ISO 18589-3:2023
(Main)Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 3: Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-ray spectrometry
Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 3: Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-ray spectrometry
This document specifies the identification and the measurement of the activity in soils of a large number of gamma-emitting radionuclides using gamma spectrometry. This non-destructive method, applicable to large-volume samples (up to about 3 l), covers the determination in a single measurement of all the γ-emitters present for which the photon energy is between 5 keV and 3 MeV. Generic test method and fundamentals using gamma-ray spectrometry are described in ISO 20042. This document can be applied by test laboratories performing routine radioactivity measurements as a majority of gamma-emitting radionuclides is characterized by gamma-ray emission between 40 keV and 2 MeV. The method can be implemented using a germanium or other type of detector with a resolution better than 5 keV. This document addresses methods and practices for determining gamma-emitting radionuclides activity present in soil, including rock from bedrock and ore, construction materials and products, pottery, etc. This includes such soils and material containing naturally occurring radioactive material (NORM) or those from technological processes involving Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials (TENORM) (e.g. the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production and use) as well as of sludge and sediment. This determination of gamma-emitting radionuclides activity is typically performed for the purpose of radiation protection. It is suitable for the surveillance of the environment and the inspection of a site and allows, in case of accidents, a quick evaluation of gamma activity of soil samples. This might concern soils from gardens, farmland, urban or industrial sites that can contain building materials rubble, as well as soil not affected by human activities. When the radioactivity characterization of the unsieved material above 200 μm or 250 μm, made of petrographic nature or of anthropogenic origin such as building materials rubble, is required, this material can be crushed in order to obtain a homogeneous sample for testing as described in ISO 18589‑2.
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 3: Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma par spectrométrie gamma
Le présent document spécifie l’identification et le mesurage de l’activité d’un grand nombre de radionucléides émetteurs gamma, dans des sols, par spectrométrie gamma. Cette méthode non destructive applicable à des échantillons de grand volume (jusqu’à 3 l) permet de déterminer, par un seul mesurage, tous les émetteurs γ présents dont l’énergie des photons est comprise entre 5 keV et 3 MeV. La méthode d’essai générique et les principes fondamentaux d’utilisation de la spectrométrie gamma sont décrits dans l’ISO 20042. Le présent document peut être utilisé par les laboratoires d’essai réalisant des mesures de radioactivité en routine, car la majorité des radionucléides émetteurs gamma est caractérisée par des raies d’émission gamma entre 40 keV et 2 MeV. Cette méthode peut être mise en œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une résolution inférieure à 5 keV. Le présent document a pour objet les méthodes et les pratiques de détermination de l’activité des radionucléides émetteurs gamma présents dans les sols, notamment dans les roches provenant du socle rocheux et de minerai, les matériaux et les produits de construction, les poteries, etc. Ces sols et matériaux contiennent des matières radioactives naturelles (MRN), ou sont le résultats de procédés technologiques mettant en œuvre des matières radioactives naturelles améliorées technologiquement (MRNAT), telles que l’exploitation minière et le traitement des sables minéraux, la production et l’utilisation d’engrais phosphatés, ainsi que les boues et les sédiments. Utilisée en général dans un but de radioprotection, cette méthode de détermination de l’activité des radionucléides émetteurs gamma est parfaitement adaptée à la surveillance de l’environnement et à l’inspection d’un site et permet, en cas d’accident, une évaluation rapide du niveau de radioactivité gamma. Elle peut concerner les sols de jardins ou des terres agricoles, les sols de sites urbains ou industriels pouvant contenir des débris de matériaux de construction, ainsi que les sols qui n’ont pas été modifiés par des activités humaines. Lorsque la caractérisation radiologique d’un matériau non tamisé supérieur à 200 μm ou à 250 μm, de nature pétrographique ou d’origine anthropogénique, tels que des débris de matériaux de construction, est nécessaire, ce matériau peut être broyé afin d’obtenir un échantillon homogène pour les essais décrits dans l’ISO 18589‑2.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 18589-3
Third edition
2023-07
Measurement of radioactivity in the
environment — Soil —
Part 3:
Test method of gamma-emitting
radionuclides using gamma-ray
spectrometry
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Partie 3: Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma par
spectrométrie gamma
Reference number
© ISO 2023
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Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .v
Introduction . vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions and symbols . 2
3.1 Terms and definitions . 2
3.2 Symbols . 2
4 Principle . 3
5 Reference sources . 4
5.1 Source(s) for energy calibration . 4
5.2 Reference source(s) for efficiency calibration . 4
5.2.1 General . 4
5.2.2 Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems . 4
5.2.3 Reference sources used with numerical methods . 5
6 Gamma spectrometry equipment.5
6.1 General description . 5
6.2 Detector types. 5
6.3 High voltage power supply . 6
6.4 Preamplifier . 6
6.5 Cryostat or electric cooler . 6
6.6 Shielding . 6
6.7 Analogue or digital acquisition electronics . 6
6.7.1 General . 6
6.7.2 Analogue electronic . 7
6.7.3 Digital electronic DSP . 7
6.8 Computer, including peripherical devices and software . 7
7 Nuclear decay data . 8
8 Sample container .8
9 Procedure .8
9.1 Packaging of samples for measuring purposes . 8
9.2 Laboratory background level . 9
9.3 Calibration . 9
9.3.1 Energy calibration. 9
9.3.2 Efficiency calibration . 10
9.4 Correction required for the measurements of natural radionuclides . 11
9.5 Quality control .12
10 Expression of results .12
10.1 Calculation of the activity per unit of mass .12
10.1.1 General .12
10.1.2 Dead time and pile up corrections (see ISO 20042) .12
10.1.3 Decay corrections .13
10.1.4 Self-absorption correction . 13
10.1.5 True coincidence summing . 14
10.2 Standard uncertainty . 15
10.3 Decision threshold . 16
10.4 Detection limit . 16
10.5 Limits of the coverage intervals . 17
10.5.1 Limits of the probabilistically symmetric coverage interval . 17
10.5.2 The shortest coverage interval . 17
10.6 Corrections for contributions from other radionuclides and background . 17
iii
10.6.1 General . 17
10.6.2 Contribution from other radionuclides . 18
10.6.3 Contribution from background . 19
11 Test report .19
Annex A (informative) Analysis of natural radionuclides in soil samples using gamma
spectrometry .21
[21][22]
Annex B (informative) Self-attenuation correction .27
Annex C (informative) True coincidence summing .30
Annex D (informative) Calculation of the activity per unit mass from a gamma spectrum
using a linear background subtraction .32
Bibliography .34
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 document 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).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use
of (a) patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed
patent rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received
notice of (a) patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are
cautioned that this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent
database available at www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all
such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of 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
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 third edition cancels and replaces the second edition (ISO 18589-3:2015), which has been
technically revised.
The main change is:
— a correction to Formula (4);
A list of all parts in the ISO 18589 series can be found on the ISO website.
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.
v
Introduction
Everyone is exposed to natural radiation. The natural sources of radiation are cosmic rays and
naturally occurring radioactive substances which exist in the earth and flora and fauna, including the
human body. Human activities involving the use of radiation and radioactive substances add to the
radiation exposure from this natural exposure. Some of those activities, such as the mining and use
of ores containing naturally-occurring radioactive materials (NORM) and the production of energy
by burning coal that contains such substances, simply enhance the exposure from natural radiation
sources. Nuclear power plants and other nuclear installations use radioactive materials and produce
radioactive effluent and waste during operation and decommissioning. The use of radioactive materials
in industry, agriculture and research is expanding around the globe.
All these human activities give rise to radiation exposures that are only a small fraction of the global
average level of natural exposure. The medical use of radiation is the largest and a growing man-made
source of radiation exposure in developed countries. It includes diagnostic radiology, radiotherapy,
nuclear medicine and interventional radiology.
Radiation exposure also occurs as a result of occupational activities. It is incurred by workers in
industry, medicine and research using radiation or radioactive substances, as well as by passengers
and crew during air travel. The average level of occupational exposures is generally below the global
average level of natural radiation exposure (see Reference [1]).
As uses of radiation increase, so do the potential health risk and the public's concerns. Thus, all these
exposures are regularly assessed in order to:
— improve the understanding of global levels and temporal trends of public and worker exposure;
— evaluate the components of exposure so as to provide a measure of their relative importance;
— identify emerging issues that may warrant more attention and study. While doses to workers are
mostly directly measured, doses to the public are usually assessed by indirect methods using the
results of radioactivity measurements of waste, effluent and/or environmental samples.
To ensure that the data obtained from radioactivity monitoring programs support their intended use, it
is essential that the stakeholders (for example nuclear site operators, regulatory and local authorities)
agree on appropriate methods and procedures for obtaining representative samples and for handling,
storing, preparing and measuring the test samples. An assessment of the overall measurement
uncertainty also needs to be carried out systematically. As reliable, comparable and ‘fit for purpose’
data are an essential requirement for any public health decision based on radioactivity measurements,
international standards of tested and validated radionuclide test methods are an important tool for
the production of such measurement results. The application of standards serves also to guarantee
comparability of the test results over time and between different testing laboratories. Laboratories
apply them to demonstrate their technical competences and to complete proficiency tests successfully
during interlaboratory comparisons, two prerequisites for obtaining national accreditation.
Today, over a hundred International Standards are available to testing laboratories for measuring
radionuclides in different matrices.
Generic standards help testing laboratories to manage the measurement process by setting out the
general requirements and methods to calibrate equipment and validate techniques. These standards
underpin specific standards which describe the test methods to be performed by staff, for example, for
different types of samples. The specific standards cover test methods for:
40 3 14
— naturally-occurring radionuclides (including K, H, C and those originating from the thorium
226 228 234 238 210
and uranium decay series, in particular Ra, Ra, U, U and Pb) which can be found in
materials from natural sources or can be released from technological processes involving naturally
occurring radioactive materials (e.g., the mining and processing of mineral sands or phosphate
fertilizer production and use);
vi
— human-made radionuclides, such as transuranium elements (americium, plutonium, neptunium,
3 14 90
and curium), H, C, Sr and gamma-ray emitting radionuclides found in waste, liquid and gaseous
effluent, in environmental matrices (water, air, soil and biota), in food and in animal feed as a result
of authorized releases into the environment, fallout from the explosion in the atmosphere of nuclear
devices and fallout from accidents, such as those that occurred in Chernobyl and Fukushima.
The fraction of the background dose rate to man from environmental radiation, mainly gamma
radiation, is very variable and depends on factors such as the radioactivity of the local rock and soil, the
nature of building materials and the construction of buildings in which people live and work.
A reliable determination of the activity concentration of gamma-ray emitting radionuclides in various
matrices is necessary to assess the potential human exposure, to verify compliance with radiation
protection and environmental protection regulations or to provide guidance on reducing health risks.
Gamma-ray emitting radionuclides are also used as tracers in biology, medicine, physics, chemistry, and
engineering. Accurate measurement of the activities of the radionuclides is also needed for national
security and in connection with the Non-Proliferation Treaty (NPT).
This document is to be used in the context of a quality assurance management system (ISO/IEC 17025).
ISO 18589 is published in several parts for use jointly or separately according to needs. These parts are
complementary and are addressed to those responsible for determining the radioactivity present in
soil, bedrocks and ore (NORM or TENORM). The first two parts are general in nature and describe the
setting up of programmes and sampling techniques, methods of general processing of samples in the
laboratory (ISO 18589-1), the sampling strategy and the soil sampling technique, soil sample handling
and preparation (ISO 18589-2). ISO 18589-3, ISO 18589-4 and ISO 18589-5 deal with nuclide-specific
test methods to quantify the activity concentration of gamma emitting radionuclides (ISO 18589-3 and
ISO 20042), plutonium isotopes (ISO 18589-4) and Sr (ISO 18589-5) of soil samples. ISO 18589-6
deals with non-specific measurements to quantify rapidly gross alpha or gross beta activities and
ISO 18589-7 describes in situ measurement of gamma-emitting radionuclides.
The test methods described in ISO 18589-3 to ISO 18589-6 can also be used to measure the radionuclides
in sludge, sediment, construction material and products following proper sampling procedure.
This document is one of a set of International Standards on measurement of radioactivity in the
environment.
vii
INTERNATIONAL STANDARD ISO 18589-3:2023(E)
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 3:
Test method of gamma-emitting radionuclides using
gamma-ray spectrometry
1 Scope
This document specifies the identification and the measurement of the activity in soils of a large number
of gamma-emitting radionuclides using gamma spectrometry. This non-destructive method, applicable
to large-volume samples (up to about 3 l), covers the determination in a single measurement of all the
γ-emitters present for which the photon energy is between 5 keV and 3 MeV.
Generic test method and fundamentals using gamma-ray spectrometry are described in ISO 20042.
This document can be applied by test laboratories performing routine radioactivity measurements as
a majority of gamma-emitting radionuclides is characterized by gamma-ray emission between 40 keV
and 2 MeV.
The method can be implemented using a germanium or other type of detector with a resolution better
than 5 keV.
This document addresses methods and practices for determining gamma-emitting radionuclides
activity present in soil, including rock from bedrock and ore, construction materials and products,
pottery, etc. This includes such soils and material containing naturally occurring radioactive material
(NORM) or those from technological processes involving Technologically Enhanced Naturally Occurring
Radioactive Materials (TENORM) (e.g. the mining and processing of mineral sands or phosphate
fertilizer production and use) as well as of sludge and sediment. This determination of gamma-emitting
radionuclides activity is typically performed for the purpose of radiation protection. It is suitable for
the surveillance of the environment and the inspection of a site and allows, in case of accidents, a quick
evaluation of gamma activity of soil samples. This might concern soils from gardens, farmland, urban
or industrial sites that can contain building materials rubble, as well as soil not affected by human
activities.
When the radioactivity characterization of the unsieved material above 200 μm or 250 μm, made
of petrographic nature or of anthropogenic origin such as building materials rubble, is required,
this material can be crushed in order to obtain a homogeneous sample for testing as described in
ISO 18589-2.
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 10703, Water quality — Gamma-ray emitting radionuclides — Test method using high resolution
gamma-ray spectrometry
ISO 11074, Soil quality — Vocabulary
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 18589-1, Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 1: General guidelines and
definitions
ISO 20042, Measurement of radioactivity — Gamma-ray emitting radionuclides — Generic test method
using gamma-ray spectrometry
ISO 80000-10, Quantities and units — Part 10: Atomic and nuclear physics
ISO/IEC Guide 98-1, Uncertainty of measurement — Part 1: Introduction to the expression of uncertainty
in measurement
3 Terms, definitions and symbols
3.1 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589-1,
ISO 20042 and ISO 80000-10 apply.
3.2 Symbols
For the purposes of this document, the symbols given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589-1, ISO 20042
and ISO 80000-10 apply.
Symbol Meaning Unit
A Activity of each radionuclide in calibration source, at the calibration time Bq
-1
a, a Activity per unit of mass of each radionuclide, without and with corrections Bq·kg
c
Efficiency of the detector at energy, E, with the actual measurement geometry
ε
E
f Correction factor considering all necessary corrections
E
Correction factor for self-attenuation at photon energy E
fE()
att
FE Attenuation factor at photon energy E respectively for the sample and the
()
att
sample
standard
FE()
att
standard
f Correction factor for decay for a reference date
d
Correction factor for coincidence losses (summing-out)
f
cl,E
Correction factor for summing-in effects by coincidences
f
su,E
Correction factor for dead time and pile up
f
dt pu,E
h Height of the sample in the container cm
-1
λ
Decay constant of each radionuclide s
2 -1
μ (E) Mass attenuation coefficient, at photon energy, E cm ·g
m
-1
Linear attenuation coefficient at photon energy E respectively for the sample cm
μ ()E ,
sample
and the standard
μ ()E
standard
Number of counts in the net area of the peak, at energy E, in the test sample
nn,,n
NN,,EE0sN ,E
spectrum, in the background spectrum and in the calibration spectrum,
respectively
T
Theoretical number of counts in the net area of the peak, at energy E
n
N,E
Number of counts in the gross area of the peak, at energy E, in the test sample
nn,,n
gg,,EE0sg ,E
spectrum, in the background spectrum and in the calibration spectrum,
respectively
Number of counts in the background of the peak, at energy E, in the test sam-
nn,,n
bb,,EE0sb ,E
ple spectrum in the background spectrum and in the calibration spectrum,
respectively
Probability of the emission of a gamma-ray with energy E of each radionu-
P
E
clide, per decay
-3
ρ Bulk density, in grams per cubic centimetre, of the sample g·cm
Symbol Meaning Unit
S Cross-section of surface
t Test sample spectrum counting time s
g
t Background spectrum counting time s
t Time between the reference time and the start of the measuring time s
i
t Calibration spectrum counting time s
S
-1
u(a), u(a ) Standard uncertainty associated with the measurement result (without and Bq·kg
c
with corrections)
u Relative uncertainty
rel
u Combined uncertainty
c
-1
U Expanded uncertainty calculated with k = 2. Bq·kg
x Unit thickness cm
X Thickness of the sample crossed by a photon flux; it also represents the filling cm
height of the sample in the measurement containers
w Mass fraction of element i (no unit)
i
-1
**
Decision threshold, without and with corrections Bq·kg
aa,
c
-1
##
Detection limit, without and with corrections Bq·kg
aa,
c
-1
Lower and upper limits of the probabilistically symmetric coverage interval Bq·kg
aa,
-1
<>
Lower and upper limits of the shortest coverage interval Bq·kg
aa,
k Quantile of the standardized normal distribution for the probability p (for
p
instance p = 1 − α, 1− β or 1 − γ /2)
k Quantile of the standardized normal distribution for the probability q (for
q
instance q=−12ωγ⋅ / )
φ Distribution function of the standardized normal distribution
ω
Auxiliary quantity
4 Principle
Gamma-rays produce electron-hole pairs when interacting with matter. When a voltage is applied
across a semiconductor detector, these electron hole-pairs are, after proper amplification, detected as
current pulses. The pulse height is related to the energy absorbed from the gamma-photon or photons
in the resolving time of the detector and electronics. By discriminating between the height of the pulses,
a gamma-ray pulse height spectrum is obtained. After analysis of the spectrum, the various peaks
are assigned to the radionuclides which emitted the corresponding gamma rays using an established
detector energy calibration curve.
The activity of gamma-emitting radionuclides present in the soil samples is calculated using the
established energy-dependent detector efficiency curve. These techniques allow the identification and
[2][3]
the quantification of the radionuclides .
The nature and geometry of the detectors as well as the samples call for appropriate energy and
[2][3]
efficiency calibrations . True coincidence summing effects need to be considered, in particular
when analysing samples with high activity levels or in applications with high detections efficiencies
(e.g. when using Marinelli type containers or well-type detectors) or when the sample container is
placed directly on the detector (see 10.1.5).
Fundamentals to gamma-spectrometry, definition and terms and generic description of gamma-
spectrometry equipment are summarized in ISO 20042.
NOTE This part deals exclusively with gamma spectrometry using semiconductor detectors.
5 Reference sources
5.1 Source(s) for energy calibration
The energy calibration of the spectrometer shall be established using one or more sources containing
radionuclides that emit gamma-rays that cover the energy range of interest. Sources can be of any form
but the dead time of the spectrometer for the measurements shall be such that the full energy peak
shape is not distorted and pulse pile-up avoided.
The number of peaks (full energy peaks) required depends on the order of polynomial needed for the
energy vs. channel calibration curve; normally 5 to 10 peaks should be sufficient. Sources containing
152 241 60 137
long-lived radionuclides (for example Eu, Am, Co or Cs) are recommended for this purpose.
For periodical checks of the energy calibration, a smaller number of energy peaks may be used.
5.2 Reference source(s) for efficiency calibration
5.2.1 General
The general method to calibrate the spectrometer is to establish the detection efficiency as a function
of energy for a defined geometry and energy range. One or more reference sources containing single or
multiple radionuclides may be used for this purpose. The activity or emission rates of the radionuclide(s)
in the reference source(s) shall be traceable to national or international standards.
The energies of the emitted gamma-rays shall be distributed over the entire energy range of interest, in
such a way that the energy-dependent efficiency of the spectrometer for the specific geometry can be
determined in a sufficiently accurate way. For most purposes, the accuracy is sufficient for an energy
range of 60 keV to 1 836 keV if a multi-radionuclide source is used containing all or most of the following
241 109 57 139 203 51 113 85 137 54 59 60 65 88
radionuclides: Am, Cd, Co, Ce, Hg, Cr, Sn, Sr, Cs, Mn, Fe, Co, Zn or Y.
