ISO 8529-1:2001
(Main)Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production
Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production
This part of ISO 8529 specifies the reference neutron radiations, in the energy range from thermal up to 20 MeV, for calibrating neutron-measuring devices used for radiation protection purposes and for determining their response as a function of neutron energy. Reference radiations are given for neutron fluence rates of up to 1 _ 109 m?2_s?1, corresponding, at a neutron energy of 1 MeV, to dose-equivalent rates of up to 100 mSv_h?1. This part of ISO 8529 is concerned only with the methods of producing and characterizing the neutron reference radiations. The procedures for applying these radiations for calibrations are described in ISO 8529-2 and ISO 8529-3. The reference radiations specified are the following: _ neutrons from radionuclide sources, including neutrons from sources in a moderator; _ neutrons produced by nuclear reactions with charged particles from accelerators; _ neutrons from reactors. In view of the methods of production and use of them, these reference radiations are divided, for the purposes of this part of ISO 8529, into the following two separate sections. _ In clause 4, radionuclide neutron sources with wide spectra are specified for the calibration of neutronmeasuring devices. These sources should be used by laboratories engaged in the routine calibration of neutron-measuring devices, the particular design of which has already been type tested. _ In clause 5, accelerator-produced monoenergetic neutrons and reactor-produced neutrons with wide or quasi monoenergetic spectra are specified for determining the response of neutron-measuring devices as a function of neutron energy. Since these reference radiations are produced at specialized and well equipped laboratories, only the minimum of experimental detail is given. For the conversion of neutron fluence into the quantities recommended for radiation protection purposes, conversion coefficients have been calculated based on the spectra presented in normative annex A and using the fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients as a function of neutron energy as given in ICRP Publication 74 and ICRU Report 57.
Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
La présente partie de l'ISO 8529 spécifie les rayonnements neutroniques de référence, s'inscrivant dans le domaine d'énergie depuis les «thermiques» jusqu'à 20 MeV, destinés à l'étalonnage des instruments de mesure des neutrons utilisés à des fins de radioprotection et pour déterminer leur réponse en fonction de l'énergie des neutrons. Les rayonnements de référence sont donnés pour des débits de fluence neutronique atteignant 1 x 109 m?2_s?1, ce qui correspond, pour l'énergie des neutrons de 1 MeV, à des débits d'équivalent de dose atteignant 100 mSv_h?1. La présente partie de l'ISO 8529 traite uniquement des méthodes de production et de caractérisation des rayonnements neutroniques de référence. Les procédures d'utilisation de ces rayonnements à des fins d'étalonnage sont décrites dans l'ISO 8529-2 et l'ISO 8529-3. Les rayonnements de référence spécifiés sont les suivants: _ neutrons issus de sources de radionucléides, y compris les neutrons de sources placées dans un modérateur; _ neutrons produits par réactions nucléaires avec des particules chargées issues d'accélérateurs; _ neutrons produits par des réacteurs. Vis à vis des méthodes de production et de leur utilisation, ces rayonnements de références sont, pour les besoins de la présente partie de l'ISO 8529, traités dans deux articles séparés suivants. _ L'article 4 spécifie les sources de neutrons de radionucléides à spectre large destinées à l'étalonnage de dispositifs de mesures des neutrons. Ces sources doivent être utilisées par des laboratoires chargés de l'étalonnage de routine des dispositifs de mesures des neutrons dont la conception particulière a déjà fait l'objet d'un essai de type. _ L'article 5 spécifie les neutrons monoénergétiques produits par des accélérateurs et les neutrons produits dans des réacteurs à spectre large ou quasi monoénergétiques pour la détermination de la réponse d'appareils de mesure des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons. Ces rayonnements de référence étant produits dans des laboratoires spécialisés et bien équipés, seul un minimum de détails expérimentaux est donné. Pour réaliser la conversion de la fluence neutronique dans les grandeurs recommandées pour les besoins de la radioprotection, des coefficients de conversion ont été calculés sur la base des spectres représentés dans l'annexe normative A, et en utilisant les coefficients de conversion fluence-équivalent de dose en fonction de l'énergie des neutrons tel que spécifié dans la Publication ICRP 74 et le Rapport ICRU 57.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 8529-1
First edition
2001-02-01
Reference neutron radiations —
Part 1:
Characteristics and methods of production
Rayonnements neutroniques de référence —
Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
Reference number
ISO 8529-1:2001(E)
©
ISO 2001
---------------------- Page: 1 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
PDF disclaimer
This PDF file may contain embedded typefaces. In accordance with Adobe's licensing policy, this file may be printed or viewed but shall not
be edited unless the typefaces which are embedded are licensed to and installed on the computer performing the editing. In downloading this
file, parties accept therein the responsibility of not infringing Adobe's licensing policy. The ISO Central Secretariat accepts no liability in this
area.
Adobe is a trademark of Adobe Systems Incorporated.
Details of the software products used to create this PDF file can be found in the General Info relative to the file; the PDF-creation parameters
were optimized for printing. Every care has been taken to ensure that the file is suitable for use by ISO member bodies. In the unlikely event
that a problem relating to it is found, please inform the Central Secretariat at the address given below.
© ISO 2001
All rights reserved. Unless otherwise specified, no part of this publication may be reproduced or utilized in any form or by any means, electronic
or mechanical, including photocopying and microfilm, without permission in writing from either ISO at the address below or ISO's member body
in the country of the requester.
ISO copyright office
Case postale 56 � CH-1211 Geneva 20
Tel. + 41 22 749 01 11
Fax + 41 22 749 09 47
E-mail copyright@iso.ch
Web www.iso.ch
Printed in Switzerland
ii © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 2 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
Contents Page
Foreword.iv
Introduction.v
1 Scope .1
2 Normative references .2
3 Tests and definitions.2
4 Reference radiations for the calibration of neutron-measuring devices.5
5 Reference radiations for the determination of the response of neutron-measuring devices as
a function of neutron energy.9
Annex A (normative) Tabular and graphical representation of the neutron spectra for radionuclide
sources .13
Annex B (informative) Angular source strength characteristics of two radionuclide neutron sources .20
Annex C (normative) Conventional thermal-neutron fluence rate .22
Bibliography.23
© ISO 2001 – All rights reserved iii
---------------------- Page: 3 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO
member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical
committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has
the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in
liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical
Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, Part 3.
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 part of ISO 8529 may be the subject of patent
rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
International Standard ISO 8529-1 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy,
Subcommittee SC 2, Radiation protection.
ISO 8529 consists of the following parts, under the general title Reference neutron radiations:
� Part 1: Characteristics and methods of production
� Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing
the radiation field
� Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of response as a function of energy and
angle of incidence
Annexes A and C form a normative part of this part of ISO 8529. Annex B is for information only.
iv © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 4 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
Introduction
This part of ISO 8529 supersedes ISO 8529:1989. It is the first of a set of three International Standards concerning
the calibration of dosimeters and dose-rate meters for neutron radiation for protection purposes. It describes the
characteristics and methods of production of the reference neutron radiations to be used for calibrations.
