ISO 21909-1:2021
(Main)Passive neutron dosimetry systems — Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry
Passive neutron dosimetry systems — Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry
This document applies to all passive neutron detectors that can be used within a personal dosemeter in part or in all of the above-mentioned neutron energy range. No distinction between the different techniques available in the marketplace is made in the description of the tests. Only generic distinctions, for instance, as disposable or reusable dosemeters, are considered. This document describes type tests only. Type tests are made to assess the basic characteristics of the dosimetry systems and are often ensured by recognized national laboratories This document does not present performance tests for characterizing the degradation induced by the following: — intrinsic temporal variability of the quality of the dosemeter supplied by the manufacturer; — intrinsic temporal variability of preparation treatments (before irradiation and/or before reading), if existing; — intrinsic temporal variability of reading process; — degradation due to environmental effects on the preparation treatments, if existing; — degradation due to environmental effects on the reading process. This document gives information for extremity dosimetry in the Annex C, based on recommendations given by ICRU Report 66. This document addresses only neutron personal monitoring and not criticality accident conditions. The links between this document and ISO 21909-2 are given in Annex A.
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 1: Exigences de fonctionnement et d'essai pour la dosimétrie individuelle
Le présent document fournit des exigences de fonctionnement et d’essai permettant de déterminer l’acceptabilité des systèmes dosimétriques pour les neutrons qui doivent être utilisés pour le mesurage de l’équivalent de dose individuel, Hp(10), dans une gamme d’énergies neutroniques s’étendant des énergies thermiques à 20 MeV. Le présent document s’applique à tous les détecteurs passifs de neutrons utilisables dans un dosimètre individuel dans une partie ou dans toute la gamme d’énergies neutroniques mentionnée ci-dessus. Dans la description des essais, aucune distinction n’est faite entre les différentes techniques disponibles sur le marché. Seules des distinctions générales, telles que dosimètres à usage unique ou réutilisables par exemple, sont prises en compte. Le présent document ne décrit que les essais de type. Les essais de type ont pour objet d’évaluer les caractéristiques de base des systèmes dosimétriques et ils sont souvent assurés par des laboratoires nationaux reconnus. Le présent document ne décrit pas d’essais de fonctionnement pour caractériser la dégradation induite par: — la variabilité temporelle intrinsèque de la qualité du dosimètre fourni par le fabricant; — la variabilité temporelle intrinsèque des traitements de préparation (avant l’irradiation et/ou avant la lecture), le cas échéant; — la variabilité temporelle intrinsèque du processus de lecture; — les effets environnementaux sur les traitements de préparation, le cas échéant; — les effets environnementaux sur le processus de lecture. L’Annexe C du présent document fournit des informations relatives à la dosimétrie aux extrémités, basées sur les recommandations données dans le Rapport 66 de l’ICRU. Le présent document traite uniquement de la surveillance de la dose individuelle neutron, et non des conditions d’accident de criticité. Les liens entre le présent document et l’ISO 21909-2 sont indiqués à l’Annexe A.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 21909-1
Second edition
2021-12
Passive neutron dosimetry systems —
Part 1:
Performance and test requirements
for personal dosimetry
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons —
Partie 1: Exigences de fonctionnement et d'essai pour la dosimétrie
individuelle
Reference number
© ISO 2021
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Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .v
Introduction .vii
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 2
3.1 General terms and definitions . 2
3.2 Quantities . 3
3.3 Calibration and evaluation . . 5
3.4 List of symbols . 7
4 General test conditions .9
4.1 Test conditions . 9
4.2 Reference radiation . 9
5 Test and performance requirements .10
6 Qualification for eliminating the use of the full neutron and photon package .11
6.1 Purpose of the test . 11
6.2 Method of test . 11
6.3 Interpretation of results . 11
7 Performance tests for the intrinsic characteristics of the dosimetry systems .12
7.1 General .12
7.2 Irradiations .12
7.3 Coefficient of variation . 16
7.3.1 General . 16
7.3.2 Method of test . 16
7.3.3 Interpretation of results . 17
7.4 Linearity . 17
7.4.1 General . 17
7.4.2 Method of test . 17
7.4.3 Interpretation of results . 17
7.5 Energy and angle dependence of the response. 18
7.5.1 General . 18
7.5.2 Method of test . 18
7.5.3 Interpretation of results . 18
7.6 Specific test for thermal neutrons . 18
7.6.1 General . 18
7.6.2 Method of test . 19
7.6.3 Interpretation of results . 19
8 Performance tests for stability in the range of realistic conditions of use of the
dosemeters .19
8.1 Fading . 19
8.1.1 General . 19
8.1.2 Method of test . 19
8.1.3 Interpretation of results . 20
8.2 Ageing . 20
8.2.1 General .20
8.2.2 Method of test . 20
8.2.3 Interpretation of results . 20
8.3 Effect of storage for unexposed dosemeters . 21
8.3.1 General . 21
8.3.2 Method of test . 21
8.3.3 Interpretation of results . 21
8.4 Exposure to radiation other than neutrons . 21
iii
8.4.1 General . 21
8.4.2 Photon radiation . 21
8.4.3 Radon . 23
8.5 Stability under various climatic conditions . 23
8.5.1 General .23
8.5.2 Effect on the dose equivalent response . 23
8.5.3 Effect for unexposed dosemeters . 24
8.6 Effect of light exposure (sensitivity to light) . 24
8.6.1 Effect on the dose response . 24
8.6.2 Effect for unexposed dosemeters . 25
8.7 Drop test . 25
8.7.1 Effect on the dose response . 25
8.7.2 Effect for unexposed dosemeters . 26
8.8 Distance to the phantom. 26
8.8.1 General .26
8.8.2 Method of test . 26
8.8.3 Interpretation of results . 27
8.9 Sealing . 27
9 Identification and accompanying documentation .27
9.1 Individual marking . 27
9.2 Collective marking . 27
9.3 Accompanying documentation . 27
Annex A (informative) Links between this document and ISO 21909-2 .29
Annex B (normative) Performance requirements .30
Annex C (informative) Dosimetry for the irradiation of the extremities .35
Annex D (normative) Reference and standard test conditions .36
Annex E (normative) Irradiation conditions .37
Annex F (normative) Confidence limits .38
Bibliography .42
iv
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the
different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or
on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the
World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following
URL: www.iso.org/iso/foreword.html. This document was prepared by technical committee ISO/TC 85,
Nuclear energy, nuclear technologies, and radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological
protection.
This second edition cancels and replaces ISO 21909:2015, which has been technically revised.
The main changes compared to the previous edition, based on feedbacks from laboratories applying
ISO 21909-1, are as follows:
— link between ISO 21909-1 and ISO 21909-2 improved by the addition of a flow chart explaining the
link between the two parts;
— irradiations qualities for the energy test modified:
— fast energy range enlarged to a range between 10 MeV and 19 MeV;
— modification of the possible relative contribution of the thermal field in the mixed field composed
252 241
of Cf or Am-Be with a thermal one;
— modification in the tests and/or criteria for:
— the test to potentially eliminate the use of the full neutron and photon package;
— the test of the coefficient of variation: criteria given by a function;
— the linearity test: modifications in the equation and associated criteria consequently;
— the energy and angle dependence of the response test: modification of the performance limits
using trumpet curves;
— alignment of the criteria for the following 3 tests: Stability under various climatic conditions/
effect of light exposure (opacity to light) / effect of storage, all for unexposed dosemeters.
