ISO 21909-1:2015

Passive neutron dosimetry systems - Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry

ISO 21909-1:2015 provides performance and test requirements for determining the acceptability of neutron dosimetry systems to be used for the measurement of personal dose equivalent, Hp(10), for neutrons ranging in energy from thermal to 20 MeV[1]. No distinction between the different techniques available in the market place is made in the description of the tests. Only generic distinctions, as disposable or reusable dosemeters for instance, are considered. This part of ISO 21909 gives information for extremity dosimetry, based on recommendations given by ICRU Report 66 in Annex A. [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. The present standard 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.

Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 1: Exigences de fonctionnement et d'essai pour la dosimétrie individuelle

ISO 21909-1:2015 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[1]. Aucune distinction entre les différentes techniques disponibles sur le marché n'est faite dans la description des essais. Seules des distinctions générales, telles que dosimètres à usage unique ou réutilisables par exemple, sont prises en compte. L'Annexe A de la présente partie de l'ISO 21909 fournit des informations relatives à la dosimétrie aux extrémités, basées sur les recommandations données dans le Rapport 66 de l'ICRU. [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. La présente norme 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.

General Information

• Status: Withdrawn
• Publication Date: 29-Nov-2015
• Withdrawal Date: 29-Nov-2015
• ICS: 13.280 - Radiation protection
• Technical Committee: ISO/TC 85/SC 2 - Radiological protection
• Drafting Committee: ISO/TC 85/SC 2/WG 19 - Individual monitoring of external radiation
• Current Stage: 9599 - Withdrawal of International Standard
• Start Date: 03-Dec-2021
• Completion Date: 13-Dec-2025

Relations

• Revised: ISO 21909-1:2021 - Passive neutron dosimetry systems - Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry
• Effective Date: 23-Apr-2020
• Revises: ISO 21909:2005 - Passive personal neutron dosemeters - Performance and test requirements
• Effective Date: 23-Feb-2012

Standards Content (Sample)

INTERNATIONAL ISO
STANDARD 21909-1
First edition
2015-12-15
Corrected version
2015-12-15
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 2015
© ISO 2015, Published in Switzerland
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ii © ISO 2015 – All rights reserved

Contents Page
Foreword .v
Introduction .vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions, and symbols . 1
3.1 General terms and definitions . 1
3.2 Terms relating to quantities . 2
3.3 Terms relating to calibration and evaluation . 3
3.4 List of symbols . 6
4 General test conditions . 8
4.1 Test conditions . 8
4.2 Reference radiation . 8
4.3 Tests requirements . 8
5 Tests and performance requirements . 9
6 Test methods .12
7 Performance tests: intrinsic characteristics .12
7.1 General .12
7.2 Irradiations .12
7.3 Qualification for eliminating the use of the full neutron and photon package .17
7.3.1 Aim of the test .17
7.3.2 Method of test .18
7.3.3 Interpretation of results .18
7.4 Performances tests .18
7.4.1 General.18
7.4.2 Coefficient of variation/linearity .18
7.4.3 Energy and angle dependence of the response .19
7.4.4 Specific test for thermal neutrons .20
8 Performance tests: stability in the range of realistic conditions of use of the dosemeters .21
8.1 Fading . .21
8.1.1 General.21
8.1.2 Method of test .21
8.1.3 Interpretation of results .22
8.2 Ageing .22
8.2.1 General.22
8.2.2 Method of test .23
8.2.3 Interpretation of results .23
8.3 Effect of storage for unexposed dosemeters .24
8.3.1 General.24
8.3.2 Method of test .24
8.3.3 Interpretation of results .24
8.4 Exposure to radiation other than neutrons .24
8.4.1 General.24
8.4.2 Photon radiation .24
8.4.3 Radon .26
8.5 Stability under various climatic conditions .26
8.5.1 General.26
8.5.2 Effect on the dose response .26
8.5.3 Effect for unexposed dosemeters .27
8.6 Effect of light exposure (insensitivity to light) .28
8.6.1 Effect on the dose response .28
8.6.2 Effect for unexposed dosemeters .28
8.7 Drop test .28
8.7.1 Effect on the dose response .29
8.7.2 Effect for unexposed dosemeters .29
8.8 Distance to the phantom.29
8.8.1 General.29
8.8.2 Method of test .30
8.8.3 Interpretation of results .30
8.9 Sealing .30
9 Identification and accompanying documentation .30
9.1 Individual marking .30
9.2 Collective marking .30
9.3 Accompanying documentation .31
Annex A (normative) Dosimetry for the irradiation of the extremities .32
Annex B (normative) Reference and standard test conditions .33
Annex C (informative) Irradiation conditions .34
Annex D (normative) Conversion tables .35
Annex E (normative) Confidence limits .36
Bibliography .39
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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 meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity
assessment, as well as information about ISO’s adherence to the WTO principles in the Technical
Barriers to Trade (TBT) see the following URL: Foreword - Supplementary information
The committee responsible for this document is ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
This first edition of ISO 21909-1 cancels and replaces ISO 21909:2005, which has been technically
revised. It also incorporates the Technical Corrigendum ISO 21909-1:2005/Cor:2007.
ISO 21909 consists of the following parts, under the general title Passive neutron dosimetry systems:
— Part 1: Performance and test requirements for personal dosimetry
This corrected version of ISO 21909-1:2015 includes various editorial corrections and Figure 2 has
been modified.
Introduction
ISO 21909-1 gives performance and test requirements for passive dosimetry systems to be used for
the determination of personal dose equivalent, H (10), in neutron fields with energies ranging from
p
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 an
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) packed together, incorporating some means of
identification;
c) treatment to prepare the dosemeter before irradiation and/or before reading;
d) a reader which is used to read out the stored signal from the detector, and the associated algorithm,
if applicable, aiming at determining the personal dose equivalent.
This part of ISO 21909 aims at covering all passive neutron detectors that can be used as a personal
dosemeter in part or in all of the above-mentioned neutron energy range. This part of ISO 21909 does not
focus on any technique in particular, but intends to be general, including when new techniques emerge.
When distinctions are necessary, they are defined in as generic way as possible: disposable/reusable
dosemeters and photon-sensitive dosemeters. In conclusion, no performance tests are dedicated to one
particular technique, unless it is absolutely necessary, in order for this part of ISO 21909 to reach a
global coherence between the different available techniques. Consequently, this part of ISO 21909 aims
to define performance tests leading to similar results independent of the techniques used.
The main objective of this part of ISO 21909 is to achieve correspondence between performance tests
and conditions of use at workplaces. Dosimetry systems complying with this part of ISO 21909 are
wanted to give consistent annual dosimetry in standard workplace environments. Reaching such an
objective means that this part of ISO 21909 takes into account the various situations of exposure in
terms of dose levels and neutron energy distributions.
Annual exposures of many workers usually consist of the sum of several low doses close to the minimal
recording value. The dosemeter needs therefore to be well characterized, not only for relatively high
dose measurement but also for low doses, to make sure the annual dose is given with an adequate
uncertainty. In this part of ISO 21909, there is no description of test aiming at determining the detection
threshold by measuring the background signal of the dosemeter when it is not irradiated. But all the
tests aiming at characterizing the dosimetric performance of the system (coefficient of variation and
linearity, energy and angular responses) are required at two levels of dose: around 1 mSv and close to the
minimal 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.
In other words, the main goal of this part of ISO 21909 is to ensure that a dosemeter is reliable enough
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 mean
energies of the dose equivalent distributions of the most common reference radiations (e.g. Am-Be
or Cf neutron sources) as used for calibration are generally higher than the ones encountered in
workplaces. The performance of the dosemeters for energies situated between a few tens and a few
hundreds of keV needs notably 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 part of ISO 21909.
For the performance tests aiming at characterizing stability of dosimetric performances of the dosimetry
systems in the range of realistic conditions of use of the dosemeters (influence of fading, ageing,
radiation other than neutrons, harsh climatic conditions, light exposure, physical damage, and sealing),
241 252
it is considered to be sufficient to use only one neutron source (e.g. Am-Be or Cf neutron sources).
vi © ISO 2015 – All rights reserved