ISO 8529-2 describes fundamentals related to the physical quantities characterizing the radiation field and
calibration procedures in general terms, with emphasis on active dose-rate meters and the use of radionuclide
sources. ISO 8529-3 deals with dosimeters for area and individual monitoring, describing the respective procedures
for calibrating and determining the response in terms of the International Commission on Radiation Units and
Measurements (ICRU) operational quantities. Conversion coefficients for converting neutron fluence into these
operational quantities are provided in ISO 8529-3.
© ISO 2001 – All rights reserved v
---------------------- Page: 5 ----------------------
INTERNATIONAL STANDARD ISO 8529-1:2001(E)
Reference neutron radiations —
Part 1:
Characteristics and methods of production
1 Scope
This part of ISO 8529 specifies the reference neutron radiations, in the energy range from thermal up to 20 MeV,
for calibrating neutron-measuring devices used for radiation protection purposes and for determining their response
9 –2 –1
as a function of neutron energy. Reference radiations are given for neutron fluence rates of up to 1 � 10 m �s ,
–1
corresponding, at a neutron energy of 1 MeV, to dose-equivalent rates of up to 100 mSv�h .
This part of ISO 8529 is concerned only with the methods of producing and characterizing the neutron reference
radiations. The procedures for applying these radiations for calibrations are described in ISO 8529-2 and
ISO 8529-3.
The reference radiations specified are the following:
� neutrons from radionuclide sources, including neutrons from sources in a moderator;
� neutrons produced by nuclear reactions with charged particles from accelerators;
� neutrons from reactors.
In view of the methods of production and use of them, these reference radiations are divided, for the purposes of
this part of ISO 8529, into the following two separate sections.
� In clause 4, radionuclide neutron sources with wide spectra are specified for the calibration of neutron-
measuring devices. These sources should be used by laboratories engaged in the routine calibration of
neutron-measuring devices, the particular design of which has already been type tested.
� In clause 5, accelerator-produced monoenergetic neutrons and reactor-produced neutrons with wide or quasi
monoenergetic spectra are specified for determining the response of neutron-measuring devices as a function
of neutron energy. Since these reference radiations are produced at specialized and well equipped
laboratories, only the minimum of experimental detail is given.
For the conversion of neutron fluence into the quantities recommended for radiation protection purposes,
conversion coefficients have been calculated based on the spectra presented in normative annex A and using the
fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients as a function of neutron energy as given in ICRP Publication 74
and ICRU Report 57.
© ISO 2001 – All rights reserved 1
---------------------- Page: 6 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this text, constitute provisions of
this part of ISO 8529. For dated references, subsequent amendments to, or revisions of, any of these publications
do not apply. However, parties to agreements based on this part of ISO 8529 are encouraged to investigate the
possibility of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For undated
references, the latest edition of the normative document referred to applies. Members of ISO and IEC maintain
registers of currently valid International Standards.
ISO 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.
ICRP Publication 74, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, Annals
of the ICRP, Vol. 26, No.3/4 (1996).
ICRU Report 33:1980, Radiation Quantities and Units.
ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry.
ICRU Report 57:1998, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against External Radiation.
3 Tests and definitions
For the purposes of this part of ISO 8529, the terms and definitions given in ICRU Reports 33 and 51 and the
following apply.
3.1
neutron fluence
�
quotient of dN by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da
dN
� �
da
–2 –2
NOTE The unit of the neutron fluence is m ; a frequently used unit is cm .
3.2
neutron fluence rate
neutron flux density
�
quotient of d� by dt, where d� is the increment of neutron fluence (3.1) in the time interval dt
2
dd� N
���
ddta�dt
–2 –1
NOTE The unit of the neutron fluence rate is m �s .
3.3
spectral neutron fluence
energy distribution of the neutron fluence
�
E
quotient of d� by dE, where d� is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + dE
2 © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 7 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
d�
� �
E
dE
–2 –1 –2 –1
NOTE The unit of the spectral neutron fluence is m �J ; a frequently used unit is cm �eV .
3.4
spectral neutron fluence rate
spectral neutron flux density
�
E
quotient of d� by dt, where d� is the increment of spectral neutron fluence in the time interval dt
E E
2
d� d �
E
���
E
ddtE�dt
–2 –1 –1 –2 –1 –1
NOTE The unit for the spectral neutron fluence rate is m �s �J ; a frequently used unit is cm �s �eV .
3.5
absorbed dose
D
quotient of d� by dm, where d� is the mean energy imparted by ionizing radiation to matter of mass dm
d�
D �
dm
–1
NOTE The unit of the absorbed dose is J�kg with the special name gray (Gy).
3.6
dose equivalent
H
product of Q and D at a point in tissue, where D is the absorbed dose and Q is the quality factor at that point
HQ� D
–1
NOTE The unit for the dose equivalent is J�kg with the special name sievert (Sv).
3.7
dose-equivalent rate
�
H
quotient of dH by dt, where dH is the increment of dose equivalent in the time interval dt
dH
�
H �
dt
–1 –1 –1
NOTE The unit for the dose-equivalent rate is J�kg �s with the special name sievert per second (Sv�s ).
© ISO 2001 – All rights reserved 3
---------------------- Page: 8 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
3.8
neutron fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient
h
�
quotient of the neutron dose equivalent, H, and the neutron fluence,�, at a point in the radiation field, undisturbed
by the irradiated object
H
h �
�
�
NOTE Any statement of a fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient requires a statement of the type of dose
equivalent, e.g. ambient dose equivalent or personal dose equivalent. Their specific definitions and respective conversion
coefficients are given in ISO 8529-3.
3.9
activity of an amount of radioactive nuclide in a particular energy state at a given time
A
+ +
quotient of dN by dt,where dN is the expectation value of the number of spontaneous nuclear transitions from
that energy state in the time interval dt
+
dN
A �
dt
–1
NOTE The unit of the activity is s with the special name Becquerel (Bq).
3.10
neutron source strength of a neutron source at a given time
B
quotient of dN* by dt,where dN* is the expectation value of the number of neutrons emitted by the source in the
time interval dt
dN*
B�
dt
–1
NOTE The unit of the source strength is s .
3.11
angular source strength
B
�
quotient of dB by d�, where dB is the number of neutrons per unit time propagating in a specified direction within
the solid angle d�
dB
B �
�
d�
–1 –1
NOTE The unit of the angular source strength is s �sr .
3.12
spectral source strength
energy distribution of neutron source strength
B
E
quotient of dB by dE, where dB is the increment of neutron source strength in the energy interval between E and
E +dE
dB
B �
E
dE
–1 –1 –1 –1
NOTE 1 The unit of the spectral source strength is s �J ; a frequently used unit is s �eV .
