ISO 8529-2:2000
(Main)Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage des dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
La présente partie de l'ISO 8529 prend comme point de départ les sources de neutrons décrites dans l'ISO 8529-1. Elle spécifie les procédures à utiliser pour étalonner les instruments de radioprotection dans les champs de neutrons produits par ces sources d'étalonnage, en insistant particulièrement sur les corrections liées aux effets parasites (par exemple, les neutrons diffusés par les murs de la salle d'étalonnage). Dans la présente partie de l'ISO 8529, un accent particulier est mis sur les étalonnages utilisant des sources radioactives (articles 4 à 6) en raison de leur emploi courant, tandis qu'il sera donné moins de détails sur les sources nécessitant l'utilisation d'un accélérateur ou d'un réacteur (8.2 et 8.3). La présente partie de l'ISO 8529 sert de lien avec l'ISO 8529-3, dans laquelle sont donnés les coefficients de conversion et les procédures d'étalonnage.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 8529-2
First edition
2000-08-15
Reference neutron radiations —
Part 2:
Calibration fundamentals of radiation
protection devices related to the basic
quantities characterizing the radiation field
Rayonnements neutroniques de référence —
Partie 2: Concepts d'étalonnage des dispositifs de radioprotection en
relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de
rayonnement
Reference number
ISO 8529-2:2000(E)
©
ISO 2000
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ISO 8529-2:2000(E)
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ISO 8529-2:2000(E)
Contents Page
Foreword.iv
Introduction.v
1 Scope .1
2 Normative references .1
3 Terms, definitions and symbols.2
4 Calibration and traceability of the reference radiation field.4
5 Calibration principles for calibrations with radionuclide neutron sources.5
6 Correction for scattering effects for radionuclide sources.8
7 Linearity determination .15
8 Calibrations using accelerators and reactors .15
9 Special considerations for personal dosimeters .18
10 Uncertainties .18
Annex A (informative) List of symbols used in this part of ISO 8529.22
Annex B (informative) Minimum room lengths for 40 % room return (reference [11]).24
Annex C (normative) Air-attenuation correction factors.25
Annex D (informative) Total air-scatter correction .26
Annex E (informative) Criteria for construction and use of shadow cones.27
Annex F (informative) Illustration of the parameters and variables for the reduced-fitting method.29
Bibliography.30
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ISO 8529-2:2000(E)
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO
member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical
committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has
the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in
liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical
Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
International Standards are drafted in accordance with the rules given in the ISO/IEC Directives, Part 3.
Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting.
Publication as an International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this part of ISO 8529 may be the subject of patent
rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
International Standard ISO 8529-2 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy,
Subcommittee SC 2, Radiation protection.
ISO 8529 consists of the following parts, under the general title Reference neutron radiations:
� Part 1: Characteristics and methods of production
� Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing
the radiation field
� Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of their response as a function of
neutron energy and angle of incidence
Annex C forms a normative part of this part of ISO 8529.
Annexes A, B, D, E and F are for information only.
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ISO 8529-2:2000(E)
Introduction
This part of ISO 8529, and its companion standards ISO 8529-1 and ISO 8529-3, apply to the calibration of
personal dosimeters and to area-survey instruments.
Reviews of the physical characteristics of personal dosimeters are given by Griffith et al. [1]. Reviews of calibration
procedures are given by Eisenhauer et al. [2] and by Burger and Schwartz [3].
More details concerning the characteristics of area-survey instruments, and of their calibration requirements and
procedures are given in publications [3,4,5] in the bibliography. Complete definitions of radiation quantities and
units can be found in ICRP 51, ICRP 74, ICRU 33, ICRU 39, ICRU 43, ICRU 47, ICRU 51, ICRU 57 (see [24] and
[28] to [32] in the bibliography) and ISO 8529-1. The actual procedures for calibrating these devices are given in
ISO 8529-3.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 8529-2:2000(E)
Reference neutron radiations —
Part 2:
Calibration fundamentals of radiation protection devices related to
the basic quantities characterizing the radiation field
1 Scope
This part of ISO 8529 takes as its starting point the neutron sources described in ISO 8529-1. It specifies the
procedures to be used for realizing the calibration conditions of radiation protection devices in neutron fields
produced by these calibration sources, with particular emphasis on the corrections for extraneous effects (e.g., the
neutrons scattered from the walls of the calibration room).
In this part of ISO 8529, particular emphasis is placed on calibrations using radionuclide sources (clauses 4 to 6)
due to their widespread application, with less details given on the use of accelerator and reactor sources (8.2 and
8.3).
This part of ISO 8529 then leads to ISO 8529-3 which gives conversion coefficients and the general rules and
procedures for calibration.
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this text, constitute provisions of
this part of ISO 8529. For dated references, subsequent amendments to, or revisions of, any of these publications
do not apply. However, parties to agreements based on this part of ISO 8529 are encouraged to investigate the
possibility of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For undated
references, the latest edition of the normative document referred to applies. Members of ISO and IEC maintain
registers of currently valid International Standards.
ICRU Report 33:1980, Radiation Quantities and Units.
ICRU Report 60:1998, Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation.
1)
ISO 8529-1:— , Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production.
ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations — Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and
determination of their response as a function of neutron energy and angle of incidence.
1)
ISO 12789:— , Reference neutron radiations — Characteristics and methods of production of simulated
workplace neutron fields.
BIPM/IEC/IFCC/ISO/IUPAC/IUPAP/OIML:1993, International vocabulary of basic and general terms in metrology.
1) To be published.
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ISO 8529-2:2000(E)
3 Terms, definitions and symbols
For the purposes of this part of ISO 8529, the terms and definitions given in ICRU Reports 33 and 60 and the
International vocabulary of basic and general terms in metrology, and the following apply.