For determining the activity of radionuclides emitting gamma-ray or X–rays in the energy region
less than 60 keV, the spectrometry system can be calibrated using a reference source containing the
radionuclides of interest.
It may be necessary to take into account true coincidence summing corrections for the calibration
60 88
radionuclides (for example Co and Y).
5.2.2 Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems
Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems shall match, as closely as possible, the
geometry, density and matrix composition of the samples to be measured. Reference sources may be
prepared from standardized solutions or purchased as sealed sources. Only standardized solutions or
reference sources that are traceable to national or international primary standards of radioactivity
shall be used.
If no reference materials are available to match the samples, correction factors shall be calculated,
documented and be applied to results from the measurements to take into account differences in
detection efficiency due to geometry, density and matrix effects.
NOTE Reference material used for calibration should be prepared according to ISO 17034.
If a reference source is prepared by dilution from a standardized solution, the supplier’s recommendation
on the chemical form of the diluent shall be followed. It is also recommended that the dispensing process
includes checks for possible losses of active material and on the accuracy of dispensing (for example
gravimetric, volumetric and radiometric techniques should be used and cross-checked).
For this purpose, a calibration source should have the same physical and chemical properties as the
sample. It might, for instance, be produced by spiking an appropriate sample of soil. In this case, it is
essential to ensure the homogeneity of the spiking soil.
5.2.3 Reference sources used with numerical methods
Reference sources for gamma-ray spectrometry systems based on numerical models shall be used
following the manufacturer’s recommendations (see 9.3.2). The activity or the emission rates of the
reference sources shall be traceable to national or international standards.
6 Gamma spectrometry equipment
6.1 General description
The operation of the measurement system is as follows: in semi-conductor detectors, freed charge (the
positive and negative charge carriers, holes and electrons) is generated by the interaction of ionising
radiation with the detector material (through the photoelectric effect, the Compton effect or pair
production). A high-voltage supply applies a bias voltage to the detector crystal resulting in an electric
field. The freed charge is accelerated by the electric field towards the detector electrodes. The collected
charge is converted into an output voltage pulse by a preamplifier and the output pulse is shaped and
amplified by the main amplifier.
Two types of electronic systems can be used to process the signal from the detector preamplifier; an
analogue amplifier combined with digital analogue converter (ADC), or a digital signal processor (DSP)
system. Both systems convert the pulse amplitude and the pulse-height histogram (spectrum) is stored
using a multichannel analyser (MCA). The height of the pulse is proportional to the amount of freed
charge and hence to the energy of the ionising radiation striking the detector.
The spectrum stored by the MCA shows a set of peaks (full energy peaks) superimposed on a
background continuum from scattered radiation. The full energy peaks are approximately Gaussian
in shape. The channel number of the peak centroid depends on the energy of the photon detected. The
net full energy peak area is proportional to the number of photons of that energy that have interacted
with the detector during the counting period (corrected for dead time). The net full energy peak area is
normally determined in the analysis software package by one of two different techniques – summation
or fitting.
For laboratory use, the spectrometer should be located in a facility with stable temperature following
the manufacturer recommendations. It should be noted that changes in temperature can affect the
amplifier gain, changing the energy calibration substantially.
The apparatus shall consist of the following necessary parts from 6.2 to 6.8.
6.2 Detector types
The three main geometries of germanium or other type of detectors available are planar, coaxial and
well-type. Each has specific advantages depending on the circumstances. Coaxial detectors are generally
used with large volume samples, whereas the well-type detectors are most efficient for small volume
samples. Planar detectors can be useful for detecting photons with energies below 200 keV as they can
have better energy resolution than coaxial detectors at these energies. More detailed information on
the detectors is given in ISO 20042:2019, Table D.1.
Microphonics phenomena can result in an increase in the Full Width at Half Maximum (FWHM) of the
full energy peak. It may be necessary to place the detector on an anti-vibration mat.
Depending on the required accuracy and the desired detection limit, it is generally necessary to use
high-quality detectors whose energy resolution is less than 2,2 keV (for the Co peak at 1 332 keV) and
137 [6]
with a peak/Compton ratio between 50 and 80 for Cs (see IEC 61452 ).
210 238 234
Some natural radionuclides (e.g. Pb and U through Th) can be measured only through gamma
lines in the energy range below 100 keV. In this case, the use of an N-type detector is recommended.
Low-energy, low-level detectors offered by manufacturers have been optimized for this purpose and
can additionally be used in other areas of environmental monitoring (e.g. for measurements of I and
Am in samples from the vicinity of nuclear facilities).
6.3 High voltage power supply
When in operation, the power supply should be free from spikes and dropouts, or provided with a power
conditioner and/or uninterruptible power supply. Instrument earth connections should be isolated
and connected to local ground at one point only to avoid ground loops that may affect the detector
resolution.
WARNING — Take necessary safety precautions according to the manufacturer's instructions.
6.4 Preamplifier
The preamplifier strongly influences the quality of the entire measuring system, as both noise and
energy resolution depend on the characteristics of the preamplifier.
NOTE Usually the preamplifier is located very close to germanium crystal. Cooling the input stage (FET) of
the preamplifier decreases the noise level and improves the energy resolution.
6.5 Cryostat or electric cooler
The cryostat or the electric cooler should be capable of keeping the detector close to the temperature
of liquid nitrogen. Operation at a low temperature is required to reduce the leakage current and
electronic noise level of the detector and preamplifier; it is recommended that an automatic switch off
and an alarm signal be installed which are activated in the case of an increase in the temperature of the
detector (e.g. caused by malfunctioning of the cryostat or loss of liquid nitrogen).
A high purity germanium detector may be stored at room temperature, however, it shall be cooled
before the bias voltage is applied.
6.6 Shielding
The detector shall be shielded from all sides (including the bottom) with lead, to reduce background
signals originating mainly from naturally occurring radionuclides. If measurements in the energy
region 40 keV < E < 100 keV are to be made, the internal casing should consist of three successive layers
of cadmium/tin, copper and polymethylmethacrylate to achieve a low and constant background by
attenuating the X-ray produced in the shielding. Too large a thickness of Cu can increase the background
by bremsstrahlung between 100 keV and 200 keV.
Shielding is important to reduce background levels, especially if low activity levels shall be measured.
The following measures can be taken to improve the performance of the shield:
— use low Pb activity lead;
— limit the back scattering effect by not having shielding close to the detector if at all possible;
— carefully choose ventilation conditions, air filtration and the construction and other materials of
the system, in order to reduce ambient radioactivity and achieve low levels of background radiation.
Reduction of the radon inside the shield is desirable for measuring low-activity samples. This may
be achieved by displacing the air inside the shield with nitrogen boiled off from the cooling Dewar.
An active shielding can also be used (such as cosmic veto or anti-compton systems).
6.7 Analogue or digital acquisition electronics
6.7.1 General
Two types of electronics can be used to process the signal from the detector preamplifier. Either an
analogue amplifier combined with a digital analogue converter or a digital signal processor (DSP)
system. Regardless of the system used, it shall have a good linearity to obtain a linear pulse conversion
for the 40 keV to 2 MeV energy range regardless of the gain applied to the signal. Similarly, the
conversion system shall allow to work on a minimum of 4 096 channels in order to obtain a good energy
resolution which assists the discrimination of peaks and the deconvolution of multiplets.
6.7.2 Analogue electronic
Analogue amplifier-based systems should have an adjustable Gaussian pulse shaping system. An
adjustment approximately between 4 µs and 8 µs is recommended to obtain the best resolution
(FWHM). It shall also have a pole-zero setting and an automatic mechanism for restoring the continuous
-1
component. A stacking rejection device is recommended for high count rates (>5 000 s ).
An analogue amplifier is usually associated with a digital analogue converter, which converts the pulses
coming from the amplifier according to their amplitude.
The data thus converted is stored in a MCA (multi channels analyser), itself connected to a computer. The
PC software to view and save the spectrum reads the MCA memory. These modules can be separated in
a NIM-type drawer system or integrated into a single unit.
6.7.3 Digital electronic DSP
Digital systems are generally integrated into a single unit (referred to as an MCA) comprising signal
formatting electronics and scanning and storage electronics. The shaping circuit transforms the input
pulses to obtain trapezoidal pulses whose characteristics can be adjusted using “rise time” and “flat
top” parameters. These parameters should be adjusted to obtain the best resolution (FWHM) depending
on the type of detector used and the expected pulse flow. Manufacturers generally indicate the best
settings to use. This system shall also have a pole-zero setting.
6.8 Computer, including peripherical devices and software
The computer, in combination with the available hardware and software should be able to
— read the data from the MCA,
— reproduce these data on a video display, a plotter or a printer and store them,
— determine the relation between channel number and corresponding energy over the entire energy
range to be studied, by making use of the appropriate reference source, energy calibration,
— determine the energy-dependent effici
...
International
Standard
ISO 18589-3
Third edition
Measurement of radioactivity in the
2023-07
environment — Soil —
Corrected version
Part 3:
2024-08
Test method of gamma-emitting
radionuclides using gamma-ray
spectrometry
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Partie 3: Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma
par spectrométrie gamma
Reference number
© ISO 2023
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be reproduced or utilized otherwise in any form or by any means, electronic or mechanical, including photocopying, or posting on
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Website: www.iso.org
Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .v
Introduction .vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions and symbols . 2
3.1 Terms and definitions .2
3.2 Symbols .2
4 Principle . 3
5 Reference sources . 4
5.1 Source(s) for energy calibration .4
5.2 Reference source(s) for efficiency calibration .4
5.2.1 General .4
5.2.2 Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems .4
5.2.3 Reference sources used with numerical methods .5
6 Gamma spectrometry equipment. 5
6.1 General description .5
6.2 Detector types.5
6.3 High voltage power supply .6
6.4 Preamplifier .6
6.5 Cryostat or electric cooler .6
6.6 Shielding .6
6.7 Analogue or digital acquisition electronics .6
6.7.1 General .6
6.7.2 Analogue electronic .7
6.7.3 Digital electronic DSP .7
6.8 Computer, including peripherical devices and software .7
7 Nuclear decay data . 8
8 Sample container . 8
9 Procedure . 8
9.1 Packaging of samples for measuring purposes .8
9.2 Laboratory background level .9
9.3 Calibration .9
9.3.1 Energy calibration.9
9.3.2 Efficiency calibration .10
9.4 Correction required for the measurements of natural radionuclides .11
9.5 Quality control .11
10 Expression of results .12
10.1 Calculation of the activity per unit of mass . 12
10.1.1 General . 12
10.1.2 Dead time and pile up corrections (see ISO 20042) . 12
10.1.3 Decay corrections . 13
10.1.4 Self-absorption correction . 13
10.1.5 True coincidence summing .14
10.2 Standard uncertainty . 15
10.3 Decision threshold .16
10.4 Detection limit .16
10.5 Limits of the coverage intervals . .16
10.5.1 Limits of the probabilistically symmetric coverage interval .16
10.5.2 The shortest coverage interval .17
10.6 Corrections for contributions from other radionuclides and background .17
10.6.1 General .17
iii
10.6.2 Contribution from other radionuclides .18
10.6.3 Contribution from background .19
11 Test report . 19
Annex A (informative) Analysis of natural radionuclides in soil samples using gamma
spectrometry .21
[21][22]
Annex B (informative) Self-attenuation correction .27
Annex C (informative) True coincidence summing .30
Annex D (informative) Calculation of the activity per unit mass from a gamma spectrum using
a linear background subtraction . .32
Bibliography .34
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 document 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).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use of (a)
patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed patent
rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received notice of (a)
patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are cautioned that
this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent database available at
www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of 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 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 third edition cancels and replaces the second edition (ISO 18589-3:2015), which has been technically
revised.
The main change is:
— a correction to Formula (4);
A list of all parts in the ISO 18589 series can be found on the ISO website.
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.
This corrected version of ISO 18589-3:2023 incorporates the following corrections:
— In Annex B, Formula (B.8) and Formula (B.10) have been corrected.
v
Introduction
Everyone is exposed to natural radiation. The natural sources of radiation are cosmic rays and naturally
occurring radioactive substances which exist in the earth and flora and fauna, including the human body.
Human activities involving the use of radiation and radioactive substances add to the radiation exposure
from this natural exposure. Some of those activities, such as the mining and use of ores containing naturally-
occurring radioactive materials (NORM) and the production of energy by burning coal that contains such
substances, simply enhance the exposure from natural radiation sources. Nuclear power plants and other
nuclear installations use radioactive materials and produce radioactive effluent and waste during operation
and decommissioning. The use of radioactive materials in industry, agriculture and research is expanding
around the globe.
All these human activities give rise to radiation exposures that are only a small fraction of the global average
level of natural exposure. The medical use of radiation is the largest and a growing man-made source of
radiation exposure in developed countries. It includes diagnostic radiology, radiotherapy, nuclear medicine
and interventional radiology.
Radiation exposure also occurs as a result of occupational activities. It is incurred by workers in industry,
medicine and research using radiation or radioactive substances, as well as by passengers and crew during
air travel. The average level of occupational exposures is generally below the global average level of natural
radiation exposure (see Reference [1]).
As uses of radiation increase, so do the potential health risk and the public's concerns. Thus, all these
exposures are regularly assessed in order to:
— improve the understanding of global levels and temporal trends of public and worker exposure;
— evaluate the components of exposure so as to provide a measure of their relative importance;
— identify emerging issues that may warrant more attention and study. While doses to workers are mostly
directly measured, doses to the public are usually assessed by indirect methods using the results of
radioactivity measurements of waste, effluent and/or environmental samples.
To ensure that the data obtained from radioactivity monitoring programs support their intended use, it is
essential that the stakeholders (for example nuclear site operators, regulatory and local authorities) agree
on appropriate methods and procedures for obtaining representative samples and for handling, storing,
preparing and measuring the test samples. An assessment of the overall measurement uncertainty also
needs to be carried out systematically. As reliable, comparable and ‘fit for purpose’ data are an essential
requirement for any public health decision based on radioactivity measurements, international standards of
tested and validated radionuclide test methods are an important tool for the production of such measurement
results. The application of standards serves also to guarantee comparability of the test results over time and
between different testing laboratories. Laboratories apply them to demonstrate their technical competences
and to complete proficiency tests successfully during interlaboratory comparisons, two prerequisites for
obtaining national accreditation.
Today, over a hundred International Standards are available to testing laboratories for measuring
radionuclides in different matrices.
Generic standards help testing laboratories to manage the measurement process by setting out the general
requirements and methods to calibrate equipment and validate techniques. These standards underpin
specific standards which describe the test methods to be performed by staff, for example, for different types
of samples. The specific standards cover test methods for:
40 3 14
— naturally-occurring radionuclides (including K, H, C and those originating from the thorium and
226 228 234 238 210
uranium decay series, in particular Ra, Ra, U, U and Pb) which can be found in materials
from natural sources or can be released from technological processes involving naturally occurring
radioactive materials (e.g., the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production
and use);
vi
— human-made radionuclides, such as transuranium elements (americium, plutonium, neptunium, and
3 14 90
curium), H, C, Sr and gamma-ray emitting radionuclides found in waste, liquid and gaseous effluent,
in environmental matrices (water, air, soil and biota), in food and in animal feed as a result of authorized
releases into the environment, fallout from the explosion in the atmosphere of nuclear devices and fallout
from accidents, such as those that occurred in Chernobyl and Fukushima.
The fraction of the background dose rate to man from environmental radiation, mainly gamma radiation,
is very variable and depends on factors such as the radioactivity of the local rock and soil, the nature of
building materials and the construction of buildings in which people live and work.
A reliable determination of the activity concentration of gamma-ray emitting radionuclides in various
matrices is necessary to assess the potential human exposure, to verify compliance with radiation protection
and environmental protection regulations or to provide guidance on reducing health risks. Gamma-ray
emitting radionuclides are also used as tracers in biology, medicine, physics, chemistry, and engineering.
Accurate measurement of the activities of the radionuclides is also needed for national security and in
connection with the Non-Proliferation Treaty (NPT).
This document is to be used in the context of a quality assurance management system (ISO/IEC 17025).
ISO 18589 is published in several parts for use jointly or separately according to needs. These parts are
complementary and are addressed to those responsible for determining the radioactivity present in soil,
bedrocks and ore (NORM or TENORM). The first two parts are general in nature and describe the setting
up of programmes and sampling techniques, methods of general processing of samples in the laboratory
(ISO 18589-1), the sampling strategy and the soil sampling technique, soil sample handling and preparation
(ISO 18589-2). ISO 18589-3, ISO 18589-4 and ISO 18589-5 deal with nuclide-specific test methods to quantify
the activity concentration of gamma emitting radionuclides (ISO 18589-3 and ISO 20042), plutonium isotopes
(ISO 18589-4) and Sr (ISO 18589-5) of soil samples. ISO 18589-6 deals with non-specific measurements
to quantify rapidly gross alpha or gross beta activities and ISO 18589-7 describes in situ measurement of
gamma-emitting radionuclides.
The test methods described in ISO 18589-3 to ISO 18589-6 can also be used to measure the radionuclides in
sludge, sediment, construction material and products following proper sampling procedure.
This document is one of a set of International Standards on measurement of radioactivity in the environment.
vii
International Standard ISO 18589-3:2023(en)
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 3:
Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-
ray spectrometry
1 Scope
This document specifies the identification and the measurement of the activity in soils of a large number
of gamma-emitting radionuclides using gamma spectrometry. This non-destructive method, applicable
to large-volume samples (up to about 3 l), covers the determination in a single measurement of all the
γ-emitters present for which the photon energy is between 5 keV and 3 MeV.
Generic test method and fundamentals using gamma-ray spectrometry are described in ISO 20042.
This document can be applied by test laboratories performing routine radioactivity measurements as a
majority of gamma-emitting radionuclides is characterized by gamma-ray emission between 40 keV and 2 MeV.
The method can be implemented using a germanium or other type of detector with a resolution better than 5 keV.
This document addresses methods and practices for determining gamma-emitting radionuclides activity
present in soil, including rock from bedrock and ore, construction materials and products, pottery, etc. This
includes such soils and material containing naturally occurring radioactive material (NORM) or those from
technological processes involving Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials
(TENORM) (e.g. the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production and use) as
well as of sludge and sediment. This determination of gamma-emitting radionuclides activity is typically
performed for the purpose of radiation protection. It is suitable for the surveillance of the environment and
the inspection of a site and allows, in case of accidents, a quick evaluation of gamma activity of soil samples.
This might concern soils from gardens, farmland, urban or industrial sites that can contain building
materials rubble, as well as soil not affected by human activities.
When the radioactivity characterization of the unsieved material above 200 μm or 250 μm, made of
petrographic nature or of anthropogenic origin such as building materials rubble, is required, this material
can be crushed in order to obtain a homogeneous sample for testing as described in ISO 18589-2.
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 10703, Water quality — Gamma-ray emitting radionuclides — Test method using high resolution gamma-
ray spectrometry
ISO 11074, Soil quality — Vocabulary
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 18589-1, Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 1: General guidelines and
definitions
ISO 20042, Measurement of radioactivity — Gamma-ray emitting radionuclides — Generic test method using
gamma-ray spectrometry
ISO 80000-10, Quantities and units — Part 10: Atomic and nuclear physics
ISO/IEC Guide 98-1, Uncertainty of measurement — Part 1: Introduction to the expression of uncertainty in
measurement
3 Terms, definitions and symbols
3.1 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589-1,
ISO 20042 and ISO 80000-10 apply.
3.2 Symbols
For the purposes of this document, the symbols given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589-1, ISO 20042 and
ISO 80000-10 apply.