4 © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 9 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
NOTE 2 The source strength B is derived from B as follows:
E
�
BB� dE
E
�
0
At a distance l from a point source, the spectral neutron fluence rate � (3.4), due to neutrons emitted isotropically from the
E
point source with a spectral neutron source strength B (neglecting the influence of surrounding material), is given by
E
B
E
� �
E
2
4�l
3.13
fluence-average neutron energy
E
neutron energy averaged over the spectral neutron fluence
�
1
EE��� (dE )E
E
�
�
0
3.14
dose-equivalent-average neutron energy
�
E
neutron energy averaged over the dose-equivalent spectrum
�
1
�
EE��h(dE )�E
� E
�
H
0
�
NOTE In the above equation,Hh� (dE )� E.
� E
�
0
3.15
response
R
quotient of the reading, M, of a measuring instrument and the conventional true value of the measured quantity
NOTE The type of response should be specified, e.g. “fluence response” (response with respect to� ):
M
R �
�
�
or “dose-equivalent response” (response with respect to dose equivalent H):
M
R �
H
H
4 Reference radiations for the calibration of neutron-measuring devices
4.1 Introduction
In this clause, reference radiations produced by radionuclide neutron sources are specified which are particularly
suited for the calibration of neutron-measuring devices (see ISO 8539-3).
© ISO 2001 – All rights reserved 5
---------------------- Page: 10 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
4.2 General properties
4.2.1 Types
The neutron sources given in Table 1 shall be used to produce reference radiations. The numerical values given in
Table 1 are to be taken only as a guide to the prominent features of the sources. The neutron source strengths and
the dose-equivalent rates may vary with the construction of the source, because of scattering and absorption of
neutrons and �-rays, and with the isotopic impurities of the radioactive material used. Hence details of the source
encapsulation are specified (see 4.2.2), and the method for determining the anisotropy of the neutron emission is
252
specified (see 4.4). For Cf, the specific photon dose-equivalent rate is dependent upon the age of the source
because of the build-up of �-emitting fission products. However, the increase is not more than 5 % during the first
20 years.
In addition to the sources listed in Table 1, sources such as Pu-Be(�,n) and Am-Li(�,n) are also used. However, it
is recommended that laboratories should not start using plutonium-beryllium sources if they are not already doing
so.
Table 1 — Reference radionuclide neutron sources for calibrating neutron-measuring devices
Spectrum
Ratio of
averaged
photon to
Dose-equivalent- Specific
fluence-to-
Fluence-average neutron
Half-
average source dose-
a,b
life dose-
energy
Source a,b c
equivalent
energy strength
equivalent
conversion
c
rates
b
coefficient
d –1. –1 2
MeV MeV
a s kg pSv � cm
252
Cf (D O
2
15
2,65 0,55 2,1 2,1 � 10 0,18 105
e
moderated)
252 15 f
2,65 2,13 2,3 385
Cf 2,4 � 10 0,05
–1. –1
s Bq
241 –5 g
432 2,72 2,8 408
Am-B(�,n) 1,6 � 10 � 0,20
241 –5 g
432 4,16 4,4 391
Am-Be(�,n) 6,6 � 10 � 0,05
a
Definitions of the fluence, and dose-equivalent-average energies are given in 3.13 and 3.14 respectively.
b
Calculated on the basis of the neutron spectra given in annex A and the conversion coefficients given in ICRU Report 57.
c 252
For Cf sources, the specific quantities are related to the mass of californium contained in the source (see normative
241
annex A). For the other sources, they are related to the activity of the Am contained in the source. Information on the
252 252 241
sources is given for moderated Cf in the Bibliography [1], [2], [3] and [5], for Cf in [1] and [4], for Am-B in [6], and
241
for Am-Bein[7].
d
1 a = 1 mean solar year = 31 556 926 s or 365,242 20 days.
e
Heavy-water sphere with a diameter of 300 mm, covered with a cadmium shell of thickness approximately 1 mm. Of the
source neutrons, 11,5 % are moderated below the cadmium cut-off and captured in the cadmium shell (see annex A).
f
For approximately 2,5 mm thick steel encapsulation.
g
For a source that has been enclosed within an approximately 1 mm thick lead shield.
6 © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 11 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
4.2.2 Source shape and encapsulation
The shape of the source should be spherical or cylindrical and, in the latter case, it is preferable that the diameter
and length are approximately the same. The thickness of the encapsulation should be uniform and small compared
241
to the external diameter. For a Am-Be(�,n) source, the spectral distribution, mainly in the energy range below
approximately 2 MeV, depends, to some extent, on the size and the composition of the source. Sources should
comply with the encapsulation requirements in ISO 2919.
241
The Am-Be(�,n) source may be wrapped in a 1 mm thick lead shield. This reduces the photon dose-equivalent
rate to less than 5 % of the neutron dose-equivalent rate. The lead shield produces a negligible change (less than
1 %) in the neutron dose-equivalent rate. In the absence of the lead shield, the photon dose-equivalent rate (mainly
from �-rays having an energy of 59,5 keV) will depend upon the source construction, but may be comparable with
the neutron dose-equivalent rate.
4.3 Characteristics of calibration sources
4.3.1 Types
241 252
Preferably Am-Be (�,n) and/or Cf spontaneous fission sources should be used for routine calibration (see
252
ISO 8529-3). Cf sources generally have a high specific source strength and are therefore comparatively small.
Because of their half-life of 2,65 years, they need occasional replacement. The americium-based neutron source
shall consist of an americium alloy or a homogeneous, compressed mixture of americium oxide and beryllium or
boron as appropriate. americium alloys may also be used.
4.3.2 Energy distribution of neutron source strength
241 252 252
The energy distributions of neutron source strength for Am-Be (�,n), Cf, Cf(D O-moderated) and
2
241
Am-B (�,n) sources are given in annex A (Tables A.1 to A.4 and Figures A.1 to A.4). The energy distribution of
252
the neutron source strength, B , of Cf, is given in annex A. In the energy range from 100 keV to 10 MeV, it can
E
be described by the following formula:
2
�ET/
BE���e�B
E
3/2
� T
where T is a spectrum parameter given by T = 1,42 MeV )[4] (see Figure A.1).
The neutron spectra given in annex A are those recommended for lightly encapsulated sources (see 4.2.2). The
spectrum-averaged fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients contained in Table 1 and in ISO 8529-3
have been calculated for these spectra. For the cases of heavy encapsulation, or special construction of the
252
D O-moderated Cf source, spectra may change significantly. If such source strength spectra, B , or fluence
2 E
spectra, � , are known from calculation or measurement, specific spectrum-averaged conversion coefficients
E
should be calculated using:
�
1
hh� (dE )�E
�� E
�
�
0
where� istakentobeproportionalto B .
