected from those listed in this table.
practice, the emission of more than one branch is acceptable
provided that all the main branches have similar energies, E,,,,
These radionuclides emit a continuous spectrum of beta par-
within 20 %. In other cases, the lower energy branches shall be
ticles with energies ranging from zero up to a maximum value,
attenuated by the source encapsulation or by additional filtra-
E,,,, characteristic of the particular nuclide.
tion to reduce their beta emission rates to less than 10 % of the
emission rate from the main branch.
Note that a radionuclide normally requires encapsulation to be
a practical source and that the encapsulating material will pro-
3.3 Uniformity of the absorbed dose rate duce bremsstrahlung and characteristic X-rays.
The absorbed dose rate in tissue 70 pm below the surface of a
semi-infinitely extended tissue equivalent phantom generated
5 Source characteristics and their
by the reference radiation should be as uniform as possible.
measurement
Since available sources for Series 1 reference radiations (see
5.2.1 i cannot at present produce high absorbed dose rates with
5.1 Fundamental characteristics of reference
good uniformity for large radiation field diameters, a further
series (Series 2) of reference beta radiations is proposed (see sources
5.2.2). Beta radiations are called uniform over a certain radia-
tion field diameter, if the absorbed dose rate in tissue 70 pm
5.1.1 Construction of reference sources
below the surface does not vary by more than f 5 % for
E,,, 300 keV and by not more than f 10 % for E,,, < 300 keV
The construction of the reference sources should have the
(see 5.2. I).
following characteristics to meet the requirements of clause 3 :
a) The chemical form of the radionuclide should be stable
3.4 Photon contamination
with time over the range of temperatures and humidities at
which it will be used and stored.
The photon dose rate due to contamination of the reference
radiation by gamma, X-ray and bremsstrahlung radiation
b) The construction and encapsulation should be suffi-
should be less than 5 % of the beta dose rate recorded by the
ciently robust and stable to withstand normal use without
detector under calibration.
Table 1 - Beta radionuclide data
Approximate Maximum energy
Radionuclide half life of spectrum Photon radiations emitted*
Years E,,, (MeV)
14c 5730 0,156 None
147pm 2.62 0,225 y : 0,121 MeV, (O, O1 %)
Sm X-rays 5.6 to 7,2 keV
39.5 to 46.6 keV
204-1-1 3,78 0,763 Hg X-rays 9,s to 13,8 keV
68,s to 82,5 keV
9% + W 28,5 2,274 None
1WRu + 1NRh 1,Ol 334 106Rh -y : 0,512 MeV (21 %)
0,622 MeV (11 % doublet)
1,05 MeV (1.5 % doublet)
1.13 MeV (0.5 % doublet)
1,55 MeV (0.2 %)
* The values given in this column are for information purposes only.
3
---------------------- Page: 5 ----------------------
IS0 6980-1984 (E)
R,,, is defined as the intersection of the extrapolated linear por-
damage to the source and leakage of the radioactivity, but
tion of the measured signal versus thickness graph with the
shall allow E,,, to exceed the minimum values recom-
lower level signal due to the residual photon background.
mended in table 2.
5.1.3 Beta contamination
5.1.2 Measurement of characteristics of the reference
radiations
The radionuclide sources should be of adequate radiochemical
purity. It is difficult to check for the presence of beta-emitting
The value of E,,, at the calibration distance shall equal or
impurities but their presence may be inferred from the detec-
exceed the values given in table 2.
tion of their associated photon radiation, if any, using a high
resolution spectrometer, for example, a Ge (Li1 detector and
Table 2 - Minimum value of E,,, at calibration distance
spectrometer system. The spectral purity of the beta radiation
may be considered adequate for use as a reference radiation if:
Ere,
Source
MeV
a) the plot used to measure R,,, (see 5.1.21 has a linear
section;
14c 0.09
147Pm 0.13
b) E,,, has a value between that listed in table 2 and the
204~1 0,53 corresponding Emax value listed in table 1 for the ap-
propriate radionuclide.
90% + WY 1,80
1mRu + 1mRh 2.80
NOTE - Where Eles exceeds Emax, this means that the source con-
tains a radioactive contaminant which emits higher energy particles
than the reference radionuclide(s) and that it therefore does not meet
The purpose in setting a lower limit to E,, is to prevent the use the requirements of this International Standard.
of sources which have excessive self andlor window absorp-
tion. R,,, and, hence, E,,, shall be remeasured every two years.
