Passive personal neutron dosemeters — Performance and test requirements

ISO 21909:2005 provides performance and test requirements for determining the acceptability of personal neutron dosemeters to be used for the measurement of personal dose equivalent, Hp(10) for neutrons ranging in energy from thermal to 20 MeV.

Dosimètres individuels passifs pour les neutrons — Exigences de fonctionnement et d'essai

L'ISO 21909:2005 fournit des exigences de fonctionnement et d'essai permettant de déterminer l'acceptabilité des dosimètres individuels pour les neutrons qui doivent être utilisés pour le mesurage de l'équivalent de dose individuel, Hp(10), dans une gamme d'énergies neutroniques s'étendant des énergies thermiques à 20 MeV.

General Information

Status
Withdrawn
Publication Date
14-Jun-2005
Withdrawal Date
14-Jun-2005
Current Stage
9599 - Withdrawal of International Standard
Start Date
30-Nov-2015
Completion Date
30-Nov-2015
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ISO 21909:2005 - Passive personal neutron dosemeters -- Performance and test requirements
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ISO 21909:2005 - Dosimetres individuels passifs pour les neutrons -- Exigences de fonctionnement et d'essai
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Standards Content (sample)

INTERNATIONAL ISO
STANDARD 21909
First edition
2005-06-15
Passive personal neutron dosemeters —
Performance and test requirements
Dosimètres individuels passifs pour les neutrons — Exigences de
fonctionnement et d'essai
Reference number
ISO 21909:2005(E)
ISO 2005
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ISO 21909:2005(E)
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Fax + 41 22 749 09 47
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Published in Switzerland
ii © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)
Contents Page

Foreword............................................................................................................................................................ iv

Introduction ........................................................................................................................................................ v

1 Scope......................................................................................................................................................1

2 Normative references............................................................................................................................1

3 Terms and definitions............................................................................................................................1

3.1 General terms.........................................................................................................................................1

3.2 Quantities...............................................................................................................................................2

3.3 Calibration and evaluation....................................................................................................................3

3.4 Terms with respect to nuclear track emulsion dosemeters (NTED).................................................6

3.5 Terms with respect to solid state nuclear track dosemeters (SSNTD) ............................................7

3.6 Terms with respect to thermoluminescence albedo dosemeters (TLAD)........................................7

3.7 Terms with respect to superheated emulsion dosemeters (SED) ....................................................8

3.8 Terms with respect to ion chamber dosemeters with direct ion storage (ICD)...............................9

4 Units......................................................................................................................................................10

5 General test conditions.......................................................................................................................10

5.1 Test conditions....................................................................................................................................10

5.2 Reference radiation.............................................................................................................................10

5.3 Test requirements................................................................................................................................10

6 Performance requirements.................................................................................................................10

7 Test methods........................................................................................................................................15

8 Identification and accompanying documentation............................................................................16

8.1 Individual marking...............................................................................................................................16

8.2 Collective marking...............................................................................................................................16

8.3 Accompanying documentation..........................................................................................................16

9 Certification..........................................................................................................................................16

Annex A (normative) Reference and standard test conditions.....................................................................17

Annex B (normative) Confidence limits ..........................................................................................................18

Annex C (normative) Performance tests.........................................................................................................21

Annex D (informative) Irradiation conditions..................................................................................................38

Annex E (informative) Performance of neutron dosemeters.........................................................................39

Annex F (normative) Conversion tables .........................................................................................................48

Bibliography ......................................................................................................................................................49

© ISO 2005 – All rights reserved iii
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ISO 21909:2005(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 2.

The main task of technical committees is to prepare International Standards. 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 document may be the subject of patent

rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.

ISO 21909 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 2, Radiation

protection.
iv © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)
Introduction

ISO 21909 contains performance and test requirements for dosemeters to be used for the determination of

personal dose equivalent, H (10), in neutron fields with energies ranging from thermal to 20 MeV. In this

energy range, reference neutron radiation are reported in ISO 8529-3. Reference radiation are required for the

proper calibration of the dosemeters. This International Standard covers the following five classes of passive

neutron detectors that can be used as a personal dosemeter in part or all of the above-mentioned neutron

energy range:
 nuclear track emulsion dosemeters (NTED);
 solid state nuclear track dosemeters (SSNTD);
 thermoluminescence albedo dosemeters (TLAD);
 superheated emulsion dosemeters (SED);
 ionization chamber dosemeters (ICD).
© ISO 2005 – All rights reserved v
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 21909:2005(E)
Passive personal neutron dosemeters — Performance and test
requirements
1 Scope

This International Standard provides performance and test requirements for determining the acceptability of

personal neutron dosemeters to be used for the measurement of personal dose equivalent, H (10), for

neutrons ranging in energy from thermal to 20 MeV.
2 Normative references

The following referenced documents are indispensable for the application 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 5-2:2001, Photography — Density measurements — Part 2: Geometric conditions for transmission density

ISO 8529-1:2001, Reference neutron radiations — Part 1: Characteristics and methods of production

ISO 8529-2:2000, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection

devices related to the basic quantities characterizing the radiation field

ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations — Calibration of area and personal dosemeters and

determination of response as a function of energy and angle of incidence

ISO 12789:2000, Reference neutron radiations — Characteristics and methods of production of simulated

workplace neutron fields
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
3.1 General terms
3.1.1
ageing
changes occurring in an unirradiated dosemeter with time
3.1.2
batch

〈detectors or dosemeters〉 grouping of detectors or dosemeters manufactured according to the same

specification and usually at the same time

NOTE 1 Detectors from a batch are intended and supposed to have the same performance characteristics, consistent

with the appropriate requirements of this International Standard, and to be used in type or quality test procedures.