E E
4.4 Neutron fluence rate produced by a source
The fluence rate produced by a neutron source is determined primarily from the neutron source strength and the
distance between the source centre and the point of test. Neutron sources generally show anisotropic neutron
emission in a coordinate system fixed in the geometrical centre of the source. For cylindrical sources, the angular
source strength, B ,inadirection�, which is characterized by the angles� and� (see Figure 1), does not depend
�
noticeably on the azimuth angle �, but only upon angle �. As the angular source strength dB/d� varies least for
�=90°, this direction should be used for calibrations.
© ISO 2001 – All rights reserved 7
---------------------- Page: 12 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
The neutron source strength, B, and the angular source strength, dB/d�,for� =90° shall be determined (see also
informative annex B).
–3
For this, �� shall not be larger than 4°, corresponding to a solid angle �� =3,8 � 10 sr. The neutron fluence rate,
at a distance l from the centre of the source in a direction for which�=90°, may then be taken as:
d1B
� ��
o
(,l 90 ) 2
d�
l
The neutron fluence rate obtained from this expression still has to be corrected for air attenuation, and inscatter
from air and the surrounding material. These corrections, which are only negligible in exceptional circumstances,
are described in detail in ISO 8529-2.
Figure 1 — Coordinate system for the case of an anisotropically emitting source
4.5 Calibration of the neutron source strength
241 252 241
The Am-Be (�,n), Cf and Am-B (�,n) sources should be supplied by the manufacturer with a certificate of
their isotopic composition, and the source strength shall be calibrated by a reference laboratory before use.
Reference laboratories can generally calibrate these sources to within a relative standard uncertainty of about
1,5 %.
There is the possibility, however, that, with time, the constituent components of the americium-beryllium and
americium-boron powder sources may shift with respect to each other, with a resultant change in the neutron
source strength. It is therefore recommended that these sources be recalibrated every five years.
252
The source strength of a Cf source shall be corrected for radioactive decay on a day-to-day basis. It is important
250 252
to take into account the decay of all the constituents of the source including the Cf in nominal Cf.At the
252
present time, the relative standard uncertainty in Cf half-life is 0,5 % to 0,7 %. After about two half-lives (i.e.
approximately five years), the uncertainty in the half-life will thus result in a relative standard uncertainty in the
source strength of about 1 %, which is comparable to the initial calibration uncertainty. It is therefore recommended
252
that Cf sources also be recalibrated every five years.
8 © ISO 2001 – All rights reserved
---------------------- Page: 13 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
4.6 Irradiation facility
In general, irradiation rooms have thick walls (for example concrete) for shielding. In this case, the inside
dimensions should be as large as practically possible. The magnitude of the correction for room- and air-scattered
neutrons, and the resulting uncertainty in the irradiation-field quantities, depend critically on the size of the room. In
all cases, the effects of scattered neutrons shall be determined. Details of the recommended calibration procedures
are dealt with in ISO 8529-2.
5 Reference radiations for the determination of the response of neutron-measuring
devices as a function of neutron energy
5.1 Introduction
In this clause, reference radiations are specified for the determination of the response of neutron-measuring
devices as a function of neutron energy. These reference radiations may also be used to determine dose-
equivalent rate dependence and directional dependence. Radiations specified in this clause may also be used for
the calibration of neutron-measuring devices.
Since these reference radiations are available only at specialized laboratories, only the general principles on their
method of production and characterization are given.
5.2 General properties
The recommended neutron energies and the methods used for their production are given in Table 2, along with
relevant references.
Table 2 — Neutron radiations for determining the response of neutron-measuring devices
as a function of neutron energy
Neutron energy References
Method of production
MeV (see Bibliography)
Moderated-reactor or accelerator-produced neutrons [10]; [8]
2,5 � 10-8
a
(thermal)
0,002 [9]; [10]
Scandium-filtered reactor neutron beam or accelerator-produced
45 45
neutrons from reaction Sc(p,n) Ti
0,024 Iron/aluminium-filtered reactor neutron beam or accelerator- [9]; [10]; [11]
45 45
produced neutrons from reaction Sc(p,n) Ti
a
Silicon-filtered reactor neutron beam or accelerator-produced [9]; [12]; [13]; [14]
0,144
3 7 7
neutrons from reactions T(p,n) He and Li(p,n) Be
a 3
0,25 Accelerator-produced neutrons from reactions T(p,n) He and
7 7
Li(p,n) Be
a 3
0,565 Accelerator-produced neutrons from reactions T(p,n) He and
7 7
Li(p,n) Be
3
1,2
Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He
[12]; [13]; [14]
a 3
2,5 Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He
a, b 3
2,8 Accelerator-produced neutrons from reaction D(d,n) He
3
5,0
Accelerator-produced neutrons from reaction D(d,n) He
a, b 4
14,8 Accelerator-produced neutrons from reaction T(d,n) He
4
19,0
Accelerator-produced neutrons from reaction T(d,n) He
a
Energies at which international intercomparisons of neutron fluence measurements were performed [15].
b
Accelerator-produced neutrons, with a deuteron energy of a few hundred keV.
© ISO 2001 – All rights reserved 9
---------------------- Page: 14 ----------------------
ISO 8529-1:2001(E)
5.3 Reference neutron radiations produced by reactors
5.3.1 General requirements
For calibration purposes, unidirectional beams of neutrons shall be used. If the diameter of the beam is small
compared to the dimensions of the measuring device under investigation, broad beam irradiation may be simulated
by appropriate sweeping of the measuring device across the beam [1], [16].
5.3.2 Thermal-neutron beams
For the purposes of this part of ISO 8529, neutrons in the energy range below the cadmium cut-off energy
(corresponding to approximately 0,51 eV for 1 mm of cadmium [17]), are called “thermal”.The “true thermal-
neutron fluence rate”, � is the required quantity from which the dose-equivalent rate may be derived using the
th
appropriate conversion coefficient, h .
�
The true thermal fluence rate shall be determined either directly from a measurement of the spectral fluence rate
(for example by time-of-flight spectrometry) or from the “conventional neutron fluence rate” (see normative
annex B), as defined in [17] and measured, for example, by the activation of gold foils [18].
In the special case of a Maxwellian spectrum of thermal neutrons of known temperature, the true neutron fluence
rate may be derived directly from the measured activation for a 1/v detector (see annex B).
The neutron beam may be filtered to improve the ratio of dose equivalent produced by thermal neutrons to dose
equivalent produced by unwanted radiation (neutrons with energies above the cadmium cut-off energy and
photons).
The thermal-neutron fluence rate should be carefully monitored, for example by means of a fission chamber, to
correct for any variation with time.
5.3.3 Filtered neutron beams from a reactor [9], [10] and [19]
The production of quasi-monoenergetic neutron radiation by means of filtered reactor neutron beams makes use of
the existence of deep relative minima in the total cross-sections of certain materials at distinct energies (for
example 2 keV in scandium, 24 keV in iron and aluminium, and 144 keV in silicon). There also exist further so-
called “neutron windows” at other energies. Hence, neutron spectrum measurements of the beams shall be made
to determine the relative intensity of these neutron groups. In the case of scandium (2 keV), the filters shall be sited
in a beam tube tangential to the reactor core [9], [10] . The same geometry may also be advantageous for the other
filtered reactor beams. Even then, the influence of other neutron groups shall be taken into account.