This part of ISO 21909 does not present performance tests aiming at 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.
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.
Moreover, to deal with dosimetry systems whose energy and direction dependences of response do not
fulfil all the requirements of this part of ISO 21909, another document would be needed to complete
this part of ISO 21909, giving complementary specific recommendations. In this case, a study at the
workplace where the dosemeters are used is necessary to complete all the tests performed according
to this part of ISO 21909. This new part would give recommendations to qualify the dosimetry system
at the workplace, giving a methodology. Even when the dosimetry system fulfils the requirements of
this part of ISO 21909, it may still be desirable to make a similar study at the workplace (this will be the
subject of a future part of ISO 21909.
This part of ISO 21909 also needs to be extended in the future to another part for the ambient dose
equivalent H*(10) for ambient and environmental dosimetry.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 21909-1:2015(E)
Passive neutron dosimetry systems —
Part 1:
Performance and test requirements for personal dosimetry
1 Scope
This part of ISO 21909 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 . No distinction between the different techniques
available in the market place is made in the description of the tests. Only generic distinctions, as
disposable or reusable dosemeters for instance, are considered. This part of ISO 21909 gives information
for extremity dosimetry, based on recommendations given by ICRU Report 66 in Annex A.
2 Normative references
The following documents, in whole or in part, are normatively referenced in this document and are
indispensable for its application. For dated references, only the edition cited applies. For undated
references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
ISO 8529-1:2001, 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
ISO/IEC Guide 98-3, Uncertainty of measurement — Part 3: Guide to the expression of uncertainty in
measurement (GUM:1995)
3 Terms, definitions, and symbols
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
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]
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. The present standard 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.
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
dosemeter worn by a person for determining the personal dose equivalent received
[SOURCE: IEC 60050-394:2007, 394-31-11 modified — Notes 1 and 2 were removed.]
3.2 Terms relating to quantities
3.2.1
absorbed dose
D
quotient of dε by dm, where dε is the mean energy imparted to matter of mass dm thus
dε
D=
dm
−1
Note 1 to entry: The unit of absorbed dose is joule per kilogram (J·kg ). The special name for the unit of absorbed
dose is Gray (Gy).
[SOURCE: ICRU 60, 4.2.5]
3.2.2
quality factor
Q
number by which the absorbed dose (3.2.1) (D) is multiplied to reflect the relative biological effectiveness
of the radiation, the result being the dose equivalent (3.2.3)
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 4.1.6.6]
3.2.3
dose equivalent
H
product of D and Q at a point in tissue, where D is the absorbed dose (3.2.1) and Q is the quality factor
(3.2.2) for the specific radiation at this point, thus
HD=⋅ Q
2 © ISO 2015 – All rights reserved