A list of all parts in the ISO 21909 series can be found on the ISO website.
v
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
vi
Introduction
This document gives laboratory-based performance and test requirements for passive dosimetry
systems to be used for the determination of personal dose equivalent, H (10), in neutron fields with
p
energies ranging from thermal to approximately 20 MeV.
A dosimetry system may consist of the following elements:
a) a passive device, referred to here as a detector, which, after the exposure to radiation, stores
information (signal) for use in measuring one or more quantities of the incident radiation field;
b) a dosemeter, made up of one or more detector(s) incorporated together and with some means of
identification;
c) a reader which is used to read out the stored signal from the detector, and the associated algorithm,
if applicable, aiming to determine the personal dose equivalent.
A treatment to prepare the dosemeter before irradiation and/or before reading is also part of the
process and is considered in the document.
This document does not focus on any technique in particular, but intends to be general, including new
techniques as they emerge. When distinctions are necessary, they are defined as generically as possible,
e.g., disposable/reusable dosemeters and photon-sensitive dosemeters. In conclusion, no performance
tests are dedicated to one particular technique, unless it is absolutely necessary. Consequently, this
document aims to define performance tests leading to similar results, independently of the techniques
used.
The main objective of this document is to achieve correspondence between performance tests and
conditions of use at workplaces. Dosimetry systems complying with this document exhibit consistent
annual dosimetry results in workplace environments. Reaching such an objective means that this
document accounts for the various situations of exposure in terms of dose levels and neutron energy
distributions.
Annual exposures of many workers comprise the sum of several low doses close to the minimum
recording value. The dosemeter needs therefore to be well characterized, not only for use in relatively
high dose situations but also for use in low dose situations, to ensure that the annual dose is determined
with an adequate uncertainty. In this document, false positive events when there is not any irradiation,
are considered but there is no test of the detection threshold by measuring the background signal of
the dosemeter when it is not irradiated. However, all the tests aimed at characterizing the dosimetric
performance of the system (coefficient of variation and linearity, energy and angle dependence of
the responses) are required at two levels of dose: around 1 mSv and close to the minimum recording
value. The criteria applied at these two levels of dose could differ. This choice is made to ensure that
dosimetric systems are adapted to the range of doses usually encountered at workplaces.
The main goal of this document is to ensure that a dosemeter is reliable enough to use in most
workplaces. Reference neutron radiation characteristics and methodologies for the proper calibration
of the dosemeters are reported in ISO 8529 (all parts), ISO 12789-1 and ISO 29661. The dose equivalent
241 252
distributions of the most common reference radiation sources (e.g. Am-Be or Cf) as used for
calibration are generally higher in energy (where the fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients
are greater) than the ones encountered in workplaces. The performance of the dosemeters for neutron
energies between a few tens and a few hundreds of keV specifically needs to be determined to ensure
good response in most of the workplaces. To address this need, some performance tests with mono-
energetic neutrons fields at low energies are required in this document.
241 252
One well-characterized neutron field (e.g., Am-Be or Cf) is sufficient to test the stability of
dosimetric performances for influencing factors (e.g., fading, ageing, the impact of non-neutron radiation
on the neutron signal, harsh climatic conditions, light exposure, physical damage, and sealing).
vii
This document does not present performance tests for characterizing any type of potential degradation
(see Scope). However, to ensure the stability of the dosimetry system, it is necessary for the laboratory
to evaluate the potential degradation and/or set adapted controls on processing.
For the case that a dosimetry system does not comply with the full range of requirements of this
document with regard to the dependence of the response on the energy and direction distributions
of the neutron fluence, it is necessary to evaluate the performance for the conditions of the selected
workplace. This is addressed in ISO 21909-2 which gives methodologies and criteria to qualify the
dosimetry system at the workplace. Even when the dosimetry system fulfils the requirements of this
document, it may still be desirable to make a similar study at the workplace.
This document may be extended in the future to another part for the ambient dose equivalent H*(10)
for ambient and environmental dosimetry.
viii
INTERNATIONAL STANDARD ISO 21909-1:2021(E)
Passive neutron dosimetry systems —
Part 1:
Performance and test requirements for personal
dosimetry
1 Scope
This document provides performance and test requirements for determining the acceptability of
neutron dosimetry systems to be used for the measurement of personal dose equivalent, H (10), for
p
1)
neutrons ranging in energy from thermal to 20 MeV .
This document applies to all passive neutron detectors that can be used within a personal dosemeter
in part or in all of the above-mentioned neutron energy range. No distinction between the different
techniques available in the marketplace is made in the description of the tests. Only generic distinctions,
for instance, as disposable or reusable dosemeters, are considered.
This document describes type tests only. Type tests are made to assess the basic characteristics of the
dosimetry systems and are often ensured by recognized national laboratories
This document does not present performance tests for characterizing the degradation induced by the
following:
— intrinsic temporal variability of the quality of the dosemeter supplied by the manufacturer;
— intrinsic temporal variability of preparation treatments (before irradiation and/or before reading),
if existing;
— intrinsic temporal variability of reading process;
— degradation due to environmental effects on the preparation treatments, if existing;
— degradation due to environmental effects on the reading process.
This document gives information for extremity dosimetry in the Annex C, based on recommendations
given by ICRU Report 66. This document addresses only neutron personal monitoring and not criticality
accident conditions.
The links between this document and ISO 21909-2 are given in Annex A.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
1) This maximal limit of the energy range is only an order of magnitude. The reference radiation fields used
for the performance tests are those defined in ISO 8529-1. This means that the maximal energies could only be
14,8 MeV or 19 MeV. This document gives performance requirements to 14,8 MeV which is the typical neutron
energy encountered for fusion. For fission spectra, the highest energies are around 20 MeV but the contribution to
dose equivalent coming from neutrons with energy higher than 14,8 MeV is negligible.
ISO 21909-2, Passive neutron dosimetry systems — Part 2: Methodology and criteria for the qualification
of personal dosimetry systems in workplaces
ISO 8529-1, Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production
ISO 8529-2, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection
devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
ISO 8529-3, Reference neutron radiations — Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and
determination of response as a function of energy and angle of incidence
ISO 12789-1, Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 1: Characteristics
and methods of production
JCGM 100, GUM 1995 with minor corrections, Evaluation of measurement, data — Guide to the expression
of uncertainty in measurement
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at http:// www .electropedia .org/
3.1 General terms and definitions
3.1.1
ageing
change with time of physical, chemical or electrical properties of a component or module under specified
operating conditions, which could result in degradation of significant performance characteristics
[SOURCE: IEC 60050-393:2007, 393-18-41]
3.1.2
detector
radiation detector
apparatus or substance used to convert incident ionizing radiation energy into a signal suitable for
indication and/or measurement
[SOURCE: IEC 60050-394:2007, 394-24-01, modified — The term “detector” has been added as the first
preferred term.]