3
Recoil-proton proportional counters and He proportional counters may be used for the spectrometry of the neutron
3
beam. A boron trifluoride or a He proportional counter may be used t
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 8529-1
Première édition
2001-02-01
Rayonnements neutroniques de
référence —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodes de
production
Reference neutron radiations —
Part 1: Characteristics and methods of production
Numéro de référence
ISO 8529-1:2001(F)
©
ISO 2001
---------------------- Page: 1 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
PDF – Exonération de responsabilité
Le présent fichier PDF peut contenir des polices de caractères intégrées. Conformément aux conditions de licence d'Adobe, ce fichier peut
être imprimé ou visualisé, mais ne doit pas être modifiéà moins que l'ordinateur employéà cet effet ne bénéficie d'une licence autorisant
l'utilisation de ces polices et que celles-ci y soient installées. Lors du téléchargement de ce fichier, les parties concernées acceptent de fait la
responsabilité de ne pas enfreindre les conditions de licence d'Adobe. Le Secrétariat central de l'ISO décline toute responsabilité en la
matière.
Adobe est une marque déposée d'Adobe Systems Incorporated.
Les détails relatifs aux produits logiciels utilisés pour la créationduprésent fichier PDF sont disponibles dans la rubrique General Info du
fichier; les paramètres de création PDF ont été optimisés pour l'impression. Toutes les mesures ont été prises pour garantir l'exploitation de
ce fichier par les comités membres de l'ISO. Dans le cas peu probable où surviendrait un problème d'utilisation, veuillez en informer le
Secrétariat central à l'adresse donnée ci-dessous.
© ISO 2001
Droits de reproduction réservés. Sauf prescription différente, aucune partie de cette publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque
forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique, y compris la photocopie et les microfilms, sans l'accord écrit de l’ISO à
l’adresse ci-aprèsouducomité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
ISO copyright office
Case postale 56 � CH-1211 Geneva 20
Tel. + 41 22 749 01 11
Fax. + 41 22 749 09 47
E-mail copyright@iso.ch
Web www.iso.ch
Imprimé en Suisse
ii © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 2 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
Sommaire Page
Avant-propos.iv
Introduction.v
1 Domaine d'application.1
2Références normatives .2
3Termesetdéfinitions.2
4 Rayonnements de référence pour l'étalonnage des dispositifs de mesure des neutrons .6
5 Rayonnements de référence pour la détermination de la réponse des dispositifs de mesure
des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons .9
Annexe A (normative) Représentation sous forme de tableaux et de graphiques des spectres de
neutrons pour les sources de radionucléides.13
Annexe B (informative) Caractéristiques d’émission angulaire de deux sources de neutrons de
radionucléides.21
Annexe C (normative) Débit de fluence neutronique thermique conventionnelle .23
Bibliographie .25
© ISO 2001 – Tous droits réservés iii
---------------------- Page: 3 ----------------------
ISO 8529-1:2001(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 confiéeaux
comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude aledroit de fairepartie ducomité
technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non gouvernementales, en
liaison avec l'ISO participent également aux travaux. L'ISO collabore étroitement avec la Commission
électrotechnique internationale (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI, Partie 3.
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 delaprésente partie de l’ISO 8529 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.
La Norme internationale ISO 8529-1 a étéélaboréepar le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire,
sous-comité SC 2, Radioprotection.
L'ISO 8529 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Rayonnements neutroniques de
référence:
� Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
� Partie 2: Concepts d’étalonnage des dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs
fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
� Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels et déterminationdeleur réponse
en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des neutrons
Les annexes A et C constituent des éléments normatifs de la présente partie de l’ISO 8529. L’annexe B est donnée
uniquement à titre d’information.
iv © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 4 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
Introduction
La présente partie de l’ISO 8529 remplace l'ISO 8529:1989. Elle est la première d'une série de trois Normes
internationales relatives à l'étalonnage des dosimètres et débitmètres utilisés pour les besoins de la protection
contre les rayonnements neutroniques. Elle décrit les caractéristiques et les méthodes de production des
rayonnements neutroniques de référence à utiliser pour des étalonnages. L’ISO 8529-2, décrit les notions
fondamentales ayant trait aux grandeurs physiques caractérisant le champ de rayonnement et les procédures
d'étalonnage en termes généraux, en insistant sur les débitmètres actifs et l'utilisation de sources de
radionucléides. L’ISO 8529-3, concerne les dosimètres destinés à la surveillance de zones et à la surveillance
individuelle, en décrivant les procédures d'étalonnage correspondantes et à la détermination de leur réponse en
termes des grandeurs opérationnelles de l'International Commission on Radiation Units and Measurements
(ICRU). Les coefficients de conversion servant à convertir la fluence neutronique en ces grandeurs opérationnelles
sont fournis dans l’ISO 8529-3.
© ISO 2001 – Tous droits réservés v
---------------------- Page: 5 ----------------------
NORME INTERNATIONALE ISO 8529-1:2001(F)
Rayonnements neutroniques de référence —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodesdeproduction
1 Domaine d'application
La présente partie de l’ISO 8529 spécifie les rayonnements neutroniques de référence, s'inscrivant dans le
domaine d'énergie depuis les «thermiques» jusqu’à 20 MeV, destinés à l'étalonnage des instruments de mesure
des neutrons utilisés à des fins de radioprotection et pour déterminer leur réponse en fonction de l'énergie des
neutrons. Les rayonnements de référence sont donnés pour des débits de fluence neutronique atteignant
9 –2 –1
1 � 10 m �s , ce qui correspond, pour l’énergie des neutrons de 1 MeV, à des débits d'équivalent de dose
–1
atteignant 100 mSv�h .
La présente partie de l’ISO 8529 traite uniquement des méthodes de production et de caractérisation des
rayonnements neutroniques de référence. Les procédures d'utilisation de ces rayonnements à des fins
d'étalonnage sont décrites dans l’ISO 8529-2 et l’ISO 8529-3.
Les rayonnements de référence spécifiés sont les suivants:
� neutrons issus de sources de radionucléides, y compris les neutrons de sources placées dans un modérateur;
� neutrons produits par réactions nucléaires avec des particules chargées issues d'accélérateurs;
� neutrons produits par des réacteurs.
Vis à vis des méthodes de production et de leur utilisation, ces rayonnements de références sont, pour les besoins
de la présente partie de l’ISO 8529, traités dans deux articles séparés suivants.
� L'article 4 spécifie les sources de neutrons de radionucléides à spectre large destinées à l'étalonnage de
dispositifs de mesures des neutrons. Ces sources doivent être utilisées par des laboratoires chargésde
l'étalonnage de routine des dispositifs de mesures des neutrons dont la conception particulière a déjà fait
l’objet d’un essai de type.