Symbol Meaning Unit
A Activity of each radionuclide in calibration source, at the calibration time Bq
-1
a, a Activity per unit of mass of each radionuclide, without and with corrections Bq·kg
c
Efficiency of the detector at energy, E, with the actual measurement geometry
ε
E
f Correction factor considering all necessary corrections
E
Correction factor for self-attenuation at photon energy E
fE()
att
FE Attenuation factor at photon energy E respectively for the sample and the stand-
()
att
sample
ard
FE
()
att
standard
f Correction factor for decay for a reference date
d
Correction factor for coincidence losses (summing-out)
f
cl,E
Correction factor for summing-in effects by coincidences
f
su,E
f Correction factor for dead time and pile up
dt pu,E
h Height of the sample in the container cm
-1
λ Decay constant of each radionuclide s
2 -1
μ (E) Mass attenuation coefficient, at photon energy, E cm ·g
m
-1
μ E , Linear attenuation coefficient at photon energy E respectively for the sample and cm
()
sample
the standard
μ E
()
standard
Number of counts in the net area of the peak, at energy E, in the test sample spec-
nn,,n
NN,,EE0sN ,E
trum, in the background spectrum and in the calibration spectrum, respectively
T
Theoretical number of counts in the net area of the peak, at energy E
n
N,E
Number of counts in the gross area of the peak, at energy E, in the test sample
nn,,n
gg,,EE0sg ,E
spectrum, in the background spectrum and in the calibration spectrum, respec-
tively
Number of counts in the background of the peak, at energy E, in the test sample
nn,,n
bb,,EE0sb ,E
spectrum in the background spectrum and in the calibration spectrum, respec-
tively
P Probability of the emission of a gamma-ray with energy E of each radionuclide,
E
per decay
-3
ρ Bulk density, in grams per cubic centimetre, of the sample g·cm
S Cross-section of surface
t Test sample spectrum counting time s
g
t Background spectrum counting time s
Symbol Meaning Unit
t Time between the reference time and the start of the measuring time s
i
t Calibration spectrum counting time s
S
-1
u(a), u(a ) Standard uncertainty associated with the measurement result (without and with Bq·kg
c
corrections)
u Relative uncertainty
rel
u Combined uncertainty
c
-1
U Expanded uncertainty calculated with k = 2. Bq·kg
x Unit thickness cm
X Thickness of the sample crossed by a photon flux; it also represents the filling cm
height of the sample in the measurement containers
w Mass fraction of element i (no unit)
i
-1
**
Decision threshold, without and with corrections Bq·kg
aa,
c
-1
##
Detection limit, without and with corrections Bq·kg
aa,
c
-1
Lower and upper limits of the probabilistically symmetric coverage interval Bq·kg
aa,
-1
<>
Lower and upper limits of the shortest coverage interval Bq·kg
aa,
k Quantile of the standardized normal distribution for the probability p (for in-
p
stance p = 1 − α, 1− β or 1 − γ /2)
k Quantile of the standardized normal distribution for the probability q (for
q
instance q=−12ωγ⋅ / )
φ Distribution function of the standardized normal distribution
ω
Auxiliary quantity
4 Principle
Gamma-rays produce electron-hole pairs when interacting with matter. When a voltage is applied across a
semiconductor detector, these electron hole-pairs are, after proper amplification, detected as current pulses.
The pulse height is related to the energy absorbed from the gamma-photon or photons in the resolving time
of the detector and electronics. By discriminating between the height of the pulses, a gamma-ray pulse height
spectrum is obtained. After analysis of the spectrum, the various peaks are assigned to the radionuclides
which emitted the corresponding gamma rays using an established detector energy calibration curve.
The activity of gamma-emitting radionuclides present in the soil samples is calculated using the established
energy-dependent detector efficiency curve. These techniques allow the identification and the quantification
[2][3]
of the radionuclides .
The nature and geometry of the detectors as well as the samples call for appropriate energy and efficiency
[2][3]
calibrations . True coincidence summing effects need to be considered, in particular when analysing
samples with high activity levels or in applications with high detections efficiencies (e.g. when using
Marinelli type containers or well-type detectors) or when the sample container is placed directly on the
detector (see 10.1.5).
Fundamentals to gamma-spectrometry, definition and terms and generic description of gamma-
spectrometry equipment are summarized in ISO 20042.
NOTE This part deals exclusively with gamma spectrometry using semiconductor detectors.
5 Reference sources
5.1 Source(s) for energy calibration
The energy calibration of the spectrometer shall be established using one or more sources containing
radionuclides that emit gamma-rays that cover the energy range of interest. Sources can be of any form but
the dead time of the spectrometer for the measurements shall be such that the full energy peak shape is not
distorted and pulse pile-up avoided.
The number of peaks (full energy peaks) required depends on the order of polynomial needed for the energy
vs. channel calibration curve; normally 5 to 10 peaks should be sufficient. Sources containing long-lived
152 241 60 137
radionuclides (for example Eu, Am, Co or Cs) are recommended for this purpose. For periodical
checks of the energy calibration, a smaller number of energy peaks may be used.
5.2 Reference source(s) for efficiency calibration
5.2.1 General
The general method to calibrate the spectrometer is to establish the detection efficiency as a function of
energy for a defined geometry and energy range. One or more reference sources containing single or
multiple radionuclides may be used for this purpose. The activity or emission rates of the radionuclide(s) in
the reference source(s) shall be traceable to national or international standards.
The energies of the emitted gamma-rays shall be distributed over the entire energy range of interest, in such
a way that the energy-dependent efficiency of the spectrometer for the specific geometry can be determined
in a sufficiently accurate way. For most purposes, the accuracy is sufficient for an energy range of 60 keV to
1 836 keV if a multi-radionuclide source is used containing all or most of the following radionuclides: Am,
109 57 139 203 51 113 85 137 54 59 60 65 88
Cd, Co, Ce, Hg, Cr, Sn, Sr, Cs, Mn, Fe, Co, Zn or Y.
For determining the activity of radionuclides emitting gamma-ray or X–rays in the energy region less than
60 keV, the spectrometry system can be calibrated using a reference source containing the radionuclides of
interest.
It may be necessary to take into account true coincidence summing corrections for the calibration
60 88
radionuclides (for example Co and Y).
5.2.2 Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems
Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems shall match, as closely as possible, the
geometry, density and matrix composition of the samples to be measured. Reference sources may be prepared
from standardized solutions or purchased as sealed sources. Only standardized solutions or reference
sources that are traceable to national or international primary standards of radioactivity shall be used.
If no reference materials are available to match the samples, correction factors shall be calculated,
documented and be applied to results from the measurements to take into account differences in detection
efficiency due to geometry, density and matrix effects.
NOTE Reference material used for calibration should be prepared according to ISO 17034.
If a reference source is prepared by dilution from a standardized solution, the supplier’s recommendation
on the chemical form of the diluent shall be followed. It is also recommended that the dispensing process
includes checks for possible losses of active material and on the accuracy of dispensing (for example
gravimetric, volumetric and radiometric techniques should be used and cross-checked).
For this purpose, a calibration source should have the same physical and chemical properties as the sample.
It might, for instance, be produced by spiking an appropriate sample of soil. In this case, it is essential to
ensure the homogeneity of the spiking soil.
5.2.3 Reference sources used with numerical methods
Reference sources for gamma-ray spectrometry systems based on numerical models shall be used following
the manufacturer’s recommendations (see 9.3.2). The activity or the emission rates of the reference sources
shall be traceable to national or international standards.
6 Gamma spectrometry equipment
6.1 General description
The operation of the measurement system is as follows: in semi-conductor detectors, freed charge (the
positive and negative charge carriers, holes and electrons) is generated by the interaction of ionising radiation
with the detector material (through the photoelectric effect, the Compton effect or pair production). A high-
voltage supply applies a bias voltage to the detector crystal resulting in an electric field. The freed charge is
accelerated by the electric field towards the detector electrodes. The collected charge is converted into an
output voltage pulse by a preamplifier and the output pulse is shaped and amplified by the main amplifier.
Two types of electronic systems can be used to process the signal from the detector preamplifier; an
analogue amplifier combined with digital analogue converter (ADC), or a digital signal processor (DSP)
system. Both systems convert the pulse amplitude and the pulse-height histogram (spectrum) is stored
using a multichannel analyser (MCA). The height of the pulse is proportional to the amount of freed charge
and hence to the energy of the ionising radiation striking the detector.
The spectrum stored by the MCA shows a set of peaks (full energy peaks) superimposed on a background
continuum from scattered radiation. The full energy peaks are approximately Gaussian in shape. The
channel number of the peak centroid depends on the energy of the photon detected. The net full energy peak
area is proportional to the number of photons of that energy that have interacted with the detector during
the counting period (corrected for dead time). The net full energy peak area is normally determined in the
analysis software package by one of two different techniques – summation or fitting.
For laboratory use, the spectrometer should be located in a facility with stable temperature following the
manufacturer recommendations. It should be noted that changes in temperature can affect the amplifier
gain, changing the energy calibration substantially.
The apparatus shall consist of the following necessary parts from 6.2 to 6.8.
6.2 Detector types
The three main geometries of germanium or other type of detectors available are planar, coaxial and well-
type. Each has specific advantages depending on the circumstances. Coaxial detectors are generally used
with large volume samples, whereas the well-type detectors are most efficient for small volume samples.
Planar detectors can be useful for detecting photons with energies below 200 keV as they can have better
energy resolution than coaxial detectors at these energies. More detailed information on the detectors is
given in ISO 20042:2019, Table D.1.
Microphonics phenomena can result in an increase in the Full Width at Half Maximum (FWHM) of the full
energy peak. It may be necessary to place the detector on an anti-vibration mat.
Depending on the required accuracy and the desired detection limit, it is generally necessary to use high-
quality detectors whose energy resolution is less than 2,2 keV (for the Co peak at 1 332 keV) and with a
137 [6]
peak/Compton ratio between 50 and 80 for Cs (see IEC 61452 ).
210 238 234
Some natural radionuclides (e.g. Pb and U through Th) can be measured only through gamma lines
in the energy range below 100 keV. In this case, the use of an N-type detector is recommended. Low-energy,
low-level detectors offered by manufacturers have been optimized for this purpose and can additionally be
129 241
used in other areas of environmental monitoring (e.g. for measurements of I and Am in samples from
the vicinity of nuclear facilities).
6.3 High voltage power supply
When in operation, the power supply should be free from spikes and dropouts, or provided with a power
conditioner and/or uninterruptible power supply. Instrument earth connections should be isolated and
connected to local ground at one point only to avoid ground loops that may affect the detector resolution.
WARNING — Take necessary safety precautions according to the manufacturer's instructions.
6.4 Preamplifier
The preamplifier strongly influences the quality of the entire measuring system, as both noise and energy
resolution depend on the characteristics of the preamplifier.
NOTE Usually the preamplifier is located very close to germanium crystal. Cooling the input stage (FET) of the
preamplifier decreases the noise level and improves the energy resolution.
6.5 Cryostat or electric cooler
The cryostat or the electric cooler should be capable of keeping the detector close to the temperature of liquid
nitrogen. Operation at a low temperature is required to reduce the leakage current and electronic noise level
of the detector and preamplifier; it is recommended that an automatic switch off and an alarm signal be
installed which are activated in the case of an increase in the temperature of the detector (e.g. caused by
malfunctioning of the cryostat or loss of liquid nitrogen).
A high purity germanium detector may be stored at room temperature, however, it shall be cooled before the
bias voltage is applied.
6.6 Shielding
The detector shall be shielded from all sides (including the bottom) with lead, to reduce background
signals originating mainly from naturally occurring radionuclides. If measurements in the energy region
40 keV < E < 100 keV are to be made, the internal casing should consist of three successive layers of cadmium/
tin, copper and polymethylmethacrylate to achieve a low and constant background by attenuating the X-ray
produced in the shielding. Too large a thickness of Cu can increase the background by bremsstrahlung
between 100 keV and 200 keV.
Shielding is important to reduce background levels, especially if low activity levels shall be measured. The
following measures can be taken to improve the performance of the shield:
— use low Pb activity lead;
— limit the back scattering effect by not having shielding close to the detector if at all possible;
— carefully choose ventilation conditions, air filtration and the construction and other materials of
the system, in order to reduce ambient radioactivity and achieve low levels of background radiation.
Reduction of the radon inside the shield is desirable for measuring low-activity samples. This may be
achieved by displacing the air inside the shield with nitrogen boiled off from the cooling Dewar.
An active shielding can also be used (such as cosmic veto or anti-compton systems).
6.7 Analogue or digital acquisition electronics
6.7.1 General
Two types of electronics can be used to process the signal from the detector preamplifier. Either an analogue
amplifier combined with a digital analogue converter or a digital signal processor (DSP) system. Regardless
of the system used, it shall have a good linearity to obtain a linear pulse conversion for the 40 keV to 2 MeV
energy range regardless of the gain applied to the signal. Similarly, the conversion system shall allow to work
on a minimum of 4 096 channels in order to obtain a good energy resolution which assists the discrimination
of peaks and the deconvolution of multiplets.
6.7.2 Analogue electronic
Analogue amplifier-based systems should have an adjustable Gaussian pulse shaping system. An adjustment
approximately between 4 µs and 8 µs is recommended to obtain the best resolution (FWHM). It shall also
have a pole-zero setting and an automatic mechanism for restoring the continuous component. A stacking
-1
rejection device is recommended for high count rates (>5 000 s ).
An analogue amplifier is usually associated with a digital analogue converter, which converts the pulses
coming from the amplifier according to their amplitude.
The data thus converted is stored in a MCA (multi channels analyser), itself connected to a computer. The PC
software to view and save the spectrum reads the MCA memory. These modules can be separated in a NIM-
type drawer system or integrated into a single unit.
6.7.3 Digital electronic DSP
Digital systems are generally integrated into a single unit (referred to as an MCA) comprising signal
formatting electronics and scanning
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Style Definition
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Date: 2023-02-25
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Style Definition
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ISO/TC 85/SC 2/WG 17 Style Definition
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Secretary: AFNOR
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Third edition
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2023-07
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Corrected version
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2024-08
Style Definition
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Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Style Definition
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Part 3: .
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Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-ray
Style Definition
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spectrometry
Style Definition
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Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Style Definition
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Partie 3: Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma par spectrométrie gamma
Style Definition
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
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All rights reserved. Unless otherwise specified, or required in the context of its implementation, no part of this publication
Header distance from edge: 1.27 cm
may be reproduced or utilized otherwise in any form or by any means, electronic or mechanical, including photocopying,
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or posting on the internet or an intranet, without prior written permission. Permission can be requested from either ISO
at the address below or ISO’s member body in the country of the requester.
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ISO copyright office
0 pt, No page break before, Adjust space between Latin and
CP 401 • Ch. de Blandonnet 8
Asian text, Adjust space between Asian text and numbers
CH-1214 Vernier, Geneva
Phone: + 41 22 749 01 11 Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
Fax: +41 22 749 09 47
EmailE-mail: copyright@iso.org Formatted: French (France)
Website: www.iso.orgwww.iso.org
Formatted: zzCopyright address, Indent: Left: 0 cm, First
line: 0 cm, Right: 0 cm, Adjust space between Latin and
Published in Switzerland Asian text, Adjust space between Asian text and numbers
Formatted: FooterPageRomanNumber
ii © ISO 2023 – All rights reserved
ii
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
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Contents Page Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt, Line
spacing: single
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Foreword . vi
Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.71 cm + 17.2 cm
Introduction . vii
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions and symbols . 2
3.1 Terms and definitions . 2
3.2 Symbols . 2
4 Principle . 4
5 Reference sources . 5
5.1 Source(s) for energy calibration . 5
5.2 Reference source(s) for efficiency calibration . 5
5.2.1 General. 5
5.2.2 Reference sources for laboratory gamma spectrometry systems . 5
5.2.3 Reference sources used with numerical methods . 6
6 Gamma spectrometry equipment . 6
6.1 General description. 6
6.2 Detector types . 6
6.3 High voltage power supply . 7
6.4 Preamplifier . 7
6.5 Cryostat or electric cooler . 7
6.6 Shielding . 7
6.7 Analogue or digital acquisition electronics . 8
6.7.1 General. 8
6.7.2 Analogue electronic . 8
6.7.3 Digital electronic DSP . 8
6.8 Computer, including peripherical devices and software . 8
7 Nuclear decay data . 9
8 Sample container . 9
9 Procedure . 10
9.1 Packaging of samples for measuring purposes . 10
9.2 Laboratory background level . 11
9.3 Calibration . 11
9.3.1 Energy calibration . 11
9.3.2 Efficiency calibration . 12
9.4 Correction required for the measurements of natural radionuclides . 13
9.5 Quality control . 14
10 Expression of results . 14
10.1 Calculation of the activity per unit of mass . 14
10.1.1 General. 14
10.1.2 Dead time and pile up corrections (see ISO 20042) . 14
10.1.3 Decay corrections . 15
10.1.4 Self-absorption correction . 15
10.1.5 True coincidence summing . 17
10.2 Standard uncertainty. 18
Formatted: FooterPageRomanNumber
iii
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: Font: 11 pt
10.3 Decision threshold . 19
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt, Line
spacing: single
10.4 Detection limit . 19
10.5 Limits of the coverage intervals . 20
10.5.1 Limits of the probabilistically symmetric coverage interval . 20
10.5.2 The shortest coverage interval . 20
10.6 Corrections for contributions from other radionuclides and background . 21
10.6.1 General. 21
10.6.2 Contribution from other radionuclides . 21
10.6.3 Contribution from background . 23
11 Test report . 24
Annex A (informative) Analysis of natural radionuclides in soil samples using gamma
spectrometry . 26
[21][22]
Annex B (informative) Self-attenuation correction . 33
Annex C (informative) True coincidence summing . 36
Annex D (informative) Calculation of the activity per unit mass from a gamma spectrum using a
linear background subtraction . 38
Bibliography . 41
Foreword . 5
Introduction . 6
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions and symbols . 2
4 Principle . 4
5 Reference sources . 4
6 Gamma spectrometry equipment . 5
7 Nuclear decay data . 8
8 Sample container . 8
9 Procedure . 9
10 Expression of results . 13
11 Test report . 20
Annex A (informative) Analysis of natural radionuclides in soil samples using gamma
spectrometry . 22
Formatted: FooterPageRomanNumber
iv © ISO 2023 – All rights reserved
iv
Formatted: Font: 11 pt
ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: Font: 11 pt
A.1 General. 22
Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt, Line
spacing: single
A.2 Determination of U . 23
A.3 Determination of Ra . 24
A.4 Determination of Pb . 24
A.5 Determination of U . 24
A.6 Determination of Ac . 25
A.7 Determination of Th. 25
A.8 Determination of Ra . 25
A.9 Determination of Th. 25
A.10 Determination of K . 26
Annex B (informative) Self-attenuation correction . 28
Annex C (informative) True coincidence summing . 31
C.1 Gamma-gamma coincidence . 31
C.2 Gamma-x-ray coincidence . 32
C.3 Gamma-annihilation photon coincidence . 32
C.4 Experimental procedure . 32
Annex D (informative) Calculation of the activity per unit mass from a gamma spectrum using a
linear background subtraction . 33
Bibliography . 35
Formatted: FooterPageRomanNumber
v
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: Font: 11 pt
Foreword Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt, Line
spacing: single
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
Adjust space between Asian text and numbers
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 document 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). Formatted: English (United Kingdom)
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use of (a)
patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed patent rights
in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received notice of (a) patent(s)
which may be required to implement this document. However, implementers are cautioned that this may not
represent the latest information, which may be obtained from the patent database available at
www.iso.org/patents.www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such
patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of 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
www.iso.org/iso/foreword.htmlwww.iso.org/iso/foreword.html. Formatted: English (United Kingdom)
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
This third edition cancels and replaces the second edition (ISO 18589--3:2015), which has been technically Formatted: Default Paragraph Font
revised.
Formatted: Default Paragraph Font
Formatted: Default Paragraph Font
The main change is:
Formatted: Default Paragraph Font
— — a correction to Formula (4);Formula (4); Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.7 cm + 1.4 cm + 2.1 cm + 2.8 cm + 3.5 cm + 4.2
A list of all parts in the ISO 18589 series can be found on the ISO website.
cm + 4.9 cm + 5.6 cm + 6.3 cm + 7 cm
Formatted: Default Paragraph Font
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
Formatted: Default Paragraph Font
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.htmlwww.iso.org/members.html.
Formatted: Default Paragraph Font
This corrected version of ISO 18589-3:2023 incorporates the following corrections:
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
— In Annex B, Formula (B.8) and Formula (B.10) have been corrected.