NOTE 2 In the case of SSNTD, a batch under this definition can be as small as one single sheet.

© ISO 2005 – All rights reserved 1
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ISO 21909:2005(E)
3.1.3
detector

device or substance that indicates the presence of a phenomenon without necessarily providing a value of an

associated quantity

NOTE In particular, in the presence of radiation, such devices or substances provide by either a direct or indirect

means a signal or other indication suitable for measuring one or more quantities.

3.1.4
fading
changes occurring in an irradiated dosemeter with time
3.1.5
personal dosemeter

device comprising one or more detectors positioned in a holder, suitable for the measurement of personal

dose equivalent
3.2 Quantities
3.2.1
absorbed dose

dε divided by dm, where d ε is the mean energy imparted by ionizing radiation to matter with mass dm

[20]

NOTE 1 The SI unit of absorbed dose is the J/kg. The special name for the unit of absorbed dose is gray (Gy) .

NOTE 2 In quoting values of absorbed dose, it is necessary to specify the material. e.g. soft tissue.

3.2.2
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

NOTE 1 The SI unit of ambient dose equivalent is J/kg. The special name for the unit of ambient dose equivalent is

sievert (Sv).

NOTE 2 For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is currently recommended. The ambient dose equivalent

[20]
for this depth is then denoted by H*(10) .
3.2.3
dose equivalent

product of Q and D at a point in soft tissue, where D is the absorbed dose and Q is the quality factor at that

point
[20]

NOTE The SI unit of dose equivalent is J/kg. The special name for the unit of dose equivalent is sievert (Sv) .

3.2.4
neutron fluence

dN divided by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da

−2 −2

NOTE The SI unit of neutron fluence is m , a frequently unit used is cm (ISO 8529-1).

3.2.5
personal dose equivalent
H (d)

dose equivalent in soft tissue, at an appropriate depth, d, below a specified point on the body

2 © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)

NOTE 1 The SI unit of personal dose equivalent is J/kg. The special name for the unit of personal dose equivalent is

[20]
sievert (Sv) .
NOTE 2 Soft tissue in this context is the ICRU 4-element tissue.
3.2.6
conversion coefficient
h (10;E,α)

quotient of the personal dose equivalent, H (10), and the neutron fluence, Φ , at a point in the radiation field

p n

and used to convert from neutron fluence into the personal dose equivalent at 10 mm depth in the ICRU tissue

slab phantom, where E is the energy of the incident neutrons impinging on the phantom at an angle α

NOTE The SI unit of the conversion coefficient is Sv⋅m . A commonly used unit of the conversion coefficient is

pSv⋅cm .
3.3 Calibration and evaluation
3.3.1
arithmetic mean
average of a series of n measurements, x , given by the equation
xn= 1/ x
i=1
3.3.2
calibration

set of operations which establish, under a controlled set of standard test conditions, the relationship between

the reading given by a dosemeter and the quantity to be measured
3.3.3
calibration factor

quotient of the conventional true value, H, divided by the reading, M (see 3.3.16), derived under standard

conditions, given by the equation
N =
3.3.4
calibration quantity
physical quantity used to establish the calibration of the dosemeter

NOTE For the purpose of this International Standard, the calibration quantity is the personal dose equivalent at

10 mm depth in the ICRU tissue slab phantom, H (10).
3.3.5
coefficient of variation
measure of dispersion for a series of n measurements, x , given by the equation
Vs= x

where s is the experimental standard deviation and x, the arithmetic mean of n measurements.

© ISO 2005 – All rights reserved 3
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ISO 21909:2005(E)
3.3.6
control specimens

lot of reference detectors or dosemeters of the same type and batch as those used in the test procedures

3.3.7
conventional true value of a quantity

〈dose equivalent〉 best estimate of a value of a quantity, as determined by a primary or secondary standard or

by a reference instrument that has been calibrated against a primary or secondary standard

NOTE A conventional true value is regarded as being sufficiently close to the true value such that the difference is

considered as insignificant for the given purpose.
3.3.8
detection threshold

minimum measured dose equivalent which is significantly higher (at the 95 % confidence level) than the

measured dose equivalent of a typical unirradiated dosemeter
3.3.9
experimental standard deviation

parameter for a series of n measurements, x , characterizing the dispersion and given by the equation

1 2
s=−xx
∑ i
n −1
i=1
where x is the arithmetic mean of the results of n measurements.
3.3.10
in-field calibration

procedure to calibrate neutron dosemeters in neutron fields representative of a working environment for which

the personal dose equivalent rates or neuton spectra and angle distributions have been determined by

appropriate methods and hence are sufficiently well known
3.3.11
influence quantity

quantity (parameter) that can have a bearing on the results of a measurement without being the objective of

the measurement (ISO 8529-3)
3.3.12
measured dose equivalent
product of the reading, M, and the calibration factor, N
H = M · N
NOTE In the case of TLAD, elaborate algorithms are generally required (see E.3).
3.3.13
phantom

specified object used to simulate the human body or parts thereof in terms of scattering and absorption

properties

NOTE For calibrations, the ISO water slab phantom is employed. It is made with polymethylmetaacrylate (PMMA)

walls (front wall 2,5 mm thick, other walls 10 mm thick), of outer dimensions 30 cm × 30 cm × 15 cm and filled with water.