The symbols used in this part of ISO 8529 are listed in annex A.
3.1
reading
M
value of the quantity indicated by an instrument
3.2
conventional true value of a quantity
best estimate of the value of the quantity to be measured
NOTE A conventional true value is, in general, regarded as being sufficiently close to the true value for the difference to be
insignificant for the given purpose
3.3
dose equivalent
H
product of Q and D at a point in tissue, where D is the absorbed dose at that point and Q the quality factor: H = QD
3.3.1
[ambient dose equivalent
H*(d)
dose equivalent at a point in a radiation field that would be produced by the corresponding expanded and aligned
field in the ICRU sphere at a depth, d, on the radius opposing the direction of the aligned field
3.3.2
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue below a point on the body at an appropriate depth, d
�1
NOTE The unit of the dose equivalent is joule per kilogram (J�kg ) with the special name sievert (Sv).
3.4
fluence
�
quotient of dN by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da
� = dN/da
3.5
response
R
reading divided by the conventional true value of the quantity causing it
NOTE The type of response should be specified, e.g., “fluence response”:
M
R � (1)
�
�
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ISO 8529-2:2000(E)
or “dose equivalent response”:
M
R= (2)
H
H
or “photon dose equivalent response,”:
M
R=� (3)
H�
If M is a measurement of a rate, then the quantities fluence (�) and dose equivalent (H) are replaced by fluence rate (�) and
�
dose equivalent rate ( H ), respectively.
3.6
calibration factor
N
reciprocal of the response, when the response is determined under reference conditions
NOTE The calibration factor is the factor by which the reading M is multiplied to obtain the value of the quantity to be
measured.
3.7
energy dependence of response
R (E) or R (E)
� H
response R, with respect to fluence � or dose equivalent H, to monoenergetic neutrons as a function of neutron
energy E
3.8
photon sensitivity
change in the neutron reading of a device when photons are added to a neutron field
cf. photon dose equivalent response (3.5)
3.9
free-field quantity
quantity which would exist if irradiations were performed in free space with no scatter or background effects
3.10
point of test
point in the radiation field at which the conventional true value of the quantity to be measured is known
3.11
reference point
point of the instrument which is placed at the point of test for calibration or testing purposes
NOTE The measurement distance is the distance between the centre of the radiation source and the reference point of the
instrument.
3.12
effective centre
point within the instrument for which its reading behaves as if it were a point detector; that is, its reading varies with
the inverse square of the distance from a point source
EXAMPLE For a spherically symmetric instrument, this will generally be its geometric centre.
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ISO 8529-2:2000(E)
4 Calibration and traceability of the reference radiation field
4.1 General considerations
The neutron fluence rate of a radiation field established for a calibration in accordance with this part of ISO 8529
shall be traceable to a recognized national standard. The method used to provide this calibration link is dependent
upon the type of reference radiation field, but measurement traceability is usually achieved through the utilization of
a transfer standard. This may be, for example, a radionuclide source (4.2) or an agreed-upon transfer instrument
(4.2). The calibration of the field is valid in exact terms only at the time of the calibration, and thereafter can be
inferred, for example, from a knowledge of the half-life and isotopic composition of the radionuclide source or
knowledge of the properties of the transfer instrument.
The measurement technique used by a calibration laboratory for calibrating a neutron-measuring device shall also
be approved as required by national regulations. An instrument of the same, or similar, type to that routinely
calibrated by the calibration laboratory shall be calibrated by both a reference laboratory recognized by a country's
approval body or institution, and the calibration laboratory. These measurements shall be performed within each
laboratory using its own approved calibration methods. In order to demonstrate that adequate traceability has been
achieved, the calibration laboratory should obtain the same calibration factor, within agreed-upon limits, as that
obtained by the reference laboratory.
The frequency of field calibrations should be such that there is reasonable confidence that its value will not move
outside the limits of its specification between successive calibrations. The frequency of calibration of the
radionuclide neutron sources is given in ISO 8529-1. The calibration of the laboratory-approved transfer instrument,
and the check on the measurement techniques used by the calibration laboratory should be carried out at least
every five years, or whenever there are significant changes in the laboratory environment.
4.2 Traceability for radionuclide neutron sources
For calibrations using neutron fields produced by radionuclide neutron sources, traceability shall be provided either
by using a radionuclide source whose angular source strength has been determined by a reference laboratory (see
5.2.1 for angular source strength), or by determining the fluence rate at the position of the tested instrument using
an agreed-upon transfer instrument, calibrated at a reference laboratory. If the source is encapsulated according to
1)
the recommendations in ISO 8529-1:— , 4.1.2, it may then be assumed that the spectral neutron fluence from the
source is sufficiently similar to the appropriate spectral fluence given in ISO 8529-1 that the recommended
fluence-to-dose equivalent conversion coefficients may be used. The uncertainties in the conversion coefficients
recommended in 10.2.9 reflect both uncertainties in the spectra given in ISO 8529-1, as well as variations in the
spectra caused by differences in source construction and encapsulation.
4.3 Traceability for accelerator-produced neutrons
Traceability shall be provided by using a transfer instrument which has been agreed upon by the calibration and the
reference laboratories. The transfer instrument should be used in the same manner, for similar neutron fields, as
when it was calibrated, and the proper corrections should be applied.
The laboratories' transfer and monitoring instruments shall be checked at intervals as required by national
regulations (for example, by using an appropriate radionuclide neutron source), and the results recorded.
4.4 Traceability for neutron beams produced by reactors
The same general principle of traceability to a recognized standard shall be applied to the calibration of these
specialized reference radiation fields (thermal or filtered neutron beams). For example, the thermal-neutron fluence
rate may be measured by the activation of gold foils, for which the measurement is traceable to a primary standard.