−1
Note 1 to entry: The unit of dose equivalent is joule per kilogram (J·kg ), and its special name is Sievert (Sv).
[SOURCE: ICRP 103:2007]
3.2.4
ICRU sphere
sphere of 30 cm diameter made of tissue equivalent material with a density of 1 g/cm and a mass
composition of 76,2 % oxygen, 11,1 % carbon, 10,1 % hydrogen, and 2,6 % nitrogen
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 4.1.6.4, modified]
3.2.5
fluence
quotient of dN divided by da, where dN is the number of incident particles on a sphere of cross-
sectional area da
−2 −2
Note 1 to entry: The SI unit of fluence is m , a frequently unit used is cm .
[SOURCE: ISO 8529-1:2001, modified]
3.2.6
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent (3.2.3) in soft tissue at an appropriate depth, d, below a specified point where the
dosemeter is worn/mounted, i.e. on the human body or a calibration phantom
−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 dosemeter is worn.
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 4.1.6.8.3, modified]
3.2.7
conversion coefficient
h (d,E,α)
pΦ
quotient of the personal dose equivalent, H (d), and the neutron fluence, Φ, at a point in the radiation
p
field used to convert neutron fluence into the personal dose equivalent at d 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 Terms relating to 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
n
i=1
3.3.2
conventional quantity value
H
quantity value attributed by agreement to a quantity for a given purpose
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.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12, 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
indications 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
quotient of the conventional quantity value (3.3.2), H , divided by the reading, M (3.3.15), derived under
standard conditions, given by the following formula:
H
N=
M
3.3.5
calibration quantity
physical quantity used to establish the calibration of the dosemeter
Note 1 to entry: For the purpose of this part of ISO 21909, the calibration quantity is the personal dose equivalent
at 10 mm depth in the ICRU tissue slab phantom, H (10).
p
3.3.6
sample standard deviation
s
parameter for a series of n measurements, x , characterizing the dispersion and given by the
i
following formula:
n
s= xx−
∑()
i
n−1
i=1
where
x is the arithmetic mean of the results of n measurements.
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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:
n
s 11
C == xx−
()
∑
i
n−1
xx
i=1
[SOURCE: IEC 60050-394, 394-40-14]
3.3.8
detection threshold
minimum measured dose equivalent which is significantly higher (at the 95 % confidence level) than
the mean dose equivalent of a sample of unirradiated dosemeters
3.3.9
minimal recording value
H
min
minimal 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 would be logically at least equal or lower to the legal threshold of the country. Depending on
min
the country or the dosimetry laboratory, H is different: 0,10; 0,20 or 0,30 mSv, for example.
min
Note 2 to entry: In this part of ISO 21909, H shall be equal to 0,3 mSv at maximum: H ≤ 0,3 mSv.
min min
3.3.10
in-field calibration
procedure to calibrate neutron dosemeters in neutron fields representative of a working environment
for which the personal dose equivalent rates or neutron spectra and angle distributions have been
determined by appropriate methods and hence are sufficiently well known
3.3.11
influence quantity
quantity (parameter) that may have a bearing on the results of a measurement without being the
objective of the measurement
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.1, modified]
3.3.12
measured dose equivalent
M
H
product of the reading, M, and the calibration factor, N:
M
HM=⋅N
Note 1 to entry: More elaborate algorithms may also be used.
3.3.13
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 exceptional cases of very non-uniform irradiations, the method described in the ICRU
report 66, to perform a dosimetry for irradiations of the extremities, may be used. Therefore, a pillar or rod
phantom may be employed.
[SOURCE: ISO 12749-2, 4.1.6.1 modified — Notes 1 and 2 added.]
3.3.14
read out
process of determining the indication of a detector or dosemeter reader
3.3.15
reading
M
quantitative indication of a detector or dosemeter when it is read out, generally corrected for
background, ageing, fading and non-linearity of the process or the read out system
3.3.16
reference conditions
set of influence quantities for which the calibration factor is valid without any correction
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.2, modified]
3.3.17
response
R
M
measured dose equivalent, H , divided by the conventional quantity value (3.3.2) of the dose equivalent,
H , as given by the following formula:
M
H
R=
H
M
Note 1 to entry: The reading, M, is converted into dose equivalent, H , by multiplying M by an appropriate
conversion coefficient or by using a more elaborate algorithm.
M
H (10)
p
Note 2 to entry: In this part of ISO 21909, the quantity is personal dose equivalent: R= .
H (10)
p
M
Note 3 to entry: In this part of ISO 21909, for the sake of shortness, H = H is used.
Note 4 to entry: For the specified reference conditions, the response is the reciprocal of the calibration factor.
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]
3.3.18
standard test conditions
range of values of a set of influence quantities under which a calibration or a determination of response
is carried out
3.4 List of symbols
The list of the symbols used in this part of ISO 21909 is given in Table 1.
6 © ISO 2015 – All rights reserved