4 © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)
3.3.14
quality test

test performed on a number of detectors or dosemeters of a given batch or production designed to assure

their quality
NOTE These tests are usually carried out by the user.
3.3.15
read out
process of determining the indication of a detector or dosemeter reader

NOTE For the NTEDs and SSNTs, the reading is usually the number of tracks recorded per unit area; for TLADs, it

is the integrated current from the reader; for SEDs, it is the number of bubbles detected or the change in volume; and for

ICDs, it is the electric charge collected.
3.3.16
reading

quantitative indication of a detector or dosemeter when it is read out, generally corrected for background,

ageing, fading and non-linearity of the process or the read out system
3.3.17
reference conditions

set of influence quantities for which the calibration factor is valid without any correction (ISO 8529-3)

3.3.18
response

measured dose equivalent, H , divided by the conventional true value of the dose equivalent, H (see 3.3.7),

M t
as given by the following equation
R =

NOTE 1 The reading, M, is converted into dose equivalent, H , by multiplying M by an appropriate conversion

coefficient. In the case of TLAD, elaborate algorithms are generally required (see E.3).

NOTE 2 In this International Standard, the quantity is personal dose equivalent: R = H (10)/H (10).

p,M p,t

NOTE 3 In this International Standard for the sake of shortness, H = H will be used in Annex C.

NOTE 4 For the specified reference conditions, the response is the reciprocal of the calibration factor.

[15]

NOTE 5 In radiation metrology, the term response, abbreviated for this application from “response characteristic” is

defined as the ratio of the reading, M, of the instrument, to the value of the quantity to be measured by the instrument, for

a specified type, energy and direction distribution of radiation. It is necessary, in order to avoid confusion, to state the

quantity to be measured, e.g. the “fluence response” is the response with respect to the fluence, the “dose equivalent

response” is the response with respect to dose equivalent (ISO 8529-3).
3.3.19
standard test conditions

range of values of a set of influence quantities under which a calibration or a determination of response is

carried out
© ISO 2005 – All rights reserved 5
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ISO 21909:2005(E)
3.3.20
type test

performance test of one or more devices that are made to a certain design to show that the design meets

given specifications
3.4 Terms with respect to nuclear track emulsion dosemeters (NTED)
3.4.1
film packet

ensemble containing the emulsion wrapped in a light tight envelope that is placed in a sealed pouch, generally

filled with dry nitrogen or air, meant to protect the emulsion against fading
3.4.2
latent image

invisible change occurring within the photographic emulsion when it is exposed to actinic radiation, i.e. visible

light, ultraviolet or radiation that is directly or indirectly ionizing and that will be converted upon processing into

a visible image like a nuclear track
3.4.3
nuclear tracks

tracks created in a nuclear emulsion following the interaction of neutrons with the nuclei in the emulsion, base,

14 14
wrapping and holder giving rise to protons [by N(n,p) C] or recoil nuclei
3.4.4
nuclear track emulsion
photographic emulsion capable of recording nuclear tracks in a latent form

NOTE These tracks become visible after the chemical development and can be counted under a microscope or any

other appropriate scanning device.
3.4.5
nuclear track emulsion dosemeter

passive device consisting of a film packet mounted in a holder (appropriate for the application), intended to be

worn on a person’s body, detecting neutrons for the purpose of assessing the appropriate personal dose

equivalent at or near the position where it is placed
3.4.6
optical density

logarithm to the base 10 of the ratio of aperture flux [ISO 5-2] to the flux transmitted by the sample under the

same beam geometric conditions
3.4.7
scanning

process of evaluating a nuclear track emulsion by counting the visible tracks under a microscope either by an

operator or by an automatic scanning device
3.4.8
stability of latent image

degree to which a nuclear track emulsion is capable of producing a developed image of a nuclear interaction

irrespective of the time elapsed between the formation of the latent image and the development of the

emulsion and irrespective of the ambient conditions that have prevailed during this time (temperature or

humidity)
3.4.9
track density
number of tracks scanned per unit area
6 © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)
3.5 Terms with respect to solid state nuclear track dosemeters (SSNTD)
3.5.1
chemical etch bath

configuration containing the etching solution for etching detectors under a defined temperature

3.5.2
converter material

material in which neutrons undergo nuclear reactions and produce charged particles that can be detected by

SSNT
10 6

NOTE Examples are hydrogen compounds for fast neutrons, and B, Li or nitrogen-containing compounds for

thermal and epithermal neutrons.
3.5.3
etch chamber

device containing the detectors in a geometry allowing their proper etching under defined temperature

conditions and an applied voltage (if applicable)
3.5.4
etching

process to develop the radiation induced tracks in detectors to make them countable

NOTE Etching could be chemical by putting the detectors into a proper chemical solution under defined temperature

conditions. When an alternating high voltage is applied across the detector, then etching is called electro-chemical.

3.5.5
solid state nuclear track dosemeter

passive device consisting of one or more track etch detectors mounted in a holder (appropriate for the

application), intended to be worn on a person’s body to detect neutrons for the purpose of assessing the

appropriate personal dose equivalent at or near the position where it is placed
3.5.6
track etch detector

material, usually plastic in nature, carefully manufactured under controlled conditions for the purpose of

radiation measurements
3.5.7
track etch reader
device used to establish the number of tracks per unit area
3.6 Terms with respect to thermoluminescence albedo dosemeters (TLAD)
3.6.1
albedo
fraction of incident radiation scattered from a surface

NOTE Neutrons scattered back from a body following interactions within the body are called albedo neutrons.

3.6.2
annealing

controlled thermal treatment of a TL detector or dosemeter during or after readout

3.6.3
apparent photon dose equivalent

measured dose equivalent of each detector evaluated as if it had been irradiated by reference photon radiation

© ISO 2005 – All rights reserved 7
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ISO 21909:2005(E)
3.6.4
preparation

normal treatment of annealing, cleaning, etc., of detectors or dosemeters that are intended for routine use

3.6.5
thermoluminescence

emission of light exhibited by certain substances or materials when the substance is heated following its

exposure to ionizing radiation or U.V.