4 © ISO 2000 – All rights reserved
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ISO 8529-2:2000(E)
5 Calibration principles for calibrations with radionuclide neutron sources
5.1 General principles
The response or calibration factor of a device is a unique property of the type of device, and may depend on the
dose-equivalent rate, the neutron source spectrum or the angle of incidence of the neutrons, but should not be a
function of the characteristics of the calibration facility or experimental techniques employed. Hence, in this part of
ISO 8259, detailed procedures are given for the calibration of neutron-measuring devices which should ensure that
their calibration is independent of the technique, and of such factors as the source-to-device distance and
calibration-room size.
For simplicity, general principles are given for the calibration of devices such as area-survey instruments, but most
of the principles apply to other devices as well. The instrument is placed in a radiation field of known free-field
fluence rate and the instrument reading is noted. In accordance with the above paragraph, the reading should be
corrected for all extraneous neutron-scattering effects, including neutron scattering by the air and by the walls, floor
and ceiling of the calibration room (see 5.3). It may also have to be corrected for effects due to the source or
detector size (see the discussion of the geometry correction factor F (l)in6.2).
1
The free-field fluence response, R , of the instrument is then given by
�
M
c
R � (4)
�
�
where M is the measured reading corrected for all extraneous effects. If M is a count-rate measurement, then
c c
M
c
R � (4a)
�
�
The free-field fluence rate,� , (see 3.9) to which the instrument has been exposed is calculated from
B
�
� � (5)
2
l
where
l is the distance from the centre of the source to the point of test (3.10);
B is the neutron angular source strength defined in ISO 8529-1. It is calculated from
�
BF()�
1
B � (6)
�
4�
where
B is the neutron source strength (i.e., the total neutron-emission rate into 4� sr);
F (� ) is the source anisotropy correction factor (see reference [6]).
1
Anisotropy functions for two types of sources are shown in ISO 8529-1.
It is sometimes convenient to introduce the source-detector characteristic constant, k, fully corrected for all
scattering effects (see 5.3).
In general,
2
kM��l (7)
c
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ISO 8529-2:2000(E)
Then, from equations (4a) and (5), we obtain,
2
k = R ��� l (8)
�
k = R � B (8a)
�
�
The constant k is specific to each source-detector combination, since it depends on the quantities B and R .
� �
Finally, the dose-equivalent response is obtained from
R
�
R � (9)
H
h
�
where h is the fluence to dose equivalent conversion coefficient. Recommended values of h are given in
� �
ISO 8529-3 for ISO standard sources. (The value of h , and an appropriate reference, should be stated in any
�
calibration report.)
5.2 Important features of a neutron calibration facility
5.2.1 Source
The calibration field of the radionuclide source shall be traceable to a reference laboratory (see clause 4). To
minimize anisotropic neutron emission, the source should be spherical, or cylindrical with the diameter and length
o
approximately the same. For cylindrical sources, the detector should be calibrated at �=90 to the cylindrical axis
(see ISO 8529-1). The anisotropy should be measured for each source used. The encapsulation should be as light
as possible, consistent with relevant national and international standards for the integrity of sealed radioactive
sources. For heavily encapsulated sources, there may be spectral changes associated with the anisotropic
emission. If it is not practical to measure the anisotropy, it may be possible to calculate it, bearing in mind that the
anisotropy will depend on the location of the radionuclide material within the source capsule (reference [6]). See
1)
10.2.3. See ISO 8529-1:— , 4.3 and Eisenhauer et al. [2] for a more complete discussion.
The source should be located at the centre of the room or, in the case of an open facility, as high as practical
above the ground. The source should be supported by a non-hydrogenous structure with as small a mass as
possible.
In order to perform a complete linearity check, a variation in dose-equivalent rate of more than three orders of
�1 �1
magnitude may be required (e.g. from approximately 1�Sv�h to approximately 10 mSv�h ). It will usually be
impractical to cover this range by varying only the distance, l. Rather, two (or more) sources, varying in source
strength by factors of 10 to 100, will generally be required. The anisotropy factor, F (� ), will not necessarily be the
l
same for the different sources, even if they are nominally similar in construction.
5.2.2 Irradiation set-up
A support system should be used to position the instrument under test at a known distance and angle relative to
the calibration source. The support shall be rigid, but designed to minimize scattered radiation. It should be
possible to move the detector such that the detector-to-source separation distance can be varied. When a
calibrated device is used to determine the fluence rate, its support system should satisfy the same requirements.
5.2.3 Irradiation room
The response of the device to room-scattered neutrons will vary with the size, shape and construction of the room.
The room should be such that scatter contributions are as low as possible, but in any case they should not cause
an increase in instrument reading of more than 40 % at the calibration point (see annex B).
6 © ISO 2000 – All rights reserved
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ISO 8529-2:2000(E)
5.3 Sources of scattered neutrons
5.3.1 Introduction
Calibration factors shall be a unique property of the instrument type and neutron-source spectrum; and, for the
purposes of this part of ISO 8529, shall not be a function of the characteristics of the calibration facility. All
calibrations should therefore refer to the free-field quantities, and corrections shall be made for the influence of
scattered neutrons upon the reading of the device. For calibrations which make use of scattered neutrons, see
ISO 12789. In general, the following scattering effects may occur:
5.3.2 Room scatter
Neutrons are scattered by the floor and walls of the laboratory in a complex way. Their contribution to the reading
of a device can be determined by transport calculations or by measurements for specific laboratory conditions.
Room scatter is likely to be the most important source of scattered neutrons.
5.3.3 Air attenuation (air outscatter)
Neutrons emitted by the source are attenuated by nuclear reactions with the air (see annex C). The air attenuation
increases approximately linearly with the source-detector distance.