Table 1 — List of symbols
Symbol Meaning Unit
C Coefficient of variation -
D Absorbed dose Gy
ageing
D T - T days
2 1
max
fading
D Maximal period of storage in days between irradiation and read out days
max
d Depth in ICRU 4-element or soft tissue. Recommended depths are 0,07 mm, 3 mm
mm
and 10 mm.
H Dose equivalent Sv
Personal dose equivalent whose value is chosen in the following range:
H Sv
HD
0,8 mSv < H < 2 mSv
HD
M
H Measured dose equivalent Sv
H Minimal 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
H
Personal dose equivalent of the conventional quantity value Sv
p
h (10;E,α) Conversion coefficient Sv·m
pΦ
H Conventional quantity value (of a quantity) Sv
H Conventional quantity value for neutron irradiations only Sv
neutron
H Conventional quantity value for photon irradiations only Sv
photon
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 irradi-
j -
ated 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 -
R Reference response -
r Permitted value -
r Maximal permitted value -
max
r Minimal permitted value -
min
s Sample (experimental) standard deviation -
Minimal period between the manufacturing date for disposable dosemeter or the day
T when the reset is done for reusable dosemeters and the first day of possible irradia- days
tion
Maximal period between the manufacturing date for disposable dosemeter or the
T day when the reset is done for reusable dosemeters and last day of possible irradia- days
tion
t Student t-factor for n measurements -
n-1
Table 1 (continued)
Symbol Meaning Unit
U Expanded uncertainty -
U Expanded uncertainty of conventional quantity values -
−2
ϕ Fluence m
Arithmetic mean -
x
This part of ISO 21909 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 (see Annex B), except if otherwise is stated.
The actual conditions should be indicated in the test report. These conditions should not undergo large
or rapid changes during a series of measurements.
4.2 Reference radiation
The reference radiation fields defined in ISO 8529-1 shall be used. The performance tests aimed at
characterizing the intrinsic properties of the dosimetry system (coefficient of variation, linearity,
energy and angular dependences) shall be carried out for different energy distributions (e.g. Am-
Be or Cf neutron sources, mono-energetic fields at different energies). For the performance tests
aimed at assessing changes to characteristics due to internal or external conditions (fading, influence
241 252
of photons, etc.), it is sufficient to use only one neutron field (e.g. Am-Be or Cf neutron sources).
Information on irradiation conditions is found in Annex C
.
Moreover, a specific section dedicated to extremity dosimetry is given in Annex A.
NOTE 1 No tests are performed using simulated workplace neutron fields defined in ISO 12789-1 because of
the very limited availability of facilities delivering such fields.
NOTE 2 For dosimetry systems calibrated using in-field calibration, some tests can also be performed in these
fields. See Annexes C and D.
4.3 Tests requirements
Tests focus on the dosimetric performance of the dosimetry systems in all conditions of use of the
dosemeters. The objective is to test that any dosemeter gives results with sufficient accuracy when
going through all the processes in the laboratory (storage, packaging, possible preparative treatments,
unpackaging, possible treatments before reading and the read out itself), delivery to the customer and
use by the customer in any realistic situation.
No tests are proposed for the parameters of the systems and processes operated in the laboratory
capable of influencing the reproducibility and stability of dosimetric performance, mainly because
systems and processes can be strongly dependent on the dosimetric technique used. Nevertheless,
the importance of treating this question, taking into account specifications of the manufacturer and
8 © ISO 2015 – All rights reserved

conditions of use in the laboratory, is underlined. The critical parameters for processing of dosemeters
have to be described.
5 Tests and performance requirements
The following general requirements apply to the tests for all dosimetry systems:
a) The tests are performed on a specified number of dosemeters randomly selected among dosemeters
used in the routine process;
b) Type tests are made to assess the basic characteristics of the dosimetry systems and are often
ensured by recognized national laboratories. This part of ISO 21909 describes type tests only;
c) The performance requirements are listed in Tables 2 and 3. They are divided into two categories:
1) requirements testing the dosimetric performances of the dosimetry systems (coefficient of
variation and linearity, energy and angle dependence of the response);
2) requirements testing the stability of dosimetric performances of the dosimetry systems in the
range of realistic conditions of use of the dosemeters (influence of fading, ageing, radiation
other than neutrons, harsh climatic conditions, light exposure, physical damage, sealing).
d) The global processing to store, prepare and analyse the dosemeters shall be performed in
accordance with the routine process. More specifically, in case background dosemeters are used to
evaluate and to subtract the background noise, these dosemeters would need to be used as in the
routine procedure;
e) The laboratory should explain how the total H (10) as well as the specific neutron component are get.
p
Table 2 — Requirements for the dosimetric performances of the dosimetry systems
Personal
Performance
dose
Types of
Number requirement
equivalent
Characteristic Performance dosimetry
No. of for the
under test requirement systems and
H
dosemeters coefficient of
p
components
(mSv)
variation C
r r r
min max
0,1 12 40 %
7.4.2 Coefficient of 0,2 to 0,4 12 30 %
variation and 0,5 6 –30 % +35 % 20 %
linearity 0,8 6 15 %
≥1 6 10 %
All
Personal
Performance Performance Performance
dose
requirement requirement requirement
equivalent
H
p
at 0° at 30° at 60°
(mSv)
Energy and
angle
7.4.3 r r r r r r
min max min max min max
dependence of
the response
0,1 −60 % +150 % −70 % +230 % −80 % +300 %
0,2 −55 % +120 % −60 % +150 % −70 % +230 %
0,3 ; 0,4 −50 % +100 % −55 % +120 % −65 % +190 %
≥0,5 −40 % +70 % −50 % +100 % −60 % +150 %
Table 3 — Performance requirements testing the evolution of the dosimetry systems in
function of internal or external conditions
Types of
Performance dosimetry
No. Performance requirements
characteristics systems and
components
The response of dosimetry systems irradiated at the beginning
of a storage period shall not change by more than −15 % +18 %
for a storage period under standard test conditions correspond-
Fading (stability of
8.1 All
fading
the latent image)
ing to the maximal period of storage D between irradia-
max
tion and read out in the laboratory.
All, but the
definition of
ageing
D before
max
The response of dosimetry systems irradiated at the end of a
irradiation
storage period shall not vary by more than −15 % +18 % for a
8.2 Ageing
storage depends
ageing
storage period D under standard test conditions.
on whether the
max
dosemeters are
disposable or
reusable.
10 © ISO 2015 – All rights reserved

Table 3 (continued)
Types of
Performance dosimetry
No. Performance requirements
characteristics systems and
components
A maximum of 10 % of unirradiated dosemeters present a
measured dose equivalent H higher than H . Moreover, no
M min
dosemeter shall present a measured dose equivalent H
...