3.1.3
fading
loss of signal under certain circumstances such as storage, transmission, humidity or temperature
change
[SOURCE: IEC 60050-393:2007, 393-38-54]
3.1.4
dosemeter
dosimeter
device having a reproducible, measurable response to radiation that can be used to measure the
absorbed dose (3.2.1) or dose equivalent (3.2.3) quantities in a given system
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 5.5]
3.1.5
personal dosemeter
meter designed to measure the personal dose equivalent (rate) (3.2.5)
Note 1 to entry: A personal dosemeter can be worn on the trunk (whole-body personal dosemeter), at the
extremities (extremity personal dosemeter) or close to the eye lens (eye lens dosemeter).
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.21]
3.1.6
dosimetry system
system used for measuring absorbed dose (3.2.1) or dose equivalent (3.2.3), consisting of dosemeters,
measurement instruments and their associated reference standards, and procedures for the system’s
use
[SOURCE: ISO 12749-4:2015, 3.1.3, modified — Definition slightly reworded.]
3.2 Quantities
3.2.1
absorbed dose
D
differential quotient of ε with respect to m, where ε is the mean energy (ISO 80000-5) imparted by
ionizing radiation to matter of mass, m:
dε
D=
dm
Note 1 to entry: The gray is a special name for joule per kilogram, to be used as the coherent SI unit for absorbed
dose. 1 Gy = 1 J/kg
ε = Dmd
∫
where dm is the element of mass of the irradiated matter.
Δε
In the limit of a small domain, the mean specific energy z = is equal to the absorbed dose D.
Δm
The absorbed dose can also be expressed in terms of the volume of the mass element by:
dεεd
D==
dmVρ d
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-81.1]
3.2.2
quality factor
Q
factor in the calculation and measurement of dose equivalent (item 3.2.3), by which the absorbed dose
(item 3.2.1) is to be weighted in order to account for different biological effectiveness of radiations, for
radiation protection purposes
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-82]
3.2.3
dose equivalent
H
product of the absorbed dose D (3.2.1) to tissue at the point of interest and the quality factor Q (3.2.2)
at that point:
HD= Q
−1
Note 1 to entry: The unit of dose equivalent is joule per kilogram (J·kg ), and its special name is Sievert (Sv).
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-83, modified — Note 1 to entry added.]
3.2.4
neutron fluence
Φ
differential quotient of N with respect to a, where N is the number of neutrons incident on a sphere of
cross-sectional area a:
dN
Φ =
da
−2 −2
Note 1 to entry: The unit of neutron fluence is m , a frequently unit used is cm .
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-43, modified — Note 1 to entry added.]
3.2.5
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent (3.2.3) in soft tissue at an appropriate depth, d, below a specified point on the human
body
−1
Note 1 to entry: The unit of personal dose equivalent is joule per kilogram (J·kg ) and its special name is sievert
(Sv).
Note 2 to entry: The specified point is usually given by the position where the individual’s dosimeter is worn.
[SOURCE: ICRP 103:2007]
3.2.6
ambient dose equivalent
H*(10), H’(0,07) or H’(3)
dose equivalent (3.2.3) that would be produced by the corresponding aligned and expanded field in the
ICRU sphere at a depth, d, on the radius opposing the direction of the aligned field
[SOURCE: IAEA – Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety
Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]
3.2.7
conversion coefficient
h (10,E,α)
pΦ
quotient of the personal dose equivalent (3.2.5) at 10 mm depth, H (10), and the neutron fluence, Φ (3.2.4),
p
at a point in the radiation field used to convert neutron fluence into the personal dose equivalent at
10 mm depth in the ICRU tissue slab phantom, where E is the energy of the incident neutrons impinging
on the phantom at an angle α
Note 1 to entry: The unit of the conversion coefficient is Sv⋅m . A commonly used unit of the conversion coefficient
is pSv⋅cm .
3.3 Calibration and evaluation
3.3.1
arithmetic mean
x
average of a series of n measurements, x , given by the following formula:
i
n
x= x
∑ i=1 i
n
3.3.2
conv
conventional true value for the neutron personal dose equivalent H
quantity value attributed by agreement to a quantity for a given purpose
conv
Note 1 to entry: The conventional value H is the best estimate of the quantity to be measured, determined by a
primary standard or a secondary or working measurement standard which are traceable to a primary standard.
Note 2 to entry: In this document, the quantity is the neutron personal dose equivalent.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12, modified — Term and notes to entry modified.]
3.3.3
calibration
operation that, under specified conditions, in a first step, establishes a relation between the quantity
values with measurement uncertainties provided by measurement standards and corresponding
readings with associated measurement uncertainties and, in a second step, uses this information to
establish a relation for obtaining a measurement result from an indication
Note 1 to entry: Calibration may be expressed by a statement, calibration function, calibration diagram,
calibration curve, or calibration table. In some cases, it may consist of an additive or multiplicative correction of
the indication with associated measurement uncertainty.
Note 2 to entry: Calibration should not be confused with adjustment of a measuring system, often mistakenly
called “self-calibration”, or with verification of calibration.
Note 3 to entry: Often, the first step alone in the above definition is perceived as being calibration.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.39]
3.3.4
calibration factor
N
conv
quotient of the conventional quantity value (3.3.2), H , divided by the reading, M (3.3.14), derived
under standard conditions, given by the following formula:
conv
H
N=
M
Note 1 to entry: Mathematical functions, in some cases families of functions, can be used to provide calibration
factors over a range of conditions. Several different calibration functions can be defined for the same dosimetry
system and possibly be used for different conditions of exposure.
3.3.5
calibration quantity
physical quantity used to establish the calibration of the dosemeter
Note 1 to entry: For the purpose of this document, the calibration quantity is the personal dose equivalent at
10 mm depth in the ICRU tissue slab phantom, H (10).
p
3.3.6
standard deviation
s
parameter for a series of n measurements, x , characterizing the dispersion and given by the following
i
formula:
n 2
s= ()xx−
∑ i=1 i
n−1
where x is the arithmetic mean of the results of n measurements.
3.3.7
coefficient of variation
C
ratio of the standard deviation s to the arithmetic mean x of a set of n measurements x given by the
i
following formula:
s
n
C == xx−
()
∑ i=1 i
xx n−1
[SOURCE: IEC 60050-394, 394-40-14]
3.3.8
minimum recording value
H
min
minimum value of dose which is recorded, i.e the lower limit of the dose range, defined by the dosimetry
laboratory
Note 1 to entry: H can be equal to 0,10 mSv or 0,20 mSv or even 0,30 mSv for example. The choice depends
min
on the country of the dosimetry laboratory. Indeed, H would be logically at least equal or lower to the legal
min
threshold of the country.