5.3.4 Air inscatter
Neutrons from outside the direct source-to-detector path are scattered by the air and may be detected by the
device under test. The relative inscatter also increases approximately linearly with source-detector distance. Annex
D gives the net effect (inscatter minus outscatter) on several neutron-measuring devices for the ISO-recommended
radionuclide neutron sources.
The relative magnitude of room scatter and air inscatter and air outscatter depend upon the size of the room and
the separation distance between the neutron source and the device to be calibrated. In all cases, their effect upon
a calibration can be reduced by minimizing this distance.
5.3.5 Scattering from support structures
Support structures should be as light as is reasonably possible, with little or no hydrogenous materials. Special
care should be taken to minimize the mass of support structure nearest the source or detector.
5.3.6 Spectral effects
For all scatter contributions, the spectral and angular distribution is different from that of the original source
spectrum. Thus, the relative contribution of scattered radiation to the reading of the device is dependent upon the
energy and angular dependence of response of the device.
5.4 Effect of photon radiation
The response of the device to photons should be determined, and it should also be determined whether the
presence of photons affects the response of the device to neutrons. When calibrating a device with a radionuclide
neutron source, the effect of the associated photon radiation shall be evaluated and a correction applied with an
uncertainty compatible with the required accuracy of the calibration. The response to gamma rays shall be
137 60
determined with a Cs or Co gamma-ray source, and with other photon sources if appropriate.
© ISO 2000 – All rights reserved 7
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ISO 8529-2:2000(E)
6 Correction for scattering effects for radionuclide sources
6.1 Initial measurements
The influence of room-scattered neutrons on the reading of a device will, in general, depend upon the type of
device, its distance from the source, and the size, shape and construction of the calibration room. The reading of a
device, M� , due to the total radiation field (source neutrons plus scattered neutrons) can be written in general as
T
follows (see reference [7]):
R U
k Fl()
1
M� (l) = F ��Fl()� 1 (10)
S V
T 2
L
2
Fl()
l
T A W
where
l is the distance between the centre of the source and the reference point (3.11);
k is the characteristic constant [cf. equation (8)];
F is the linearity correction which corrects for any deviation from linearity between the reading of the
L
instrument and the dose-equivalent rate causing the reading;
F (l) is the geometry factor;
1
F (l) is the air attenuation (air outscatter) correction;
A
Fl�( ) is the correction function which describes the additional contribution from inscattered neutrons.
2
The reference point of an instrument should be chosen to coincide with the effective centre (3.12) of the instrument.
For a device whose sensitivity is spherically symmetric with its reference point at the geometric centre, the
geometric centre is the effective centre. A cylindrical device, such as an Andersson-Braun survey meter, when
calibrated with the cylindrical axis perpendicular to the incident radiation, has its effective centre on the cylindrical
axis. When such an instrument is calibrated with its cylindrical axis parallel to the direction of incidence, the position
of the effective centre may be a function of the neutron energy. For this case, the Padé method (reference [8]) may
be useful, although at this time there has been little use of the method.
Before determining the correction for scatter effects, corrections should first be made for all non-linear effects, so
thatMl�af in equation (10) may be replaced withMlaf,where:
T T
Ml�()
T
Ml()� (11)
T
F
L
The measurements should be performed under carefully controlled conditions. Since it is desired to measure the
intrinsic response of the instrument itself, independently of any idiosyncrasies of its instrument package, it is
preferable for the output signals from the detector unit to be processed with laboratory-grade electronics
equipment. If this is not practical, care should be taken to ensure that the electronics package itself does not
introduce any instabilities or non-linearities. Dead-time corrections should be made, and linearity between count
rate and dose-equivalent rate should be tested, starting with the highest count rate to be expected during the
calibrations. The linearity can be tested by interchanging two radionuclide neutron sources, of the same type and of
known angular source strength but differing by about an order of magnitude, at the same distance, and then
repeating the procedure at different distances. In general, the performance requirements and methods for the
[5]
assessment of portable neutron ambient dose equivalent ratemeters given in the recommendations of IEC 1005
shall be taken into account.
This clause recommends four different approaches to the problem of correcting for scatter effects. The first three
methods (6.3.1, 6.3.2 and 6.3.3), denoted as the shadow-cone method, the generalized fit method, and the
semi-empirical method,
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 8529-2
Première édition
2000-08-15
Rayonnements neutroniques de
référence —
Partie 2:
Concepts d’étalonnage des dispositifs
de radioprotection en relation avec les
grandeurs fondamentales caractérisant le
champ de rayonnement
Reference neutron radiations —
Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to
the basic quantities characterizing the radiation field
Numéro de référence
ISO 8529-2:2000(F)
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ISO 2000
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Sommaire Page
Avant-propos.iv
Introduction.v
1 Domaine d’application .1
2Références normatives .1
3 Termes, définitions et symboles.2
4 Étalonnage et traçabilité du champ de rayonnement de référence.4
5Principesdes étalonnages effectués avec des sources radioactives neutroniques .5
6 Corrections des effets de diffusion dans le cas des sources radioactives neutroniques.8
7Détermination de la linéarité.16
8 Étalonnages utilisant des accélérateurs et des réacteurs .16
9 Remarques spécifiques aux dosimètres individuels.19
10 Incertitudes.20
Annexe A (informative) Liste des symboles utilisésdansla présente partie de l’ISO 8529 .24
Annexe B (informative) Dimensions minimales de la salle d’irradiation pour une contribution de la
diffusion de 40 % (référence [11]) .26
Annexe C (normative) Facteurs de correction d’atténuation dans l’air (air outscatter).27
Annexe D (informative) Correction totale de diffusion dans l’air.28
Annexe E (informative) Critères de construction et d’utilisation des cônes d’ombre .29
Annexe F (informative) Illustration des paramètres et des variables de la méthode de l’ajustement
restreint.31
Bibliographie .32
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Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes nationaux de
normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est en général confiéeaux
comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude 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 (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI,
Partie 3.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis aux comités membres pour
vote. Leur publication comme Normes internationales requiert l’approbation de 75 % au moins des comités
membres votants.
