ISO 12789-2:2008
(Main)Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
ISO 12789-2:2008 describes the characterization of simulated workplace neutron fields produced by methods described in ISO 12789-1. It specifies the procedures used for establishing the calibration conditions of radiation protection devices in neutron fields produced by these facilities, with particular emphasis on the scattered neutrons. The diversity of workplace neutron fields is such that several special facilities have been built in order to simulate them in the laboratory. In ISO 12789-2:2008, the neutron radiation field specifications are classified by operational quantities. General methods for characterizing simulated workplace neutron fields are recommended.
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail — Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs fondamentales
L‘ISO 12789-2:2008 décrit la caractérisation des champs de rayonnement neutroniques simulant ceux rencontrés aux postes de travail. Ces champs de rayonnement sont produits en utilisant des méthodes décrites dans l‘ISO 12789-1. Elle spécifie les procédures à utiliser afin de remplir les conditions d'étalonnage des appareils de radioprotection dans des champs de rayonnement neutroniques produits par ces installations, avec un accent particulier mis sur les neutrons diffusés. La diversité des champs neutroniques aux postes de travail est telle que plusieurs installations spécifiques ont été construites afin de les reproduire en laboratoire. Dans l'ISO 12789-2:2008, les caractéristiques des champs de rayonnement neutroniques sont classées en fonction des grandeurs opérationnelles. Des méthodes générales pour la caractérisation des champs de neutrons simulant ceux aux postes de travail sont recommandées.
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INTERNATIONAL ISO
STANDARD 12789-2
First edition
2008-03-01
Reference radiation fields — Simulated
workplace neutron fields —
Part 2:
Calibration fundamentals related
to the basic quantities
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons
simulant ceux de postes de travail —
Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs
fondamentales
Reference number
ISO 12789-2:2008(E)
©
ISO 2008
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ISO 12789-2:2008(E)
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ISO 12789-2:2008(E)
Contents Page
Foreword. iv
Introduction . v
1 Scope .1
2 Terms and definitions .1
3 List of symbols.4
4 Properties of simulated workplace neutron field facilities.5
5 Characterization of simulated workplace neutron fields.5
6 Uncertainties .9
Annex A (normative) Conversion coefficients .12
Bibliography .14
© ISO 2008 – All rights reserved iii
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ISO 12789-2:2008(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
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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 12789-2 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, Subcommittee SC 2,
Radiation protection.
ISO 12789 consists of the following parts, under the general title Reference radiation fields — Simulated
workplace neutron fields:
⎯ Part 1: Characteristics and methods of production
⎯ Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
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ISO 12789-2:2008(E)
Introduction
Neutron fields commonly encountered in radiation workplaces are, in most cases, quite different from routinely
used calibration fields produced using standard radionuclide sources in low-scatter calibration facilities. The
dose equivalent response of personal neutron dosemeters and neutron area survey meters depends upon the
energy distributions of the neutron fields in which they are used, and, in the case of personal dosemeters in
particular, the angle of incidence of the neutrons. Calibrations of such devices in reference neutron fields as
described in ISO 8529 (all parts) do not thus provide appropriate calibration factors in most cases. For this
reason, several laboratories have developed simulated workplace neutron fields that are intended to simulate
the characteristics of particular types of fields in which it is necessary to make personal dosemeter and area
survey instrument measurements. These provide facilities in which the performance of these devices in
workplace fields can be investigate, and that, in some circumstances, can act as calibration facilities. Because
workplace neutron fields depend upon the physical structure of each workplace, this part of ISO 12789 has
been written to specify the methods of producing and characterizing simulated workplace neutron fields rather
than standardizing reference fields as is the philosophy in the companion standard, ISO 8529 (all parts).
This part of ISO 12789 is closely related to ISO 12789-1, which describes the facilities and methods currently
used to produce simulated workplace neutron radiation fields. These fields have been constructed specifically
to moderate source neutrons and include neutrons scattered from the surrounding structure and equipment for
the simulation of workplace environments. This part of ISO 12789 describes the methods used to determine
conventional values of the operational quantities characterizing the realistic workplace neutron fields.