NOTE Strictly, the property should be referred to as radiothermoluminescence, but the abbreviated form is usually

adequate.
3.6.6
thermoluminescence albedo neutron dosemeter
albedo dosemeter

passive device, consisting of two or more TL detectors, mounted in a holder (appropriate for the application),

intended to detect incident and albedo neutrons when worn on a person’s body for the purpose of assessing

the appropriate personal dose equivalent at or near the position where it is placed

3.6.7
thermoluminescent detector

specified quantity of TL material, or such material incorporated with other non-luminescent material into a

matrix, being defined by mass, shape or size or the mass of material incorporated in the matrix

3.6.8
thermoluminescence dosemeter reader
TL reader

instrument used to measure the light emitted from the detectors of thermoluminescence dosemeters,

consisting essentially of a heating device, a light measuring device and the associated electronics

3.6.9
zero point
reading of unirradiated TLDs expressed in apparent photon dose equivalent
3.7 Terms with respect to superheated emulsion dosemeters (SED)
3.7.1
activation
procedure to render superheated emulsions ready for use

NOTE 1 Bubble detectors (BD) are typically stored and kept inactive under pressure, which is applied keeping their

screw caps on. They are activated by removing the screw cap.

NOTE 2 Superheated drop detectors (SDD) are typically stored and kept inactive at reduced temperature. They are

activated by allowing them to reach ambient temperature.
3.7.2
bubble reading
reading of a dosemeter based on superheated emulsions

NOTE In bubble detectors (BD), the number of visible bubbles, that comprise the measurement, is obtained by

optical counting or by use of an automatic electro-optical instrument. In the superheated drop detectors, the volume of

evolved gas is measured with the help of a calibrated scale.
3.7.3
depletion

decrease in the number of superheated drops due to their transformation into bubbles after being struck by

neutrons
8 © ISO 2005 – All rights reserved
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ISO 21909:2005(E)

NOTE In the bubble detectors (BD), the initial sensitivity is restored by repressurization and no depletion correction

is necessary. In the superheated drop detectors, the bubbles separate permanently from the detector and a depletion

correction is necessary with prolonged use.
3.7.4
resetting
clearing of bubbles from the visco-elastic matrix

NOTE In the bubble detectors (BD), this is done by the application of external pressure using a piston assembly. In

the superheated drop detectors, resetting is unnecessary because the bubbles leave the medium by rising to the top of

the dosemeter due to their buoyancy.
3.7.5
superheated drops
drops of superheated liquid, generally of 5 µm to 100 µm diameter

NOTE These drops dispersed throughout a visco-elastic matrix represent the radiation-sensitive sites of the

detector.
3.7.6
superheated emulsion
superheated drops dispersed within a clear visco-elastic matrix

NOTE Superheated emulsions are typically contained in a device consisting of a transparent, cylindrical holder.

Visible bubbles are formed throughout the device when irradiated with neutrons. The number of bubbles provides a

measure of the neutron dose.
3.7.7
superheated liquid
fluid above its normal boiling point that is still in the liquid phase
3.7.8
visco-elastic matrix

〈gel〉 aqueous or polymer gel in which immiscible superheated drops are uniformly emulsified

NOTE In bubble detectors, the visco-elastic matrix typically keeps bubbles immobilized at the location of their

formation. In superheated drop detectors (SDD), the visco-elastic matrix typically allows bubbles to rise out of the detector

by buoyancy.
3.8 Terms with respect to ion chamber dosemeters with direct ion storage (ICD)
3.8.1
apparent photon dose equivalent

measured dose equivalent of each detector evaluated as if it had been irradiated by reference photon radiation

3.8.2
direct ion storage
DIS

permanent storage of an electric charge in a MOSFET with an open floating gate connected to an ion chamber

3.8.3
ion chamber detector

air volume surrounded by conductive wall material with applied electric field to collect ions produced by ionizing

radiation

NOTE The neutron sensitivity of an ion chamber strongly depends on the wall material. Pairs of ion chambers with

different neutron sensitivities are used to differentiate between neutron and photon radiation.

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ISO 21909:2005(E)
4 Units

This International Standard uses SI units. However the following units of practical importance for time are used

where necessary: days (d) and hours (h).
5 General test conditions
5.1 Test conditions

All tests shall be performed under standard test conditions (see Annex A), except where otherwise stated. The

actual conditions should be indicated in the test report. They should not undergo large or rapid changes during

a series of measurements.
Irradiation of dosemeters shall be per
...

NORME ISO
INTERNATIONALE 21909
Première édition
2005-06-15
Dosimètres individuels passifs
pour les neutrons — Exigences
de fonctionnement et d'essai
Passive personal neutron dosemeters — Performance and test
requirements
Numéro de référence
ISO 21909:2005(F)
ISO 2005
---------------------- Page: 1 ----------------------
ISO 21909:2005(F)
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Publié en Suisse
ii © ISO 2005 – Tous droits réservés
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ISO 21909:2005(F)
Sommaire Page

Avant-propos..................................................................................................................................................... iv

Introduction ........................................................................................................................................................ v

1 Domaine d'application.......................................................................................................................... 1

2 Références normatives......................................................................................................................... 1

3 Termes et définitions............................................................................................................................ 1

3.1 Termes généraux.................................................................................................................................. 1

3.2 Grandeurs.............................................................................................................................................. 2

3.3 Étalonnage et évaluation...................................................................................................................... 3