L’attention est appelée sur le fait que certains des éléments delaprésente partie de l’ISO 8529 peuvent faire
l’objet de droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de
ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence.
La Norme internationale ISO 8529-2 a étéélaboréepar le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire,
sous-comité SC 2, Radioprotection.
L’ISO 8529 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Rayonnements neutroniques de
référence:
� Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
� Partie 2: Concepts d’étalonnage des dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs
fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
� Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels et détermination de leur réponse
en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des neutrons
L’annexe C constitue un élément normatif de la présente partie de l’ISO 8529.
Les annexes A, B, D, E et F sont données uniquement à titre d’information.
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Introduction
La présente partie de l’ISO 8529, ainsi que les Normes internationales associées ISO 8529-1 et ISO 8529-3 qui
l’accompagnent, s’applique à l’étalonnage des dosimètres individuels et des instruments de surveillance de zone.
Les caractéristiques physiques des dosimètres individuels sont données par Griffith et al. [1]. Les procédures
d’étalonnage correspondantes se trouvent dans les publications de Eisenhauer et al. [2] et de Burger et
Schwartz [3].
Plus de détails concernant les caractéristiques des dosimètres d’environnement ainsi que les procédures
d’étalonnage appropriées sont donnés dans les publications [3, 4, 5], voir Bibliographie. Les définitions complètes
des grandeurs et unités relatives aux rayonnements se trouvent dans les Publications ICRP 51 et ICRP 74, les
Rapports ICRU 33, ICRU 39, ICRU 43, ICRU 47, ICRU 51 et ICRU 57 (voir [24] et [28] à [32] dans la
Bibliographie), et dans l’ISO 8529-1. Les procédures d’étalonnage de ces dispositifs dosimétriques se trouvent
dans l’ISO 8529-3.
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NORME INTERNATIONALE ISO 8529-2:2000(F)
Rayonnements neutroniques de référence —
Partie 2:
Concepts d’étalonnage des dispositifs de radioprotection en
relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ
de rayonnement
1 Domaine d’application
La présente partie de l’ISO 8529 prend comme point de départ les sources de neutrons décrites dans l’ISO 8529-1.
Elle spécifie les procédures à utiliser pour étalonner les instruments de radioprotection dans les champs de
neutrons produits par ces sources d’étalonnage, en insistant particulièrement sur les corrections liées aux effets
parasites (par exemple, les neutrons diffusés par les murs de la salle d’étalonnage).
Dans la présente partie de l’ISO 8529, un accent particulier est mis sur les étalonnages utilisant des sources
radioactives (articles 4 à 6) en raison de leur emploi courant, tandis qu’il sera donné moins de détails sur les
sources nécessitant l’utilisation d’un accélérateur ou d’un réacteur (8.2 et 8.3).
La présente partie de l’ISO 8529sert de lienavec l’ISO 8529-3, dans laquelle sont donnés les coefficients de
conversion et les procédures d’étalonnage.
2Références normatives
Les documents normatifs suivants contiennent des dispositions qui, par suite de la référence qui y est faite,
constituent des dispositions valables pour la présente partie de l’ISO 8529. Pour les références datées, les
amendements ultérieurs ou les révisions de ces publications ne s’appliquent pas. Toutefois, les parties prenantes
aux accords fondés sur la présentepartiedel’ISO 8529 sont invitées à rechercher la possibilité d’appliquer les
éditions les plus récentes des documents normatifs indiqués ci-après. Pour les références non datées, la dernière
édition du document normatif en référence s’applique. Les membres de l’ISO et de la CEI possèdent le registre des
Normes internationales en vigueur.
ICRU Report 33:1980, Radiation Quantities and Units.
ICRU Report 60:1998, Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation.
1)
ISO 8529-1—: , Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de
production.
ISO 8529-3:1998, Radioprotection — Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des
dosimètres de zone (ou d’ambiance) et détermination de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle
d’incidence des neutrons.
1) À publier.
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1)
ISO 12789:— , Rayonnements neutroniques de référence — Caractéristiques et méthodes de production de
champs de neutrons simulant ceux de postes de travail.
BIPM/IEC/IFCC/ISO/IUPAC/IUPAP/OIML:1993, Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement.
3 Termes, définitions et symboles
Pour les besoins de la présente partie de l’ISO 8529, les termes et définitions donnés dans le Rapport ICRU 33, le
Rapport ICRU 60 et dans le Vocabulaire international des termes généraux et de base de la métrologie,ainsi que
lestermesetdéfinitions suivants, s’appliquent.
Les symboles utilisésdanslaprésente partie de l’ISO 8529 sont donnés dans l’annexe A.
3.1
indication
M
valeur de la grandeur indiquée par un instrument
3.2
valeur conventionnellement vraie d’une grandeur
meilleure estimation de la valeur de la grandeur à mesurer
NOTE Une valeur conventionnellement vraie est, en général, considérée comme suffisamment proche de la valeur vraie
pour pouvoir négliger leur différence pour un objectif donné.