NORME ISO
INTERNATIONALE 21909-1
Première édition
2015-12-15
Version corrigée
2015-12-15
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
©
ISO 2015
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Tel. [phone]
Fax [phone]
[e-mail]
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Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes, définitions et symboles . 1
3.1 Termes généraux et leurs définitions . 2
3.2 Termes relatifs aux grandeurs . 2
3.3 Termes relatifs à l’étalonnage et l’évaluation . 4
3.4 Liste des symboles . 7
4 Conditions générales d’essai . 8
4.1 Conditions d’essai . 8
4.2 Rayonnements de référence . 8
4.3 Exigences relatives aux essais . . 9
5 Essais et exigences de fonctionnement . 9
6 Méthodes d’essai .12
7 Essais de fonctionnement: caractéristiques intrinsèques .12
7.1 Généralités .12
7.2 Irradiations .13
7.3 Qualification en vue de supprimer l’utilisation du dosimètre combiné pour
neutrons et photons .17
7.3.1 Objectif de l’essai .17
7.3.2 Méthode d’essai .18
7.3.3 Interprétation des résultats .18
7.4 Essais de fonctionnement .18
7.4.1 Généralités .18
7.4.2 Coefficient de variation/linéarité .19
7.4.3 Dépendances énergétique et angulaire de la réponse .20
7.4.4 Essai spécifique pour les neutrons thermiques .21
8 Essais de fonctionnement: stabilité dans la gamme des conditions réalistes
d’utilisation des dosimètres .21
8.1 Effacement .21
8.1.1 Généralités .21
8.1.2 Méthode d’essai .22
8.1.3 Interprétation des résultats .22
8.2 Vieillissement .22
8.2.1 Généralités .22
8.2.2 Méthode d’essai .23
8.2.3 Interprétation des résultats .23
8.3 Effet du stockage pour des dosimètres non exposés .24
8.3.1 Généralités .24
8.3.2 Méthode d’essai .24
8.3.3 Interprétation des résultats .24
8.4 Exposition aux rayonnements autres que neutroniques .24
8.4.1 Généralités .24
8.4.2 Rayonnements photoniques .24
8.4.3 Radon .26
8.5 Stabilité dans des conditions climatiques variées .26
8.5.1 Généralités .26
8.5.2 Effet sur la réponse en dose .26
8.5.3 Effet pour des dosimètres non exposés .27
8.6 Effet de l’exposition à la lumière (insensibilité à la lumière) .28
8.6.1 Effet sur la réponse en dose .28
8.6.2 Effet pour des dosimètres non exposés .28
8.7 Essai de chute .28
8.7.1 Effet sur la réponse en dose .29
8.7.2 Effet pour des dosimètres non exposés .29
8.8 Distance par rapport au fantôme .29
8.8.1 Généralités .29
8.8.2 Méthode d’essai .30
8.8.3 Interprétation des résultats .30
8.9 Étanchéité .30
9 Documentation d’identification et d’accompagnement .30
9.1 Marquage individuel .30
9.2 Marquage collectif .30
9.3 Documentation d’accompagnement.31
Annex A (normative) Dosimétrie pour l’irradiation des extrémités .32
Annex B (normative) Conditions de référence et conditions normales d’essai .33
Annex C (informative) Conditions d’irradiation .34
Annex D (normative) Tableaux de conversion .36
Annex E (normative) Limites de confiance .37
Bibliographie .41
iv © ISO 2015 – Tous droits réservés

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 appelée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou 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 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’OMC concernant les obstacles techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: Avant-propos —
Informations supplémentaires.
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette première édition de l’ISO 21909-1 annule et remplace l’ISO 21909:2005, qui a fait l’objet d’une
révision technique. Elle incorpore également le Rectificatif technique ISO 21909‑1:2005/Cor:2007.
L’ISO 21909 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Systèmes dosimétriques
passifs pour les neutrons:
— Partie 1: Exigences de fonctionnement et d’essai pour la dosimétrie individuelle
La présente version corrigée de l’ISO 21909-1:2015 inclut des corrections éditoriales dans tout le
document ainsi que la modification de la Figure 2.
Introduction
L’ISO 21909‑1 spécifie les exigences de fonctionnement et d’essai des systèmes dosimétriques passifs
devant être utilisés pour la détermination de l’équivalent de dose individuel, H (10), dans une gamme
p
d’énergies des champs neutroniques s’étendant des énergies thermiques à 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 plusieurs détecteurs réunis dans le même boîtier, incorporant un
moyen d’identification;
c) un traitement pour préparer le dosimètre préalablement à l’irradiation et/ou à la lecture;
d) 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.
La présente partie de l’ISO 21909 est destinée à couvrir tous les détecteurs passifs de neutrons
utilisables comme dosimètres individuels dans une partie ou dans toute la gamme d’énergies
neutroniques mentionnée ci-dessus. La présente partie de l’ISO 21909 ne se concentre pas sur une
technique en particulier, mais a pour objectif d’être de portée générale, en incluant les nouvelles
techniques émergentes. Lorsque des distinctions sont nécessaires, elles sont définies de manière aussi
générale que possible: 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 afin que la présente partie de l’ISO 21909 atteigne une cohérence globale entre les
différentes techniques disponibles. Par conséquent, la présente partie de l’ISO 21909 vise à définir des
essais de fonctionnement conduisant à des résultats similaires quelle que soit la technique utilisée.
Le principal objectif de la présente partie de l’ISO 21909 est d’établir une correspondance entre
les essais de fonctionnement et les conditions d’utilisation aux postes de travail. Les systèmes
dosimétriques conformes à la présente partie de l’ISO 21909 sont requis pour donner une dosimétrie
annuelle cohérente dans des environnements de poste de travail standards. Pour atteindre un tel
objectif, la présente partie de l’ISO 21909 doit tenir 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 sont habituellement composées de la
somme de plusieurs faibles doses proches de la valeur minimale d’enregistrement. Le dosimètre doit
donc être bien caractérisé, non seulement pour le mesurage d’une dose relativement élevée, mais aussi
pour de faibles doses, pour s’assurer que la dose annuelle est donnée avec une incertitude adéquate.
La présente partie de l’ISO 21909 ne contient aucune description d’essais visant à déterminer le seuil
de détection en mesurant le signal de fond du dosimètre alors qu’il n’est pas irradié. Par contre, tous
les essais visant à caractériser les performances dosimétriques du système dosimétrique (coefficient
de variation et linéarité, réponses en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence) 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 rencontrée aux
postes de travail.
En d’autres termes, le principal objectif de la présente la présente partie de l’ISO 21909 est de s’assurer
qu’un dosimètre est suffisamment fiable pour 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 énergies
moyennes des distributions d’équivalent de dose des rayonnements de référence les plus courants (par
241 252
exemple les sources de neutrons Am-Be ou Cf) utilisés pour l’étalonnage sont généralement plus
élevées que celles rencontrées aux postes de travail. Les performances des dosimètres pour des énergies
situées entre quelques dizaines et quelques centaines de keV doivent notamment être déterminées pour
vi © ISO 2015 – Tous droits réservés