*
The operational quantities used in this part of ISO 12789 are ambient dose equivalent, H (10), and personal
dose equivalent, H (10). For reference radiation fields, it is recommended to determine their conventional
p
values from the neutron fluence or fluence rate as a function of neutron energy and, for the case of H (10), the
p
direction using the conversion coefficients listed in Annex A. In some cases, the use of conversion coefficients
is not feasible for determining H (10), necessitating its direct calculation.
p
At present, no simple methods exist to provide traceability of the operational quantities from a national
standards institute to the simulated workplace neutron fields. The process of determining operational
quantities from fluence described in this part of ISO 12789 introduces additional uncertainty.
This part of ISO 12789 incorporates accepted methods for determining the uncertainty associated with the
values of the operational quantities and gives new information regarding the uncertainty associated with the
inference of energy distributions of neutron fluence using accepted unfolding techniques. The uncertainties in
determining H (10) using information from the direction distribution of the neutron fluence can be large but, at
p
present, the quantification of the uncertainty from this source is not addressed.
© ISO 2008 – All rights reserved v
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 12789-2:2008(E)
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron
fields —
Part 2:
Calibration fundamentals related to the basic quantities
1 Scope
This part of ISO 12789 describes the characterization of simulated workplace neutron fields produced by
methods described in ISO 12789-1. It specifies the procedures used for establishing the calibration conditions
of radiation protection devices in neutron fields produced by these facilities, with particular emphasis on the
scattered neutrons. The diversity of workplace neutron fields is such that several special facilities have been
built in order to simulate them in the laboratory. In this part of ISO 12789, the neutron radiation field
specifications are classified by operational quantities. General methods for characterizing simulated workplace
neutron fields are recommended.
2 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
2.1
indication
reading
M
quantity value provided by a measuring instrument or a measuring system
NOTE 1 An indication may be presented in visual or acoustic form or may be transferred to another device. An
indication is often given by the position of a pointer on the display for analog outputs, a displayed or printed number for
digital outputs, a code pattern for code outputs, or an assigned quantity value for material measures.
NOTE 2 An indication and a corresponding value of the quantity being measured are not necessarily values of
quantities of the same kind.
[ISO/IEC Guide 99:2007, 4.1]
2.2
conventional quantity value
conventional value of a quantity
quantity value attributed by agreement to a quantity for a given purpose
EXAMPLE 1 Standard acceleration of free fall (formerly called “standard acceleration due to gravity”)
–2
g = 9,806 65 m·s .
n
–1
EXAMPLE 2 Conventional quantity value of the Josephson constant, K = 483 597,9 GHz V .
J-90
EXAMPLE 3 Conventional quantity value of given mass standard, m = 100,003 47 g.
NOTE 1 The term “conventional true quantity value” is sometimes used for this concept, but its use is discouraged.
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ISO 12789-2:2008(E)
NOTE 2 Sometimes a conventional quantity value is an estimate of a true quantity value.
NOTE 3 A conventional quantity value is generally accepted as being associated with a suitably small measurement
uncertainty, which might be zero.
[ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12]
2.3
neutron fluence
Φ
quotient of dN by da, where dN is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area da, as
given in Equation (1):
dN
Φ = (1)
da
−2
NOTE The unit of the neutron fluence is metres to the negative 2 (m ).
2.4
neutron fluence rate
ϕ
quotient of dΦ by dt, where dΦ is the increment of neutron fluence in the time interval dt, as given in
Equation (2):
2
ddΦ N
ϕ== (2)
ddtadt
−2 −1
NOTE 1 The unit of neutron fluence rate is metres to the negative 2 times reciprocal seconds (m s ).
NOTE 2 This quantity is also termed neutron flux density.