� L'article 5 spécifie les neutrons monoénergétiques produits par des accélérateurs et les neutrons produits
dans des réacteurs à spectre large ou quasi monoénergétiques pour la déterminationdela réponse
d’appareils de mesure des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons. Ces rayonnements de référence
étant produits dans des laboratoires spécialiséset bien équipés, seul un minimum de détails expérimentaux
est donné.
Pour réaliser la conversion de la fluence neutronique dans les grandeurs recommandées pour les besoins de la
radioprotection, des coefficients de conversion ont été calculés sur la base des spectres représentés dans l'annexe
normative A, et en utilisant les coefficients de conversion fluence-équivalent de dose en fonction de l'énergie des
neutrons tel que spécifié dans la Publication ICRP 74 et le Rapport ICRU 57.
© ISO 2001 – Tous droits réservés 1
---------------------- Page: 6 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
2Références normatives
Les documents normatifs suivants contiennent des dispositions qui, par suite de la référence qui y est faite,
constituent des dispositions valables pour la présente partie de l'ISO 8529. Pour les références datées, les
amendements ultérieurs ou les révisions de ces publications ne s’appliquent pas. Toutefois, les parties prenantes
aux accords fondés sur la présente partie de l'ISO 8529 sont invitées à rechercher la possibilité d'appliquer les
éditions les plus récentes des documents normatifs indiqués ci-après. Pour les références non datées, la dernière
édition du document normatif en référence s’applique. Les membres de l'ISO et de la CEI possèdent le registre des
Normes internationales en vigueur.
ISO 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.
ICRP Publication 74, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, Annals
of the ICRP, Vol. 26, No.3/4 (1996).
ICRU Report 33:1980, Radiation Quantities and Units.
ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry.
ICRU Report 57:1998, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against External Radiation.
3 Termes et définitions
Pour les besoins de la présente partie de l'ISO 8529, les termes et définitions donnés dans les Rapports ICRU 33
et ICRU 51, ainsi que les suivants s’appliquent.
3.1
fluence neutronique
�
quotient de dN par da,où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section da
dN
� �
da
–2 –2
NOTE L'unité de fluence neutronique est le m ; une unité fréquemment utiliséeest le cm .
3.2
débit de fluence neutronique
densité de flux neutronique
�
quotient de d� par dt, où d� est l'accroissement de la fluence neutronique (3.1) pendant l'intervalle de temps dt
2
dd� N
���
ddta�dt
–2 –1
NOTE L'unité du débit de fluence neutronique est le m �s .
2 © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 7 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
3.3
fluence neutronique spectrale
distribution énergétique de la fluence neutronique
�
E
quotient de d� par dE,où d� est l'accroissement de la fluence neutronique dans l'intervalle d’énergie compris
entre E et E + dE
d�
� �
E
dE
–2 –1 -2 -1
NOTE L'unité de la fluence neutronique spectrale est le m �J ;une unité fréquemment utilisée est le cm �eV .
3.4
débit de fluence neutronique spectrale
densité de flux neutronique spectral
�
E
quotient de d� par dt,où d� est l'accroissement de la fluence neutronique spectrale dans l’intervalle de temps dt
E E
2
d� d �
E
���
E
ddtE�dt
–2 –1 –1
NOTE L'unité du débit de fluence neutronique spectrale est le m �s �J ; une unité fréquemment utiliséeest le
–2 –1 –1
cm �s �eV .
3.5
dose absorbée
D
quotient de par dm,où est l'énergie moyenne communiquée par le rayonnement ionisant à l’élément de
d� d�
matière de masse dm
d�
D �
dm
–1
NOTE L'unité de dose absorbéeestleJ�kg , appeléegray(Gy).
3.6
équivalent de dose
H
produit de Q et D à un point donné dans le tissu, où D est la dose absorbéeet Q le facteur de qualité en ce point
HQ� D
–1
NOTE L'unité d'équivalent de dose est le J�kg , appelée sievert (Sv).
3.7
débit d'équivalent de dose
�
H
quotient de dH par dt, où dH est l'accroissement d'équivalent de dose pendant un intervalle de temps dt
dH
�
H�
dt
–1 –1 –1
NOTE L'unité de débit d’équivalent de dose est le J�kg �s , appelée sievert par seconde (Sv�s ).
© ISO 2001 – Tous droits réservés 3
---------------------- Page: 8 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
3.8
coefficient de conversion fluence neutronique-équivalent de dose
h
�
quotient de l'équivalent de dose neutronique, H, et de la fluence neutronique, �, en un point du champ de
rayonnement, non perturbé par l'objet irradié
H
h �
�
�
NOTE Toute expression d’un coefficient de conversion fluence neutronique-équivalent de dose nécessitelamention du
type d'équivalent de dose, par exemple équivalent de dose ambiant, équivalent de dose individuel. Leurs définitions spécifiques
et les coefficients de conversion correspondants sont fournis dans l'ISO 8529-3.
3.9
activité d'une quantité de radionucléidedansun état d'énergie particulier à un instant donné
A
+ +
quotient de dN par dt, où dN est l’espérance mathématique du nombre de transitions nucléaires spontanées
depuis cet état d'énergie pendant l'intervalle de temps dt
�
dN
A �
dt
–1
NOTE L'unité de l'activité est la s , appelée Becquerel (Bq).
3.10
émission neutronique d’une source à un instant donné
B
quotient de dN* par dt,où dN* est l’espérance mathématique du nombre de neutrons émis par la source pendant
un intervalle de temps dt
dN *
B �
dt
–1
NOTE L'unité d’émission d’une source est la s .
3.11
émission angulaire
B
�
quotient de dB par d�,où dB est le nombre de neutrons par unité de temps se propageant dans une direction
donnée, à l’intérieur de l'angle solide d�
dB
B �
�
d�
–1 –1
NOTE L'unité d’émission angulaire est s �sr .
3.12
émission spectrale d’une source
distribution énergétique de l’émission d'une source de neutrons
B
E
quotient de dB par dE, où dB est l’accroissement de l’émission d'une source de neutrons dans l'intervalle d'énergie
compris entre E et E � dE
dB
B �
E
dE
–1 –1 –1 –1
NOTE 1 L'unité d’émission spectrale est s �J ; une unité fréquemment utiliséeests �eV .
4 © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 9 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
NOTE 2 L’émission d’une source B est calculée à partir de B de la manière suivante:
E
�
BB� dE
E
�
0
À une distance l d'une source ponctuelle, le débit de fluence neutronique spectrale� (3.4), dû aux neutrons émis de façon
E
isotrope à partir d’une source ponctuelle d’émission spectrale neutronique B (en négligeant l'influence de l’environnement), est
E
donné par
B
E
� �
E
2
4�l
3.13
énergie moyenne en fluence des neutrons
E
énergie neutronique moyennée sur la fluence neutronique spectrale
�
1
EE��� (dE )E
E
�
�
0
3.14
énergie moyenne d'équivalent de dose
�
E
énergie neutronique moyennée sur le spectre d'équivalent de dose
�
1
�
EE��h(dE )�E
� E
�
H
0
�
NOTE Dans l’équation ci-dessus,Hh� (dE )� E.