Formatted: English (United Kingdom)
Formatted: English (United Kingdom)
Formatted: FooterPageRomanNumber
vi © ISO 2023 – All rights reserved
vi
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt, Line
Introduction
spacing: single
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Everyone is exposed to natural radiation. The natural sources of radiation are cosmic rays and naturally
Adjust space between Asian text and numbers
occurring radioactive substances which exist in the earth and flora and fauna, including the human body.
Human activities involving the use of radiation and radioactive substances add to the radiation exposure from
this natural exposure. Some of those activities, such as the mining and use of ores containing naturally-
occurring radioactive materials (NORM) and the production of energy by burning coal that contains such
substances, simply enhance the exposure from natural radiation sources. Nuclear power plants and other
nuclear installations use radioactive materials and produce radioactive effluent and waste during operation
and decommissioning. The use of radioactive materials in industry, agriculture and research is expanding
around the globe.
All these human activities give rise to radiation exposures that are only a small fraction of the global average
level of natural exposure. The medical use of radiation is the largest and a growing man-made source of
radiation exposure in developed countries. It includes diagnostic radiology, radiotherapy, nuclear medicine
and interventional radiology.
Radiation exposure also occurs as a result of occupational activities. It is incurred by workers in industry,
medicine and research using radiation or radioactive substances, as well as by passengers and crew during air
travel. The average level of occupational exposures is generally below the global average level of natural
radiation exposure (see Reference [1]).[1]).
As uses of radiation increase, so do the potential health risk and the public's concerns. Thus, all these
exposures are regularly assessed in order to:
— — improve the understanding of global levels and temporal trends of public and worker exposure; Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.7 cm + 1.4 cm + 2.1 cm + 2.8 cm + 3.5 cm + 4.2
— — evaluate the components of exposure so as to provide a measure of their relative importance;
cm + 4.9 cm + 5.6 cm + 6.3 cm + 7 cm
— — identify emerging issues that may warrant more attention and study. While doses to workers are
mostly directly measured, doses to the public are usually assessed by indirect methods using the results
of radioactivity measurements of waste, effluent and/or environmental samples.
To ensure that the data obtained from radioactivity monitoring programs support their intended use, it is Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
essential that the stakeholders (for example nuclear site operators, regulatory and local authorities) agree on
appropriate methods and procedures for obtaining representative samples and for handling, storing,
preparing and measuring the test samples. An assessment of the overall measurement uncertainty also needs
to be carried out systematically. As reliable, comparable and ‘fit for purpose’ data are an essential requirement
for any public health decision based on radioactivity measurements, international standards of tested and
validated radionuclide test methods are an important tool for the production of such measurement results.
The application of standards serves also to guarantee comparability of the test results over time and between
different testing laboratories. Laboratories apply them to demonstrate their technical competences and to
complete proficiency tests successfully during interlaboratory comparisons, two prerequisites for obtaining
national accreditation.
Today, over a hundred International Standards are available to testing laboratories for measuring
radionuclides in different matrices.
Generic standards help testing laboratories to manage the measurement process by setting out the general
requirements and methods to calibrate equipment and validate techniques. These standards underpin specific
standards which describe the test methods to be performed by staff, for example, for different types of
samples. The specific standards cover test methods for:
Formatted: FooterPageRomanNumber
vii
Formatted
...
Formatted
...
ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted
...
Formatted
...
40 3 14
Formatted
— — naturally-occurring radionuclides (including K, H, C and those originating from the thorium and
...
226 228 234 238 210
uranium decay series, in particular Ra, Ra, U, U and Pb) which can be found in materials from
Formatted
...
natural sources or can be released from technological processes involving naturally occurring radioactive
Formatted
...
materials (e.g., the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production and use);
Formatted
...
Formatted
...
— — human-made radionuclides, such as transuranium elements (americium, plutonium, neptunium, and
3 14 90 Formatted
curium), H, C, Sr and gamma-ray emitting radionuclides found in waste, liquid and gaseous effluent, in
...
environmental matrices (water, air, soil and biota), in food and in animal feed as a result of authorized Formatted
...
releases into the environment, fallout from the explosion in the atmosphere of nuclear devices and fallout
Formatted
...
from accidents, such as those that occurred in Chernobyl and Fukushima.
Formatted
...
Formatted
...
The fraction of the background dose rate to man from environmental radiation, mainly gamma radiation, is
Formatted
very variable and depends on factors such as the radioactivity of the local rock and soil, the nature of building .
materials and the construction of buildings in which people live and work. Formatted
...
Formatted
...
A reliable determination of the activity concentration of gamma-ray emitting radionuclides in various
Formatted
...
matrices is necessary to assess the potential human exposure, to verify compliance with radiation protection
Formatted
...
and environmental protection regulations or to provide guidance on reducing health risks. Gamma-ray
Formatted
...
emitting radionuclides are also used as tracers in biology, medicine, physics, chemistry, and engineering.
Formatted
Accurate measurement of the activities of the radionuclides is also needed for national security and in
...
connection with the Non-Proliferation Treaty (NPT).
Formatted
...
Formatted
...
This document is to be used in the context of a quality assurance management system (ISO/IEC 17025).
Formatted
...
Formatted
...
ISO 18589 is published in several parts for use jointly or separately according to needs. These parts are
Formatted
complementary and are addressed to those responsible for determining the radioactivity present in soil, .
bedrocks and ore (NORM or TENORM). The first two parts are general in nature and describe the setting up
Formatted
...
of programmes and sampling techniques, methods of general processing of samples in the laboratory (ISO
Formatted
...
18589-1), the sampling strategy and the soil sampling technique, soil sample handling and preparation (ISO
Formatted
...
18589-2). ISO 18589-3, ISO 18589-4 and ISO 18589-5 deal with nuclide-specific test methods to quantify the
Formatted
...
activity concentration of gamma emitting radionuclides (ISO 18589-3 and ISO 20042), plutonium isotopes
90 Formatted
...
(ISO 18589-4) and Sr (ISO 18589-5) of soil samples. ISO 18589-6 deals with non--specific measurements to
Formatted
quantify rapidly gross alpha or gross beta activities and ISO 18589-7 describes in situ measurement of .
gamma-emitting radionuclides.
Formatted
...
Formatted
...
The test methods described in ISO 18589-3 to ISO 18589-6 can also be used to measure the radionuclides in
Formatted
...
sludge, sediment, construction material and products following proper sampling procedure.
Formatted
...
Formatted
This document is one of a set of International Standards on measurement of radioactivity in the environment.
...
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...
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...
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viii © ISO 2023 – All rights reserved
viii
FINAL DRAFT INTERNATIONAL STANDARD ISO/FDIS 18589-3:2023(E)
Formatted: Left: 1.5 cm, Right: 1.5 cm, Gutter: 0 cm,
Header distance from edge: 1.27 cm
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Formatted: Main Title 2, Adjust space between Latin and
Part 3:
Asian text, Adjust space between Asian text and numbers
Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-ray
spectrometry
1 Scope
This document specifies the identification and the measurement of the activity in soils of a large number of
gamma-emitting radionuclides using gamma spectrometry. This non-destructive method, applicable to large-
volume samples (up to about 3 l), covers the determination in a single measurement of all the γ-emitters
present for which the photon energy is between 5 keV and 3 MeV.
Generic test method and fundamentals using gamma-ray spectrometry are described in ISO 20042. Formatted: Default Paragraph Font
Formatted: Default Paragraph Font
This document can be applied by test laboratories performing routine radioactivity measurements as a
majority of gamma-emitting radionuclides is characterized by gamma-ray emission between 40 keV and
2 MeV.
The method can be implemented using a germanium or other type of detector with a resolution better than
5 keV.
This document addresses methods and practices for determining gamma-emitting radionuclides activity
present in soil, including rock from bedrock and ore, construction materials and products, pottery, etc. This
includes such soils and material containing naturally occurring radioactive material (NORM) or those from
technological processes involving Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Materials
(TENORM) (e.g. the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production and use) as
well as of sludge and sediment. This determination of gamma-emitting radionuclides activity is typically
performed for the purpose of radiation protection. It is suitable for the surveillance of the environment and
the inspection of a site and allows, in case of accidents, a quick evaluation of gamma activity of soil samples.
This might concern soils from gardens, farmland, urban or industrial sites that can contain building materials
rubble, as well as soil not affected by human activities.
When the radioactivity characterization of the unsieved material above 200 μm or 250 μm, made of
petrographic nature or of anthropogenic origin such as building materials rubble, is required, this material
can be crushed in order to obtain a homogeneous sample for testing as described in ISO 18589--2. Formatted: Default Paragraph Font
Formatted: Default Paragraph Font
2 Normative references
Formatted: Default Paragraph Font
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 10703, Water quality — Gamma-ray emitting radionuclides — Test method using high resolution
gamma-ray spectrometry
ISO 11074, Soil quality — Vocabulary
Formatted: Font: 11 pt
ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted
...
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt, Line
spacing: single
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 18589-1, Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 1: General guidelines and
definitions
ISO 10703, Water quality — Gamma-ray emitting radionuclides — Test method using high resolution
gamma-ray spectrometry
ISO 11074, Soil quality — Vocabulary
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 18589-1, Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 1: General guidelines and
definitions
Formatted: Default Paragraph Font
ISO 20042, Measurement of radioactivity — Gamma-ray emitting radionuclides — Generic test method using
gamma-ray spectrometry
Formatted
...
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
ISO 80000-10, Quantities and units — Part 10: Atomic and nuclear physics
Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.7 cm + 1.4 cm + 2.1 cm + 2.8 cm + 3.5 cm + 4.2
cm + 4.9 cm + 5.6 cm + 6.3 cm + 7 cm
ISO/IEC Guide 98-1, Uncertainty of measurement — Part 1: Introduction to the expression of uncertainty
in measurement
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
ISO 80000-10, Quantities and units — Part 10: Atomic and nuclear physics Adjust space between Asian text and numbers
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
ISO/IEC Guide 98-1, Uncertainty of measurement — Part 1: Introduction to the expression of uncertainty in Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.71 cm
measurement
Formatted
...
3 Terms, definitions and symbols
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
3.1 Terms and definitions
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers, Tab stops: Not
at 0.71 cm
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589--1,
Formatted
...
ISO 20042 and ISO 80000--10 apply.
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
3.2 Symbols
Formatted: Font: Not Bold
For the purposes of this document, the symbols given in ISO 10703, ISO 11074, ISO 18589--1, ISO 20042 and
Formatted: Font: Not Bold
ISO 80000--10 apply.
Formatted: Font: Not Bold
Formatted: Not Highlight
Symbol Meaning Unit
Formatted: Not Highlight
A Activity of each radionuclide in calibration source, at the calibration time Bq
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
-1
Formatted: Not Highlight
a, a Activity per unit of mass of each radionuclide, without and with corrections Bq·kg
c
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
ε Efficiency of the detector at energy, E, with the actual measurement geometry
E
𝜀𝜀
𝐸𝐸
Formatted: Not Highlight
fE Correction factor considering all necessary corrections
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
Formatted: Not Highlight
fE( ) Correction factor for self-attenuation at photon energy E
att
𝑓𝑓 (𝐸𝐸)
att
Formatted: Tab stops: Not at 1.59 cm + 3.17 cm
FE Attenuation factor at photon energy E respectively for the sample and the
( )
att
sample Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
standard
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
Formatted: FooterPageRomanNumber
2 © ISO 2023 – All rights reserved
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Symbol Meaning Unit
Formatted
...
FE( )
att
standard
Formatted
...
𝐹𝐹 (𝐸𝐸)
att sample
Formatted
...
𝐹𝐹 (𝐸𝐸)
att standard
Formatted
...
f Correction factor for decay for a reference date
d
Formatted
...
f Correction factor for coincidence losses (summing-out)
Formatted
cl ,E
...
𝑓𝑓
cl,𝐸𝐸
Formatted
...
f Correction factor for summing-in effects by coincidences
su ,E
𝑓𝑓 Formatted
su,𝐸𝐸
...
Formatted
...
f Correction factor for dead time and pile up
dt pu ,E
𝑓𝑓
dtpu,𝐸𝐸
Formatted
...
h Height of the sample in the container cm Formatted
...
-1 Formatted
λ Decay constant of each radionuclide s .
𝜆𝜆
Formatted
...
2 -1
μ (E) Mass attenuation coefficient, at photon energy, E cm ·g
m
Formatted
...
-1
µ E
( ) Linear attenuation coefficient at photon energy E respectively for the sample and cm
sample
Formatted
...
,
the standard
µ (E ) Formatted
...
standard
𝜇𝜇 (𝐸𝐸), Formatted
sample .
𝜇𝜇 (𝐸𝐸)
standard
Formatted
...
Number of counts in the net area of the peak, at energy E, in the test sample Formatted
nn,,n .
N,NE 0,NEEs,
spectrum, in the background spectrum and in the calibration spectrum,
Formatted
𝑛𝑛 ,𝑛𝑛 ,𝑛𝑛 .
N,𝐸𝐸 N0,𝐸𝐸 N𝑠𝑠,𝐸𝐸
respectively
Formatted
...
T Theoretical number of counts in the net area of the peak, at energy E
Formatted
n .
N,E T
𝑛𝑛
N,𝐸𝐸
Formatted
...
nn,,n Number of counts in the gross area of the peak, at energy E, in the test sample
g ,gE 0,gE s,E Formatted
...
spectrum, in the background spectrum and in the calibration spectrum,
𝑛𝑛 ,𝑛𝑛 ,𝑛𝑛
g,𝐸𝐸 g0,𝐸𝐸 g𝑠𝑠,𝐸𝐸 Formatted
...
respectively
Formatted
...
Number of counts in the background of the peak, at energy E, in the test sample
nn,,n
b,bE 0,bEEs,
Formatted
...
spectrum in the background spectrum and in the calibration spectrum,
𝑛𝑛 ,𝑛𝑛 ,𝑛𝑛
b,𝐸𝐸 b0,𝐸𝐸 b𝑠𝑠,𝐸𝐸
Formatted
respectively .
Formatted
...
P Probability of the emission of a gamma-ray with energy E of each radionuclide,
E
𝑃𝑃
𝐸𝐸
Formatted
per decay .
Formatted
...
-3
ρ Bulk density, in grams per cubic centimetre, of the sample g·cm
Formatted
...
S Cross-section of surface
Formatted
...
tg Test sample spectrum counting time s
Formatted
...
Formatted
t0 Background spectrum counting time s
...
Formatted
...
t Time between the reference time and the start of the measuring time s
i
Formatted
...
tS Calibration spectrum counting time s
Formatted
...
-1
u(a), u(a ) Standard uncertainty associated with the measurement result (without and with Bq·kg
c
Formatted
...
corrections)
Formatted
...
u Relative uncertainty
rel
Formatted
...
uc Combined uncertainty Formatted
...
-1 Formatted
U Expanded uncertainty calculated with k = 2. Bq·kg .
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Formatted: Font: 11 pt
ISO/FDIS 18589-3:2023(Een)
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: Font: 11 pt
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt, Line
Symbol Meaning Unit
spacing: single
x Unit thickness cm
Formatted: Font: Not Bold
X Thickness of the sample crossed by a photon flux; it also represents the filling cm
Formatted: Font: Not Bold
height of the sample in the measurement containers
Formatted: Font: Not Bold
w Mass fraction of element i (no unit)
i Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
-1 Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
* * ∗ ∗
Decision threshold, without and with corrections Bq·kg
aa, 𝑎𝑎 ,𝑎𝑎
c 𝑐𝑐
Formatted: Not Highlight
-1
##
# # Detection limit, without and with corrections Bq·kg
a , a 𝑎𝑎 , 𝑎𝑎 Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
c 𝑐𝑐
Formatted: Tab stops: Not at 1.59 cm + 3.17 cm
-1
Lower and upper limits of the probabilistically symmetric coverage interval Bq·kg
aa,
⊲ ⊳
𝑎𝑎 , 𝑎𝑎 Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
-1 Formatted: Not Highlight
< > Lower and upper limits of the shortest coverage interval Bq·kg
aa,
< >
𝑎𝑎 , 𝑎𝑎
Formatted: Tab stops: Not at 1.59 cm + 3.17 cm
kp Quantile of the standardized normal distribution for the probability p (for Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
instance p = 1 − α, 1− β or 1 − γ /2)
Formatted: Not Highlight
kq Quantile of the standardized normal distribution for the probability q (for Formatted: Tab stops: Not at 1.59 cm + 3.17 cm
instance q=1−⋅ωγ / 2 )𝑞𝑞 = 1 −𝜔𝜔⋅𝛾𝛾/2)
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
Formatted: Tab stops: Not at 1.59 cm + 3.17 cm
φ Distribution function of the standardized normal distribution
𝜙𝜙
Formatted: Not Highlight
ω
𝜔𝜔 Auxiliary quantity
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
Formatted: Font color: Auto, Not Highlight
4 Principle
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
Formatted: English (United Kingdom)
Gamma-rays produce electron-hole pairs when interacting with matter. When a voltage is applied across a
Formatted: English (United Kingdom)
semiconductor detector, these electron hole-pairs are, after proper amplification, detected as current pulses.
Formatted: Tab stops: Not at 17.19 cm
The pulse height is related to the energy absorbed from the gamma--photon or photons in the resolving time
of the detector and electronics. By discriminating between the height of the pulses, a gamma--ray pulse height Formatted: English (United Kingdom)
spectrum is obtained. After analysis of the spectrum, the various peaks are assigned to the radionuclides which
Formatted: English (United Kingdom)
emitted the corresponding gamma rays using an established detector energy calibration curve.
Formatted: English (United Kingdom)
Formatted: Tab stops: Not at
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 18589-3
Troisième édition
2023-07
Mesurage de la radioactivité dans
l'environnement — Sol —
Partie 3:
Méthode d'essai des radionucléides
émetteurs gamma par spectrométrie
gamma
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 3: Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-
ray spectrometry
Numéro de référence
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
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Tous droits réservés. Sauf prescription différente ou nécessité dans le contexte de sa mise en œuvre, aucune partie de cette
publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
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ISO copyright office
Case postale 401 • Ch. de Blandonnet 8
CH-1214 Vernier, Genève
Tél.: +41 22 749 01 11
E-mail: copyright@iso.org
Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction . vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives .1
3 Termes, définitions et symboles . 2
3.1 Termes et définitions . 2
3.2 Symboles . 2
4 Principe. 3
5 Sources de référence. 4
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie . 4
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement . 4
5.2.1 Généralités . 4
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de
laboratoire . 4
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques . 5
6 Équipement de spectrométrie gamma . 5
6.1 Description générale . 5
6.2 Types de détecteurs . 6
6.3 Alimentation haute tension . 6
6.4 Préamplificateur . 6
6.5 Cryostat ou refroidisseur électrique . 6
6.6 Blindage . 6
6.7 Électronique d’acquisition analogique ou numérique . 7
6.7.1 Généralités . 7
6.7.2 Électronique analogique. 7
6.7.3 Système électronique numérique de traitement des signaux (DSP) . 7
6.8 Ordinateur avec logiciels et matériels périphériques associés . 8
7 Données relatives à la décroissance nucléaire . 8
8 Conteneur d’échantillon . 9
9 Mode opératoire . 9
9.1 Conditionnement des échantillons pour les besoins du mesurage . 9
9.2 Niveau de bruit de fond du laboratoire . 10
9.3 Étalonnage . 10
9.3.1 Étalonnage en énergie . 10
9.3.2 Étalonnage en rendement . . 11
9.4 Corrections requises pour les mesurages des radionucléides naturels .12
9.5 Contrôle de la qualité . 13
10 Expression des résultats .13
10.1 Calcul de l’activité massique .13
10.1.1 Généralités .13
10.1.2 Corrections du temps mort et des empilements (voir l’ISO 20042) .13
10.1.3 Corrections de décroissance . 14
10.1.4 Correction de l’effet d’auto-absorption . 14
10.1.5 Sommation des coïncidences vraies . 15
10.2 Incertitude-type . 17
10.3 Seuil de décision . 17
10.4 Limite de détection . 18
10.5 Limites de l’intervalle élargi . 18
10.5.1 Limites de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique . 18
10.5.2 Intervalle élargi le plus court . 18
iii
10.6 Corrections relatives aux contributions d’autres radionucléides et du bruit de fond . 19
10.6.1 Généralités . 19
10.6.2 Contribution des autres radionucléides . 19
10.6.3 Contribution du bruit de fond . 20
11 Rapport d’essai .21
Annexe A (informative) Analyse par spectrométrie gamma de radionucléides naturels
présents dans des échantillons de sol .22
[21][22]
Annexe B (informative) Correction de l’auto-atténuation .28
Annexe C (informative) Sommation des coïncidences vraies .31
Annexe D (informative) Calcul de l’activité massique à partir d’un spectre de rayonnement
gamma par soustraction d’un bruit de fond linéaire .33
Bibliographie .35
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’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner
l’utilisation d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et
à l’applicabilité de tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent
document, l’ISO n'avait pas reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa
mise en application. Toutefois, il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent
document que des informations plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de
brevets, disponible à l'adresse www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne
pas avoir identifié tout ou partie de tels droits de brevet.