3.4 Termes relatifs aux dosimètres à émulsions nucléaires (NTED)..................................................... 6

3.5 Termes relatifs aux détecteurs solides de traces nucléaires (SSNTD)........................................... 7

3.6 Termes relatifs aux dosimètres thermoluminescents à albédo (TLAD).......................................... 8

3.7 Termes relatifs aux dosimètres à émulsions surchauffées (SED)................................................... 9

3.8 Termes relatifs aux détecteurs à chambre d'ionisation avec stockage direct des ions

(ICD)...................................................................................................................................................... 10

4 Unités................................................................................................................................................... 10

5 Conditions générales d'essai ............................................................................................................ 10

5.1 Conditions d'essai.............................................................................................................................. 10

5.2 Rayonnements de référence.............................................................................................................. 11

5.3 Exigences d'essai............................................................................................................................... 11

6 Exigences de fonctionnement ........................................................................................................... 11

7 Méthodes d’essai................................................................................................................................ 16

8 Documentation d’identification et d’accompagnement.................................................................. 17

8.1 Marquage individuel........................................................................................................................... 17

8.2 Marquage collectif............................................................................................................................... 17

8.3 Documentation d’accompagnement................................................................................................. 17

9 Certification......................................................................................................................................... 17

Annexe A (normative) Conditions de référence et conditions normalisées d'essai ................................. 18

Annexe B (normative) Limites de confiance.................................................................................................. 19

Annexe C (normative) Essais de fonctionnement......................................................................................... 22

Annexe D (informative) Conditions d'irradiation........................................................................................... 39

Annexe E (informative) Fonctionnement des dosimètres pour les neutrons ............................................ 40

Annexe F (normative) Tableaux de conversion............................................................................................. 49

Bibliographie .................................................................................................................................................... 50

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ISO 21909:2005(F)
Avant-propos

L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes nationaux de

normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est en général 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 (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.

Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI,

Partie 2.

La tâche principale des comités techniques est d'élaborer les Normes internationales. 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 du présent document peuvent faire l'objet de

droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne

pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence.

L'ISO 21909 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 2,

Radioprotection.
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ISO 21909:2005(F)
Introduction

L'ISO 21909 contient des exigences de fonctionnement et d’essai des dosimètres; ces exigences doivent être

utilisées pour la détermination de l’équivalent de dose individuelle, H (10), dans une gamme d’énergies des

champs neutroniques s’étendant des énergies thermiques à 20 MeV. Pour cette gamme d’énergies, des

rayonnements neutroniques de référence sont rapportés dans l’ISO 8529-3. Ces rayonnements de référence

sont indispensables au bon étalonnage des dosimètres. La présente Norme internationale présente cinq

classes de détecteurs passifs de neutrons utilisables comme dosimètres individuels dans certaines ou toutes

les parties de la gamme d’énergies neutroniques mentionnée ci-dessus:
 dosimètres à émulsions nucléaires (NTED);
 détecteurs solides de traces nucléaires (SSNTD);
 dosimètres thermoluminescents à albédo (TLAD);
 dosimètres à émulsions surchauffées (SED);
 détecteurs à chambre d'ionisation (ICD).
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NORME INTERNATIONALE ISO 21909:2005(F)
Dosimètres individuels passifs pour les neutrons — Exigences
de fonctionnement et d'essai
1 Domaine d'application

La présente Norme internationale fournit des exigences de fonctionnement et d’essai permettant de

déterminer l’acceptabilité des dosimètres individuels pour les neutrons qui doivent être utilisés pour le

mesurage de l’équivalent de dose individuel, H (10), dans une gamme d’énergies neutroniques s’étendant

des énergies thermiques à 20 MeV.
2 Références normatives

Les documents de référence suivants sont indispensables pour l'application du présent document. 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 5-2:2001, Photographie — Mesurage des densités — Partie 2: Conditions géométriques pour la densité

instrumentale par transmission

ISO 8529-1:2001, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de

production

ISO 8529-2:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage des

dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de

rayonnement

ISO 8529-3:1998, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone

(ou d'ambiance) et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle

d'incidence des neutrons

ISO 12789:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Caractéristiques et méthodes de production

de champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
3 Termes et définitions

Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.

3.1 Termes généraux
3.1.1
vieillissement
modifications se produisant avec le temps dans un dosimètre non irradié
3.1.2
lot

〈de détecteurs ou de dosimètres〉 ensemble de détecteurs ou de dosimètres réalisés selon une même

spécification et généralement simultanément
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ISO 21909:2005(F)

NOTE 1 Les détecteurs d’un même lot sont conçus et prévus pour avoir les mêmes caractéristiques de

fonctionnement, compatibles avec les exigences appropriées de la présente Norme internationale, et pour être utilisés

dans des modes opératoires d’essai de type ou de contrôle de la qualité.

NOTE 2 Dans le cas de détecteur SSNTD, un lot, de par cette définition, peut être aussi petit qu'une simple feuille.

3.1.3
détecteur

dispositif ou substance qui indique la présence d’un phénomène donné sans nécessairement en fournir une

valeur de la grandeur associée

NOTE En présence de rayonnements, en particulier, ces dispositifs ou substances fournissent directement ou

indirectement un signal ou une autre indication permettant de mesurer une ou plusieurs grandeurs.

3.1.4
effacement
modifications survenant avec le temps dans un dosimètre irradié
3.1.5
dosimètre individuel

dosimètre, comportant un ou plusieurs détecteurs, placé dans un porte-dosimètre et permettant de mesurer

l’équivalent de dose individuel
3.2 Grandeurs
3.2.1
dose absorbée

quotient de dε par dm, où dε est l’énergie moyenne communiquée par les rayonnements ionisants à une

masse de matière dm
[20]

NOTE 1 L’unité SI de dose absorbée est le J/kg. Le nom spécial de l’unité de dose absorbée est le gray (Gy) .