garantir une réponse correcte pour la plupart des postes de travail. Pour répondre à ce besoin, certains
essais de fonctionnement avec des champs neutroniques monoénergétiques de faibles énergies sont
requis dans la présente partie de l’ISO 21909.
En ce qui concerne les essais de fonctionnement visant à caractériser la stabilité des performances
dosimétriques des systèmes dosimétriques dans la gamme des conditions d’utilisation réalistes des
dosimètres (influence de l’effacement, du vieillissement, de rayonnements autres que neutroniques, de
conditions climatiques rudes, de l’exposition à la lumière, de dommages physiques et de l’étanchéité),
on considère qu’il suffit d’utiliser une seule source de neutrons (par exemple les sources de neutrons
241 252
Am-Be ou Cf).
La présente partie de l’ISO 21909 ne décrit pas d’essais de fonctionnement visant à 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.
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.
Par ailleurs, pour traiter des systèmes dosimétriques dont les réponses en fonction de l’énergie et
de l’angle d’incidence ne satisfont pas à toutes les exigences de la présente partie de l’ISO 21909, un
autre document serait nécessaire pour compléter la présente partie de l’ISO 21909 et donner des
recommandations complémentaires spécifiques. Dans ce cas, une étude au poste de travail où les
dosimètres sont utilisés est nécessaire pour compléter l’ensemble des essais réalisés conformément
à la présente partie de l’ISO 21909. Cette nouvelle partie donnerait des recommandations afin de
qualifier le système dosimétrique au poste de travail, en indiquant une méthodologie. Même lorsque
le système dosimétrique satisfait aux exigences de la présente partie de l’ISO 21909, il peut néanmoins
être souhaitable de réaliser une étude similaire au poste de travail (Ceci fera l’objet d’une future partie
de l’ISO 21909).
La présente partie de l’ISO 21909 doit également être ultérieurement complétée par une autre partie
relative à l’équivalent de dose ambiant H*(10) pour la dosimétrie ambiante et environnementale.
NORME INTERNATIONALE ISO 21909-1:2015(F)
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons —
Partie 1:
Exigences de fonctionnement et d’essai pour la
dosimétrie individuelle
1 Domaine d’application
La présente partie de l’ISO 21909 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
p
1)
s’étendant des énergies thermiques à 20 MeV . Aucune distinction entre les différentes techniques
disponibles sur le marché n’est faite dans la description des essais. Seules des distinctions générales,
telles que dosimètres à usage unique ou réutilisables par exemple, sont prises en compte. L’Annexe A
de la présente partie de l’ISO 21909 fournit des informations relatives à la dosimétrie aux extrémités,
basées sur les recommandations données dans le Rapport 66 de l’ICRU.
2 Références normatives
Les documents suivants, en totalité ou en partie, sont référencés de manière normative dans le présent
document et sont indispensables pour son application. Pour les références datées, seule l’édition citée
s’applique. Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y
compris les éventuels amendements).
ISO 29661, Champs de rayonnement de référence pour la radioprotection — Définitions et concepts
fondamentaux
ISO 8529-1:2001, 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
Guide ISO/IEC 98-3, Incertitude de mesure — Partie 3: Guide pour l’expression de l’incertitude de
mesure (GUM:1995)
3 Termes, définitions et symboles
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
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. La présente norme 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.
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 préférentiel.]
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
dosimètre porté par une personne en vue de déterminer l’équivalent de dose qu’elle aura reçue
[SOURCE: IEC 60050‑394:2007, 394‑31‑11 modifiée — les Notes 1 et 2 ont été supprimées.]
3.2 Termes relatifs aux grandeurs
3.2.1
dose absorbée
D
quotient de dε par dm, où dε est l’énergie moyenne impartie à une masse dm de matière, donc
dε
D=
dm
−1
Note 1 à l’article: L’unité de dose absorbée est le joule par kilogramme (J·kg ). Le nom spécial de l’unité de dose
absorbée est le Gray (Gy).
[SOURCE: ICRU 60, 4.2.5]
3.2.2
facteur de qualité
Q
nombre par lequel la dose absorbée (3.2.1) (D) est multipliée pour refléter l’efficacité biologique relative
du rayonnement, le résultat étant l’équivalent de dose (3.2.3)
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 4.1.6.6]
2 © ISO 2015 – Tous droits réservés