Note 2 to entry: In this document, H cannot exceed 0,3 mSv : H ≤ 03, mSv .
min min
3.3.9
influence quantity
quantity (parameter) that may have a bearing on the result of a measurement without being the subject
of the measurement
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.1, modified – by adding the word “parameter” and removing Note 1 to
entry.]
3.3.10
measured dose equivalent
H
M
product of the reading (3.3.13), M, and the calibration factor (3.3.4), N:
HM=⋅N
M
Note 1 to entry: More elaborate algorithms may also be used.
3.3.11
phantom
object constructed to simulate the scattering and absorption properties of the human body for a given
ionizing radiation
Note 1 to entry: For calibrations for whole body radiation protection considerations, the ISO water slab phantom
is employed. It is made with polymethyl metacrylate (PMMA) walls (front wall 2,5 mm thick, other walls 10 mm
thick), of outer dimensions 30 cm × 30 cm × 15 cm and filled with water.
Note 2 to entry: In the cases of very non-uniform irradiation conditions, an extremity cylinder, pillar or rod
phantom may be used as described in ICRU report 66.
[SOURCE: ISO 12749-2, 4.1.6.1 modified — Notes 1 and 2 to entry added.]
3.3.12
reference conditions
set of influence quantities for which the calibration factor (3.3.4) is valid without any correction
[SOURCE: ISO 8529-3: 1998, 3.2.2]
3.3.13
reading
M
quantitative indication of a detector (3.1.2) or dosemeter (3.1.4) when it is read out, generally corrected
for background, ageing, fading and non-linearity of the process or the read out system
3.3.14
read out
process of determining the indication of a detector (3.1.2) or dosemeter reader
3.3.15
dose equivalent response
response
R
measured dose equivalent (3.3.10), H , divided by the conventional quantity value (3.3.2) of the dose
M
conv
equivalent, H , as given by the following formula:
H
M
R=
conv
H
Note 1 to entry: The reading, M, is converted into dose equivalent, H , by multiplying M by an appropriate
M
conversion coefficient or by using a more elaborate algorithm.
M
H ()10
p
Note 2 to entry: In this document, the quantity is personal dose equivalent: R =
conv
H 10
()
p
Note 3 to entry: In this document, for the sake of brevity, H = H is used.
M
Note 4 to entry: The reciprocal of the response at reference conditions is equal to the calibration coefficient.
Note 5 to entry: In radiation metrology, the term response, abbreviated for this application from “response
characteristic” (VIM), is defined as the ratio of the reading, M, of the instrument, to the value of the quantity to be
measured by the instrument, for a specified type, energy and direction distribution of radiation. It is necessary,
in order to avoid confusion, to state the quantity to be measured, e.g. the “fluence response” is the response with
respect to the fluence, the “dose equivalent response” is the response with respect to dose equivalent.
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.10, modified — Term and definition reworded.]
3.3.16
standard test conditions
conditions represented by the range of values for the influence quantities (3.3.9) under which a
calibration (3.3.3) or a determination of the response (3.3.15) is carried out
3.4 List of symbols
The list of the symbols used in this document is given in Table 1.
Table 1 — List of symbols
Symbol Meaning Unit
C Coefficient of variation —
D Absorbed dose Gy
ageing
days
T - T
T
2 1
max
fading
days
Maximal period of storage in days between irradiation and read out
T
max
d Depth in ICRU 4-element or soft tissue. Recommended depths are 0,07 mm, 3 mm and mm
10 mm.
H Dose equivalent Sv
Personal dose equivalent whose value is chosen in the following range: Sv
H
HD
0,8 mSv < H < 2 mSv
HD
H Measured dose equivalent Sv
M
H Minimum recording value Sv
min
H (d) Personal dose equivalent at a depth d Sv
p
H (10) Personal dose equivalent at a depth 10 mm Sv
p
conv
Sv
H Personal dose equivalent of the conventional quantity value
p
h (10;E,α) Conversion coefficient Sv·m
pΦ
conv
H Conventional quantity value (of a quantity) Sv
conv Sv
H
Conventional quantity value for neutron irradiations only
neutron
conv
Sv
H
photon Conventional quantity value for photon irradiations only
H*(10) Ambient dose equivalent at depth 10 mm Sv
i Designator for a group subjected to a specific influence quantity —
Designator for a group subjected to a specific dosemeter out of n dosemeters irradiat- —
j
ed equally
k Designator for a group subjected to a specific series of irradiation —
M Reading Sv
N Calibration factor —
n Number of dosemeters in one group that are equally irradiated —
Q Quality factor —
R Response —
conv
R Reference response —
r Permitted value —
r Maximal permitted value —
max
r Minimum permitted value —
min
s Sample (experimental) standard deviation —
Minimum period between the manufacturing date for disposable dosemeter or the days
T day when the reset is done for reusable dosemeters and the first day of possible irra-
diation
Maximal period between the manufacturing date for disposable dosemeter or the day days
T
when the reset is done for reusable dosemeters and last day of possible irradiation
t Student t-factor for n measurements —
n-1
As quan-
U
M Expanded uncertainty of the measured personal dose equivalent
H
tity
As quan-
U
conv Expanded uncertainty of the conventional true value for the personal dose equivalent
H
tity
Table 1 (continued)
Symbol Meaning Unit
Expanded uncertainty of a combined quantity of conventional quantity values. This
As quan-
U uncertainty is equivalent to the half-width of the confidence interval about the com-
com
tity
bined quantity at a confidence level of 95 %
−2
ϕ Fluence m
x
Arithmetic mean —
This document uses SI units. However, the following units of practical importance for time and energy
are used when necessary:
— days (d) and hours (h) for time;
–19
— electron-volt (eV) knowing that 1 eV = 1,602 × 10 J.
−1
The SI unit of dose equivalent is J·kg but the dedicated name for the unit of dose equivalent is Sievert
(Sv).
4 General test conditions
4.1 Test conditions
All tests shall be performed under standard test conditions in accordance with Annex D. The actual
conditions should be indicated in the test report. These conditions should not undergo significant
changes over a series of measurements to preclude the influence on detector signals.
4.2 Reference radiation
The reference radiation fields defined in ISO 8529-1 shall be used. The tests shall be performed with
neutrons of several energies:
a) thermal beam as described in ISO 8529-1;
b) mono-energetic beams at 144 keV; 250 keV; 565 keV; 1,2 MeV; 14,8 MeV; 19 MeV described in
ISO 8529-1:2021, Table 2;
c) the moderated Cf neutron source described in ISO 8529-1:2021, Table 1;
241 252
d) Am-Be or Cf neutron sources.