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 www.iso.org/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 troisième édition annule et remplace la deuxième édition (ISO 18589-3:2015), qui a fait l’objet
d’une révision technique. La principale modification est la suivante:
— correction de la Formule (4).
Une liste de toutes les parties de la série ISO 18589 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.
v
Introduction
Tout individu est exposé à des rayonnements naturels. Les sources naturelles de rayonnement sont
les rayons cosmiques et les substances radioactives naturellement présentes dans la terre, la faune
et la flore, incluant le corps humain. À cette exposition naturelle aux rayonnements s’ajoute celle
issue des activités anthropiques mettant en œuvre des rayonnements et des substances radioactives.
Certaines de ces activités, dont l’exploitation minière et l’utilisation de minerais contenant des matières
radioactives naturelles (MRN) ainsi que la production d’énergie par combustion de charbon contenant
ces substances, ne font qu’augmenter l’exposition des sources naturelles de rayonnement. Les centrales
électriques nucléaires et autres installations nucléaires emploient des matières radioactives et
génèrent des effluents et des déchets radioactifs dans le cadre de leur exploitation et leur déclassement.
L’utilisation de matières radioactives dans les secteurs de l’industrie, de l’agriculture et de la recherche
connaît un essor mondial.
Toutes ces activités anthropiques provoquent des expositions aux rayonnements qui ne représentent
qu’une petite fraction du niveau moyen mondial d’exposition naturelle. Dans les pays développés,
l’utilisation des rayonnements à des fins médicales représente la plus importante source anthropique
d’exposition aux rayonnements et qui, de plus, ne cesse d’augmenter. Ces applications médicales
englobent la radiologie diagnostique, la radiothérapie, la médecine nucléaire et la radiologie
interventionnelle.
L’exposition aux rayonnements découle également d’activités professionnelles. Elle est subie par les
employés des secteurs de l’industrie, de la médecine et de la recherche qui utilisent des rayonnements
ou des substances radioactives, ainsi que par les passagers et le personnel navigant pendant les voyages
aériens. Le niveau moyen des expositions professionnelles est généralement inférieur au niveau moyen
mondial des expositions naturelles aux rayonnements (voir la Référence [1]).
Du fait de l’utilisation croissante des rayonnements, le risque pour la santé et les préoccupations du
public augmentent. Par conséquent, toutes ces expositions sont régulièrement évaluées afin:
— de mieux connaître les niveaux mondiaux et les tendances temporelles de l’exposition du public et
des salariés;
— d’évaluer les composantes de l’exposition et de chiffrer leur importance relative;
— d’identifier de nouvelles problématiques qui peuvent mériter une plus grande attention et
une surveillance. Alors que les doses reçues par les travailleurs sont le plus souvent mesurées
directement, celles reçues par le public sont habituellement évaluées par des méthodes indirectes
qui consistent à exploiter les résultats des mesurages de la radioactivité de déchets, effluents et/ou
échantillons environnementaux.
Afin de garantir que les données obtenues dans le cadre de programmes de surveillance de la
radioactivité permettent de répondre à l’objectif de l’évaluation, il est primordial que les parties
prenantes (par exemple, les exploitants de site nucléaire, les organismes de réglementation et les
autorités locales) conviennent des méthodes et modes opératoires appropriés pour obtenir des
échantillons représentatifs ainsi que pour la manipulation, le stockage, la préparation et le mesurage
des échantillons pour essai. Il est également nécessaire de procéder systématiquement à une évaluation
de l’incertitude globale de mesure. Pour toute décision en matière de santé publique s’appuyant sur
des mesures de la radioactivité, il est capital que les données soient fiables, comparables et adéquates
par rapport à l’objectif de l’évaluation; c’est pourquoi les normes internationales spécifiant des
méthodes d’essai des radionucléides qui ont été vérifiées par des essais et validées sont un outil
important dans l’obtention de tels résultats de mesure. L’application de normes permet également de
garantir la comparabilité des résultats d’essai dans le temps et entre différents laboratoires d’essai.
Les laboratoires les appliquent pour démontrer leurs compétences techniques et pour passer les essais
d’aptitude lors d’e comparaisons interlaboratoires, deux conditions préalables à l’obtention d’une
accréditation nationale.
À l’heure actuelle, plus d’une centaine de Normes internationales sont à la disposition des laboratoires
d’essai pour leur permettre de mesurer les radionucléides dans différentes matrices.
vi
Les normes générales aident les laboratoires d’essai à maîtriser le processus de mesure en définissant
les exigences et méthodes générales d’étalonnage des appareils et de validation des techniques.
Ces normes viennent à l’appui de normes spécifiques qui décrivent les méthodes d’essai à mettre en
œuvre par le personnel, par exemple pour différents types d’échantillons. Les normes spécifiques
couvrent les méthodes d’essai relatives aux:
40 3 14
— radionucléides naturels (le K, le H, le C et les radionucléides des familles radioactives du
226 228 234 238 210
thorium et de l’uranium, notamment le Ra, le Ra, le U, le U et le Pb) qui peuvent être
retrouvés dans des matériaux issus de sources naturelles ou qui peuvent être émis par des procédés
technologiques impliquant des matières radioactives naturelles (par exemple l’exploitation minière
et le traitement des sables minéraux ou la production et l’utilisation d’engrais phosphatés);
— radionucléides anthropiques, tels que les éléments transuraniens (américium, plutonium, neptunium,
3 14 90
curium), le H, le C, le Sr et les radionucléides émetteurs gamma retrouvés dans les déchets, les
effluents liquides et gazeux, dans les matrices environnementales (telles que l’eau, l’air, le sol, le
biote), dans l’alimentation et dans les aliments pour animaux à la suite de rejets autorisés dans
l’environnement, d’une contamination par des retombées radioactives engendrées par l’explosion
dans l’atmosphère de dispositifs nucléaires et d’une contamination par des retombées radioactives
résultant d’accidents tels que ceux qui se sont produits à Tchernobyl et à Fukushima.
La fraction du débit de dose d’exposition au rayonnement bruit de fond, due aux rayonnements
environnementaux, principalement aux rayonnements gamma, qu’une personne reçoit est très variable
et dépend de plusieurs facteurs tels que la radioactivité de la roche locale et du sol local, la nature des
matériaux de construction et la construction des bâtiments dans lesquels les personnes vivent ou
travaillent.
Une détermination fiable de l’activité massique des radionucléides émetteurs gamma dans différentes
matrices est nécessaire pour évaluer le niveau potentiel d’exposition des êtres humains, vérifier
la conformité à la législation en matière d’environnement et de radioprotection ou donner des
recommandations visant à limiter les risques sur la santé. Les radionucléides émetteurs gamma
sont également utilisés en tant que traceurs en biologie, médecine, physique, chimie et ingénierie.
Un mesurage précis de l’activité des radionucléides est également nécessaire pour la sécurité intérieure
et dans le cadre du traité de non-prolifération (T.N.P.).
Le présent document doit être utilisé dans le cadre d’un système de management de l’assurance qualité
(ISO/IEC 17025).
L’ISO 18589 est publiée en plusieurs parties, à utiliser ensemble ou séparément selon les besoins.
Elles sont complémentaires entre elles et s’adressent aux personnes chargées de déterminer
la radioactivité présente dans les sols, les socles rocheux et le minerai (MRN ou MRNAT).
Les deux premières parties sont générales et décrivent la définition des programmes et des techniques
d’échantillonnage, des méthodes de traitement général d’échantillons dans le laboratoire (ISO 18589-1),
ainsi que la stratégie d’échantillonnage et la technique d’échantillonnage des échantillons de sol, la
manipulation et la préparation des échantillons de sol (ISO 18589-2). L’ISO 18589-3, l’ISO 18589-4 et
l’ISO 18589-5 traitent de méthodes d’essai propres à un nucléide pour quantifier l’activité massique des
radionucléides émetteurs gamma (ISO 18589-3 et ISO 20042), des isotopes de plutonium (ISO 18589-4)
et Sr (ISO 18589-5) des échantillons de sol. L’ISO 18589-6 traite des mesurages non spécifiques pour
quantifier rapidement des activités alpha globale ou bêta globale et l’ISO 18589-7 décrit un mesurage in
situ de radionucléides émetteurs gamma.
Les méthodes d’essai décrites dans les normes ISO 18589-3 à ISO 18589-6 peuvent également être
utilisées pour mesurer les radionucléides dans une boue, dans un sédiment, dans un matériau de
construction et dans des produits de construction en suivant un mode opératoire d’échantillonnage
approprié.
Le présent document fait partie d’un ensemble de Normes internationales traitant du mesurage de la
radioactivité dans l’environnement.
vii
NORME INTERNATIONALE ISO 18589-3:2023(F)
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement —
Sol —
Partie 3:
Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma par
spectrométrie gamma
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie l’identification et le mesurage de l’activité d’un grand nombre de
radionucléides émetteurs gamma, dans des sols, par spectrométrie gamma. Cette méthode non
destructive applicable à des échantillons de grand volume (jusqu’à 3 l) permet de déterminer, par un
seul mesurage, tous les émetteurs γ présents dont l’énergie des photons est comprise entre 5 keV et
3 MeV.
La méthode d’essai générique et les principes fondamentaux d’utilisation de la spectrométrie gamma
sont décrits dans l’ISO 20042.
Le présent document peut être utilisé par les laboratoires d’essai réalisant des mesures de radioactivité
en routine, car la majorité des radionucléides émetteurs gamma est caractérisée par des raies d’émission
gamma entre 40 keV et 2 MeV.
Cette méthode peut être mise en œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une
résolution supérieure à 5 keV.
Le présent document a pour objet les méthodes et les pratiques de détermination de l’activité des
radionucléides émetteurs gamma présents dans les sols, notamment dans les roches provenant du
socle rocheux et de minerai, les matériaux et les produits de construction, les poteries, etc. Ces sols et
matériaux contiennent des matières radioactives naturelles (MRN), ou sont le résultats de procédés
technologiques mettant en œuvre des matières radioactives naturelles améliorées technologiquement
(MRNAT), telles que l’exploitation minière et le traitement des sables minéraux, la production et
l’utilisation d’engrais phosphatés, ainsi que les boues et les sédiments. Utilisée en général dans un but
de radioprotection, cette méthode de détermination de l’activité des radionucléides émetteurs gamma
est parfaitement adaptée à la surveillance de l’environnement et à l’inspection d’un site et permet, en
cas d’accident, une évaluation rapide du niveau de radioactivité gamma. Elle peut concerner les sols de
jardins ou des terres agricoles, les sols de sites urbains ou industriels pouvant contenir des débris de
matériaux de construction, ainsi que les sols qui n’ont pas été modifiés par des activités humaines.
Lorsque la caractérisation radiologique d’un matériau non tamisé supérieur à 200 μm ou à 250 μm, de
nature pétrographique ou d’origine anthropogénique, tels que des débris de matériaux de construction,
est nécessaire, ce matériau peut être broyé afin d’obtenir un échantillon homogène pour les essais
décrits dans l’ISO 18589-2.
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 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 10703, Qualité de l'eau — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai par spectrométrie
gamma à haute résolution
ISO 11074, Qualité du sol — Vocabulaire
ISO/IEC 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et d'essais
ISO 18589-1, Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 1: Lignes directrices
générales et définitions
ISO 20042:2019, Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai
générique par spectrométrie gamma
ISO 80000-10, Grandeurs et unités — Partie 10: Physique atomique et nucléaire
Guide ISO/IEC 98-1, Incertitude de mesure — Partie 1: Introduction à l’expression de l’incertitude de
mesure
3 Termes, définitions et symboles
3.1 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589-1,
l’ISO 20042 et l’ISO 80000-10 s’appliquent.
3.2 Symboles
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589-1,
l’ISO 20042 et l’ISO 80000-10 s’appliquent.
Symbole Signification Unité
A Activité de chaque radionucléide présent dans la source d’étalonnage, au moment Bq
de l’étalonnage
−1
a, a Activité massique de chaque radionucléide, sans et avec correction Bq·kg
c
ε Rendement du détecteur à l’énergie E, avec la géométrie de mesure utilisée
E
f Facteur de correction incluant toutes les corrections nécessaires
E
f (E) Facteur de correction de l’auto-atténuation à l’énergie photonique E
att
Facteur d’atténuation, à l’énergie photonique E, de l’échantillon et de l’étalon,
FE()
att
échantillon
respectivement
FE()
att
étalon
f Facteur de correction de la décroissance pour une date de référence
d
f Facteur de correction des pertes de comptage par coïncidence (effets de som-
cl,E
mation)
f Facteur de correction des pics sommes
su,E
Facteur de correction du temps mort et de l’empilement
f
dt ,pu E
h Hauteur de l’échantillon dans le conteneur cm
−1
λ Constante de désintégration de chaque radionucléide s
2 −1
Coefficient d’atténuation massique à l’énergie photonique E cm ·g
()
μ E
m
−1
μ E , Coefficient d’atténuation linéique, à l’énergie photonique E, de l’échantillon et cm
()
échantillon
de l’étalon, respectivement
μ E
()
étalon
Nombre de coups dans l’aire nette du pic, à l’énergie E, respectivement dans
nn,,n
NE,,NE0sNE,
le spectre de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit de fond et le spectre
d’étalonnage
T
Nombre théorique de coups dans l’aire nette du pic, à l’énergie E
n
N,E
Symbole Signification Unité
Nombre de coups dans l’aire brute du pic, à l’énergie E, respectivement dans
nn,,n
gg,,EE0 gs,E
le spectre de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit de fond et le spectre
d’étalonnage
Nombre de coups du fond continu sous le pic, à l’énergie E, respectivement dans
nn,,n
bb,,EE0 bs,E
le spectre de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit continu et le spectre
d’étalonnage
P Probabilité d’émission d’un rayon gamma d’énergie E de chaque radionucléide,
E
par décroissance
−3
ρ Masse volumique apparente de l’échantillon, en grammes par centimètre cube g·cm
S Section de surface
t Temps de comptage du spectre de l’échantillon pour essai s
g
t Temps de comptage du spectre du bruit de fond s
t Intervalle de temps compris entre le temps de référence et le début de la mesure s
i
t Temps de comptage du spectre d’étalonnage s
S
−1
u(a), u(a ) Incertitude-type associée au résultat du mesurage (sans et avec corrections) Bq·kg
c
u Incertitude relative
rel
u Incertitude composée
c
−1
U Incertitude élargie calculée avec k = 2 Bq·kg
x Épaisseur de l’unité cm
X Épaisseur de l’échantillon traversé par le flux de photons, qui correspond à la cm
hauteur de remplissage de l’échantillon dans le conteneur de mesurage
w Fraction massique de l’élément i (pas d’unité)
i
−1
**
Seuil de décision, sans et avec corrections Bq·kg
aa,
c
−1
## Limite de détection, sans et avec corrections Bq·kg
aa,
c
−1
Limites basse et haute de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique Bq·kg
aa,
−1
<> Limites basse et haute de l’intervalle élargi le plus court Bq·kg
aa,
k Quantile de la loi normale centrée réduite pour la probabilité p (par exemple
p
p = 1 − α, 1 − β or 1 – γ /2)
k Quantile de la loi normale centrée réduite pour la probabilité q (par exemple
q
q=−12ωγ⋅ / )
φ Fonction de distribution de la loi normale centrée réduite
ω
Quantité auxiliaire
4 Principe
Les rayons gamma produisent des paires électron-trou lors de leur interaction avec la matière.
Lorsqu’une tension est appliquée à un détecteur semi-conducteur, ces paires électron-trou sont, après
une amplification adaptée, détectées sous forme d’impulsions de courant. La hauteur de l’impulsion
est liée à l’énergie absorbée par les gamma-photons ou les photons pendant le temps de résolution du
détecteur et de l’électronique. Une différenciation de la hauteur des impulsions permet d’obtenir un
spectre de hauteur d’impulsion des rayons gamma. Après l’analyse de ce spectre, les différents pics sont
rattachés aux radionucléides qui ont émis les rayons gamma correspondants, en utilisant une courbe
établie d’étalonnage en énergie du détecteur.
L’activité des radionucléides émetteurs gamma présents dans les échantillons de sol est calculée en
utilisant la courbe établie de rendement du détecteur en fonction de l’énergie. Ces techniques permettent
[2][3]
l’identification et la quantification des radionucléides .
La nature et la géométrie des détecteurs et des échantillons nécessitent des étalonnages adéquats en
[2][3]
énergie et en rendement . Les effets de sommation des coïncidences vraies doivent être pris en
considération, en particulier en cas d’analyses d’échantillons avec une efficacité de détection élevée;
c’est le cas, par exemple, si des conteneurs de type Marinelli ou des détecteurs puits sont utilisés ou si
les conteneurs reposent directement sur le détecteur (voir 10.1.5).
Les principes fondamentaux de la spectrométrie gamma, les termes et définitions ainsi que la
description générique des équipements de spectrométrie gamma sont résumés dans l’ISO 20042.
NOTE La présente partie traite exclusivement de la spectrométrie gamma mettant en œuvre des détecteurs
semi-conducteurs.
5 Sources de référence
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie
L’étalonnage en énergie du spectromètre doit être établi en utilisant une ou plusieurs sources contenant
des radionucléides qui émettent des rayons gamma couvrant la plage des énergies d’intérêt. Les sources
peuvent être de forme quelconque, mais le temps mort du spectromètre pour les mesurages doit être
tel que la forme des pics d’absorption totale ne soit pas altérée et que l’empilement des impulsions
soit évité.
Le nombre de pics (pics d’absorption totale) requis dépend du degré du polynôme nécessaire pour la
courbe d’étalonnage en énergie en fonction des canaux; en général, il convient que 5 à 10 pics suffisent.
152 241 60
Les sources contenant des radionucléides à durée de vie longue (par exemple Eu, Am, Co
ou Cs) sont recommandées à cette fin. Pour les contrôles périodiques de l’étalonnage en énergie, il est
permis d’utiliser un plus petit nombre de pics d’énergie.
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement
5.2.1 Généralités
La méthode générale pour étalonner le spectromètre consiste à établir le rendement de détection en
fonction de l’énergie, pour une géométrie et une plage d’énergies définies. Une ou plusieurs sources de
référence contenant un seul ou plusieurs radionucléides peuvent être utilisées à cette fin. L’activité ou
les taux d’émission des radionucléides dans la ou les sources de référence doivent assurer la traçabilité
par rapport à des étalons nationaux ou internationaux.
Les énergies des rayons gamma émis doivent être réparties sur l’ensemble de la plage d’énergies d’intérêt,
de manière à pouvoir déterminer avec suffisamment de précision le rendement du spectromètre en
fonction de l’énergie, pour cette géométrie spécifique. Dans la majorité des cas, une précision suffisante
est obtenue pour une plage d’énergies de 60 keV à 1 836 keV si une source à plusieurs radionucléides est
utilisée, laquelle source contenant la totalité ou la majeure partie des radionucléides suivants: Am,
109 57 139 203 51 113 85 137 54 59 60 65 88
Cd, Co, Ce, Hg, Cr, Sn, Sr, Cs, Mn, Fe, Co, Zn ou Y.
Pour déterminer l’activité des radionucléides émetteurs gamma ou X dans la région d’énergies
inférieures à 60 keV, le système de spectrométrie peut être étalonné en utilisant une source de référence
contenant les radionucléides d’intérêt.
Il peut être nécessaire de tenir compte des corrections de sommation des coïncidences vraies pour les
60 88
radionucléides d’étalonnage (par exemple Co et Y).