� E
�
0
3.15
réponse
R
quotient de la lecture M, d'un instrument de mesure par la valeur conventionnellement vraie de la grandeur
mesurée
NOTE Il convient de spécifier le type de réponse, par exemple «réponse en fluence» (réponse relative à�):
M
R �
�
�
ou «réponse en équivalent de dose» (réponse relative à l'équivalent de dose H):
M
R �
H
H
© ISO 2001 – Tous droits réservés 5
---------------------- Page: 10 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
4 Rayonnements de référence pour l'étalonnage des dispositifs de mesure des
neutrons
4.1 Introduction
Le présent article spécifie les rayonnements de référence produits par des sources radioactives particulièrement
appropriées à l'étalonnage de dispositifs de mesures des neutrons (voir l'ISO 8539-3).
4.2 Propriétésgénérales
4.2.1 Types
Les sources de neutrons données dans le Tableau 1 doivent être utilisées pour produire des rayonnements de
référence. Les valeurs numériques fournies dans le Tableau 1 doivent être considérées seulement comme des
estimations des caractéristiques principales des sources. Les émissions neutroniques des sources et les débits
d'équivalent de dose peuvent varier en fonction de la construction de la source, en raison de la diffusion et de
l'absorption de neutrons et des rayonnements � et en fonction des impuretés isotopiques du matériau radioactif
utilisé. Par conséquent, des détails sont donnés sur le gainage de la source (voir 4.2.2), et la méthode de
252
détermination de l'anisotropie de l'émission neutronique est spécifiée (voir 4.4). En ce qui concerne le Cf, le
débit d’équivalent de dose photonique spécifique dépenddel'âge de la source en raison de l'accumulation de
produits de fission émetteurs �. L'augmentation ne dépasse toutefois pas les 5 % au cours des 20 premières
années.
Outre les sources énumérées dans le Tableau 1, des sources telles que Pu-Be(�,n) et Am-Li(�,n) sont également
utilisées. Il est toutefois recommandé aux laboratoires de ne pas utiliser des sources de plutonium-béryllium, s’ils
ne le font déjà.
4.2.2 Forme et gainage de la source
Il convient que la source ait une forme sphérique ou cylindrique; lorsqu'elle est cylindrique, il est préférable que le
diamètre et la longueur soient approximativement les mêmes. Il convient que l'épaisseur du gainage soit uniforme
241
et faible par rapport au diamètre extérieur. Pour une source Am-Be(�,n), la distribution spectrale, principalement
dans le domaine d'énergie inférieur à environ 2 MeV, dépend, dans une certaine mesure, de la taille et de la
composition de la source. Il convient que les sources soient conformes aux exigences de gainage de l'ISO 2919.
241
La source Am-Be(�,n) peut être recouverte d’un écran de plomb de 1 mm d'épaisseur. Le débit d'équivalent de
dose «photons» est ainsi réduit à moins de 5 % du débit d'équivalent de dose «neutrons».L'écran de plomb
produit une modification négligeable (inférieure à 1%) du débit d'équivalent de dose «neutrons». En l'absence
d'écran de plomb, le débit d'équivalent de dose «photons» (provenant principalement des rayons � qui ont une
énergie de 59,5 keV) dépendra de la construction de la source mais peut être comparable au débit d'équivalent de
dose dû aux neutrons.
4.3 Caractéristiques des sources d'étalonnage
4.3.1 Types
241 252
Il convient de préférence d'utiliser des sources Am-Be (�,n) et/ou de fission spontanéede Cf pour les
252
étalonnages de routine (voir ISO 8529-3). Les sources de Cf ont généralement une émission spécifique élevée
et sont par conséquent relativement petites. En raison de leur période de 2,65 ans, il est occasionnellement
nécessaire de les remplacer. Les sources de neutrons à base d'américium doivent être constituées d’un alliage
d’américium ou d'un mélange homogène comprimé d'oxyde d'américium et de béryllium ou, le cas échéant, de
bore. Des alliages d'américium peuvent aussi être utilisés.
6 © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 11 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
Tableau 1 — Sources neutroniques des radionucléides de référence pour l'étalonnage de dispositifs
de mesure des neutrons
Rapport entre
Coefficient de
Énergie Énergie Émission les débits
conversion
moyenne moyenne spécifique d'équivalent
Période fluence-équivalent
en d'équivalent de la de dose
Source
de dose moyenné
a, b a, b c
«photons» et
fluence de dose source
b
sur le spectre
c
«neutrons»
d –1 –1 2
MeV MeV
a s �kg pSv � cm
252 15
2,65 0,55 2,1 0,18 105
Cf (modéré 2,1 � 10
e
par D O)
2
252 15 f
2,65 2,13 2,3 385
Cf 2,4 � 10 0,05
–1. –1
s Bq
241 –5 g
432 2,72 2,8 408
Am-B(�,n) 1,6 � 10 � 0,20
241 –5 g
432 4,16 4,4 391
Am-Be(�,n) 6,6 � 10 � 0,05
a
Les énergies moyennes en fluence et d'équivalent de dose sont définies en 3.13 et 3.14, respectivement.
b
Calculé(e) à partir du spectre de neutrons donné dans l'annexe A et des coefficients de conversion spécifiés dans le
Rapport ICRU 57.
c 252
Pour les sources Cf, les grandeurs spécifiques sont reliées à la masse de californium contenue dans la source (voir
241
annexe normative A). Pour les autres sources, elles sont reliées à l'activité de l’ Am contenu dans la source. Des
252
informations sur les sources sont données dans la bibliographie [1], [2], [3] et [5] pour le Cf modéré, [1] et [4] pour
252 241 241
le Cf, [6] pour le Am-B et [7] pour le Am-Be.
d
1a=1année solaire moyenne = 31 556 926 s ou 365,242 20 jours.
e
Sphère d’eau lourde de 300 mm de diamètre, recouverte d'une feuille de cadmium d'environ 1 mm d'épaisseur. 11,5 %
des neutrons de la source sont thermalisés au-dessous de la coupure du cadmium et capturés dans la feuille de cadmium
(voir annexe A).
f
Pour un gainage d’acier d'environ 2,5 mm d'épaisseur.
g
Pour une source enfermée dans un écran de plomb d'environ 1 mm d'épaisseur.
4.3.2 Distribution énergétique de l’émission neutronique
241 252 252
Les distributions énergétiques de l’émission neutronique des sources Am-Be (�,n), Cf, Cf (modéré par
241
D O) et Am-B (�,n) sont données dans l’annexe A (Tableaux A.1 à A.4 et Figures A.1 à A.4). La distribution
2
252
énergétique de l’émission neutronique, B , du Cf, est donnée dans l’annexe A. Pour la gamme d'énergie de
E
100 keV à 10 MeV, elle peut être décrite par la formule suivante:
2
�ET/
BE���e�B
E
3/2
� T
où T est un paramètreduspectredonné,avec T = 1,42 MeV) [4] (voir Figure A.1).