During the tests, dosimetry systems shall be irradiated on the ISO sla
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 21909-1
Deuxième édition
2021-12
Systèmes dosimétriques passifs pour
les neutrons —
Partie 1:
Exigences de fonctionnement et
d'essai pour la dosimétrie individuelle
Passive neutron dosimetry systems —
Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry
Numéro de référence
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Tél.: +41 22 749 01 11
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vii
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives .1
3 Termes et définitions . 2
3.1 Termes généraux et leurs définitions . 2
3.2 Grandeurs . . 3
3.3 Étalonnage et évaluation . 5
3.4 Liste des symboles . 7
4 Conditions générales d’essai .9
4.1 Conditions d’essai . . . 9
4.2 Rayonnements de référence . 9
5 Essais et exigences de fonctionnement .10
6 Qualification en vue de supprimer l’utilisation du boîtier complet pour neutrons et
photons .11
6.1 Objectif de l’essai . 11
6.2 Méthode d’essai . 11
6.3 Interprétation des résultats .12
7 Essais de fonctionnement des caractéristiques intrinsèques des systèmes
dosimétriques .12
7.1 Généralités .12
7.2 Irradiations .12
7.3 Coefficient de variation . 16
7.3.1 Généralités . 16
7.3.2 Méthode d’essai . 16
7.3.3 Interprétation des résultats . 17
7.4 Linéarité . 17
7.4.1 Généralités . 17
7.4.2 Méthode d’essai . 17
7.4.3 Interprétation des résultats . 17
7.5 Dépendances énergétique et angulaire de la réponse . 18
7.5.1 Généralités . 18
7.5.2 Méthode d’essai . 18
7.5.3 Interprétation des résultats . 18
7.6 Essai spécifique pour les neutrons thermiques . 18
7.6.1 Généralités . 18
7.6.2 Méthode d’essai . 19
7.6.3 Interprétation des résultats . 19
8 Essais de fonctionnement de stabilité dans la gamme des conditions réalistes
d’utilisation des dosimètres .19
8.1 Effacement . 19
8.1.1 Généralités . 19
8.1.2 Méthode d’essai . 19
8.1.3 Interprétation des résultats . 20
8.2 Vieillissement . 20
8.2.1 Généralités .20
8.2.2 Méthode d’essai . 20
8.2.3 Interprétation des résultats . 20
8.3 Effet du stockage pour des dosimètres non exposés . 21
8.3.1 Généralités . 21
8.3.2 Méthode d’essai . 21
iii
8.3.3 Interprétation des résultats . 21
8.4 Exposition aux rayonnements autres que neutroniques . 21
8.4.1 Généralités . 21
8.4.2 Rayonnements photoniques . 21
8.4.3 Radon . 23
8.5 Stabilité dans des conditions climatiques variées . 23
8.5.1 Généralités .23
8.5.2 Effet sur la réponse en équivalent de dose . 23
8.5.3 Effet pour des dosimètres non exposés . 24
8.6 Effet de l’exposition à la lumière (sensibilité à la lumière) . 24
8.6.1 Effet sur la réponse en dose. 24
8.6.2 Effet pour des dosimètres non exposés . 25
8.7 Essai de chute . 25
8.7.1 Effet sur la réponse en dose. 25
8.7.2 Effet pour des dosimètres non exposés . 26
8.8 Distance par rapport au fantôme . 26
8.8.1 Généralités .26
8.8.2 Méthode d’essai . 26
8.8.3 Interprétation des résultats . 27
8.9 Étanchéité . 27
9 Documentation d’identification et d’accompagnement .27
9.1 Marquage individuel . . 27
9.2 Marquage collectif . 27
9.3 Documentation d’accompagnement . 27
Annexe A (informative) Liens entre le présent document et l’ISO 21909-2 .29
Annexe B (normative) Exigences de fonctionnement .30
Annexe C (informative) Dosimétrie pour l’irradiation des extrémités .35
Annexe D (normative) Conditions de référence et conditions normales d’essai .36
Annexe E (normative) Conditions d’irradiation .37
Annexe F (normative) Limites de confiance .39
Bibliographie .43
iv
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux.
L’ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l’ISO (voir www.iso.org/brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion
de l’ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: www.iso.org/iso/fr/avant-propos. Le présent
document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies nucléaires, et
radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette deuxième édition annule et remplace l’ISO 21909:2015, qui a fait l’objet d’une révision technique.
Les principales modifications par rapport à l’édition précédente, basées sur les commentaires des
laboratoires appliquant l’ISO 21909-1, sont les suivantes:
— amélioration du lien entre l’ISO 21909-1 et l’ISO 21909-2 par l’ajout d’un organigramme expliquant
le lien entre les deux parties;
— modification des qualités d’irradiation pour l’essai relatif à l’énergie:
— élargissement de la gamme d’énergies rapide à une gamme comprise entre 10 MeV et 19 MeV;
— modification de l’éventuelle contribution relative du champ thermique dans le champ mixte
252 241
composé de Cf ou Am-Be par une thermique;
— modification des essais et/ou des critères pour:
— l’essai en vue de supprimer l’utilisation du boîtier complet pour neutrons et photons;
— l’essai du coefficient de variation: critères donnés par une fonction;
— l’essai de linéarité: modifications de l’équation et des critères associés en conséquence;
— l’essai des dépendances énergétique et angulaire de la réponse: modification des limites de
performance en utilisant des courbes en trompette;
v
— alignement des critères pour les 3 essais suivants: stabilité dans des conditions climatiques
variées, effet de l’exposition à la lumière (opacité à la lumière) et effet du stockage, le tout pour
les dosimètres non exposés.
Une liste de toutes les parties de la série ISO 21909 se trouve sur le site web de l’ISO.
Il convient que l’utilisateur adresse tout retour d’information ou toute question concernant le présent
document à l’organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes
se trouve à l’adresse www.iso.org/fr/members.html.
vi
Introduction
Le présent document spécifie les exigences de fonctionnement et d’essai en laboratoire des systèmes
dosimétriques passifs devant être utilisés pour la détermination de l’équivalent de dose individuel,
H (10), dans une gamme d’énergies des champs neutroniques s’étendant des énergies thermiques à
p
environ 20 MeV.
Un système dosimétrique peut être constitué des éléments suivants:
a) un dispositif passif, appelé détecteur dans le présent document, qui, après l’exposition au
rayonnement, enregistre une information (signal) destinée à être utilisée pour mesurer une ou
plusieurs grandeurs du champ de rayonnement incident;
b) un dosimètre, constitué d’un ou de plusieurs détecteurs intégrés ensemble et incorporant un moyen
d’identification;
c) un lecteur utilisé pour lire le signal enregistré par le détecteur, et l’algorithme associé, le cas
échéant, dans le but de déterminer l’équivalent de dose individuel.
Le processus comprend également un traitement pour préparer le dosimètre préalablement à
l’irradiation et/ou à la lecture, qui est pris en compte dans le présent document.
Le présent document ne se concentre pas sur une technique en particulier, mais a pour objectif d’être de
portée générale, en incluant les nouvelles techniques au fur et à mesure qu’elles apparaissent. Lorsque
des distinctions sont nécessaires, elles sont définies de manière aussi générale que possible (par
exemple, dosimètres à usage unique/réutilisables, dosimètres sensibles aux photons). En conclusion,
sauf absolue nécessité, aucun essai de fonctionnement n’est réservé à une technique particulière. Par
conséquent, le présent document vise à définir des essais de fonctionnement conduisant à des résultats
similaires, quelle que soit la technique utilisée.