2.5
energy distribution of the neutron fluence
Φ
E
quotient of dΦ by dE, where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and
E + dE, as given in Equation (3):
dΦ
Φ = (3)
E
dE
NOTE The unit of the energy distribution of the neutron fluence is metres to the negative 2 times reciprocal joules
−2 −1
(m ·J )
2.6
energy and direction distribution of the neutron fluence
Φ
E,Ω
quotient of dΦ by dE and dΩ, where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E
and E + dE and the solid angle interval between Ω and Ω + dΩ, as given in Equation (4):
2
d Φ
Φ = (4)
E,Ω
ddE Ω
NOTE The unit of the energy and direction distribution of the neutron fluence is metres to the negative 2 times
−2 −1 −1
reciprocal joules times reciprocal steradians (m J sr ).
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ISO 12789-2:2008(E)
2.7
ambient dose equivalent at 10 mm depth
∗
Η (10)
dose equivalent at a point in the radiation field that would be produced by the corresponding expanded and
aligned field, in the ICRU sphere at a depth of 10 mm on the radius opposite the direction of the aligned field
−1
NOTE The unit of ambient dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J kg ) with the special name of
sievert (Sv).
2.8
personal dose equivalent at 10 mm depth
H (10)
p
dose equivalent in soft tissue at a depth of 10 mm below a specified point on the body
−1
NOTE 1 The unit of personal dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J kg ) with the special name of
sievert (Sv).
[12]
NOTE 2 In ICRU Report 47 , the ICRU considers the definition of the personal dose equivalent to include the dose
equivalent at a depth, d, in a phantom having the composition of ICRU tissue. Then, H (10) for the calibration of personal
p
dosemeters is the dose equivalent at a depth of 10 mm in a phantom composed of ICRU tissue, but of the size and shape
of the phantom used for calibration (30 cm × 30 cm × 15 cm parallelepiped) and the conversion coefficients, h (10), are
p,slab
calculated for this configuration.
2.9
neutron fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient
h
Φ
quotient of the neutron dose equivalent, H, by the neutron fluence, Φ, at a point in the radiation field, as given
in Equation (5):
H
h = (5)
Φ
Φ
NOTE Any statement of a fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient requires a statement of the type of dose
∗
equivalent, e.g. ambient dose equivalent h or personal dose equivalent h .
Φ p,slab Φ
2.10
response
R
〈of a measuring instrument〉 indication or reading divided by the conventional value of the quantity causing it
NOTE The type of response should be specified, e.g., “fluence response”, as given in Equation (6):
M
R = (6)
Φ
Φ
or “dose equivalent response”, as given in Equation (7):
M
R = (7)
H
H
If M is a measurement of a rate, then the quantities fluence, Φ, and dose equivalent, H, are replaced by
&
fluence rate, ϕ, and dose equivalent rate, H , respectively.
2.11
calibration factor
Ν
reciprocal of the response when the response is determined under reference conditions
NOTE The calibration factor is the coefficient by which the reading, M, is multiplied to obtain the value of the quantity
to be measured.
© ISO 2008 – All rights reserved 3
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ISO 12789-2:2008(E)
2.12
energy dependence of response with respect to fluence
R (Ε)
Φ
response, R, with respect to fluence, Φ, as a function of neutron energy, E
2.13
energy dependence of response with respect to dose equivalent
R (Ε)
H
response, R, with respect to dose equivalent, H, as a function of neutron energy, E
2.14
point of test
point in the radiation field at which the conventional value of a quantity being measured is determined.