3.2.3
équivalent de dose
H
produit de D et Q au point D considéré dans le tissu, où D est la dose absorbée (3.2.1) et Q est le facteur de
qualité (3.2.2) pour le rayonnement spécifique en ce point, donc
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: CIPR 103:2007]
3.2.4
sphère ICRU
sphère de 30 cm de diamètre constituée d’un matériau équivalent tissu ayant une masse volumique de
1 g/cm et une composition massique de 76,2 % d’oxygène, 11,1 % de carbone, 10,1 % d’hydrogène et
2,6 % d’azote
[SOURCE: ISO 12749‑2:2013, 4.1.6.4, modifiée]
3.2.5
fluence
quotient de dN par da, où dN est le nombre de particules incidentes sur une sphère de section
transversale da
−2 −2
Note 1 à l’article: L’unité SI de fluence est le m ; le cm est une unité fréquemment utilisée.
[SOURCE: ISO 8529‑1:2001, modifiée]
3.2.6
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose (3.2.3) dans les tissus mous, à une profondeur appropriée, d, au-dessous d’un point
spécifié où le dosimètre est porté/monté, c’est-à-dire sur le corps humain ou sur un fantôme d’étalonnage
−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: ISO 12749‑2:2013, 4.1.6.8.3, modifiée]
3.2.7
coefficient de conversion
h (d,E,α)
pΦ
quotient de l’équivalent de dose individuel, H (d), par la fluence neutronique, Φ, en un point du champ
p
de rayonnement, et utilisé pour convertir la fluence neutronique en équivalent de dose individuel à une
profondeur de d 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 SI du coefficient de conversion est le Sv⋅m . Le pSv⋅cm est une unité du coefficient de
conversion qui est fréquemment utilisée.
3.3 Termes relatifs à l’étalonnage et l’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
n
i=1
3.3.2
valeur conventionnelle d’une grandeur
H
valeur attribuée à une grandeur par un accord pour un usage donné
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.
[SOURCE: Guide ISO/IEC 99:2007, 2.12, modifié]
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 indications
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
quotient de la valeur conventionnelle d’une grandeur (3.3.2), H , par la valeur de lecture, M (3.3.15),
déterminé dans des conditions normalisées, donné par la formule suivante:
H
N=
M
3.3.5
grandeur d’étalonnage
grandeur physique utilisée pour établir l’étalonnage du dosimètre
Note 1 à l’article: Pour les besoins de la présente partie de l’ISO 21909, 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
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3.3.6
écart-type de l’échantillon
s
paramètre d’une série de n mesures, x , caractérisant la dispersion et donné par la formule suivante:
i
n
s= xx−
()
∑
i
n−1
i=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
i
formule suivante:
n
s 11
C == xx−
()
∑
i
n−1
xx
i=1
[SOURCE: IEC 60050-394, 394-40-14]
3.3.8
seuil de détection
valeur minimale de l’équivalent de dose mesuré qui est significativement supérieure (au niveau de
confiance de 95 %) à l’équivalent de dose moyen d’un échantillon de dosimètres non irradiés
3.3.9
valeur minimale d’enregistrement
H
min
valeur minimale de dose qui est enregistrée, c’est‑à‑dire limite inférieure de la gamme de doses, définie
par le laboratoire de dosimétrie
Note 1 à l’article: H sera logiquement au moins égale ou inférieure au seuil légal du pays. Selon le pays ou le
min
laboratoire de dosimétrie, H est différent: 0,10, 0,20 ou 0,30 mSv, par exemple.
min
Note 2 à l’article: Dans la présente partie de l’ISO 21909, H doit être égal à 0,3 mSv au maximum: H ≤ 0,3 mSv.
min min
3.3.10
étalonnage en champ
mode opératoire permettant d’étalonner des dosimètres pour les neutrons dans des champs
neutroniques représentatifs d’un environnement de travail pour lequel les débits d’équivalent de dose
individuel ou les distributions neutroniques spectrales et angulaires ont été déterminés selon des
méthodes appropriées et qui sont donc suffisamment bien connus
3.3.11
grandeur d’influence
grandeur (paramètre) qui peut avoir un effet sur les résultats de mesure, sans être l’objet du mesurage
[SOURCE: ISO 8529‑3:1998, 3.2.1, modifiée]
3.3.12
équivalent de dose mesuré
M
H
produit de la valeur de lecture, M, et du facteur d’étalonnage, N:
M
HM=⋅N
Note 1 à l’article: Des algorithmes plus élaborés peuvent également être utilisés.
3.3.13
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, on utilise le fantôme plaque
d’eau ISO 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 des cas exceptionnels d’irradiations non uniformes, il est possible d’utiliser la méthode
décrite dans le rapport n° 66 de l’ICRU pour réaliser la dosimétrie relative à l’irradiation des extrémités. Par
conséquent, un fantôme colonne ou rondin peut être employé.
[SOURCE: ISO 12749‑2, 4.1.6.1 modifiée — Notes 1 et 2 ajoutées.]
3.3.14
lecture
opération consistant à déterminer l’indication fournie par un lecteur de détecteur ou de dosimètre
3.3.15
valeur de lecture
M
indication quantitative fournie par un détecteur ou un dosimètre 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
3.3.16
conditions de référence
conditions qui représentent la série des valeurs des grandeurs d’influence pour lesquelles le facteur
d’étalonnage est valable sans effectuer de correction
[SOURCE: ISO 8529‑3:1998, 3.2.2, modifiée]
3.3.17
réponse
R
M
quotient de l’équivalent de dose mesuré, H , par la valeur conventionnelle d’une grandeur (3.3.2) de
l’équivalent de dose, H , comme donné par la formule suivante:
M
H
R=
H
M
Note 1 à l’article: La valeur de lecture, M, est convertie en équivalent de dose, H , en multipliant M par un
coefficient de conversion approprié ou en utilisant un algorithme plus élaboré.
Note 2 à l’article: Dans la présente partie de l’ISO 21909, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose
M
H (10)
p
individuel: R= .
H (10)
p
M