The residual maximum energy, E,,,, at the calibration distance
5.1.4 Photon contamination
shall be calculated from the following relationship[4]:
The photon contamination of the beta reference radiation
(9,l R,,, + 112 -1
arises from photon radiation from the decay of the r
...
Norme internationale @ 6980
INTERNATIONAL ORGANIZATION FOR STANDARDIZATlONeMEMfiYHAPO~HAR OPTAHHJAUHR il0 CTAHfiAPTM3ALIMH.ORGANlSATlON INTERNATIONALE DE NORMALISATION
Rayonnements bêta de référence pour l'étalonnage des
m
dosimètres et débitmètres et la détermination de leur
réponse en fonction de l'énergie bêta
Reference beta radiations for calibrating dosemeters and doseratemeters and for determining their response as a function of beta
radiation energy
Première édition - 1984-07-15
CDU 535-34 : 539.165 : 53.089.6 Réf. no : IS0 6980-1984 (FI
Descripteurs : énergie nucléaire, mesurage de rayonnement, étalonnage, instrument de mesurage de rayonnement, exposimètre, débitmètre
d'exposition, source de référence, rayonnement, particule bêta, spécification, définition.
Prix basé sur 9 pages
---------------------- Page: 1 ----------------------
Ava n t - p ro p os
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale
d'organismes nationaux de normalisation (comités membres de I'ISO). L'élaboration
des Normes internationales est confiée aux comités techniques de I'ISO. Chaque
comité membre intéressé par une étude a le droit de faire partie du comité technique
correspondant. Les organisations internationales, gouvernementales et non gouverne-
O
mentales, en liaison avec I'ISO, participent également aux travaux.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis
aux comités membres pour approbation, avant leur acceptation comme Normes inter-
nationales par le Conseil de I'ISO.
IS0 6980 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85,
La Norme internationale
Énergie nucléaire, et a été soumise aux comités membres en mars 1983.
Les comités membres des pays suivants l'ont approuvée :
Afrique du Sud, Rép. d'
Egypte, Rép. arabe d' Pologne
Allemagne, R.F.
Espagne Royaume- Uni
Australie
Finlande Suède
Autriche
France Suisse
Belgique
Hongrie Tchécoslovaquie
Brésil
Japon Turquie
Canada Nouvelle-Zélande USA
Chine Pays-Bas
a
Aucun comité membre ne l'a désapprouvée.
~
0 Organisation internationale de normalisation, 1984 O
Imprimé en Suisse
---------------------- Page: 2 ----------------------
NORM E INTER NAT1 O NALE IS0 6980-1984 (F)
Rayonnements bêta de référence pour l’étalonnage des
dosimètres et débitmètres et la détermination de leur
réponse en fonction de l’énergie bêta
1 Objet et domaine d’application gamme de distances source-plan d’étalonnage. Près des sour-
ces, seules des surfaces relativement petites à débit de dose
uniforme sont produites, mais les rayonnements de référence
La présente Norme internationale définit les conditions requises
pour les rayonnements bêta de référence, produits par les sour- de la série 2 ont l’avantage d’élargir les domaines d‘énergie et
ces de radionucléides, que l‘on utilise pour l’étalonnage des de débit de dose au-delà de ceux de la série 1. Les radionucléi-
dosimètres et débitmètres” utilisés en radioprotection et la des utilisés se composent de ceux de la série 1 et de radionu-
détermination de leur réponse en fonction de l’énergie bêta. cléides supplémentaires 14C et 1Wu + W3h; ces sources
Elle donne les caractéristiques des radionucléides utilisés pour fournissent des débits de dose allant jusqu‘à 10 Gy.h-1
produire les rayonnements bêta de référence ainsi que des (IO3 rad.h-1).
exemples de constructions appropriées de source, et décrit des
méthodes pour le mesurage de l‘énergie bêta maximale rési-
à une profondeur de
duelle et du débit de dose absorbée**
7 mgm -2 dans un milieu équivalent-tissu, de géométrie
semi-infinie. La gamme d’énergies considérée s’étend de
2 Terminologie
66 keV””” à 3.6 MeV et les débits de dose absorbée concernés
sont ceux situés entre 10 pGy-h-1 (1 mrad-h-1) environ et au
2.1 Dose absorbée
moins 10 Gy-h-1 (103 rad.h-I).