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire
Les sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire doivent
correspondre, aussi étroitement que possible, à la géométrie, à la densité et à la composition de la
matrice des échantillons à mesurer. Les sources de référence peuvent être préparées à partir de
solutions normalisées ou être achetées sous forme de sources scellées. Seules des solutions normalisées
ou des sources de référence traçables par rapport à des étalons de radioactivité primaires nationaux ou
internationaux doivent être utilisées.
Si aucun matériau de référence adapté aux échantillons n’est disponible, des facteurs de correction
doivent être calculés, documentés et appliqués aux résultats issus des mesurages afin de tenir compte
des différences de rendement de détection dues aux effets de la géométrie, de la densité et de la matrice.
NOTE Il convient de préparer les matériaux de référence utilisés pour l’étalonnage conformément à
l’ISO 17034.
Si une source de référence est préparée par dilution à partir d’une solution normalisée,
les recommandations du fournisseur concernant la forme chimique du diluant doivent être suivies.
Il est également recommandé d’inclure dans le processus de distribution des contrôles de pertes
éventuelles de matière active et de précision de la distribution (par exemple, il convient d’utiliser des
techniques gravimétriques, volumétriques et radiométriques et de les recouper).
À cet effet, il convient que la source d’étalonnage présente les mêmes propriétés physiques et chimiques
que l’échantillon. Elle peut être produite, par exemple, par dopage d’un échantillon de sol adéquat. Il est
dans ce cas essentiel de garantir l’homogénéité du sol dopé.
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques
Les sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma reposant sur des modèles
numériques doivent être utilisées conformément aux recommandations du fabricant (voir 9.3.2).
L’activité ou les taux d’émission des sources de référence doivent assurer la traçabilité par rapport à des
étalons nationaux ou internationaux.
6 Équipement de spectrométrie gamma
6.1 Description générale
Le système de mesure fonctionne de la façon suivante: dans les détecteurs à semi-conducteur, une
charge libérée (autrement dit, les porteurs de charge positive et négative, soit les trous et les électrons)
est générée par l’interaction du rayonnement ionisant avec le matériau du détecteur (via l’effet
photoélectrique, l’effet Compton ou la production de paires). Une alimentation haute tension polarise
le cristal du détecteur et entraîne la formation d’un champ électrique. La charge libérée est accélérée
par le champ électrique, en direction des électrodes du détecteur. La charge collectée est convertie
en tension de sortie par un préamplificateur et l’impulsion de sortie résultante est mise en forme et
amplifiée par l’amplificateur principal.
Deux types de systèmes électroniques peuvent être utilisés pour traiter le signal émis par le
préamplificateur du détecteur: un amplificateur analogique combiné à un convertisseur analogique-
numérique (CAN), ou un système de traitement numérique des signaux (DSP, Digital Signal Processor).
Les deux systèmes convertissent l’amplitude d’impulsion et l’histogramme (spectre) des hauteurs
d’impulsion est enregistré à l’aide d’un analyseur multicanaux (MCA). La hauteur de l’impulsion est
proportionnelle à la quantité de charge libérée, et donc à l’énergie du rayonnement ionisant heurtant le
détecteur.
Le spectre enregistré par le MCA montre un ensemble de pics (pics d’absorption totale) superposés
sur un continuum de fond de rayonnement diffus. Les pics d’absorption totale ont une forme
approximativement gaussienne. Le nombre de canaux du centroïde du pic dépend de l’énergie du photon
détecté. L’aire nette du pic d’absorption totale est proportionnelle au nombre de photons de cette
énergie qui ont interagi avec le détecteur pendant la période de comptage (corrigée du temps mort).
L’aire nette du pic d’absorption totale est normalement déterminée dans le progiciel d’analyse par l’une
des deux techniques suivantes: sommation ou ajustement.
Pour une utilisation en laboratoire, il convient de placer le spectromètre dans un lieu à température
stable, conformément aux recommandations du fabricant. Il convient de noter que toute variation de
température peut affecter le gain de l’amplificateur, et donc modifier considérablement l’étalonnage en
énergie.
L’appareillage doit comprendre les parties nécessaires suivantes de 6.2 à 6.8.
6.2 Types de détecteurs
Les trois principales géométries de germaniums ou autres types de détecteurs disponibles sont
planaires, coaxiales et puits. Chacune présente des avantages particuliers suivant les circonstances.
Les détecteurs coaxiaux sont généralement utilisés avec des échantillons de grand volume, tandis que
les détecteurs puits sont plus efficaces pour des échantillons de faible volume. Les détecteurs planaires
peuvent être utiles pour détecter les photons d’énergies inférieures à 200 keV car ils peuvent avoir une
meilleure résolution en énergie que les détecteurs coaxiaux à ces énergies. De plus amples détails sur
les détecteurs sont donnés dans l’ISO 20042: 2019, Tableau D.1.
Les phénomènes microphoniques peuvent entraîner une augmentation de la largeur à mi-hauteur
(FWHM, Full Width at Half Maximum) du pic d’absorption totale. Il peut être nécessaire de placer le
détecteur sur un tapis anti-vibrations.
Selon la précision requise et la limite de détection souhaitée, il est généralement nécessaire d’utiliser
des détecteurs de haute qualité dont la résolution en énergie est inférieure à 2,2 keV (pour le pic du Co
137 [6]
à 1 332 keV) et avec un rapport pic/Compton compris entre 50 et 80 pour le Cs (voir l’IEC 61452 ).
210 238 234
Certains radionucléides naturels (par exemple Pb et U à partir de la raie du Th) ne peuvent
être mesurés que par des raies d’émission gamma sur la plage d’énergies inférieure à 100 keV. Dans ce
cas, il est recommandé d’utiliser des détecteurs de type N. Les détecteurs à faible bruit pour les basses
énergies, proposés par les fabricants, ont été optimisés à cet effet et peuvent être en outre utilisés dans
129 241
d’autres domaines de surveillance de l’environnement, par exemple, pour les mesurages de I et Am
dans les échantillons prélevés à proximité de certaines installations nucléaires.
6.3 Alimentation haute tension
Il convient que l’alimentation haute tension ait un fonctionnement stable sans pics et creux ou qu’elle
dispose d’un système de conditionnement de l’énergie ou d’un système d’alimentation sans coupure.
Il est recommandé que les prises de terre des instruments soient isolées et raccordées à la masse locale
en un point pour éviter les boucles de masse susceptibles d’affecter la résolution du détecteur.
AVERTISSEMENT — Prendre toutes les précautions de sécurité nécessaires conformément aux
instructions du fabricant.
6.4 Préamplificateur
Le préamplificateur influence fortement la qualité de tout le système de mesure car le bruit de fond et la
résolution en énergie dépendent des caractéristiques du préamplificateur.
NOTE Habituellement, le préamplificateur est situé à proximité du cristal de germanium. Le fait de refroidir
l’étage d’entrée (FET) du préamplificateur diminue le niveau du bruit de fond et améliore la résolution en énergie.
6.5 Cryostat ou refroidisseur électrique
Il convient que le cryostat ou le refroidisseur électrique soit capable de maintenir le détecteur à une
température proche de celle de
...
Norme
internationale
ISO 18589-3
Troisième édition
Mesurage de la radioactivité dans
2023-07
l'environnement — Sol —
Version corrigée
Partie 3:
2024-08
Méthode d'essai des radionucléides
émetteurs gamma par
spectrométrie gamma
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 3: Test method of gamma-emitting radionuclides using
gamma-ray spectrometry
Numéro de référence
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CH-1214 Vernier, Genève
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes, définitions et symboles . 2
3.1 Termes et définitions .2
3.2 Symboles .2
4 Principe. 3
5 Sources de référence. 4
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie .4
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement .4
5.2.1 Généralités .4
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire .4
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques .5
6 Équipement de spectrométrie gamma . 5
6.1 Description générale .5
6.2 Types de détecteurs .5
6.3 Alimentation haute tension .6
6.4 Préamplificateur .6
6.5 Cryostat ou refroidisseur électrique .6
6.6 Blindage .6
6.7 Électronique d’acquisition analogique ou numérique .7
6.7.1 Généralités .7
6.7.2 Électronique analogique.7
6.7.3 Système électronique numérique de traitement des signaux (DSP) .7
6.8 Ordinateur avec logiciels et matériels périphériques associés .7
7 Données relatives à la décroissance nucléaire . 8
8 Conteneur d’échantillon . 8
9 Mode opératoire . 9
9.1 Conditionnement des échantillons pour les besoins du mesurage .9
9.2 Niveau de bruit de fond du laboratoire .9
9.3 Étalonnage .10
9.3.1 Étalonnage en énergie .10
9.3.2 Étalonnage en rendement . .10
9.4 Corrections requises pour les mesurages des radionucléides naturels . 12
9.5 Contrôle de la qualité . 12
10 Expression des résultats .13
10.1 Calcul de l’activité massique . 13
10.1.1 Généralités . 13
10.1.2 Corrections du temps mort et des empilements (voir l’ISO 20042) . . 13
10.1.3 Corrections de décroissance .14
10.1.4 Correction de l’effet d’auto-absorption .14
10.1.5 Sommation des coïncidences vraies . 15
10.2 Incertitude-type .16
10.3 Seuil de décision .17
10.4 Limite de détection .17
10.5 Limites de l’intervalle élargi .18
10.5.1 Limites de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique .18
10.5.2 Intervalle élargi le plus court .18
10.6 Corrections relatives aux contributions d’autres radionucléides et du bruit de fond .18
10.6.1 Généralités .18
iii
10.6.2 Contribution des autres radionucléides .19
10.6.3 Contribution du bruit de fond . 20
11 Rapport d’essai .20
Annexe A (informative) Analyse par spectrométrie gamma de radionucléides naturels présents
dans des échantillons de sol .22
[21][22]
Annexe B (informative) Correction de l’auto-atténuation .28
Annexe C (informative) Sommation des coïncidences vraies .31
Annexe D (informative) Calcul de l’activité massique à partir d’un spectre de rayonnement
gamma par soustraction d’un bruit de fond linéaire .33
Bibliographie .35
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’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l’utilisation
d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l’applicabilité de
tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l’ISO n'avait pas
reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois,
il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations
plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à l'adresse
www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié tout ou partie de
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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 www.iso.org/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 troisième édition annule et remplace la deuxième édition (ISO 18589-3:2015), qui a fait l’objet d’une
révision technique. La principale modification est la suivante:
— correction de la Formule (4).
Une liste de toutes les parties de la série ISO 18589 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.
La présente version corrigée de l'ISO 18589-3:2023 inclut les corrections suivantes:
e
— dans le domaine d'application, le 4 paragraphe a été remplacé par: «Cette méthode peut être mise en
œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une résolution inférieure à 5 keV»;
— dans l'Annexe B, la Formule (B.8) et la Formule (B.10) ont été corrigées.
v
Introduction
Tout individu est exposé à des rayonnements naturels. Les sources naturelles de rayonnement sont les
rayons cosmiques et les substances radioactives naturellement présentes dans la terre, la faune et la flore,
incluant le corps humain. À cette exposition naturelle aux rayonnements s’ajoute celle issue des activités
anthropiques mettant en œuvre des rayonnements et des substances radioactives. Certaines de ces activités,
dont l’exploitation minière et l’utilisation de minerais contenant des matières radioactives naturelles
(MRN) ainsi que la production d’énergie par combustion de charbon contenant ces substances, ne font
qu’augmenter l’exposition des sources naturelles de rayonnement. Les centrales électriques nucléaires et
autres installations nucléaires emploient des matières radioactives et génèrent des effluents et des déchets
radioactifs dans le cadre de leur exploitation et leur déclassement. L’utilisation de matières radioactives
dans les secteurs de l’industrie, de l’agriculture et de la recherche connaît un essor mondial.
Toutes ces activités anthropiques provoquent des expositions aux rayonnements qui ne représentent qu’une
petite fraction du niveau moyen mondial d’exposition naturelle. Dans les pays développés, l’utilisation des
rayonnements à des fins médicales représente la plus importante source anthropique d’exposition aux
rayonnements et qui, de plus, ne cesse d’augmenter. Ces applications médicales englobent la radiologie
diagnostique, la radiothérapie, la médecine nucléaire et la radiologie interventionnelle.
L’exposition aux rayonnements découle également d’activités professionnelles. Elle est subie par les
employés des secteurs de l’industrie, de la médecine et de la recherche qui utilisent des rayonnements ou des
substances radioactives, ainsi que par les passagers et le personnel navigant pendant les voyages aériens.
Le niveau moyen des expositions professionnelles est généralement inférieur au niveau moyen mondial des
expositions naturelles aux rayonnements (voir la Référence [1]).
Du fait de l’utilisation croissante des rayonnements, le risque pour la santé et les préoccupations du public
augmentent. Par conséquent, toutes ces expositions sont régulièrement évaluées afin:
— de mieux connaître les niveaux mondiaux et les tendances temporelles de l’exposition du public et des
salariés;
— d’évaluer les composantes de l’exposition et de chiffrer leur importance relative;
— d’identifier de nouvelles problématiques qui peuvent mériter une plus grande attention et une surveillance.
Alors que les doses reçues par les travailleurs sont le plus souvent mesurées directement, celles reçues
par le public sont habituellement évaluées par des méthodes indirectes qui consistent à exploiter les
résultats des mesurages de la radioactivité de déchets, effluents et/ou échantillons environnementaux.
Afin de garantir que les données obtenues dans le cadre de programmes de surveillance de la radioactivité
permettent de répondre à l’objectif de l’évaluation, il est primordial que les parties prenantes (par exemple,
les exploitants de site nucléaire, les organismes de réglementation et les autorités locales) conviennent des
méthodes et modes opératoires appropriés pour obtenir des échantillons représentatifs ainsi que pour
la manipulation, le stockage, la préparation et le mesurage des échantillons pour essai. Il est également
nécessaire de procéder systématiquement à une évaluation de l’incertitude globale de mesure. Pour toute
décision en matière de santé publique s’appuyant sur des mesures de la radioactivité, il est capital que les
données soient fiables, comparables et adéquates par rapport à l’objectif de l’évaluation; c’est pourquoi les
normes internationales spécifiant des méthodes d’essai des radionucléides qui ont été vérifiées par des
essais et validées sont un outil important dans l’obtention de tels résultats de mesure. L’application de
normes permet également de garantir la comparabilité des résultats d’essai dans le temps et entre différents
laboratoires d’essai. Les laboratoires les appliquent pour démontrer leurs compétences techniques et pour
passer les essais d’aptitude lors d’e comparaisons interlaboratoires, deux conditions préalables à l’obtention
d’une accréditation nationale.
À l’heure actuelle, plus d’une centaine de Normes internationales sont à la disposition des laboratoires
d’essai pour leur permettre de mesurer les radionucléides dans différentes matrices.
Les normes générales aident les laboratoires d’essai à maîtriser le processus de mesure en définissant les
exigences et méthodes générales d’étalonnage des appareils et de validation des techniques. Ces normes
viennent à l’appui de normes spécifiques qui décrivent les méthodes d’essai à mettre en œuvre par le
vi
personnel, par exemple pour différents types d’échantillons. Les normes spécifiques couvrent les méthodes
d’essai relatives aux:
40 3 14
— radionucléides naturels (le K, le H, le C et les radionucléides des familles radioactives du thorium et
226 228 234 238 210
de l’uranium, notamment le Ra, le Ra, le U, le U et le Pb) qui peuvent être retrouvés dans
des matériaux issus de sources naturelles ou qui peuvent être émis par des procédés technologiques
impliquant des matières radioactives naturelles (par exemple l’exploitation minière et le traitement des
sables minéraux ou la production et l’utilisation d’engrais phosphatés);
— radionucléides anthropiques, tels que les éléments transuraniens (américium, plutonium, neptunium,
3 14 90
curium), le H, le C, le Sr et les radionucléides émetteurs gamma retrouvés dans les déchets, les
effluents liquides et gazeux, dans les matrices environnementales (telles que l’eau, l’air, le sol, le biote),
dans l’alimentation et dans les aliments pour animaux à la suite de rejets autorisés dans l’environnement,
d’une contamination par des retombées radioactives engendrées par l’explosion dans l’atmosphère de
dispositifs nucléaires et d’une contamination par des retombées radioactives résultant d’accidents tels
que ceux qui se sont produits à Tchernobyl et à Fukushima.
La fraction du débit de dose d’exposition au rayonnement bruit de fond, due aux rayonnements
environnementaux, principalement aux rayonnements gamma, qu’une personne reçoit est très variable et
dépend de plusieurs facteurs tels que la radioactivité de la roche locale et du sol local, la nature des matériaux
de construction et la construction des bâtiments dans lesquels les personnes vivent ou travaillent.
Une détermination fiable de l’activité massique des radionucléides émetteurs gamma dans différentes
matrices est nécessaire pour évaluer le niveau potentiel d’exposition des êtres humains, vérifier la conformité
à la législation en matière d’environnement et de radioprotection ou donner des recommandations
visant à limiter les risques sur la santé. Les radionucléides émetteurs gamma sont également utilisés en
tant que traceurs en biologie, médecine, physique, chimie et ingénierie. Un mesurage précis de l’activité
des radionucléides est également nécessaire pour la sécurité intérieure et dans le cadre du traité de non-
prolifération (T.N.P.).
Le présent document doit être utilisé dans le cadre d’un système de management de l’assurance qualité
(ISO/IEC 17025).
L’ISO 18589 est publiée en plusieurs parties, à utiliser ensemble ou séparément selon les besoins. Elles sont
complémentaires entre elles et s’adressent aux personnes chargées de déterminer la radioactivité présente
dans les sols, les socles rocheux et le minerai (MRN ou MRNAT). Les deux premières parties sont générales
et décrivent la définition des programmes et des techniques d’échantillonnage, des méthodes de traitement
général d’échantillons dans le laboratoire (ISO 18589-1), ainsi que la stratégie d’échantillonnage et la
technique d’échantillonnage des échantillons de sol, la manipulation et la préparation des échantillons de
sol (ISO 18589-2). L’ISO 18589-3, l’ISO 18589-4 et l’ISO 18589-5 traitent de méthodes d’essai propres à un
nucléide pour quantifier l’activité massique des radionucléides émetteurs gamma (ISO 18589-3 et ISO 20042),
des isotopes de plutonium (ISO 18589-4) et Sr (ISO 18589-5) des échantillons de sol. L’ISO 18589-6 traite
des mesurages non spécifiques pour quantifier rapidement des activités alpha globale ou bêta globale et
l’ISO 18589-7 décrit un mesurage in situ de radionucléides émetteurs gamma.
Les méthodes d’essai décrites dans les normes ISO 18589-3 à ISO 18589-6 peuvent également être utilisées
pour mesurer les radionucléides dans une boue, dans un sédiment, dans un matériau de construction et dans
des produits de construction en suivant un mode opératoire d’échantillonnage approprié.
Le présent document fait partie d’un ensemble de Normes internationales traitant du mesurage de la
radioactivité dans l’environnement.
vii
Norme internationale ISO 18589-3:2023(fr)
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Partie 3:
Méthode d'essai des radionucléides émetteurs gamma par
spectrométrie gamma
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie l’identification et le mesurage de l’activité d’un grand nombre de radionucléides
émetteurs gamma, dans des sols, par spectrométrie gamma. Cette méthode non destructive applicable à des
échantillons de grand volume (jusqu’à 3 l) permet de déterminer, par un seul mesurage, tous les émetteurs γ
présents dont l’énergie des photons est comprise entre 5 keV et 3 MeV.
La méthode d’essai générique et les principes fondamentaux d’utilisation de la spectrométrie gamma sont
décrits dans l’ISO 20042.
Le présent document peut être utilisé par les laboratoires d’essai réalisant des mesures de radioactivité
en routine, car la majorité des radionucléides émetteurs gamma est caractérisée par des raies d’émission
gamma entre 40 keV et 2 MeV.
Cette méthode peut être mise en œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une
résolution inférieure à 5 keV.