NOTE 2 Lorsque des valeurs de dose absorbées sont mentionnées, il est nécessaire de préciser le matériau, par

exemple tissu mou.
3.2.2
équivalent de dose ambiant
H*(d )

équivalent de dose en un point d’un champ de rayonnement qui serait produit par le champ correspondant

expansé et unidirectionnel dans la sphère ICRU, à la profondeur, d, sur le rayon faisant face à la direction du

champ unidirectionnel

NOTE 1 L’unité SI d’équivalent de dose ambiant est le J/kg. Le nom spécial de l’unité d’équivalent de dose ambiant est

le sievert (Sv).

NOTE 2 Pour des rayonnements fortement pénétrants, une profondeur de 10 mm est généralement recommandée.

[20]
L’équivalent de dose ambiant pour cette profondeur est désigné par H*(10) .
3.2.3
équivalent de dose

produit de Q par D au point considéré dans le tissu mou, où D est la dose absorbée et Q le facteur de qualité

en ce point

NOTE L’unité SI de l’équivalent de dose est le J/kg. Le nom spécial de l’unité d’équivalent de dose est le sievert

[20]
(Sv) .
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ISO 21909:2005(F)
3.2.4
fluence neutronique

quotient de dN par da, où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section droite da

−2 −2

NOTE L’unité SI de fluence neutronique est le m ; le cm est une unité fréquemment utilisée (ISO 8529-1).

3.2.5
équivalent de dose individuel
H (d )

équivalent de dose dans les tissus mous, à une profondeur appropriée, d, au-dessous d’un point spécifié du

corps

NOTE 1 L’unité SI de l’équivalent de dose individuel est le J/kg. Le nom spécial de l’unité d’équivalent de dose

[20]
individuel est le sievert (Sv) .
NOTE 2 Dans ce contexte, le tissu mou est le tissu ICRU composé de 4 éléments.
3.2.6
coefficient de conversion
h (10;E,α)

quotient de l’équivalent de dose individuel, H (10), par la fluence neutronique, Φ , en un point du champ de

p n

rayonnement, et utilisé pour convertir la fluence neutronique en équivalent de dose individuel à une

profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu ICRU, où E est l’énergie des neutrons incidents

atteignant le fantôme sous un angle α
2 2

NOTE L’unité SI du coefficient de conversion est le Sv·m . Le pSv·cm est une unité du coefficient de conversion qui

est fréquemment utilisée.
3.3 Étalonnage et évaluation
3.3.1
moyenne arithmétique
moyenne d'une série de n mesures, x , est donnée par la formule suivante:
xn= 1 x
∑ i
i=1
3.3.2
étalonnage

ensemble des opérations, effectuées dans un ensemble contrôlé de conditions normalisées d’essai, qui

établissent la relation entre la valeur de lecture, donnée par un dosimètre, et la valeur de la grandeur à

mesurer
3.3.3
facteur d’étalonnage

quotient de la valeur conventionnellement vraie, H , par la valeur de lecture, M (voir 3.3.16), déterminé dans

des conditions normalisées:
N =
3.3.4
grandeur d’étalonnage
grandeur physique utilisée pour établir l’étalonnage du dosimètre
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ISO 21909:2005(F)

NOTE Pour les besoins de la présente Norme internationale, la grandeur d’étalonnage est l’équivalent de dose

individuel à une profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu ICRU, H (10).

3.3.5
coefficient de variation

mesure de la dispersion d'une série de n mesures, x , donnée par la formule suivante:

V =
où s est l'écart-type expérimental et x la moyenne arithmétique de n mesures
3.3.6
échantillons de contrôle

groupe de détecteurs ou de dosimètres de référence du même type et du même lot que ceux utilisés dans les

modes opératoires d'essai
3.3.7
valeur conventionnellement vraie d’une grandeur

〈équivalent de dose〉 meilleure évaluation de la valeur d’une grandeur d’intérêt, déterminée au moyen d’un

étalon primaire ou secondaire ou au moyen d’un instrument de référence qui a été étalonné par rapport à un

étalon primaire ou secondaire

NOTE Une valeur conventionnellement vraie est considérée comme suffisamment proche de la valeur vraie pour que

la différence soit considérée comme non significative pour les besoins concernés.

3.3.8
seuil de détection

valeur minimale de l'équivalent de dose mesuré qui est significativement supérieure (au niveau de confiance

de 95 %) à l’équivalent de dose mesuré d'un dosimètre type non irradié
3.3.9
écart-type expérimental

paramètre d'une série de n mesures, x , caractérisant la dispersion et est donné par la formule suivante:

s=−()xx
∑ i
n −1
i=1
où x est la moyenne arithmétique des résultats de n mesures.
3.3.10
étalonnage en champ

mode opératoire permettant d'étalonner des dosimètres pour les neutrons dans des champs neutroniques

représentatifs d'un environnement de travail pour lequel les débits d'équivalent de dose individuel ou les

distributions neutroniques spectrales et angulaires ont été déterminés selon des méthodes appropriées et qui

sont donc suffisamment bien connus
3.3.11
grandeur d'influence

grandeur (paramètre) qui peut exercer un effet sur les résultats d'un mesurage sans en être l'objet

(ISO 8529-3)
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ISO 21909:2005(F)
3.3.12
équivalent de dose mesuré
produit de la valeur de lecture, M, et du facteur d'étalonnage, N
H =⋅MN

NOTE Dans le cas de dosimètre TLAD, des algorithmes élaborés sont généralement nécessaires (voir E.3).