Le principal objectif du présent document est d’établir une correspondance entre les essais de
fonctionnement et les conditions d’utilisation aux postes de travail. Les systèmes dosimétriques
conformes au présent document présentent des résultats dosimétriques annuels cohérents dans les
environnements de poste de travail. Pour atteindre un tel objectif, le présent document tient compte
des diverses situations d’exposition en termes de niveaux de dose et de distribution d’énergies
neutroniques.
Les expositions annuelles d’un grand nombre de travailleurs comprennent la somme de plusieurs
faibles doses proches de la valeur minimale d’enregistrement. Le dosimètre doit donc être bien
caractérisé, non seulement pour une utilisation en cas de dose relativement élevée, mais aussi en cas
de faibles doses, pour s’assurer que la dose annuelle est déterminée avec une incertitude adéquate.
Le présent document tient compte des faux positifs en l’absence d’irradiation, mais ne contient aucun
essai de détermination du seuil de détection en mesurant le signal de bruit de fond du dosimètre alors
qu’il n’est pas irradié. Toutefois, tous les essais visant à caractériser les performances dosimétriques
du système dosimétrique (coefficient de variation et linéarité, dépendances énergétique et angulaire
de la réponse) sont requis à deux niveaux de dose: à environ 1 mSv et à une valeur proche de la valeur
minimale d’enregistrement. Les critères appliqués à ces deux niveaux de dose peuvent être différents.
Ce choix est fait pour s’assurer que les systèmes dosimétriques sont adaptés à des niveaux de doses
généralement rencontrés aux postes de travail.
Le principal objectif du présent document est de s’assurer qu’un dosimètre est suffisamment fiable pour
être utilisé sur la plupart des postes de travail. Les caractéristiques des rayonnements neutroniques de
référence et les méthodes utilisées pour un étalonnage approprié des dosimètres sont indiquées dans
l’ISO 8529 (toutes les parties), l’ISO 12789-1 et l’ISO 29661. Les distributions d’équivalent de dose des
241 252
sources de rayonnement de référence les plus courantes (par exemple Am-Be ou Cf) utilisées
pour l’étalonnage ont généralement des énergies plus élevées (où les coefficients de conversion fluence-
équivalent de dose sont supérieurs) que celles rencontrées aux postes de travail. Les performances
des dosimètres pour des énergies neutroniques situées entre quelques dizaines et quelques centaines
de keV doivent spécifiquement être déterminées pour garantir une réponse correcte pour la plupart
vii
des postes de travail. Pour répondre à ce besoin, certains essais de fonctionnement avec des champs
neutroniques monoénergétiques de faibles énergies sont requis dans le présent document.
241 252
Un champ neutronique bien caractérisé (par exemple, Am-Be ou Cf) est suffisant pour évaluer
la stabilité des performances dosimétriques selon des facteurs d’influence (par exemple, effacement,
vieillissement, impact de rayonnements autres que neutroniques sur le signal neutronique, conditions
climatiques rudes, exposition à la lumière, dommages physiques et étanchéité).
Le présent document ne décrit pas d’essais de fonctionnement pour caractériser un type donné de
dégradation potentielle (voir Domaine d’application). Toutefois, pour s’assurer de la stabilité du système
dosimétrique, il est nécessaire que le laboratoire évalue la dégradation potentielle et/ou mette en place
un contrôle adapté au traitement global.
Si un système dosimétrique n’est pas conforme à l’ensemble des exigences du présent document en ce
qui concerne la dépendance de la réponse par rapport aux distributions énergétiques et directionnelles
de la fluence neutronique, il est nécessaire d’évaluer les performances dans les conditions du poste
de travail choisi. Ce point est traité dans l’ISO 21909-2 qui spécifie des méthodologies et des critères
afin de qualifier le système dosimétrique au poste de travail. Même lorsque le système dosimétrique
satisfait aux exigences du présent document, il peut néanmoins être souhaitable de réaliser une étude
similaire au poste de travail.
Le présent document peut également être complété ultérieurement par une autre partie relative à
l’équivalent de dose ambiant H*(10) pour la dosimétrie ambiante et environnementale.
viii
NORME INTERNATIONALE ISO 21909-1:2021(F)
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons —
Partie 1:
Exigences de fonctionnement et d'essai pour la dosimétrie
individuelle
1 Domaine d’application
Le présent document fournit des exigences de fonctionnement et d’essai permettant de déterminer
l’acceptabilité des systèmes dosimétriques pour les neutrons qui doivent être utilisés pour le mesurage
de l’équivalent de dose individuel, H (10), dans une gamme d’énergies neutroniques s’étendant des
p
1)
énergies thermiques à 20 MeV .
Le présent document s’applique à tous les détecteurs passifs de neutrons utilisables dans un dosimètre
individuel dans une partie ou dans toute la gamme d’énergies neutroniques mentionnée ci-dessus. Dans
la description des essais, aucune distinction n’est faite entre les différentes techniques disponibles sur
le marché. Seules des distinctions générales, telles que dosimètres à usage unique ou réutilisables par
exemple, sont prises en compte.
Le présent document ne décrit que les essais de type. Les essais de type ont pour objet d’évaluer les
caractéristiques de base des systèmes dosimétriques et ils sont souvent assurés par des laboratoires
nationaux reconnus.
Le présent document ne décrit pas d’essais de fonctionnement pour caractériser la dégradation
induite par:
— la variabilité temporelle intrinsèque de la qualité du dosimètre fourni par le fabricant;
— la variabilité temporelle intrinsèque des traitements de préparation (avant l’irradiation et/ou avant
la lecture), le cas échéant;
— la variabilité temporelle intrinsèque du processus de lecture;
— les effets environnementaux sur les traitements de préparation, le cas échéant;
— les effets environnementaux sur le processus de lecture.
L’Annexe C du présent document fournit des informations relatives à la dosimétrie aux extrémités,
basées sur les recommandations données dans le Rapport 66 de l’ICRU. Le présent document traite
uniquement de la surveillance de la dose individuelle neutron, et non des conditions d’accident de
criticité.
Les liens entre le présent document et l’ISO 21909-2 sont indiqués à l’Annexe A.
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences du présent document. Pour les références datées, seule l’édition citée s’applique.
1) Cette limite maximale de la gamme d’énergies n’est qu’un ordre de grandeur. Les champs de rayonnement
de référence utilisés pour les essais de fonctionnement sont ceux définis dans l’ISO 8529-1. Cela signifie que les
énergies maximales ne peuvent être que de 14,8 MeV ou de 19 MeV. Le présent document spécifie les exigences
de fonctionnement jusqu’à 14,8 MeV, qui est l’énergie neutronique généralement rencontrée lors des réactions
de fusion. En ce qui concerne les spectres de fission, les énergies maximales sont de l’ordre de 20 MeV, mais la
contribution à l’équivalent de dose des neutrons ayant une énergie supérieure à 14,8 MeV est négligeable.
Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y compris les
éventuels amendements).
ISO 29661, Champs de rayonnement de référence pour la radioprotection — Définitions et concepts
fondamentaux
ISO 21909-2, Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 2: Méthodologie et critères de
qualification des systèmes dosimétriques individuels aux postes de travail
ISO 8529-1, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de
production
ISO 8529-2, 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, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou
d'ambiance) et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence
des neutrons
ISO 12789-1, Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons simulant ceux de postes de
travail — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
JCGM 100, GUM 1995 avec des corrections mineures, Évaluation des données de mesure — Guide pour
l’expression de l’incertitude de mesure.
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp;
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/ .
3.1 Termes généraux et leurs définitions
3.1.1
vieillissement
modification dans le temps des propriétés physiques, chimiques et électriques d’un composant ou d’un
module, dans un domaine de fonctionnement prévu à la conception, qui peut entraîner une dégradation
significative des caractéristiques de performances
[SOURCE: IEC 60050-393:2007, 393-18-41]
3.1.2
détecteur
détecteur de rayonnement
appareil ou substance permettant de convertir l’énergie du rayonnement incident en un signal afin de
donner une indication et/ou de fournir une mesure
[SOURCE: IEC 60050-394:2007, 394-24-01 modifiée — Le terme «détecteur» a été ajouté en tant que
premier terme préféré.]
3.1.3
effacement
perte de signal dans certaines circonstances telles que le stockage, la transmission, l’humidité ou les
variations de température
[SOURCE: IEC 60050-393:2007, 393-38-54]
3.1.4
dosimètre
dispositif ayant une réponse reproductible et mesurable aux rayonnements, qui peut être utilisé pour
mesurer les grandeurs de dose absorbée (3.2.1) ou d’équivalent de dose (3.2.3) dans un système donné
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 5.5]
3.1.5
dosimètre individuel
instrument destiné au mesurage (du débit) de l’équivalent de dose individuel (3.2.5)
Note 1 à l'article: Un dosimètre individuel peut être porté sur le tronc (dosimètre individuel pour le corps entier)
ou au niveau des extrémités (dosimètre individuel d’extrémités) ou à proximité du cristallin (dosimètre de
cristallin).
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.21]
3.1.6
système dosimétrique
système utilisé pour mesurer la dose absorbée (3.2.1) ou l’équivalent de dose (3.2.3), composé de
dosimètres, d’instruments de mesure et des étalons de référence associés, et de modes opératoires
d’utilisation du système
[SOURCE: ISO 12749-4:2015, 3.1.3, modifiée — Définition légèrement reformulée.]
3.2 Grandeurs
3.2.1
dose absorbée
D
quotient différentiel de ε par rapport à m, où ε est l’énergie (ISO 80000-5) moyenne communiquée
par un rayonnement ionisant à une matière de masse m:
dε
D=
dm
Note 1 à l'article: Le gray est un nom spécial pour le joule par kilogramme, à utiliser comme unité SI cohérente de
dose absorbée. 1 Gy = 1 J/kg:
ε = Dmd
∫
où dm est l’élément de masse de la matière irradiée.
Δε
Dans la limite d’un petit domaine, l’énergie moyenne massique z = est égale à la dose absorbée D.
Δm
La dose absorbée peut également être exprimée en fonction du volume de l’élément de matière par:
dεεd
D==
dmVρ d
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-81.1]
3.2.2
facteur de qualité
Q
facteur intervenant dans le calcul et le mesurage de la dose équivalente (3.2.3), permettant de pondérer
la dose absorbée (3.2.1) afin de prendre en compte la différence d’efficacité biologique des rayonnements,
par exemple à des fins de radioprotection
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-82]
3.2.3
équivalent de dose
H
produit de la dose absorbée D (3.2.1) par un tissu au point considéré et du facteur de qualité Q (3.2.2) en
ce point:
HD= Q
−1
Note 1 à l'article: L’unité d’équivalent de dose est le joule par kilogramme (J·kg ) et son nom spécial est le
Sievert (Sv).
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-83, modifiée — La Note 1 à l’article a été ajoutée.]
3.2.4
fluence neutronique
Φ
quotient différentiel de N par rapport à a, où N est le nombre de neutrons incidents sur une sphère
ayant une aire de section efficace a:
dN
Φ =
da
−2 −2
Note 1 à l'article: L’unité de fluence neutronique est le m ; le cm est une unité fréquemment utilisée.
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-43, modifiée — La Note 1 à l’article a été ajoutée.]
3.2.5
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose (3.2.3) dans le tissu mou à une profondeur appropriée, d, au-dessous d’un point
spécifié du corps humain
−1
Note 1 à l'article: L’unité d’équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J·kg ) et son nom spécial
est le sievert (Sv).
Note 2 à l'article: Le point spécifié est généralement donné par la position où l’individu porte le dosimètre.
[SOURCE: ICRP 103:2007]
3.2.6
équivalent de dose ambiant
H*(10), H’(0,07) ou H’(3)
équivalent de dose (3.2.3) qui serait produit par le champ unidirectionnel et expansé correspondant
dans la sphère ICRU à une profondeur d, sur le rayon vecteur opposé à la direction du champ directionnel
[SOURCE: IAEA – Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements: Normes fondamentales
internationales de sûreté ‒ Collection Normes de sûreté n° GSR Part 3, 2011]
3.2.7
coefficient de conversion
h (10,E,α)
pΦ
quotient de l’équivalent de dose individuel (3.2.5) à 10 mm de profondeur, H (10), par la fluence neutronique,
p
Φ (3.2.4), en un point du champ de rayonnement, et utilisé pour convertir la fluence neutronique en
équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu ICRU, où E est
l’énergie des neutrons incidents atteignant le fantôme sous un angle α
2 2
Note 1 à l'article: L’unité du coefficient de conversion est le Sv⋅m . Le pSv⋅cm est une unité du coefficient de
conversion qui est fréquemment utilisée.
3.3 Étalonnage et évaluation
3.3.1
moyenne arithmétique
x
moyenne d’une série de n mesures, x , donnée par la formule suivante:
i
n
x= x
∑ i=1 i
n
3.3.2
conv
valeur conventionnelle vraie de l’équivalent de dose neutronique individuel H
valeur attribuée à une grandeur par un accord pour un usage donné
conv
Note 1 à l'article: La valeur conventionnelle H est la meilleure estimation de la grandeur à mesurer, déterminée
par un étalon primaire ou un étalon secondaire ou de travail pouvant être relié à un étalon primaire.
Note 2 à l'article: Dans le présent document, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose neutronique individuel.
[SOURCE: Guide ISO/IEC 99:2007, 2.12, modifié — Terme et notes à l’article modifiés.]