3.3
équivalent de dose
H
produit de Q et D en un point dans le tissu, dans lequel D est la dose absorbéeencepoint et Q le facteur de
qualité H = QD
3.3.1
équivalent de dose ambiant
H*(d)
équivalent de dose en un point du champ de rayonnement qui serait produit par le champ étendu et aligné
correspondant dans la sphère de ICRU, à une profondeur d et sur le rayon opposéà la direction du champ aligné
3.3.2
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans le tissu souple en dessous d’un point du corps et à une profondeur d appropriée
1
�
NOTE L’unité d’équivalent de dose est le joule par kilogramme (J�kg ), avec pour nom spécial le sievert (Sv).
3.4
fluence
�
quotient de dN par da,où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section droite da
� = dN/da
3.5
réponse
R
indication divisée par la valeur conventionnellement vraie de la grandeur qui en est la cause
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NOTE Le type de réponse doit être spécifié. Par exemple, «réponse en fluence»:
M
R � (1)
�
�
«réponse en équivalent de dose»:
M
R= (2)
H
H
ou «réponse en équivalent de dose photon»:
M
R=� (3)
H�
Si M est une mesure de débit, alors les grandeurs fluence (�)et équivalent de dose (H) sont remplacées respectivement par le
�
débit de fluence (�)etledébit d’équivalent de dose ( H ).
3.6
coefficient d’étalonnage
N
inversedelaréponse, quand celle-ci est déterminée dans les conditions de référence
NOTE Le coefficient d’étalonnage est le coefficient par lequel l’indication M est multipliée pour obtenir la valeur de la
grandeur à mesurer.
3.7
dépendance en énergie de la réponse
R (E) ou R (E)
� H
réponse R en terme de fluence� ou en terme d’équivalent de dose H aux neutrons monoénergétiques, en fonction
de l’énergie des neutrons E
3.8
sensibilité au rayonnement photonique
changement de l’indication «neutron» d’un instrument quand des photons sont ajoutés au champ de neutrons
cf. «réponse en équivalent de dose photon» (3.5)
3.9
grandeur en champ non perturbé
grandeur qui existerait si les irradiations étaient effectuées dans un espace libre, sans les effets dus à la diffusion
ou au bruit de fond
3.10
point de mesure
point du champ de rayonnement où la valeur conventionnellement vraie de la grandeur à mesurer est connue
3.11
point de référence
point de l’instrument qui est placé au point de mesure à des fins d’étalonnage ou de test
NOTE La distance de mesurage est la distance entre le centre de la source de rayonnement et le point de référence de
l’instrument.
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3.12
centre effectif
point de l’instrument pour lequel son indication se comporte comme si l’instrument était un détecteur ponctuel;
c’est-à-dire que son indication varie selon une loi en inverse carré de la distance, comptée à partir d’une source
ponctuelle
EXEMPLE Pour un instrument de symétrie sphérique, le centre effectif sera généralement son centre géométrique.
4 Étalonnage et traçabilité du champ de rayonnement de référence
4.1 Considérations générales
Le débit de fluence neutronique d’un champ de rayonnement destinéà un étalonnage répondant aux
recommandations de la présente partie de l’ISO 8529 doit être traçable à un étalon national reconnu. La méthode
utiliséepour établir ce lien d’étalonnage dépend du type de champ de rayonnement de référence, mais la
traçabilité du mesurage est généralement assurée par l’utilisation d’un étalon de transfert. Ceci peut être, par
exemple, une source radioactive (4.2) ou bien un instrument de transfert agréé (4.2). L’étalonnage du champ est
seulement valable, en toute rigueur, au moment de l’étalonnage, et par la suite, doit être déduit, par exemple, de la
connaissance de la périodededécroissance et de la composition isotopique de la source radioactive ou encore de
la connaissance des propriétésdel’instrument de transfert.
La technique de mesurage utilisée par un laboratoire d’étalonnage pour étalonner un dispositif de mesure des
neutrons doit être aussi agréée, comme cela est stipulé dans les réglementations nationales. Un instrument de
même type, ou similaire à celui couramment étalonné par le laboratoire d’étalonnage, doit être étalonné, à la fois,
par un laboratoire de référence reconnu par une instance ou une autorité d’accréditation du pays et le laboratoire
d’étalonnage. Ces mesurages doivent être effectués dans chaque laboratoire selon ses propres méthodes
d’étalonnages agréées.Afindeprouver qu’une traçabilité appropriéea été réalisée, le laboratoire d’étalonnage doit
obtenir le même coefficient d’étalonnage, dans des limites acceptables, que celui obtenu par le laboratoire de
référence.
La fréquence de l’étalonnage du champ de rayonnement doit être telle qu’il existe une confiance raisonnable que
sa valeur ne sort pas de limites spécifiées entre des étalonnages successifs. La fréquence de l’étalonnage des
sources radioactives neutroniques est donnée dans l’ISO 8529-1. L’étalonnage de l’instrument de transfert agréé
et la vérification des techniques de mesurage utilisées par les laboratoires d’étalonnage doivent être effectuésau
moins tous les cinq ans, ou encore à chaque fois qu’il y a des modifications significatives de l’environnement du
laboratoire.
4.2 Traçabilité des sources radioactives neutroniques
Pour les étalonnages utilisant des champs de neutrons produits par des sources radioactives neutroniques, la
traçabilité doit être établie, soit en utilisant une source radioactive dont le flux d’émission angulaire a été déterminé
par un laboratoire de référence (voir 5.2.1 pour le flux d’émission angulaire de la source), soit en déterminant le
débit de fluence à l’emplacement de l’instrument en cours d’essai en utilisant un instrument de transfert agréé,
étalonné dans un laboratoire de référence. Si la source est scellée selon les recommandations de l’ISO 8529-1,
Article 4, on peut alors supposer que la fluence spectrale neutronique de la source est suffisamment similaire à la
1)
fluence spectrale représentée dans l’ISO 8529-1:� , 4.1.2 pour que les coefficients de conversion fluence-
équivalent de dose recommandés puissent être utilisés. Les incertitudes sur les coefficients de conversion
recommandés en 10.2.9 traduisent à la fois les incertitudes sur les spectres donnésdansl’ISO 8529-1 et celles
résultant des variations de spectres dues à des différences dans la réalisation des sources et de leur gainage.