3.3.13
fantôme

objet spécifié utilisé pour simuler le corps humain ou des parties du corps humain en ce qui concerne les

propriétés de diffusion et d’absorption

NOTE Pour les étalonnages, on utilise le fantôme plaque d’eau ISO avec parois en polymethylmetaacrylate PPMA

(paroi avant de 2,5 mm d’épaisseur, autres parois de 10 mm d’épaisseur), de dimensions extérieures

30 cm × 30 cm × 15 cm, rempli d’eau.
3.3.14
essai pour contrôle de la qualité

essai réalisé sur un certain nombre de détecteurs ou de dosimètres d'un lot ou d'une fabrication, donné dans

l’intention d'assurer la maîtrise de leur qualité
NOTE Ces essais sont généralement réalisés par l'utilisateur.
3.3.15
lecture

opération consistant à déterminer l’indication fournie par un lecteur de détecteur ou de dosimètre

NOTE Dans le cas des dosimètres NTED et des détecteurs SSNT, la valeur de lecture correspond généralement au

nombre de traces enregistrées par unité de surface; pour les dosimètres TLAD, il s’agit du courant intégré issu du lecteur;

pour les dosimètres SED, la valeur de lecture correspond au nombre de bulles détecté ou au changement de volume et

pour les détecteurs ICD, il s'agit de la charge électrique collectée.
3.3.16
valeur de lecture

indication quantitative fournie par un détecteur ou un dosimètre au moment où il est lu, elle est généralement

corrigée du bruit de fond, du vieillissement, de l’effacement et de la non-linéarité du processus ou du système

de lecture
3.3.17
conditions de référence

ensemble de grandeurs d'influence pour lequel le facteur d'étalonnage est valide sans aucune correction

(ISO 8529-3)
3.3.18
réponse

quotient de l’équivalent de dose mesuré, H , par la valeur conventionnellement vraie d’équivalent de dose, H

M t
(voir 3.3.7), comme donné par l’équation suivante:
R =

NOTE 1 La valeur de lecture, M, est convertie en équivalent de dose, H , en multipliant M par un coefficient de

conversion approprié. Dans le cas d'un dosimètre TLAD, des algorithmes élaborés sont généralement nécessaires

(voir E.3).
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ISO 21909:2005(F)

NOTE 2 Dans la présente Norme internationale, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose individuel:

R = H (10)/H (10).
p,M p,t

NOTE 3 Dans la présente Norme internationale, pour des raisons de brièveté, on utilisera H = H dans l’Annexe C.

NOTE 4 Pour les conditions de référence spécifiées, la réponse est l’inverse du facteur d’étalonnage.

NOTE 5 En métrologie des rayonnements, le terme réponse, forme abrégée pour cette application de l’expression

[15]

«caractéristique de réponse» , est défini comme le rapport de la valeur de lecture, M, de l'instrument à la valeur de la

grandeur que doit mesurer l'instrument, pour un type, une énergie et une distribution de direction spécifiés de

rayonnement. Afin d'éviter toute confusion, il est nécessaire de préciser la grandeur à mesurer, par exemple la «réponse

de fluence» est la réponse en fonction de la fluence, la «réponse en équivalent de dose» est la réponse en fonction de

l'équivalent de dose (ISO 8529-3).
3.3.19
conditions normales d'essai

plage de valeurs d'un ensemble de grandeurs d'influence dans laquelle est effectué un étalonnage ou une

détermination de réponse
3.3.20
essai de type

essai de fonctionnement réalisé sur un ou plusieurs dispositifs d'une conception spécifique pour démontrer

que cette conception répond à des spécifications données
3.4 Termes relatifs aux dosimètres à émulsions nucléaires (NTED)
3.4.1
sachet de film

ensemble contenant l’émulsion entourée par une enveloppe étanche à la lumière qui est placée dans un

sachet scellé, généralement rempli d’azote sec ou d’air, dont le rôle est de protéger l’émulsion contre

l’effacement
3.4.2
image latente

modification invisible qui se produit dans l’émulsion photographique lorsqu’elle est exposée à des

rayonnements actiniques, c’est-à-dire à la lumière visible, aux ultraviolets ou à des rayonnements directement

ou indirectement ionisants et qui sera transformée, au moment du traitement, en une image visible telle

qu’une trace nucléaire
3.4.3
traces nucléaires

traces créées dans une émulsion nucléaire à la suite de l'interaction entre des neutrons et les noyaux de

14 14

l'émulsion, de la base, de l'enveloppe et du badge qui engendre des protons [par réaction N(n,p) C] ou des

noyaux de recul
3.4.4
émulsion nucléaire

émulsion photographique capable d’enregistrer des traces nucléaires sous forme latente

NOTE Ces traces deviennent visibles après le développement chimique et peuvent être comptées sous un

microscope ou tout autre dispositif de balayage approprié.
3.4.5
dosimètre à émulsions nucléaires

dispositif passif composé d’un sachet de film monté dans un support (adapté à l’application), destiné à être

porté sur le corps d’une personne et détectant les neutrons dans l’intention d’évaluer l’équivalent de dose

individuel approprié à l’endroit où le dispositif est placé ou bien à proximité
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ISO 21909:2005(F)
3.4.6
densité optique

logarithme décimal du quotient du flux d’ouverture (ISO 5-2) par le flux transmis par l’échantillon dans les

mêmes conditions géométriques de faisceau
3.4.7
balayage

procédé d’évaluation d’une émulsion nucléaire avec comptage des traces visibles sous un microscope par un

opérateur ou par un dispositif de balayage automatique
3.4.8
stabilité de l’image latente

degré avec lequel une émulsion nucléaire est capable de produire une image développée d’une interaction

nucléaire, quel que soit le temps écoulé entre la formation de l’image latente et le développement de

l’émulsion et quelles que soient les conditions ambiantes pendant cette période (température ou humidité)