2.15
reference point
〈of a device〉 point placed at the point of test for calibrating or testing purposes
3 List of symbols
Φ neutron fluence
ϕ neutron fluence rate
Φ energy distribution of the neutron fluence free-in-air at the point of test
E
Φ energy distribution of the neutron fluence at the point in the phantom at which the operational
E
n
quantity is defined
Φ energy and direction distribution of the neutron fluence at the point of test with the phantom
E,Ω
present
E neutron energy
〈h 〉 energy-averaged fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient
Φ
∗
h (E) fluence-to-ambient-dose-equivalent conversion coefficient as a function of the neutron energy, E
Φ
h (E,α) fluence-to-personal-dose-equivalent conversion coefficient as a function of the neutron energy,
p,slab Φ
E, and angle of incidence, α
H dose equivalent
∗
H (10) ambient dose equivalent at 10 mm depth
H (10) personal dose equivalent at 10 mm depth below a specified point on the body
p
H (10) personal dose equivalent at 10 mm depth in the ICRU tissue slab
p,slab
k kerma coefficient
f
M indication (of a measuring instrument) or reading
µ /ρ mass energy transfer coefficient
tr
N calibration factor
Q average quality factor for neutron-induced secondary charged particles
n
R response of a neutron detecting instrument
R dose equivalent response [alternately, R (E) when used in relation to the energy fluence,
H H
see 2.13]
R fluence response [alternately, R (E) when used in relation to the energy fluence, see 2.12]
Φ Φ
Ψ energy fluence at the point in the phantom at which the operational quantity is defined
E
γ
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ISO 12789-2:2008(E)
4 Properties of simulated workplace neutron field facilities
This part of ISO 12789 addresses simulated workplace neutron fields like those described in, and produced in
accordance with ISO 12789-1. When establishing or selecting a simulated neutron workplace field, it is
necessary to consider the characteristics (e.g. energy and direction distribution) of the neutron field simulated
and the response characteristics of the devices used to determine the neutron distributions.
There are three basic methods of producing neutrons for simulating workplace neutron fields: irradiation
facilities, which have been developed to use of radionuclide neutron sources, accelerators and reactors. In
each case, a variety of scattering, absorbing and converting materials may be placed between the primary
source and point of test in order to modify the initial source energy distribution and simulate a workplace
neutron field. Whereas the recommendations of ISO 8529-1 and 8529-2 include methods for reducing the
effects of scattered neutrons on the reference neutron fluence spectra, ISO 12789-1 describes radiation fields
that specifically use certain materials to produce additional scattering, absorption and secondary radiation.
Each of the reference radiation fields described in ISO 12789-1 uses materials such as light water (H O),
2
heavy water (D O), polyethylene, graphite, iron, concrete and uranium.
2
The quantities characterizing the simulated workplace fields at the point of test (energy and direction
distribution of the neutron fluence) and all correction factors necessary to allow the evaluation of the
appropriate conversion coefficients shall be determined.
The method for determining the appropriate conversion coefficients includes the measurement and
computation of the neutron energy and direction distributions at the point of test and using those distributions
to determine the ambient or personal dose equivalent for each energy or for each energy and angle at 10 mm
in the ICRU sphere or phantom, respectively.
The conversion coefficients given as a function of energy and angle in Annex A pertain to broad, parallel
neutron fields. If the neutron field is sufficiently broad and uniform, i.e. is homogeneous on the whole front
face of the phantom or on the device being calibrated, these conversion coefficients can be applied without
any further considerations. If these assumptions are not satisfied then H (10) shall be calculated directly by
p
computing the neutron energy and direction distribution at the point of test and using that distribution to
determine the dose equivalent at 10 mm in the ICRU slab phantom. These considerations are discussed
further in 5.4.2 of this part of ISO 12789.
The geometry and dimensions of the area surrounding the point of test should be arranged so that irradiations
are reproducible to the maximum extent. All possible means should be used to allow for reproducibly
positioning instruments used to characterize the calibration fields as well as for reproducibly positioning
devices being calibrated. The eventual differences in the neutron energy and direction distributions between
the reference point and the point of test should be considered. This can be done by including an additional
uncertainty taking account of the non-homogeneous field or by introducing an additional correction factor.
Where possible, additional confirmatory measurements using area monitors or personal dosemeters should
be performed if the energy and angle dependence of the response of these instruments is well known for the
whole energy and angle range from calibration measurements and calculations. Devices that show a small
energy and angle dependence of the response are well suited for this purpose.