4.3 Traçabilité des champs de neutrons produits par des accélérateurs
La traçabilité doit être assurée en utilisant un instrument de transfert agréé par le laboratoire d’étalonnage et le
laboratoire de référence. L’instrument de transfert doit être utilisé, pour des champs de neutrons similaires, de la
même façon que lorsqu’il a étéétalonné, en appliquant les corrections appropriées.
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Les instruments de transfert et de monitorage doivent être vérifiéspériodiquement selon les prescriptions des
réglementations nationales (par exemple, en utilisant une source radioactive neutronique appropriée),etles
résultats doivent être enregistrés.
4.4 Traçabilité des faisceaux de neutrons produits par des réacteurs
Le même principe général de traçabilitéà un étalon reconnu doit être appliquéà l’étalonnage de ces champs de
rayonnements de référence spéciaux (faisceaux de neutrons thermiques et de neutrons filtrés). Par exemple, le
débit de fluence de neutrons thermiques peut être mesuré par activation de feuilles d’or, pour lesquelles la
traçabilité du mesurage à un étalon primaire est assurée.
5 Principes des étalonnages effectués avec des sources radioactives neutroniques
5.1 Principes généraux
La réponse ou le coefficient d’étalonnage d’un appareil est une propriété unique d’un type d’appareil, qui peut
dépendre du débit d’équivalent de dose, du spectre de la source neutronique ou de l’angle d’incidence des
neutrons, mais ne doit pas être fonction des caractéristiques de l’installation d’étalonnage ou des techniques
expérimentales mises en œuvre. En conséquence, la présente partie de l’ISO 8529 fournit des procédures
détaillées pour l’étalonnage de dispositifs de mesure des neutrons qui doivent assurer un étalonnage indépendant
de la technique utilisée et de facteurs tels que la distance source-détecteur et les dimensions de la salle
d’étalonnage.
Pour des raisons de simplicité, des principes généraux sont donnéspourl’étalonnage de dispositifs tels que des
instruments de surveillance de zone, mais la plupart des principes s’appliquent également à d’autres systèmes.
L’instrument est placé dans un champ de rayonnement, dont le débit de fluence en champ non perturbé est connu,
et l’indication de l’instrument est relevée. Comme mentionné dans le paragraphe précédent, l’indication doit être
corrigée de tous les effets parasites de diffusion des neutrons, comprenant la diffusion des neutrons par l’air et par
les murs, le sol et le plafond de la salle d’étalonnage (voir 5.3).Il peut aussi être nécessaire de corriger l’indication
des effets dus aux dimensions de la source ou du détecteur (voir la discussion sur le facteur de correction de
géométrie F (l) dans 6.2).
1
La réponsedel’instrument en terme de réponse de fluence, R , en champ non perturbé s’écrit alors:
�
M
c
R � (4)
�
�
où M est l’indication de la mesure, corrigée de tous les effets des perturbations. Si M est une mesure de taux de
c c
comptage, alors
M
c
R � (4a)
�
�
Le débit de fluence en champ non perturbé,�, (voir 3.9) auquel l’instrument a été exposé se calcule à partir de
B
�
� � (5)
2
l
où
l est la distance du centre de la source au point de mesure (voir 3.10);
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B est le flux d’émission angulaire de la source, défini dans l’ISO 8529-1 et calculé par
�
BF()�
1
B � (6)
�
4�
où
B est le flux d’émission de la source (c’est-à-direledébit d’émission total de neutrons dans 4� sr);
F (�) est le facteur de correction d’anisotropie de la source (voir [6]).
1
Les fonctions d’anisotropie de deux types de sources sont représentées dans l’ISO 8529-1.
Il est parfois commode d’introduire la constante caractéristique source-détecteur, k, qui est, en fait, l’indication de
l’instrument, corrigée de tous les effets de diffusion (voir 5.3).
En général
2
kM��l (7)
c
Alors, à partir des équations (4a) et (5), on obtient,
2
kR����l (8)
�
kR��B (8a)
��
La constante k est spécifique de chaque combinaison source-détecteur, puisqu’elle dépend des grandeurs B et
�
R .
�
Finalement la réponse en équivalent de dose est obtenue à partir de
R
�
R � (9)
H
h
�
où h est le coefficient de conversion fluence-équivalent de dose. Les valeurs recommandées de h se trouvent
� �
dans l’ISO 8529-3 pour les sources normalisées ISO. (La valeur de h et la référence appropriée devraient être
�
indiquées dans chaque rapport d’étalonnage.)
5.2 Caractéristiques importantes d’une installation d’étalonnage «neutron»
5.2.1 Source
Le champ d’étalonnage de la source radioactive doit être traçable à celui d’un laboratoire de référence (voir
article 4). Pour réduire l’anisotropie d’émission des neutrons, la source doit être sphérique, ou cylindrique, et dans
ce cas approximativement orthocylindrique. Avec les sources cylindriques, le détecteur doit être étalonnéà� =90°
par rapport à l’axe du cylindre (voir ISO 8529-1). L’anisotropie doit être mesurée pour chaque source utilisée. Le
gainage doit être aussi léger que possible tout en restant compatible avec les normes nationales et internationales
relatives à la sécurité des sources radioactives scellées. En ce qui concerne les sources dont le gainage est
important, celui-ci peut causer des modifications spectrales associées à l’anisotropie d’émission. S’il n’est pas aisé
de mesurer l’anisotropie, il est possible de la calculer tout en se rappelant que l’anisotropie dépend du
positionnement du matériau radioactif dans le conteneur de la source [6]. Voir 10.2.3. Pour des exemples de
1)
fonction d’anisotropie, voir l’ISO 8529-1:� , 4.3 et Eisenhauer et al. [2] pour une discussion plus détaillée.