Le présent document a pour objet les méthodes et les pratiques de détermination de l’activité des
radionucléides émetteurs gamma présents dans les sols, notamment dans les roches provenant du socle
rocheux et de minerai, les matériaux et les produits de construction, les poteries, etc. Ces sols et matériaux
contiennent des matières radioactives naturelles (MRN), ou sont le résultats de procédés technologiques
mettant en œuvre des matières radioactives naturelles améliorées technologiquement (MRNAT), telles que
l’exploitation minière et le traitement des sables minéraux, la production et l’utilisation d’engrais phosphatés,
ainsi que les boues et les sédiments. Utilisée en général dans un but de radioprotection, cette méthode de
détermination de l’activité des radionucléides émetteurs gamma est parfaitement adaptée à la surveillance
de l’environnement et à l’inspection d’un site et permet, en cas d’accident, une évaluation rapide du niveau de
radioactivité gamma. Elle peut concerner les sols de jardins ou des terres agricoles, les sols de sites urbains
ou industriels pouvant contenir des débris de matériaux de construction, ainsi que les sols qui n’ont pas été
modifiés par des activités humaines.
Lorsque la caractérisation radiologique d’un matériau non tamisé supérieur à 200 μm ou à 250 μm, de
nature pétrographique ou d’origine anthropogénique, tels que des débris de matériaux de construction, est
nécessaire, ce matériau peut être broyé afin d’obtenir un échantillon homogène pour les essais décrits dans
l’ISO 18589-2.
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 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 10703, Qualité de l'eau — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai par spectrométrie gamma à
haute résolution
ISO 11074, Qualité du sol — Vocabulaire
ISO/IEC 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et d'essais
ISO 18589-1, Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 1: Lignes directrices générales
et définitions
ISO 20042:2019, Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai générique
par spectrométrie gamma
ISO 80000-10, Grandeurs et unités — Partie 10: Physique atomique et nucléaire
Guide ISO/IEC 98-1, Incertitude de mesure — Partie 1: Introduction à l’expression de l’incertitude de mesure
3 Termes, définitions et symboles
3.1 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589-1,
l’ISO 20042 et l’ISO 80000-10 s’appliquent.
3.2 Symboles
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589-1,
l’ISO 20042 et l’ISO 80000-10 s’appliquent.
Symbole Signification Unité
A Activité de chaque radionucléide présent dans la source d’étalonnage, au moment Bq
de l’étalonnage
−1
a, a Activité massique de chaque radionucléide, sans et avec correction Bq·kg
c
Rendement du détecteur à l’énergie E, avec la géométrie de mesure utilisée
ε
E
f Facteur de correction incluant toutes les corrections nécessaires
E
f (E) Facteur de correction de l’auto-atténuation à l’énergie photonique E
att
Facteur d’atténuation, à l’énergie photonique E, de l’échantillon et de l’étalon, res-
FE()
att
échantillon
pectivement
FE()
att
étalon
f Facteur de correction de la décroissance pour une date de référence
d
f Facteur de correction des pertes de comptage par coïncidence (effets de sommation)
cl,E
Facteur de correction des pics sommes
f
su,E
Facteur de correction du temps mort et de l’empilement
f
dt ,pu E
h Hauteur de l’échantillon dans le conteneur cm
−1
λ
Constante de désintégration de chaque radionucléide s
2 −1
Coefficient d’atténuation massique à l’énergie photonique E cm ·g
()
μ E
m
−1
μ E , Coefficient d’atténuation linéique, à l’énergie photonique E, de l’échantillon et de cm
()
échantillon
l’étalon, respectivement
μ E
()
étalon
Nombre de coups dans l’aire nette du pic, à l’énergie E, respectivement dans le spectre
nn,,n
NE,,NE0sNE,
de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit de fond et le spectre d’étalonnage
T
Nombre théorique de coups dans l’aire nette du pic, à l’énergie E
n
N,E
Nombre de coups dans l’aire brute du pic, à l’énergie E, respectivement dans le spectre
nn,,n
gg,,EE0 gs,E
de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit de fond et le spectre d’étalonnage
Nombre de coups du fond continu sous le pic, à l’énergie E, respectivement dans le
nn,,n
bb,,EE0 bs,E
spectre de l’échantillon pour essai, le spectre du bruit continu et le spectre d’étalonnage
P Probabilité d’émission d’un rayon gamma d’énergie E de chaque radionucléide, par
E
décroissance
Symbole Signification Unité
−3
ρ Masse volumique apparente de l’échantillon, en grammes par centimètre cube g·cm
S Section de surface
t Temps de comptage du spectre de l’échantillon pour essai s
g
t Temps de comptage du spectre du bruit de fond s
t Intervalle de temps compris entre le temps de référence et le début de la mesure s
i
t Temps de comptage du spectre d’étalonnage s
S
−1
u(a), u(a ) Incertitude-type associée au résultat du mesurage (sans et avec corrections) Bq·kg
c
u Incertitude relative
rel
u Incertitude composée
c
−1
U Incertitude élargie calculée avec k = 2 Bq·kg
x Épaisseur de l’unité cm
X Épaisseur de l’échantillon traversé par le flux de photons, qui correspond à la hauteur cm
de remplissage de l’échantillon dans le conteneur de mesurage
w Fraction massique de l’élément i (pas d’unité)
i
−1
**
Seuil de décision, sans et avec corrections Bq·kg
aa,
c
−1
##
Limite de détection, sans et avec corrections Bq·kg
aa,
c
−1
Limites basse et haute de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique Bq·kg
aa,
−1
<>
Limites basse et haute de l’intervalle élargi le plus court Bq·kg
aa,
k Quantile de la loi normale centrée réduite pour la probabilité p (par exemple p = 1 − α,
p
1 − β or 1 – γ /2)
k Quantile de la loi normale centrée réduite pour la probabilité q (par exemple
q
q=−12ωγ⋅ / )
φ Fonction de distribution de la loi normale centrée réduite
ω
Quantité auxiliaire
4 Principe
Les rayons gamma produisent des paires électron-trou lors de leur interaction avec la matière. Lorsqu’une
tension est appliquée à un détecteur semi-conducteur, ces paires électron-trou sont, après une amplification
adaptée, détectées sous forme d’impulsions de courant. La hauteur de l’impulsion est liée à l’énergie absorbée
par les gamma-photons ou les photons pendant le temps de résolution du détecteur et de l’électronique. Une
différenciation de la hauteur des impulsions permet d’obtenir un spectre de hauteur d’impulsion des rayons
gamma. Après l’analyse de ce spectre, les différents pics sont rattachés aux radionucléides qui ont émis les
rayons gamma correspondants, en utilisant une courbe établie d’étalonnage en énergie du détecteur.
L’activité des radionucléides émetteurs gamma présents dans les échantillons de sol est calculée en
utilisant la courbe établie de rendement du détecteur en fonction de l’énergie. Ces techniques permettent
[2][3]
l’identification et la quantification des radionucléides .
La nature et la géométrie des détecteurs et des échantillons nécessitent des étalonnages adéquats en énergie
[2][3]
et en rendement . Les effets de sommation des coïncidences vraies doivent être pris en considération, en
particulier en cas d’analyses d’échantillons avec une efficacité de détection élevée; c’est le cas, par exemple,
si des conteneurs de type Marinelli ou des détecteurs puits sont utilisés ou si les conteneurs reposent
directement sur le détecteur (voir 10.1.5).
Les principes fondamentaux de la spectrométrie gamma, les termes et définitions ainsi que la description
générique des équipements de spectrométrie gamma sont résumés dans l’ISO 20042.
NOTE La présente partie traite exclusivement de la spectrométrie gamma mettant en œuvre des détecteurs semi-
conducteurs.
5 Sources de référence
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie
L’étalonnage en énergie du spectromètre doit être établi en utilisant une ou plusieurs sources contenant des
radionucléides qui émettent des rayons gamma couvrant la plage des énergies d’intérêt. Les sources peuvent
être de forme quelconque, mais le temps mort du spectromètre pour les mesurages doit être tel que la forme
des pics d’absorption totale ne soit pas altérée et que l’empilement des impulsions soit évité.
Le nombre de pics (pics d’absorption totale) requis dépend du degré du polynôme nécessaire pour la
courbe d’étalonnage en énergie en fonction des canaux; en général, il convient que 5 à 10 pics suffisent. Les
152 241 60 137
sources contenant des radionucléides à durée de vie longue (par exemple Eu, Am, Co ou Cs) sont
recommandées à cette fin. Pour les contrôles périodiques de l’étalonnage en énergie, il est permis d’utiliser
un plus petit nombre de pics d’énergie.
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement
5.2.1 Généralités
La méthode générale pour étalonner le spectromètre consiste à établir le rendement de détection en
fonction de l’énergie, pour une géométrie et une plage d’énergies définies. Une ou plusieurs sources de
référence contenant un seul ou plusieurs radionucléides peuvent être utilisées à cette fin. L’activité ou les
taux d’émission des radionucléides dans la ou les sources de référence doivent assurer la traçabilité par
rapport à des étalons nationaux ou internationaux.
Les énergies des rayons gamma émis doivent être réparties sur l’ensemble de la plage d’énergies d’intérêt,
de manière à pouvoir déterminer avec suffisamment de précision le rendement du spectromètre en fonction
de l’énergie, pour cette géométrie spécifique. Dans la majorité des cas, une précision suffisante est obtenue
pour une plage d’énergies de 60 keV à 1 836 keV si une source à plusieurs radionucléides est utilisée, laquelle
241 109 57 139
source contenant la totalité ou la majeure partie des radionucléides suivants: Am, Cd, Co, Ce,
203 51 113 85 137 54 59 60 65 88
Hg, Cr, Sn, Sr, Cs, Mn, Fe, Co, Zn ou Y.
Pour déterminer l’activité des radionucléides émetteurs gamma ou X dans la région d’énergies inférieures
à 60 keV, le système de spectrométrie peut être étalonné en utilisant une source de référence contenant les
radionucléides d’intérêt.
Il peut être nécessaire de tenir compte des corrections de sommation des coïncidences vraies pour les
60 88
radionucléides d’étalonnage (par exemple Co et Y).
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire
Les sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire doivent correspondre,
aussi étroitement que possible, à la géométrie, à la densité et à la composition de la matrice des échantillons à
mesurer. Les sources de référence peuvent être préparées à partir de solutions normalisées ou être achetées
sous forme de sources scellées. Seules des solutions normalisées ou des sources de référence traçables par
rapport à des étalons de radioactivité primaires nationaux ou internationaux doivent être utilisées.
Si aucun matériau de référence adapté aux échantillons n’est disponible, des facteurs de correction doivent
être calculés, documentés et appliqués aux résultats issus des mesurages afin de tenir compte des différences
de rendement de détection dues aux effets de la géométrie, de la densité et de la matrice.
NOTE Il convient de préparer les matériaux de référence utilisés pour l’étalonnage conformément à l’ISO 17034.
Si une source de référence est préparée par dilution à partir d’une solution normalisée, les recommandations
du fournisseur concernant la forme chimique du diluant doivent être suivies. Il est également recommandé
d’inclure dans le processus de distribution des contrôles de pertes éventuelles de matière active et de
précision de la distribution (par exemple, il convient d’utiliser des techniques gravimétriques, volumétriques
et radiométriques et de les recouper).
À cet effet, il convient que la source d’étalonnage présente les mêmes propriétés physiques et chimiques que
l’échantillon. Elle peut être produite, par exemple, par dopage d’un échantillon de sol adéquat. Il est dans ce
cas essentiel de garantir l’homogénéité du sol dopé.
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques
Les sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma reposant sur des modèles numériques
doivent être utilisées conformément aux recommandations du fabricant (voir 9.3.2). L’activité ou les taux
d’émission des sources de référence doivent assurer la traçabilité par rapport à des étalons nationaux ou
internationaux.
6 Équipement de spectrométrie gamma
6.1 Description générale
Le système de mesure fonctionne de la façon suivante: dans les détecteurs à semi-conducteur, une charge
libérée (autrement dit, les porteurs de charge positive et négative, soit les trous et les électrons) est générée
par l’interaction du rayonnement ionisant avec le matériau du détecteur (via l’effet photoélectrique, l’effet
Compton ou la production de paires). Une alimentation haute tension polarise le cristal du détecteur et
entraîne la formation d’un champ électrique. La charge libérée est accélérée par le champ électrique,
en direction des électrodes du détecteur. La charge collectée est convertie en tension de sortie par un
préamplificateur et l’impulsion de sortie résultante est mise en forme et amplifiée par l’amplificateur
principal.
Deux types de systèmes électroniques peuvent être utilisés pour traiter le signal émis par le préamplificateur
du détecteur: un amplificateur analogique combiné à un convertisseur analogique-numérique (CAN),
ou un système de traitement numérique des signaux (DSP, Digital Signal Processor). Les deux systèmes
convertissent l’amplitude d’impulsion et l’histogramme (spectre) des hauteurs d’impulsion est enregistré
à l’aide d’un analyseur multicanaux (MCA). La hauteur de l’impulsion est proportionnelle à la quantité de
charge libérée, et donc à l’énergie du rayonnement ionisant heurtant le détecteur.
Le spectre enregistré par le MCA montre un ensemble de pics (pics d’absorption totale) superposés sur un
continuum de fond de rayonnement diffus. Les pics d’absorption totale ont une forme approximativement
gaussienne. Le nombre de canaux du centroïde du pic dépend de l’énergie du photon détecté. L’aire nette du
pic d’absorption totale est proportionnelle au nombre de photons de cette énergie qui ont interagi avec le
détecteur pendant la période de comptage (corrigée du temps mort). L’aire nette du pic d’absorption totale
est normalement déterminée dans le progiciel d’analyse par l’une des deux techniques suivantes: sommation
ou ajustement.
Pour une utilisation en laboratoire, il convient de placer le spectromètre dans un lieu à température stable,
conformément aux recommandations du fabricant. Il convient de noter que toute variation de température
peut affecter le gain de l’amplificateur, et donc modifier considérablement l’étalonnage en énergie.
L’appareillage doit comprendre les parties nécessaires suivantes de 6.2 à 6.8.
6.2 Types de détecteurs
Les trois principales géométries de germaniums ou autres types de détecteurs disponibles sont planaires,
coaxiales et puits. Chacune présente des avantages particuliers suivant les circonstances. Les détecteurs
coaxiaux sont généralement utilisés avec des échantillons de grand volume, tandis que les détecteurs puits
sont plus efficaces pour des échantillons de faible volume. Les détecteurs planaires peuvent être utiles
pour détecter les photons d’énergies inférieures à 200 keV car ils peuvent avoir une meilleure résolution en
énergie que les détecteurs coaxiaux à ces énergies. De plus amples détails sur les détecteurs sont donnés
dans l’ISO 20042: 2019, Tableau D.1.
Les phénomènes microphoniques peuvent entraîner une augmentation de la largeur à mi-hauteur (FWHM,
Full Width at Half Maximum) du pic d’absorption totale. Il peut être nécessaire de placer le détecteur sur un
tapis anti-vibrations.
Selon la précision requise et la limite de détection souhaitée, il est généralement nécessaire d’utiliser des
détecteurs de haute qualité dont la résolution en énergie est inférieure à 2,2 keV (pour le pic du Co à
137 [6]
1 332 keV) et avec un rapport pic/Compton compris entre 50 et 80 pour le Cs (voir l’IEC 61452 ).
210 238 234
Certains radionucléides naturels (par exemple Pb et U à partir de la raie du Th) ne peuvent être
mesurés que par des raies d’émission gamma sur la plage d’énergies inférieure à 100 keV. Dans ce cas, il
est recommandé d’utiliser des détecteurs de type N. Les détecteurs à faible bruit pour les basses énergies,
proposés par les fabricants, ont été optimisés à cet effet et peuvent être en outre utilisés dans d’autres
129 241
domaines de surveillance de l’environnement, par exemple, pour les mesurages de I et Am dans les
échantillons prélevés à proximité de certaines installations nucléaires.
6.3 Alimentation haute tension
Il convient que l’alimentation haute tension ait un fonctionnement stable sans pics et creux ou qu’elle
dispose d’un système de conditionnement de l’énergie ou d’un systèm
...
Formatted: Font: Bold
Style Definition
ISO FDIS 18589--3:2023(Ffr) .
Formatted: Font: 14 pt, Bold, French (France)
ISO/TC 85/SC 2
Formatted: zzCover large, Space Before: 0 pt, Adjust
space between Latin and Asian text, Adjust space
Date: Troisième édition between Asian text and numbers
Formatted
..
2023-05-0907
Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
Secrétariat:AFNOR
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
Version corrigée
2024-08
Formatted
..
Mesurage de la radioactivité dans
l’environnementl'environnement — Sol —
Formatted: Cover Title_A2, Adjust space between Latin
Partie 3:
and Asian text, Adjust space between Asian text and
d'essai des radionucléides émetteurs gamma par numbers
Méthode d’essai
Formatted
..
spectrométrie gamma
Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 3: Test method of gamma-emitting Formatted: English (United States)
radionuclides using gamma-ray spectrometry
Formatted: English (United States)
Part 3: Test method of gamma-emitting radionuclides using gamma-ray spectrometryICS: Formatted: Font: Not Italic, English (United States)
17.240;13.080.01
Formatted: Font: Bold
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Website: www.iso.org
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Asian text and numbers
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ii
ii
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Sommaire Page
Formatted: Font: Bold
Avant-propos . vi
Introduction . viii
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes, définitions et symboles . 2
3.1 Termes et définitions . 2
3.2 Symboles . 2
4 Principe . 4
5 Sources de référence . 5
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie . 5
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement . 5
5.2.1 Généralités . 5
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire . 5
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques . 6
6 Équipement de spectrométrie gamma . 6
6.1 Description générale . 6
6.2 Types de détecteurs . 7
6.3 Alimentation haute tension . 7
6.4 Préamplificateur . 7
6.5 Cryostat ou refroidisseur électrique . 7
6.6 Blindage . 8
6.7 Électronique d’acquisition analogique ou numérique . 8
6.7.1 Généralités . 8
6.7.2 Électronique analogique . 8
6.7.3 Système électronique numérique de traitement des signaux (DSP) . 9
6.8 Ordinateur avec logiciels et matériels périphériques associés . 9
7 Données relatives à la décroissance nucléaire . 10
8 Conteneur d’échantillon . 10
9 Mode opératoire . 11
9.1 Conditionnement des échantillons pour les besoins du mesurage . 11
9.2 Niveau de bruit de fond du laboratoire . 12
9.3 Étalonnage . 12
9.3.1 Étalonnage en énergie . 12
9.3.2 Étalonnage en rendement . 13
9.4 Corrections requises pour les mesurages des radionucléides naturels . 15
9.5 Contrôle de la qualité . 15
10 Expression des résultats . 15
10.1 Calcul de l’activité massique . 15
10.1.1 Généralités . 15
10.1.2 Corrections du temps mort et des empilements (voir l’ISO 20042) . 16
10.1.3 Corrections de décroissance . 17
10.1.4 Correction de l’effet d’auto-absorption . 17
Formatted: FooterPageRomanNumber
10.1.5 Sommation des coïncidences vraies . 19
Formatted: Font: 11 pt
iii
iii
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt
10.2 Incertitude-type . 20
Formatted: Font: Bold
10.3 Seuil de décision . 21
Formatted: Font: Bold, English (United Kingdom)
10.4 Limite de détection . 22
10.5 Limites de l’intervalle élargi . 22
10.5.1 Limites de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique . 22
10.5.2 Intervalle élargi le plus court . 23
10.6 Corrections relatives aux contributions d’autres radionucléides et du bruit de fond . 23
10.6.1 Généralités . 23
10.6.2 Contribution des autres radionucléides . 24
10.6.3 Contribution du bruit de fond . 25
11 Rapport d’essai . 26
Annexe A (informative) Analyse par spectrométrie gamma de radionucléides naturels présents
dans des échantillons de sol . 28
[21][22]
Annexe B (informative) Correction de l’auto-atténuation . 35
Annexe C (informative) Sommation des coïncidences vraies . 38
Annexe D (informative) Calcul de l’activité massique à partir d’un spectre de rayonnement
gamma par soustraction d’un bruit de fond linéaire . 41
Bibliographie . 44
Avant-propos . v
Introduction . vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes, définitions et symboles . 2
3.1 Termes et définitions . 2
3.2 Symboles . 2
4 Principe . 4
5 Sources de référence . 4
5.1 Source(s) utilisée(s) pour l’étalonnage en énergie . 4
5.2 Source(s) de référence pour l’étalonnage en rendement . 5
5.2.1 Généralités . 5
5.2.2 Sources de référence pour les chaînes de spectrométrie gamma de laboratoire . 5
5.2.3 Sources de référence utilisées avec des méthodes numériques . 6
6 Équipement de spectrométrie gamma . 6
6.1 Description générale . 6
6.2 Types de détecteurs . 7
6.3 Alimentation haute tension . 7
6.4 Préamplificateur . 7
6.5 Cryostat ou refroidisseur électrique . 7
6.6 Blindage . 8
6.7 Électronique d’acquisition analogique ou numérique . 8
6.7.1 Généralités . 8
Formatted: FooterPageRomanNumber
6.7.2 Électronique analogique . 8
Formatted: Font: 11 pt
iv
iv
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt
6.7.3 Système électronique numérique de traitement des signaux (DSP) . 9
Formatted: Font: Bold
6.8 Ordinateur avec logiciels et matériels périphériques associés . 9
7 Données relatives à la décroissance nucléaire . 10
8 Conteneur d’échantillon . 10
9 Mode opératoire . 10
9.1 Conditionnement des échantillons pour les besoins du mesurage . 10
9.2 Niveau de bruit de fond du laboratoire . 11
9.3 Étalonnage . 12
9.3.1 Étalonnage en énergie . 12
9.3.2 Étalonnage en rendement . 13
9.4 Corrections requises pour les mesurages des radionucléides naturels . 15
9.5 Contrôle de la qualité . 15
10 Expression des résultats . 15
10.1 Calcul de l’activité massique . 15
10.1.1 Généralités . 15
10.1.2 Corrections du temps mort et des empilements (voir l’ISO 20042) . 16
10.1.3 Corrections de décroissance . 16
10.1.4 Correction de l’effet d’auto-absorption . 17
10.1.5 Sommation des coïncidences vraies . 18
10.2 Incertitude-type . 20
10.3 Seuil de décision . 21
10.4 Limite de détection . 21
10.5 Limites de l’intervalle élargi . 21
10.5.1 Limites de l’intervalle élargi probabilistiquement symétrique . 21
10.5.2 Intervalle élargi le plus court . 22
10.6 Corrections relatives aux contributions d’autres radionucléides et du bruit de fond . 22
10.6.1 Généralités . 22
10.6.2 Contribution des autres radionucléides . 23
10.6.3 Contribution du bruit de fond . 23
11 Rapport d’essai . 24
Annexe A (informative) Analyse par spectrométrie gamma de radionucléides naturels présents
dans des échantillons de sol . 26
Annexe B (informative) Correction de l’auto-atténuation . 32
Annexe C (informative) Sommation des coïncidences vraies . 35
Annexe D (informative) Calcul de l’activité massique à partir d’un spectre de rayonnement
gamma par soustraction d’un bruit de fond linéaire . 38
Bibliographie . 40
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Formatted: Font: 11 pt
v
v
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
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Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt
Avant-propos
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold, English (United Kingdom)
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). Field Code Changed
Formatted: French (France)
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l’utilisation
Formatted: French (France)
d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l’applicabilité de
tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l’ISO n'avait pas
reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois, il
y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations plus
récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à l'adresse
www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié tout ou partie de Field Code Changed
tels droits de brevet.
Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
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 www.iso.org/avant-propos. Field Code Changed
Formatted: French (France)
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
Formatted: French (France)
nucléaires et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette troisième édition annule et remplace la deuxième édition (ISO 18589--3:2015), qui a fait l’objet d’une
révision technique. La principale modification est la suivante:
— — correction de la Formule (4).Formule (4).
Une liste de toutes les parties de la série ISO 18589 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.htmlwww.iso.org/fr/members.html.
La présente version corrigée de l'ISO 18589-3:2023 inclut les corrections suivantes:
e
— dans le domaine d'application, le 4 paragraphe a été remplacé par: «Cette méthode peut être mise en
œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une résolution inférieure à 5 keV»;
Formatted: FooterPageRomanNumber
Formatted: Font: 11 pt
vi
vi
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
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Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt
— dans l'Annexe B, la Formule (B.8) et la Formule (B.10) ont été corrigées.
Formatted: Font: Bold
Formatted: FooterPageRomanNumber
Formatted: Font: 11 pt
vii
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
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Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt
Introduction
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold, English (United Kingdom)
Tout individu est exposé à des rayonnements naturels. Les sources naturelles de rayonnement sont les rayons
cosmiques et les substances radioactives naturellement présentes dans la terre, la faune et la flore, incluant le
corps humain. À cette exposition naturelle aux rayonnements s’ajoute celle issue des activités anthropiques
mettant en œuvre des rayonnements et des substances radioactives. Certaines de ces activités, dont
l’exploitation minière et l’utilisation de minerais contenant des matières radioactives naturelles (MRN) ainsi
que la production d’énergie par combustion de charbon contenant ces substances, ne font qu’augmenter
l’exposition des sources naturelles de rayonnement. Les centrales électriques nucléaires et autres installations
nucléaires emploient des matières radioactives et génèrent des effluents et des déchets radioactifs dans le
cadre de leur exploitation et leur déclassement. L’utilisation de matières radioactives dans les secteurs de
l’industrie, de l’agriculture et de la recherche connaît un essor mondial.
Toutes ces activités anthropiques provoquent des expositions aux rayonnements qui ne représentent qu’une
petite fraction du niveau moyen mondial d’exposition naturelle. Dans les pays développés, l’utilisation des
rayonnements à des fins médicales représente la plus importante source anthropique d’exposition aux
rayonnements et qui, de plus, ne cesse d’augmenter. Ces applications médicales englobent la radiologie
diagnostique, la radiothérapie, la médecine nucléaire et la radiologie interventionnelle.
L’exposition aux rayonnements découle également d’activités professionnelles. Elle est subie par les employés
des secteurs de l’industrie, de la médecine et de la recherche qui utilisent des rayonnements ou des substances
radioactives, ainsi que par les passagers et le personnel navigant pendant les voyages aériens. Le niveau
moyen des expositions professionnelles est généralement inférieur au niveau moyen mondial des expositions
naturelles aux rayonnements (voir la Référence [1]).[1]).
Du fait de l’utilisation croissante des rayonnements, le risque pour la santé et les préoccupations du public
augmentent. Par conséquent, toutes ces expositions sont régulièrement évaluées afin:
— — de mieux connaître les niveaux mondiaux et les tendances temporelles de l’exposition du public et des
salariés;
— — d’évaluer les composantes de l’exposition et de chiffrer leur importance relative;
— — d’identifier de nouvelles problématiques qui peuvent mériter une plus grande attention et une
surveillance. Alors que les doses reçues par les travailleurs sont le plus souvent mesurées directement,
celles reçues par le public sont habituellement évaluées par des méthodes indirectes qui consistent à
exploiter les résultats des mesurages de la radioactivité de déchets, effluents et/ou échantillons
environnementaux.
Afin de garantir que les données obtenues dans le cadre de programmes de surveillance de la radioactivité
permettent de répondre à l’objectif de l’évaluation, il est primordial que les parties prenantes (par exemple,
les exploitants de site nucléaire, les organismes de réglementation et les autorités locales) conviennent des
méthodes et modes opératoires appropriés pour obtenir des échantillons représentatifs ainsi que pour la
manipulation, le stockage, la préparation et le mesurage des échantillons pour essai. Il est également
nécessaire de procéder systématiquement à une évaluation de l’incertitude globale de mesure. Pour toute
décision en matière de santé publique s’appuyant sur des mesures de la radioactivité, il est capital que les
données soient fiables, comparables et adéquates par rapport à l’objectif de l’évaluation; c’est pourquoi les
normes internationales spécifiant des méthodes d’essai des radionucléides qui ont été vérifiées par des essais
et validées sont un outil important dans l’obtention de tels résultats de mesure. L’application de normes
Formatted: FooterPageRomanNumber
permet également de garantir la comparabilité des résultats d’essai dans le temps et entre différents
Formatted: Font: 11 pt
viii
viii
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Left, Space After: 0 pt
laboratoires d’essai. Les laboratoires les appliquent pour démontrer leurs compétences techniques et pour
Formatted: Font: Bold
passer les essais d’aptitude lors d’e comparaisons interlaboratoires, deux conditions préalables à l’obtention
d’une accréditation nationale.
À l’heure actuelle, plus d’une centaine de Normes internationales sont à la disposition des laboratoires d’essai
pour leur permettre de mesurer les radionucléides dans différentes matrices.
Les normes générales aident les laboratoires d’essai à maîtriser le processus de mesure en définissant les
exigences et méthodes générales d’étalonnage des appareils et de validation des techniques. Ces normes
viennent à l’appui de normes spécifiques qui décrivent les méthodes d’essai à mettre en œuvre par le
personnel, par exemple pour différents types d’échantillons. Les normes spécifiques couvrent les méthodes
d’essai relatives aux:
40 3 14
— — radionucléides naturels (le K, le H, le C et les radionucléides des familles radioactives du thorium
226 228 234 238 210
et de l’uranium, notamment le Ra, le Ra, le U, le U et le Pb) qui peuvent être retrouvés dans
des matériaux issus de sources naturelles ou qui peuvent être émis par des procédés technologiques
impliquant des matières radioactives naturelles (par exemple l’exploitation minière et le traitement des
sables minéraux ou la production et l’utilisation d’engrais phosphatés);
— — radionucléides anthropiques, tels que les éléments transuraniens (américium, plutonium, neptunium,
3 14 90
curium), le H, le C, le Sr et les radionucléides émetteurs gamma retrouvés dans les déchets, les effluents
liquides et gazeux, dans les matrices environnementales (telles que l’eau, l’air, le sol, le biote), dans
l’alimentation et dans les aliments pour animaux à la suite de rejets autorisés dans l’environnement, d’une
contamination par des retombées radioactives engendrées par l’explosion dans l’atmosphère de
dispositifs nucléaires et d’une contamination par des retombées radioactives résultant d’accidents tels que
ceux qui se sont produits à Tchernobyl et à Fukushima.
La fraction du débit de dose d’exposition au rayonnement bruit de fond, due aux rayonnements
environnementaux, principalement aux rayonnements gamma, qu’une personne reçoit est très variable et
dépend de plusieurs facteurs tels que la radioactivité de la roche locale et du sol local, la nature des matériaux
de construction et la construction des bâtiments dans lesquels les personnes vivent ou travaillent.
Une détermination fiable de l’activité massique des radionucléides émetteurs gamma dans différentes
matrices est nécessaire pour évaluer le niveau potentiel d’exposition des êtres humains, vérifier la conformité
à la législation en matière d’environnement et de radioprotection ou donner des recommandations visant à
limiter les risques sur la santé. Les radionucléides émetteurs gamma sont également utilisés en tant que
traceurs en biologie, médecine, physique, chimie et ingénierie. Un mesurage précis de l’activité des
radionucléides est également nécessaire pour la sécurité intérieure et dans le cadre du traité de non-
prolifération (T.N.P.).
Le présent document doit être utilisé dans le cadre d’un système de management de l’assurance qualité
(ISO/IEC 17025).
L’ISO 18589 est publiée en plusieurs parties, à utiliser ensemble ou séparément selon les besoins. Elles sont
complémentaires entre elles et s’adressent aux personnes chargées de déterminer la radioactivité présente
dans les sols, les socles rocheux et le minerai (MRN ou MRNAT). Les deux premières parties sont générales et
décrivent la définition des programmes et des techniques d’échantillonnage, des méthodes de traitement
général d’échantillons dans le laboratoire (ISO 18589--1), ainsi que la stratégie d’échantillonnage et la
technique d’échantillonnage des échantillons de sol, la manipulation et la préparation des échantillons de sol
(ISO 18589--2). L’ISO 18589--3, l’ISO 18589--4 et l’ISO 18589--5 traitent de méthodes d’essai propres à un
Formatted: FooterPageRomanNumber
nucléide pour quantifier l’activité massique des radionucléides émetteurs gamma (ISO 18589--3 et
Formatted: Font: 11 pt
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ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt
ISO 20042), des isotopes de plutonium (ISO 18589--4) et Sr (ISO 18589--5) des échantillons de sol.
Formatted: Font: Bold
L’ISO 18589--6 traite des mesurages non spécifiques pour quantifier rapidement des activités alpha globale
Formatted: Font: Bold, English (United Kingdom)
ou bêta globale et l’ISO 18589--7 décrit un mesurage in situ de radionucléides émetteurs gamma.
Les méthodes d’essai décrites dans les normes ISO 18589--3 à ISO 18589--6 peuvent également être utilisées
pour mesurer les radionucléides dans une boue, dans un sédiment, dans un matériau de construction et dans
des produits de construction en suivant un mode opératoire d’échantillonnage approprié.
Le présent document fait partie d’un ensemble de Normes internationales traitant du mesurage de la
radioactivité dans l’environnement.
Formatted: FooterPageRomanNumber
Formatted: Font: 11 pt
x
x
PROJET FINAL DE NORME INTERNATIONALE ISO/FDIS 18589-3: 2023(F)
Formatted: Font: 9 pt, Bold
Formatted: Centered, Space After: 12 pt
Mesurage de la radioactivité dans
Formatted: French (France)
l’environnementl'environnement — Sol —
Formatted: Font: (Asian) Japanese, (Other) French
Partie 3:
(France)
Méthode d’essaid'essai des radionucléides émetteurs gamma par
Formatted: Main Title 2, Adjust space between Latin
and Asian text, Adjust space between Asian text and
spectrométrie gamma
Formatted: Font: (Asian) Japanese, (Other) French
(France)
1 Domaine d’application
Formatted: Font: (Asian) Japanese, (Other) French
(France)
Le présent document spécifie l’identification et le mesurage de l’activité d’un grand nombre de radionucléides
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
émetteurs gamma, dans des sols, par spectrométrie gamma. Cette méthode non destructive applicable à des
Adjust space between Asian text and numbers, Tab
échantillons de grand volume (jusqu’à 3 l) permet de déterminer, par un seul mesurage, tous les émetteurs γ
stops: Not at 21.6 pt
présents dont l’énergie des photons est comprise entre 5 keV et 3 MeV.
Formatted: French (France)
La méthode d’essai générique et les principes fondamentaux d’utilisation de la spectrométrie gamma sont Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
décrits dans l’ISO 20042.
Formatted: French (France)
Le présent document peut être utilisé par les laboratoires d’essai réalisant des mesures de radioactivité en
Formatted: Default Paragraph Font, French (France)
routine, car la majorité des radionucléides émetteurs gamma est caractérisée par des raies d’émission gamma
Formatted: French (France)
entre 40 keV et 2 MeV.
Formatted: Default Paragraph Font, French (France)
Cette méthode peut être mise en œuvre en utilisant un germanium ou un autre type de détecteur d’une
Formatted: French (France)
résolution supérieureinférieure à 5 keV.
Formatted: French (France)
Le présent document a pour objet les méthodes et les pratiques de détermination de l’activité des
radionucléides émetteurs gamma présents dans les sols, notamment dans les roches provenant du socle
rocheux et de minerai, les matériaux et les produits de construction, les poteries, etc. Ces sols et matériaux Formatted: French (France), Not Highlight
contiennent des matières radioactives naturelles (MRN), ou sont le résultats de procédés technologiques
Formatted: French (France)
mettant en œuvre des matières radioactives naturelles améliorées technologiquement (MRNAT), telles que
l’exploitation minière et le traitement des sables minéraux, la production et l’utilisation d’engrais phosphatés,
ainsi que les boues et les sédiments. Utilisée en général dans un but de radioprotection, cette méthode de
détermination de l’activité des radionucléides émetteurs gamma est parfaitement adaptée à la surveillance de
l’environnement et à l’inspection d’un site et permet, en cas d’accident, une évaluation rapide du niveau de
radioactivité gamma. Elle peut concerner les sols de jardins ou des terres agricoles, les sols de sites urbains
ou industriels pouvant contenir des débris de matériaux de construction, ainsi que les sols qui n’ont pas été Formatted: French (France)
modifiés par des activités humaines.
Formatted: French (France)
Formatted: Default Paragraph Font, French (France)
Lorsque la caractérisation radiologique d’un matériau non tamisé supérieur à 200 μm ou à 250 μm, de nature
Formatted: French (France)
pétrographique ou d’origine anthropogénique, tels que des débris de matériaux de construction, est
nécessaire, ce matériau peut être broyé afin d’obtenir un échantillon homogène pour les essais décrits dans Formatted: Default Paragraph Font, French (France)
l’ISO 18589--2.
Formatted: Default Paragraph Font, French (France)
Formatted: French (France)
2 Références normatives
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers, Tab
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur contenu,
stops: Not at 21.6 pt
des exigences du présent document et sont indispensables pour son application. Pour les références datées,
Formatted: French (France)
seule l’édition citée s’applique. Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
s’applique (y compris les éventuels amendements).
Adjust space between Asian text and numbers
Formatted: English (United Kingdom)
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr)
Formatted: Font: Bold
Formatted: Font: Bold
Formatted: HeaderCentered, Space After: 0 pt
ISO 10703, Qualité de l'eau — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai par spectrométrie
Formatted: Font: Bold
gamma à haute résolution
Formatted: Font: Bold, English (United Kingdom)
ISO 11074, Qualité du sol — Vocabulaire
ISO 11074, Qualité du sol — Vocabulaire
ISO/IEC 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et
d'essais
ISO 18589-ISO 18589-1, Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 1: Lignes
directrices générales et définitions
ISO 20042:2019, Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d’essai
générique par spectrométrie gamma
ISO 80000--10, Grandeurs et unités — Partie 10: Physique atomique et nucléaire
Guide ISO/IEC 98--1, Incertitude de mesure — Partie 1: Introduction à l’expression de l’incertitude de
mesure
3 Termes, définitions et symboles
3.1 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589--1,
l’ISO 20042 et l’ISO 80000--10 s’appliquent.
Formatted: Font: Not Bold
3.2 Symboles
Formatted: Font: Not Bold
Formatted: Font: Not Bold
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l’ISO 10703, l’ISO 11074, l’ISO 18589--1,
Formatted: French (France)
l’ISO 20042 et l’ISO 80000--10 s’appliquent.
Formatted: Left
Symbole Signification Unité Formatted: French (France)
Formatted: Left
A Activité de chaque radionucléide présent dans la source d’étalonnage, au Bq
moment de l’étalonnage
Formatted: French (France)
−1
Formatted: Left
a, ac Activité massique de chaque radionucléide, sans et avec correction Bq·kg
Formatted: French (France)
Rendement du détecteur à l’énergie E, avec la géométrie de mesure utilisée
ε
E
𝜀𝜀
𝐸𝐸
Formatted: Left
fE Facteur de correction incluant toutes les corrections nécessaires
Formatted: French (France)
fatt (E) Facteur de correction de l’auto-atténuation à l’énergie photonique E
Formatted: Left
Facteur d’atténuation, à l’énergie photonique E, de l’échantillon et de l’étalon, Formatted: Left
FE( )
att
échantillon
respectivement
Formatted: Tab stops: Not at 47 pt + 94 pt
FE
( )
att
étalon
Formatted: French (France)
𝐹𝐹 (𝐸𝐸)
att échantillon
Formatted: French (France)
𝐹𝐹 (𝐸𝐸)
att étalon
Formatted: Left
fd Facteur de correction de la décroissance pour une date de référence
Formatted: FooterPageRomanNumber
Formatted: Font: 11 pt
Formatted
...
Formatted
...
ISO/FDIS 18589-3:2023(Ffr) Formatted
...
Formatted
...
Formatted
...
Symbole Signification Unité
Formatted
...
Formatted
f 𝑓𝑓 Facteur de correction des pertes de comptage par coïncidence (effets de .
𝑐𝑐𝑐𝑐,𝐸𝐸
cl ,E
sommation)
Formatted
...
f Facteur de correction des pics sommes Formatted
...
su ,E
𝑓𝑓
su,𝐸𝐸
Formatted
...
f 𝑓𝑓 Facteur de correction du temps mort et de l’empilement
dt pu ,E 𝑑𝑑𝑑𝑑 𝑝𝑝𝑝𝑝,𝐸𝐸
Formatted
...
Formatted
h Hauteur de l’échantillon dans le conteneur cm
...
Formatted
−1
λ Constante de désintégration de chaque radionucléid
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
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