5 Characterization of simulated workplace neutron fields
5.1 General
The primary purpose of characterizing the simulated neutron workplace field is to determine the neutron
fluence and its distribution in terms of energy and direction, from which the conventional values of the
∗
operational quantities, i.e. H (10) or H (10), at the point of test are derived. As described in Clause 4,
p
determining the dose equivalent requires a detailed knowledge of the neutron energy distribution and, in the
case of personal dose equivalent, the neutron direction distribution, because the conversion coefficients
depend strongly on those distributions.
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ISO 12789-2:2008(E)
5.2 Determination of the energy and direction distribution of the neutron fluence
The energy and direction distribution of the neutron fluence is determined by a combination of measurement
and calculation.
Neutron spectrometry is a complex area of technology requiring considerable effort and expertise to
[1]
characterize and to use the spectrometers . Active or passive multi-sphere spectrometer systems
augmented by scintillation detectors or proton recoil detectors, or both, should be used for the measurements.
The most widely used technique to measure the energy distribution of the neutron fluence in a simulated
workplace field is the multi-sphere spectrometer, often termed a Bonner sphere spectrometer. This type of
device consists of about ten or more moderating spheres of polyethylene with different diameters with a
thermal-neutron sensor located at the centre of each sphere. Additional spheres with metal inserts may be
included to extend the energy range to higher neutron energies. Multi-sphere spectrometers have
characteristics that make them invaluable for this application. Most importantly, they cover the whole energy
range of interest from thermal to tens or hundreds of MeVs. Multi-spheres also have near isotropic responses,
so they measure the neutron energy distribution regardless of the direction distribution of the field. A
prerequisite for the use of this technique is the availability of well-established response functions and the use
of appropriate unfolding methods (for example, unfolding codes such as: STAY'SL, MAXED, SAND-II,
[1], [2]
GRAVEL, LOUHI and BUNKI) to solve the underdetermined system of equations . National or
international repositories of computer codes, such as RSICC or NEA Data Bank, can be consulted in order to
get the codes. Custom-made unfolding codes can be used, if previously tested in standard fields and
compared with recognized codes. A more complete description of the techniques used to determine the
energy distribution of the fluence can be found in Reference [1]. The thermal component of the neutron energy
distribution may be verified using an independent technique, e.g. activation foils, if the thermal neutron fluence
significantly contributes to the dose equivalent.
Multi-sphere spectrometers do not provide high-resolution measurements and, for that reason, it is useful to
be able to make scintillation detector and/or proton recoil measurements over the higher energy range
(∼ 50 keV to 20 MeV) where the majority of the dose often occurs (and where the conversion coefficients
variations are significant). Measurements with good energy resolution in the region where the fluence-to-dose-
equivalent conversion coefficients vary rapidly with energy (roughly 10 keV to 1 MeV) are particularly useful,
but it is extremely difficult to extend the range of high-resolution spectrometers below about 50 keV.
Commercially available spectrometers integrated with unfolding codes can be employed, if the performance in
the energy range of interest and the uncertainties in the results are known.
The simultaneous measurement of the energy and direction distribution is a complex problem and still a
[1], [3]
matter of research . While pragmatic methods like mounting dosemeters on different surfaces of a slab
phantom can be suited for routine dosimetry in workplaces, more accurate methods are needed to
characterize a simulated workplace field. Despite recent achievements, e.g. using a set of six spectrometers
[4]
on a spherical phantom , these methods should normally be used only in combination with the results from
transport calculations.
A number of computational tools are available to calculate the neutron fluence as a function of energy and
direction. The fact that the details of neutron production and the geometry of the facility are, in general, well
known enables the reliable use of transport calculations. The calculations should be performed with validated
TM
1)
codes operated by experienced persons. Well suited are codes like those of the MCNP family that use up-
to-date, evaluated cross-sectional data that enable account to be taken of the three-dimensional geometry of
the facility. The assessment of the uncertainty of the results from these calculations should also include an
analysis of the uncertainties from all input parameters in the computational model. The latter task can be
[5]
performed by a sensitivity study e.g. employing the so-called differential operator method .