La dose absorbée, D, est le quotient de dE par dm, où dE est
Dans la présente Norme internationale sont proposées deux
l‘énergie moyenne cédée par le rayonnement ionisant à l’élé-
séries de rayonnements bêta de référence dans lesquelles doit
ment de matière de masse dm.
être choisi le rayonnement nécessaire à la détermination des
caractéristiques (étalonnage et réponse en énergie) d’un instru-
ment.
Les rayonnements de référence de la série 1 sont produits par
des sources de radionucléides auxquelles sont associés des
L‘unité SI de dose absorbée est le joule par kilogramme
écrans diffuseurs destinés à produire des débits de dose unifor- (J.kg-1). Le nom spécial pour l’unité de dose absorbée est le
mes sur de larges surfaces, à une distance donnée.
gray (Gy) :
Les sources proposées de WSr + %Y, 2MTI et 147Pm fournis-
sent des débits de dose maximaux d’environ 5 mGy.h-1
(0,5 rad-h-I). L‘unité spéciale de dose absorbée, le rad, peut être temporaire-
ment utilisée :
Les rayonnements de référence de la série 2, sont produits sans
adjonction d’écrans diffuseurs, ce qui permet d’utiliser une
1 rad = 10-2 J.kg-1
*
Y compris les dosimètres personnels.
**
Dans tout le texte de la présente Norme internationale, l’utilisation du terme «dose» sous-entend «dose absorbée dans les tissus)), sauf spécifica-
tion contraire.
*** Cette limite inférieure des énergies représente l‘énergie du rayonnement bêta capable d‘atteindre la couche sensible de la peau située, conven-
tionnellement selon I‘ICRP, à 7 mgan-2 sous la surface de la peaull].
1
---------------------- Page: 3 ----------------------
IS0 6980-lm (FI
Les éléments présents dans les tissus, à Ilétat de traces, sont
2.2 Débit de dose absorbée
généralement considérés comme peu importants pour la dosi-
Le débit de dose absorbée, DI est le quotient de dD par dt, où métrie et n'ont pas été pris en'compte.
dD est l'accroissement de dose absorbée pendant l'intervalle de
temps dt.
2.5 Équivalence aux tissus
. dD
D =-
dt
L'équivalence aux tissus est la propriété d'un matériau dont le
pouvoir d'arrêt massique par collision et les propriétés d'inter-
L'unité SI de débit de dose absorbée est le joule par kilogramme
action du rayonnement par celui-ci sont identiques à ceux des
seconde (J-kg-1.s-1). Le nom spécial, gray (Gy), peut être
tissus mous. La masse volumique du matériau équivalent au
substitué au joule par kilogramme :
tissu est prise égale à 1 gmcm-3 (voir annexe A).
NOTE - En pratique, l'équivalence aux tissus ne peut exister, selon le
matériau utilisé, que dans un domaine limité d'énergies et pour un type
L'unité spéciale, le rad, peut être temporairement utilisée :
particulier de rayonnement, à moins que ce matériau ait la même
composition atomique que les tissus.
2.6 Énergie maximale d'un spectre bêta
Un certain nombre de radionucléides émettent un ou plusieurs
2.3 Pouvoir d'arrêt massique total
spectres continus de particules bêta dont les énergies sont
situées entre la valeur zéro et des valeurs maximales, Eimax,
Le pouvoir d'arrêt massique total, Sle, d'un matériau pour des
i = 1, 2. L'énergie maximale du spectre bêta, Emax, caracté-
particules chargées est le quotient de dE par edl, où dE est
ristique du radionucléide considéré donné dans le tableau 1, est
l'énergie perdue par une particule chargée parcourant une dis-
la valeur la plus grande des valeurs Eimax.
tance dl dans un matériau de masse volumique e.
2.7 Énergie bêta maximale résiduelle
e e
L'énergie bêta maximale résiduelle, E,,, à la distance d'étalon-
L'unité SI de pouvoir d'arrêt massique est le joule mètre carré
nage est l'énergie maximale du spectre bêta résultant de
par kilogramme (Jam2akg-1).
l'ensemble des émissions bêta d'un radionucléide. La valeur de
est inférieure à celle de Emax correspondante, en raison des
E peut être exprimé en électronvolts, de sorte que Sle peut
modifications du spectre dues à l'absorption et à la diffusion
être exprimé en électronvolts mètre carré par kilogramme
dans le matériau constituant la source, dans le support de celle-
(eV. m2. kg - 1).
ci, dans son gainage et dans les autres milieux situés entre la
source et le point d'étalonnage.