3.4.9
densité de traces
nombre de traces observées par unité de surface
3.5 Termes relatifs aux détecteurs solides de traces nucléaires (SSNTD)
3.5.1
bain d’attaque chimique

dispositif contenant la solution servant à attaquer chimiquement les détecteurs à une température définie

3.5.2
matériau convertisseur

matériau dans lequel les neutrons subissent des réactions nucléaires et produisent des particules chargées

qui peuvent être détectées par des détecteurs SSNT

NOTE On peut citer comme exemples les composés hydrogénés utilisés pour les neutrons rapides et les composés

10 6

contenant du B, du Li ou de l’azote pour les neutrons thermiques et épithermiques.

3.5.3
chambre d’attaque chimique

dispositif contenant les détecteurs disposés d’une manière permettant une attaque chimique appropriée dans

des conditions de températures définies et avec application d’une tension (s’il y a lieu)

3.5.4
attaque

procédé qui consiste à développer des traces induites par les rayonnements dans les détecteurs et

permettant ainsi de les compter

NOTE L'attaque peut être chimique en plaçant les feuilles dans une solution chimique appropriée dans des

conditions de température définies. L'attaque électrochimique consiste à appliquer une haute tension alternative à travers

les détecteurs.
3.5.5
détecteur solide de traces nucléaires

dispositif passif composé d’un ou de plusieurs détecteurs de traces monté dans un support (adapté à

l’application), destiné à être porté sur le corps d’une personne et détectant les neutrons dans le dessein

d’évaluer l’équivalent de dose individuel approprié à l’endroit où le dispositif est placé ou bien à proximité.

3.5.6
détecteur de traces

matériau, généralement matière plastique, fabriqué avec soin dans des conditions contrôlées dans l’intention

de mesurer des rayonnements
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ISO 21909:2005(F)
3.5.7
lecteur de traces
dispositif utilisé pour déterminer le nombre de traces par unité de surface
3.6 Termes relatifs aux dosimètres thermoluminescents à albédo (TLAD)
3.6.1
albédo
fraction du rayonnement incident diffusée par une surface

NOTE Les neutrons diffusés par la surface du corps, par suite de leur interaction dans le corps humain, sont appelés

neutrons albédo.
3.6.2
recuit

traitement thermique contrôlé d'un détecteur ou d'un dosimètre thermoluminescent pendant ou après lecture

3.6.3
équivalent de dose apparent dû aux photons

équivalent de dose mesuré de chaque détecteur, évalué comme s’il avait été irradié par des photons de

référence
3.6.4
préparation

traitement normal de recuit, de nettoyage, etc., que les détecteurs ou les dosimètres doivent subir en vue de

leur utilisation ordinaire
3.6.5
thermoluminescence

phénomène d’émission de lumière présenté par certaines substances ou certains matériaux lorsqu’ils sont

chauffés après exposition à des rayonnements ionisants ou U.V.

NOTE En toute rigueur, ce phénomène devrait être appelé radiothermoluminescence, mais la forme abrégée,

thermoluminescence, est habituellement suffisante.
3.6.6
dosimètre neutronique thermoluminescent à albédo
dosimètre à albédo

dispositif passif, constitué de deux détecteurs TL ou plus, monté dans un support (adapté à l’application),

destiné à détecter des neutrons incidents et des neutrons albédo lorsqu'il est porté sur le corps d’une

personne dans le dessein d’évaluer l’équivalent de dose individuel approprié à l’endroit ou près de l’endroit où

il est placé
3.6.7
détecteur thermoluminescent

quantité spécifiée de matériau TL, ou d’un tel matériau incorporé à un substrat non luminescent, défini par sa

masse, sa forme ou ses dimensions ou par la masse de matériau incorporé dans le substrat

3.6.8
lecteur de dosimètres thermoluminescents
lecteur de dosimètres TL

instrument utilisé pour mesurer la lumière émise par les détecteurs de dosimètres thermoluminescents; il

comprend essentiellement un dispositif de chauffage, un dispositif de mesurage de la lumière et l’électronique

associée
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ISO 21909:2005(F)
3.6.9
point zéro

valeur de lecture d’un lecteur de dosimètre thermoluminescent non irradié, exprimée en équivalent de dose

apparent dû aux photons
3.7 Termes relatifs aux dosimètres à émulsions surchauffées (SED)
3.7.1
activation
procédure permettant de rendre les émulsions surchauffées prêtes à l'emploi

NOTE 1 Les détecteurs à bulles (BD) sont généralement stockés et maintenus inactifs sous pression; cette pression

est assurée par le maintien en place de leur capuchon vissé. Pour activer ces détecteurs, il suffit de retirer le capuchon

vissé.

NOTE 2 Les détecteurs à gouttelettes surchauffées (SDD) sont généralement stockés et maintenus inactifs à

température réduite. On les active en les laissant revenir à la température ambiante.

3.7.2
valeur de lecture des bulles

valeur de lecture d'un dosimètre fonctionnant sur le principe des émulsions surchauffées

NOTE Dans les détecteurs à bulles (BD), le nombre de bulles visibles résultant du mesurage est obtenu par

comptage optique ou au moyen d'un instrument électro-optique automatique. Dans les détecteurs à gouttelettes

surchauffées (SDD), le volume des gaz émis est mesuré au moyen d'une échelle
...

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