TM
1) MCNP is an example of a suitable product available commercially. This information is given for the convenience of
users of this part of ISO 12789 and does not constitute an endorsement by ISO of this product.
6 © ISO 2008 – All rights reserved
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ISO 12789-2:2008(E)
As stated in Clause 4, the method for determining the appropriate conversion coefficients includes the
measurement and computation of the neutron energy and direction distributions at the point of test and using
these distributions to determine the ambient or personal dose equivalent for each energy, or for each energy
and angle, at 10 mm in the ICRU sphere or phantom, respectively.
∗
5.3 Determination of H (10)
The conventional value of ambient dose equivalent or ambient dose equivalent rate at the point of test is
determined using the (solid angle integrated) energy distribution of the neutron fluence, Φ , and appropriate
E
fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients.
In practice, the product of the fluence, Φ, free-in-air at the point of test with the energy averaged conversion
∗
coefficient, 〈h 〉, yields the operational quantity given in Equation (8):
Φ
∗∗
Hh(10)= Φ (8)
Φ
where
∗
hE() Φ dE
Φ E
∫
∗ E
h = (9)
Φ
Φ
where
Φ is the energy distribution of the neutron fluence free-in-air at the point of test;
E
∗
h (E) is the fluence-to-ambient-dose-equivalent conversion coefficient as a function of the neutron
Φ
energy, E, given in Annex A.
It is necessary to interpolate the energy for the tabulated coefficients, using a log-log four-point Lagrange
interpolation technique.
5.4 Determination of H (10)
p,slab
5.4.1 General
The determination of H (10) requires knowledge of both the energy and the direction distribution of the
p,slab
neutron fluence. These distributions should be determined in the presence of the phantom, which can disturb
the incident neutron field. The method for determining the conventional value of H (10) depends on the
p,slab
homogeneity of the radiation field and whether it is incident only on the phantom front face. Calculations
and/or measurements are recommended in order to assess the degree of homogeneity, according to the
required uncertainty level. Two methods are proposed, the first of which (see 5.4.2) is general and applicable
to all neutron fields. The second (see 5.4.3) is applicable to the special case of a uniform field (broad and
parallel or superposition of a number of such fields) incident on the phantom front face. In this case, the
conversion coefficients given in Annex A can be used.
5.4.2 Non-uniform neutron fields
The neutron source and the irradiation geometry shall be simulated by transport calculations. The energy
distributions of the neutron and photon fluences are determined at the point at which the quantity is defined,
i.e. at 10 mm depth inside the ICRU slab. For example, using the kerma approximation and the LET-
dependent quality factor of neutron-induced secondary charged particles, the operational quantity is
[6]
calculated as indicated in Equation (10) :
µ()Eg(1− )
tr γ
H (10)=+ΦΨQE()k()E
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 12789-2
Première édition
2008-03-01
Champs de rayonnement de référence —
Champs de neutrons simulant ceux de
postes de travail —
Partie 2:
Concepts d'étalonnage en relation
avec les grandeurs fondamentales
Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields —
Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
Numéro de référence
ISO 12789-2:2008(F)
©
ISO 2008
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ISO 12789-2:2008(F)
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Sommaire Page
Avant-propos. iv
Introduction . v
1 Domaine d'application. 1
2 Termes et définitions. 1
3 Liste des symboles. 4
4 Propriétés des installations produisant des champs de neutrons simulant ceux de postes
de travail . 5
5 Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail . 6
6 Incertitudes. 10
Annexe A (normative) Coefficients de conversion. 13
Bibliographie . 15
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ISO 12789-2:2008(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 12789-2 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-comité SC 2,
Radioprotection.