Note 3 à l’article: Dans la présente partie de l’ISO 21909, pour des raisons de brièveté, on utilise, H = H.
Note 4 à l’article: Pour les conditions de référence spécifiées, la réponse est l’inverse du facteur 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]
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3.3.18
conditions normales d’essai
plage de valeurs d’un ensemble de grandeurs d’influence dans laquelle est effectué un étalonnage ou
une détermination de réponse
3.4 Liste des symboles
La liste des symboles utilisés dans la présente partie de l’ISO 21909 est donnée dans le Tableau 1.
Tableau 1 — Liste des symboles
Symbole Signification Unité
C Coefficient de variation -
D Dose absorbée Gy
vieillissement
D T - T jours
2 1
max
effacement
D Période maximale de stockage, en jours, entre l’irradiation et la lecture jours
max
d Profondeur dans l’élément ICRU 4 ou les tissus mous. Les profondeurs recomman-
mm
dées sont 0,07 mm, 3 mm et 10 mm.
H Équivalent de dose Sv
Équivalent de dose individuel dont la valeur est choisie dans la gamme suivante:
H Sv
HD
0,8 mSv < H < 2 mSv
HD
M
H Équivalent de dose mesuré Sv
H Valeur minimale d’enregistrement Sv
min
H (d) Équivalent de dose individuel à une profondeur d Sv
p
H (10) Équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm Sv
p
H Équivalent de dose individuel de la valeur conventionnelle d’une grandeur Sv
p
h (d,E,α) Coefficient de conversion Sv·m
pϕ
H Valeur conventionnelle d’une grandeur Sv
H Valeur conventionnelle d’une grandeur pour irradiations neutroniques uniquement Sv
neutron
H Valeur conventionnelle d’une grandeur pour irradiations photoniques uniquement Sv
photon
H*(10) Équivalent de dose ambiant à une profondeur de 10 mm Sv
i Code indicateur pour un groupe soumis à une grandeur d’influence spécifique -
Code indicateur pour un groupe soumis à un dosimètre spécifique sur n dosimètres
j -
également irradiés
k Code indicateur pour un groupe soumis à une série spécifique d’irradiation -
M Valeur de lecture Sv
N Facteur d’étalonnage -
n Nombre de dosimètres également irradiés dans un groupe -
Q Facteur de qualité -
R Réponse -
R Réponse de référence -
r Valeur autorisée -
r Valeur maximale autorisée -
max
r Valeur minimale autorisée -
min
Tableau 1 (suite)
Symbole Signification Unité
s Écart-type de l’échantillon (expérimental) -
Période minimale entre la date de fabrication pour un dosimètre à usage unique ou le
T jour où les dosimètres réutilisables sont réinitialisés et le premier jour d’irradiation jours
possible
Période maximale entre la date de fabrication pour un dosimètre à usage unique ou
T le jour où les dosimètres réutilisables sont réinitialisés et le dernier jour d’irradiation jours
possible
t Facteur t-de Student pour n mesures -
n-1
U Incertitude élargie -
U Incertitude élargie de valeurs conventionnelles d’une grandeur -
−2
ϕ Fluence m
Moyenne arithmétique -
x
La présente partie de l’ISO 21909 utilise les unités SI. Toutefois, les unités de temps et d’énergie
suivantes, d’importance pratique, sont utilisées selon les besoins:
— jours (d) et heures (h) pour le temps;
–19
— électron-volt (eV) sachant que 1 eV = 1,602 × 10 J.
-1
L’unité SI de l’équivalent de dose est le J kg . Toutefois, le nom spécial de l’unité d’équivalent de dose est
le Sievert (Sv).
4 Conditions générales d’essai
4.1 Conditions d’essai
Tous les essais doivent être exécutés dans des conditions normales d’essai (voir Annexe B), sauf indication
contraire. Il convient d’indiquer les conditions réelles dans le rapport d’essai. Il convient que ces conditions
réelles ne subissent pas de variations importantes ou rapides au cours d’une série de mesurages.
4.2 Rayonnements de référence
Les champs de rayonnement de référence qui doivent être utilisés sont définis dans l’ISO 8529‑1. Les
essais de fonctionnement visant à caractériser les propriétés intrinsèques du système dosimétrique
(coefficient de variation, linéarité, dépendances énergétique et angulaire) doivent être effectués pour
241 252
différentes distributions d’énergie (par exemple sources de neutrons Am-Be ou Cf, champs
monoénergétiques de différentes énergies). Pour les essais de fonctionnement visant à évaluer
les variations des caractéristiques en fonction des conditions internes ou externes (effacement,
influence des photons, etc.), il suffit d’utiliser un seul champ neutronique (par exemple sources de
241 252
neutrons Am-Be ou Cf). L’Annexe C fournit des informations sur les conditions d’irradiation.
Par ailleurs, une section spécifique dédiée à la dosimétrie aux extrémités est donnée à l’Annexe A.
NOTE 1 Aucun essai n’est effectué en utilisant les champs neutroniques simulant ceux de postes de travail
définis dans l’ISO 12789‑1 en raison de la disponibilité très limitée d’installations produisant de tels champs.
NOTE 2 Pour les systèmes dosimétriques étalonnés en champ, certains essais peuvent également être
effectués dans ces champs. Voir les Annexes C et D.
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4.3 Exigences relatives aux essais
Les essais se concentrent sur les performances dosimétriques des systèmes dosimétriques dans toutes
les conditions d’utilisation des dosimètres. L’objectif est de s’assurer par des essais que tout dosimètre
donne des résultats avec une précision suffisante en passant par toutes les étapes de traitement en
laboratoire (stockage, emballage, traitements de préparation éventuels, déballage, traitements
éventuels avant la lecture et lecture elle-même), la livraison au client et l’utilisation par le client dans
n’importe quelle situation réaliste.
Aucun essai n’est proposé pour les paramètres des systèmes et des procédés utilisés au laboratoire
et susceptibles d’influencer la reproductibilité et la stabilité des performances dosimétriques,
principalement parce que les systèmes et les procédés peuvent fortement dépendre
...