NOTES
1 S est le pouvoir d'arrêt linéique total.
2 Dans le cas d'énergies pour lesquelles les interactions nucléaires 2.8 Parcours maximal résiduel du rayonnement
peuvent être négligées, le pouvoir d'arrêt massique total est
bêta
Le parcours maximal résiduel du rayonnement bêta, R,,,, est le
parcours dans un matériau absorbant, d'un spectre bêta
d'énergie maximale résiduelle, E,,,.
où
(dEldl),,l = S,,I est le pouvoir d'arrêt linéique par collision;
2.9 Unités
(dEldl),,, = Srad est le pouvoir d'arrêt iinéique par rayonne-
ment.
Le système d'unités recommandé est le Système International
d'Unités (SI).
Les unités SI suivantes sont utilisées dans la présente Norme
2.4 Tissu
internationale :
L'utilisation du mot «tissu» dans la présente Norme inter-
- pour l'activité, le becquerel (Bq) :
nationale sous-entend qu'il s'agit d'un matériau de masse volu-
1 Bq = 1 s-1 (1 Ci = 3,7 x 1010Bq);
mique égale à 1 g.cm-3, ayant la composition des tissus mous
(voir ICRU 33)[2J, c'est-à-dire en termes de pourcentages
-
pour la température, le kelvin (KI;
massiques :
-
pour la pression, le pascal (Pa) :
O : 76,2 % H : 10,l %
1 Pa = 1 N-m-2 (1 bar = 105 Pa).
c: 11,l % N : 2,6 %
2
E,,
---------------------- Page: 4 ----------------------
IS0 6980-1984 (FI
pour les rayonnements de référence de la série 1 (voir 5.2.1) ne
De plus, pour des raisons pratiques, les unités suivantes sont
utilisées dans la présente Norme internationale : peuvent pas actuellement fournir des débits élevés de dose
absorbée avec une bonne uniformité pour des champs de
- pour l'énergie, l'électronvolt (eV) rayonnement de grand diamètre, une série supplémentaire
(série 2) de rayonnements de référence bêta est proposée (voir
(1 eV = 1,602 x 10-19 J);
5.2.2). Les rayonnements bêta sont dits uniformes sur un cer-
-
pour le temps, l'année (365,25 j), le jour (j), l'heure (h). tain diamètre du champ de rayonnement, si le débit de dose
absorbée dans le tissu à 70 pm au-dessous de la surface ne
varie pas de plus de f 5 % dans le cas où E,,, > 300 keV et de
Les multiples et les sous-multiples des unités SI peuvent être
* 10 % dans le cas où E,,,<300 keV (voir 5.2.11.
utilisés et dans le cas de débits, les unités de temps telles que
minute (min), heure (h) et jour (j) devraient être utilisées d'une
façon appropriée aux circonstances.
3.4 Contamination photonique
Le débit de dose photonique dû à la contamination du rayonne-
3 Spécifications pour les rayonnements bêta
ment de référence par les rayons gamma, les rayons X et le
de référence à la distance d'étalonnage
rayonnement de freinage devrait être inférieur à 5 % du débit
de dose des particules bêta enregistré par le détecteur soumis à
l'étalonnage.
3.1 Énergie des rayonnements de référence
L'énergie du rayonnement de référence est définie comme
3.5 Variation du taux d'émission bêta en
étant égale à E,,, (voir 2.7 et 5.1.2).
fonction du temps
Le taux d'émission bêta décroît avec le temps, en raison de la
3.2 Forme du spectre bêta
décroissance radioactive de la source bêta. La période d'un
radionucléide devrait être aussi longue que possible, de préfé-
Le spectre bêta du rayonnement de référence devrait idéale-
rence supérieure à un an.
ment résulter d'une transition bêta d'un radionucléide. En prati-
à condi-
que, l'émission de plus d'une transition est acceptable
tion que toutes les transitions principales aient des énergies
4 Radionucléides appropriés pour la
semblables, E,,,, à 20 % près. Dans les autres cas, les transi-
tions de plus faible énergie doivent être atténuées par gainage
production de rayonnements bêta de
de la source ou par une filtration supplémentaire afin de réduire
référence
leur taux d'émission bêta à moins de 10 % du taux d'émission
de la transition principale.