3.3.3
étalonnage
opération qui, dans des conditions spécifiées, établit en une première étape une relation entre les
valeurs et les incertitudes de mesure associées qui sont fournies par des étalons et les valeurs de lecture
correspondantes avec les incertitudes associées, puis utilise en une seconde étape cette information
pour établir une relation permettant d’obtenir un résultat de mesure à partir d’une indication
Note 1 à l'article: Un étalonnage peut être exprimé sous la forme d’un énoncé, d’une fonction d’étalonnage, d’un
diagramme d’étalonnage, d’une courbe d’étalonnage ou d’une table d’étalonnage. Dans certains cas, il peut
consister en une correction additive ou multiplicative de l’indication avec une incertitude de mesure associée.
Note 2 à l'article: Il convient de ne pas confondre l’étalonnage avec l’ajustage d’un système de mesure, souvent
appelé improprement «auto-étalonnage», ni avec la vérification de l’étalonnage.
Note 3 à l'article: La seule première étape dans la définition est souvent perçue comme étant l’étalonnage.
[SOURCE: Guide ISO/IEC 99:2007, 2.39]
3.3.4
facteur d’étalonnage
N
conv
quotient de la valeur conventionnelle d’une grandeur (3.3.2), H , par la valeur de lecture, M (3.3.14),
déduit dans des conditions normalisées, donné par la formule suivante:
conv
H
N=
M
Note 1 à l'article: Des fonctions mathématiques et, dans certains cas, des familles de fonctions peuvent être
utilisées pour fournir des facteurs d’étalonnage pour une gamme de conditions. Plusieurs fonctions d’étalonnage
différentes peuvent être définies pour le même système dosimétrique et éventuellement utilisées pour différentes
conditions d’exposition.
3.3.5
grandeur d’étalonnage
grandeur physique utilisée pour établir l’étalonnage du dosimètre
Note 1 à l'article: Pour les besoins du présent document, la grandeur d’étalonnage est l’équivalent de dose
individuel à une profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu ICRU, H (10).
p
3.3.6
écart-type
s
paramètre d’une série de n mesures, x , caractérisant la dispersion et donné par la formule suivante:
i
n
s= ()xx−
∑ i=1 i
n−1
où x est la moyenne arithmétique des résultats de n mesures
3.3.7
coefficient de variation
C
rapport de l’écart-type s à la moyenne arithmétique x d’une série de n mesures x donné par la formule
i
suivante:
s 11
n 2
C == xx−
()
i=1 i
∑
xx n−1
[SOURCE: IEC 60050-394, 394-40-14]
3.3.8
valeur minimale d’enregistrement
H
min
valeur minimale de dose qui est enregistrée, c’est-à-dire la limite inférieure de la gamme de doses,
définie par le laboratoire de dosimétrie
Note 1 à l'article: H peut être égale à 0,10 mSv ou 0,20 mSv, voire 0,30 mSv par exemple. Le choix dépend du
min
pays du laboratoire de dosimétrie. En effet, H sera logiquement au moins inférieure ou égale au seuil légal du
min
pays.
Note 2 à l'article: Dans le présent document, H ne peut pas dépasser 0,3 mSv: H ≤ 03, mSv .
min
min
3.3.9
grandeur d’influence
grandeur (paramètre) qui peut avoir un effet sur le résultat d’un mesurage, sans être l’objet du mesurage
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.1, modifiée — Le terme «paramètre» a été ajouté et la Note 1 à l’article
a été supprimée.]
3.3.10
équivalent de dose mesuré
H
M
produit de la valeur de lecture (3.3.13), M, et du facteur d’étalonnage (3.3.4), N:
HM=⋅N
M
Note 1 à l'article: Des algorithmes plus élaborés peuvent également être utilisés.
3.3.11
fantôme
objet construit de façon à simuler les propriétés de diffusion et d’absorption du corps humain pour un
rayonnement ionisant donné
Note 1 à l'article: Pour les étalonnages relatifs à la radioprotection du corps entier, le fantôme plaque d’eau ISO
est utilisé avec parois en polyméthylméthacrylate (PPMA) (paroi avant de 2,5 mm d’épaisseur, autres parois de
10 mm d’épaisseur), de dimensions extérieures 30 cm × 30 cm × 15 cm, rempli d’eau.
Note 2 à l'article: Dans les cas de conditions d’irradiation très hétérogènes, un fantôme cylindre, colonne ou
rondin d’extrémité peut être utilisé, comme décrit dans le Rapport 66 de l’ICRU.
[SOURCE: ISO 12749-2, 4.1.6.1 modifiée — Les Notes 1 et 2 à l’article ont été ajoutées.]
3.3.12
conditions de référence
conditions qui représentent la série des valeurs des grandeurs d’influence pour lesquelles le facteur
d’étalonnage (3.3.4) est valable sans effectuer de correction
[SOURCE: ISO 8529-3: 1998, 3.2.2]
3.3.13
valeur de lecture
M
indication quantitative fournie par un détecteur (3.1.2) ou un dosimètre (3.1.4) au moment où il est lu;
elle est généralement corrigée du bruit de fond, du vieillissement, de l’effacement et de la non-linéarité
du processus ou du système de lecture
3.3.14
lecture
opération consistant à déterminer l’indication fournie par un lecteur de détecteur (3.1.2) ou de
dosimètre
3.3.15
réponse en équivalent de dose
réponse
R
quotient de l’équivalent de dose mesuré (3.3.10), H , par la valeur conventionnelle d’une grandeur (3.3.2)
M
conv
de l’équivalent de dose, H , comme donné par la formule suivante:
H
M
R=
conv
H
Note 1 à l'article: La valeur de lecture, M, est convertie en équivalent de dose, H , en multipliant M par un
M
coefficient de conversion approprié ou en utilisant un algorithme plus élaboré.
Note 2 à l'article: Dans le présent document, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose individuel:
M
H 10
()
p
R =
conv
H 10
()
p
Note 3 à l'article: Dans le présent document, pour des raisons de brièveté, H = H est utilisé.
M
Note 4 à l'article: L’inverse de la réponse aux conditions de référence est égal au coefficient d’étalonnage.
Note 5 à l'article: En métrologie des rayonnements, le terme «réponse», forme abrégée pour cette application
de l’expression «caractéristique de réponse» (VIM), est défini comme le rapport de la valeur de lecture, M,
de l’instrument à la valeur de la grandeur que doit mesurer l’instrument, pour un type, une énergie et une
distribution de direction spécifiés de rayonnement. Afin d’éviter toute confusion, il est nécessaire de préciser la
grandeur à mesurer, par exemple la «réponse en fluence» est la réponse en fonction de la fluence, la «réponse en
équivalent de dose» est la réponse en fonction de l’équivalent de dose.
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.10, modifiée — Terme et définition reformulés.]
3.3.16
conditions normales d’essai
conditions représentées par la plage de valeurs correspondant aux grandeurs d’influence (3.3.9) dans
lesquelles est effectué un étalonnage (3.3.3) ou une détermination de la réponse (3.3.15)
3.4 Liste des symboles
La liste des symboles utilisés dans le présent document est donnée dans le Tableau 1.
Tableau 1 — Liste des symboles
Symbole Signification Unité
C Coefficient de variation —
D Dose absorbée Gy
vieillissement
T - T jou
...
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