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La source doit être situéeprès du centre de la salle ou, dans le cas d’une installation à«faible diffusion», aussi
haut que pratiquement possible au-dessus du sol. Le support de la source doit être réalisé dans un matériau non
hydrogéné, de masse aussi réduite que possible.
Pour effectuer un test complet de linéarité, il peut être nécessaire de disposer d’une variation du débit d’équivalent
�1 �1
de dose de plus de trois ordres de grandeur (par exemple, de � 1 �Sv�h à � 10 mSv�h ). En général, il n’est pas
aisé de couvrir ce domaine de débits par la seule variation de la distance, l.Depréférence, deux (ou plus) sources,
dont les flux d’émission sont dans des rapports de 10 à 100, sont généralement nécessaires. Le facteur
d’anisotropie, F (�), ne sera pas nécessairement le même pour les différentes sources, même si elles sont, apriori,
l
de construction similaire.
5.2.2 Dispositif d’irradiation
Un montage supportant l’instrument soumis à essai doit être utilisé pour positionner celui-ci à une distance connue
et selon une orientation connue par rapport à la source d’étalonnage. Le support doit être rigide, mais conçude
façon à minimiser le rayonnement diffusé.Ildoit être possible de déplacer le détecteur de telle façon que la
distance séparant la source du détecteur puisse être modifiée. Lorsqu’un appareil étalonné est utilisé pour
déterminer le débit de fluence, son support doit satisfaire aux mêmes critères.
5.2.3 Salle d’irradiation
La réponse d’un instrument aux neutrons diffusés par la salle varie avec la taille, la forme et le type de construction
de la salle (matériaux). La salle doit êtretelle que lacontributiondediffusion doit être aussi faible que possible,
mais en aucun cas, celle-ci ne doit causer, au point d’étalonnage, une augmentation de l’indication de l’instrument
de plus de 40 % (voir annexe B).
5.3 Sources de neutrons diffusés
5.3.1 Introduction
Les coefficients d’étalonnage doivent être une caractéristique unique du type de l’instrument et du spectre de la
source de neutrons, et, selon l’objectif de cette norme, ne doivent pas être une fonction des caractéristiques de
l’installation d’étalonnage. C’est pourquoi tous les étalonnages se réfèrent à des grandeurs en champ non
perturbé, et des corrections de l’influence des neutrons diffuséssur l’indication de l’appareil doivent être faites.
Pour des étalonnages utilisant des neutrons diffusés, voir ISO 12789. En général, les effets suivants de diffusion
peuvent exister:
5.3.2 Diffusion par la salle
Les neutrons sont diffusés par le sol et les murs du laboratoire d’une façon complexe. Leur contribution à
l’indication d’un appareil peut être déterminée par calculs de transport des neutrons ou par des mesures dans des
conditions expérimentales spécifiques. La diffusion par la salle est probablement la plus importante source de
neutrons diffusés.
5.3.3 Atténuation par l’air (air outscatter)
Les neutrons émis par la source sont atténués par des réactions nucléaires avec l’air (voir annexe C). L’atténuation
par l’air augmente approximativement de façon linéaire avec la distance source-détecteur.
5.3.4 Diffusion par l’air (air inscatter)
Des neutrons extérieurs au trajet direct source-détecteur sont diffusés par l’air et peuvent être détectés par
l’instrument en cours d’essai. La contribution relative par diffusion (air inscatter) augmente aussi
approximativement de façon linéaire avec la distance source-détecteur. Dans l’annexe D sont données les valeurs
de l’effet résultant (air inscatter moins air outscatter) sur plusieurs instruments de mesure des neutrons, pour les
sources radioactives neutroniques recommandées par l’ISO.
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L’importance relative de la diffusion par la salle et des types de diffusion par l’air (respectivement air inscatter et air
outscatter) dépend de la taille de la salle et de la distance séparant la source de neutrons de l’appareil àétalonner.
Dans tous les cas, leurs effets sur un étalonnage peuvent être réduits en limitant cette distance.
5.3.5 Diffusion par les structures expérimentales
Les structures expérimentales doivent être aussi légères que raisonnablement possible, avec peu ou pas de
matériaux hydrogénés. On doit s’astreindre tout particulièrement à minimiser la masse des structures les plus
proches de la source et du détecteur.
5.3.6 Effets spectraux
Pour toutes les contributions de diffusion, les distributions spectrales et angulaires des neutrons sont différentes de
celles du spectre initial de la source. Ainsi la contribution relative du rayonnement diffuséà l’indication de
l’instrument est fonction des dépendances énergétiqueetangulairedelaréponse de celui-ci.
5.4 Effet du rayonnement photonique
La réponsedel’instrument au rayonnement photonique doit être déterminée, et, de plus, il faut contrôler si la
présence de photons modifie sa réponse aux neutrons.
Lors de l’étalonnage d’un appareil avec une source radioactive neutronique, l’effet du rayonnement photonique
associé doit être évalué et une correction doit être appliquéedont l’incertitude est compatible avec l’exactitude
137 60
requise pour l’étalonnage. La réponse aux photons doit être déterminée avec une source de Cs ou de Co, et
avec d’autres sources de photons si nécessaire.
6 Corrections des effets de diffusion dans le cas des sources radioactives
neutroniques
6.1 Mesures
...
Questions, Comments and Discussion
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