Le tableau 1 donne les caractéristiques des radionucléides
émetteurs bêta appartenant au domaine d'énergie considéré.
Les radionucléides émetteurs bêta devraient être choisis dans
3.3 Uniformité du débit de dose absorbée
ce tableau.
Le débit de dose absorbée dans les tissus à 70 pm au-dessous
Ces radionucléides émettent un spectre continu de particules
de la surface d'un fantôme équivalent-tissu, de géométrie semi-
bêta dont l'énergie est comprise entre la valeur O et la valeur,
infinie, produit par le rayonnement de référence, devrait être
E,,,, caractéristique du radionucléide considéré.
aussi uniforme que possible. Puisque les sources disponibles
Tableau 1 - Caractéristiques des radionucléides émetteurs bêta
Période Énergie maximale
Rayonnements
approximative du spectre
Radionucléide
photoniques émis'
(années) E,,, (MeV)
0,156 Aucun
14c 5730
2.62 0,225 y : 0,121 MeV (O, O1 %)
147pm
Sm rayonnements X 5,6 à 7,2 keV
39,5 à 46.6 keV
3,78 0.763 Hg rayonnements X 9,9 à 13,8 keV
68,9 à 82,5 keV
28,5 2,274 Aucun
106Rh -y : 0,512 MeV (21 %)
1 ,O1
3.54
0,622 MeV i 11 % doublet)
% doublet)
1,05 MeV (1.5
1,13 MeV (0,5 % doublet)
1.55 MeV (0,2 %)
* Les valeurs indiquées dans cette colonne sont données pour information seulement.
3
---------------------- Page: 5 ----------------------
IS0 6980-1984 (FI
Notons que pour être pratiquement utilisable comme source, R,,, doit être mesuré à l'aide d'un détecteur approprié (cham-
un radionucléide requiert un gainage et que le matériau utilisé bre d'ionisation à fenêtre d'entrée mince, compteur Geiger-
pour ce gainage produira des rayonnements X caractéristiques Müller, scintillateur sensible au rayonnement bêta, etc.) qui
et des rayonnements de freinage. doit être positionné à la distance d'étalonnage, la fenêtre
d'entrée dirigée vers la source et les différentes épaisseurs
d'absorbeur placées immédiatement contre l'avant du
détecteur. L'absorbeur doit être l'un des matériaux suivants :
5 Caractéristiques des sources et leur
polyméthylméthacrylate", polystyrène, polyéthylène, polyéthy-
mesu rage
lène téréphtalate"" ou un équivalent. On doit tenir compte de
l'épaisseur de la fenêtre d'entrée du détecteur pour le mesurage
5.1 Caractéristiques fondamentales des sources
de Rres.
de référence
Si la source est équipée d'un écran diffuseur, c'est-à-dire si
c'est un rayonnement de référence de la série 1 (voir 5.2.11, ce
5.1.1 Afin de remplir les spécifications du chapitre 3, les
filtre doit être en place lors du mesurage de R,,,.
caractéristiques de construction des sources de référence
devraient être les suivantes :
Le signal issu du détecteur étant fonction de l'épaisseur de
I'absorbeur, une courbe du logarithme du signal en fonction de
a) La forme chimique du radionucléide devrait être stable
l'épaisseur de I'absorbeur, en gacm-2, doit être tracée.
en fonction du temps pour les gammes de températures et
d'humidités dans lesquelles il sera utilisé et stocké.
R,,, est défini par l'intersection de la partie linéaire extrapolée
de cette courbe avec le signal de bas niveau résultant du bruit
b) Leur construction et leur gainage devraient être suffi-
de fond résiduel dû aux photons.
samment robustes et stables pour supporter une utilisation
normale sans dommage pour la source et l'étanchéité
5.1.3 Contamination bêta
radioactive, mais doivent permettre à E,,, de dépasser les
valeurs minimales recommandées dans le tableau 2.
Les radionucléides entrant dans la réalisation des sources
devraient avoir la pureté radio-chimique appropriée. II est diffi-
5.1.2 Mesurage des caractéristiques des rayonnements
cile de contrôler la présence d'impuretés émettant des rayonne-
de référence
ments bêta, mais leur présence peut être déduite de la détec-
tion de leur ra
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.