Les spectres de neutrons donnésdansl’annexe A sont ceux recommandés pour des sources légèrement gainées
(voir 4.2.2). Les coefficients de conversion fluence-équivalent de dose moyennés sur le spectre, donnés dans le
Tableau 1 et dans l'ISO 8529-3, ont été calculés pour ces spectres. Pour les cas de gainage lourd, ou de
252
conception particulière de la source Cf modéréeauD O, les spectres peuvent changer de manière significative.
2
Lorsque de telles émissions de sources, B ou de spectres en fluence,� , sont connues par calcul ou par mesure,
E E
il convient de calculer les coefficients de conversion spécifiques moyennés sur le spectre en utilisant la formule:
�
1
hh� (dE )�E
�� E
�
�
0
où� est supposéêtre proportionnel à B .
E E
© ISO 2001 – Tous droits réservés 7
---------------------- Page: 12 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
4.4 Débit de fluence neutronique produit par une source
Le débit de fluence produit par une source de neutrons est principalement déterminéà partir de l’émission
neutronique de la source et de la distance entre le centre de la source et le point de mesure. Les sources de
neutrons présentent généralement une émission neutronique anisotrope dans un système de coordonnées dont
l’origine est au centre géométrique de la source. Pour les sources cylindriques, l’émission angulaire B , dans une
�
direction �, caractérisée par les angles � et � (voir Figure 1), ne dépend pas de manière significative de l'angle
azimutal �, mais uniquement de l'angle �.L’émission angulaire dB/d� variant le moins pour � =90°, il convient
d'utiliser cette direction pour les étalonnages.
L’émission neutronique, B, et l’émission angulaire, dB/d�, pour �=90° doivent être déterminées (voir également
l’annexe informative B).
–3
Pour cela, �� ne doit pas dépasser 4°, ce qui correspond à un angle solide �� =3,8 � 10 sr. Le débit de fluence
neutronique à une distance l du centre de la source dans une direction pour laquelle � =90° peut alors être alors
obtenu par:
d1B
� ��
o
(,l 90 ) 2
d�
l
Le débit de fluence neutronique obtenu à partir de cette expression doit aussi encore être corrigé de l'atténuation
dans l'air et de la diffusion par l'air et les matériaux environnants. Ces corrections, négligeables uniquement dans
des circonstances exceptionnelles, sont décrites en détail dans l'ISO 8529-2.
Figure 1 — Système de coordonnées pour le cas d'une sourceàémission anisotrope
8 © ISO 2001 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 13 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
4.5 Étalonnage de l’émission neutronique d’une source
241 252 241
Il convient que le fabricant fournisse les sources Am-Be (�,n), Cf, et Am-B (�,n) avec un certificat de
composition isotopique et l’émission de la source doit être étalonnée par un laboratoire de référence avant
utilisation. Les laboratoires de référence peuvent généralement étalonner ces sources avec une incertitude-type
relative d'environ 1,5 %.
Il existe la possibilité, cependant, qu'avec le temps les composants constitutifs des sources d'américium-béryllium
et d'américium-bore puissent migrer les uns par rapport aux autres, entraînant un changement de l’émission
neutronique de la source. Il est par conséquent recommandé de reétalonner ces sources tous les cinq ans.
252
L’émission d'une source de Cf doit être corrigée quotidiennement de la décroissance radioactive. Il est important
250
de tenir compte de la décroissance radioactive de tous les constituants de la source, y compris du Cf dans le
252 252
Cf nominal. Actuellement, l'incertitude-type relative de la période du Cf est comprise entre 0,5 % et 0,7 %.
Après environ deux périodes (c'est-à-dire environ cinq ans), l'incertitude sur la période entraînera une incertitude-
type relative de l’émission de la source d'environ 1 %, ce qui est comparable à l'incertitude d'étalonnage initiale.
252
C'est pourquoi il est également recommandé de réétalonner les sources de Cf tous les cinq ans.
4.6 Installation d'irradiation
Les salles d'irradiation ont généralement des murs épais (par exemple en béton) pour des raisons de protection.
Dans ce cas, il convient que les dimensions intérieures soient aussi importantes que possible. L'importance de la
correction pour les neutrons diffusés par la salle et par l'air et l'incertitude résultante sur les grandeurs du champ
d'irradiation, dépendent de façon critique de la taille de la salle. Les effets des neutrons diffusés doivent dans tous
les cas être évalués. Les détails des procédures d'étalonnage recommandées sont traités dans l'ISO 8529-2.
5 Rayonnements de référence pour la détermination de la réponse des dispositifs de
mesure des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons
5.1 Introduction
Le présent article spécifie des rayonnements de référence pour la déterminationdela réponse des dispositifs de
mesure des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons. Ces rayonnements de référence peuvent également
être utiliséspourdéterminer la dépendance du débit d'équivalent de dose et en fonction de l’orientation. Les
rayonnements citésdansleprésent article peuvent également être utilisés pour l'étalonnage des dispositifs de
mesures des neutrons.
Ces rayonnements de référence n'étant disponibles que dans des laboratoires spécialisés, seuls les principes
généraux en matière de méthode de production et de caractérisation sont donnés.
5.2 Propriétésgénérales
Les énergies neutroniques recommandées et les méthodes employées pour leur production, ainsi que les
références correspondantes, sont données dans le Tableau 2.
5.3 Rayonnements neutroniques de référence produits par réacteurs
5.3.1 Exigences générales
Pour des besoins d'étalonnage, des faisceaux de neutrons unidirectionnels doivent être utilisés. Si le diamètre du
faisceau est petit par rapport aux dimensions de l’instrument de mesure en cours d’essai, une irradiation à faisceau
large peut être simulée par un déplacement approprié de l’appareil de mesure en travers du faisceau [1], [16].
© ISO 2001 – Tous droits réservés 9
---------------------- Page: 14 ----------------------
ISO 8529-1:2001(F)
Tableau 2 — Rayonnements neutroniques pour la détermination de la réponse de dispositifs de mesure
des neutrons en fonction de l'énergie des neutrons
Énergie des Référence
neutrons (voir bibliographie)
Méthode de production
MeV
–8
Neutrons produits par réacteurs modérésouaccélérateurs [10]; [8]
2,5 � 10
a
(thermique)
0,002 Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du scandium ou neutrons [9]; [10]
45 45
produits par accélérateurs à partir de la réaction Sc(p,n) Ti
0,024 Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du fer/aluminium ou [9]; [10]; [11]
45 45
neutrons produits par accélérateurs àpartirdelaréaction Sc(p,n) Ti
a
Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du silicium ou neutrons [9]; [12]; [13]; [14]
0,144
3
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.