L'ISO 12789 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Champs de rayonnement de
référence — Champs de neutrons simulant ceux de postes de travail:
⎯ Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
⎯ Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs fondamentales
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ISO 12789-2:2008(F)
Introduction
Les champs neutroniques rencontrés généralement aux postes de travail sont, dans la plupart des cas, bien
différents des champs d'étalonnage habituellement utilisés et produits par des sources isotopiques dans des
installations d'étalonnage présentant une faible composante de neutrons diffusés. La réponse, en termes
d'équivalent de dose, des dosimètres individuels et des débitmètres dépend de la distribution spectrale des
champs de neutrons dans laquelle ils sont utilisés, et, dans le cas des dosimètres individuels, en particulier,
dépend également de l'angle d'incidence des neutrons. Dans bien des cas, les étalonnages de tels appareils
dans des champs neutroniques de référence, comme ceux décrits dans l'ISO 8529 (toutes les parties), ne
fournissent pas les coefficients d'étalonnage appropriés. Pour cette raison, plusieurs laboratoires ont
développé des installations à même de produire des champs de rayonnement neutroniques, simulant ceux
rencontrés aux postes de travail. Ces champs ont pour objectif de reproduire les caractéristiques des champs
de rayonnement dans lesquels des mesurages à l'aide de dosimètres individuels ou d'instruments de
surveillance de zone ont besoin d'être réalisées. Ces laboratoires disposent d'installations dans lesquelles la
mise en œuvre de ces appareils de dosimétrie peut être étudiée dans les champs rencontrés au poste de
travail. Sous certaines conditions, ces installations peuvent être utilisées pour étalonner les appareils de
dosimétrie. Comme un champ de rayonnement neutronique au poste de travail dépend de l'environnement de
chaque poste, la présente partie de l'ISO 12789 a été développée afin de spécifier les méthodes de
production et de caractérisation des champs neutroniques simulant ceux aux postes de travail plutôt que de
normaliser des champs de référence comme c'est le cas pour l'ISO 8529 (toutes les parties).
La présente partie de l'ISO 12789 est étroitement liée à l'ISO 12789-1, qui décrit les installations et les
méthodes utilisées actuellement pour produire des champs de rayonnement simulant ceux rencontrés aux
postes de travail. Ces champs de rayonnements sont obtenus en dégradant la distribution spectrale des
neutrons émis par une source; ils comprennent les neutrons diffusés par les structures et matériels
environnants pour la simulation de l'environnement du poste de travail. La présente partie de l'ISO 12789
décrit les méthodes utilisées pour déterminer les valeurs conventionnelles des grandeurs opérationnelles
caractérisant les champs de neutrons simulant ceux de postes de travail.
Les grandeurs opérationnelles utilisées dans la présente partie de l'ISO 12789 sont l'équivalent de dose
∗
ambiant, H (10), et l'équivalent de dose individuel, H (10). Pour des champs de rayonnement de référence, il
p
est recommandé de déterminer leurs valeurs conventionnelles à partir de la fluence neutronique, ou de son
débit, en fonction de l'énergie neutronique, et, pour le cas de H (10), en fonction de la direction, en utilisant
p
les coefficients de conversion de l'Annexe A. Dans certains cas, l'utilisation des coefficients de conversion
n'est pas envisageable pour la détermination de H (10). Dans ce cas, un calcul direct est nécessaire.
p
Actuellement, il n'existe pas de méthode simple pour assurer la traçabilité des grandeurs opérationnelles d'un
Institut National de Métrologie vers des champs neutroniques simulant ceux aux postes de travail. La
procédure de détermination des grandeurs opérationnelles à partir de la fluence décrite dans la présente
partie de l'ISO 12789 ajoute des incertitudes supplémentaires.
La présente partie de l'ISO 12789 contient des méthodes admises pour la détermination de l'incertitude
associée aux valeurs des grandeurs opérationnelles et donne de nouvelles informations concernant
l'incertitude associée à l'obtention de la distribution spectrale de la fluence neutronique utilisant des
techniques de déconvolution reconnues. Les incertitudes liées à la détermination de la grandeur H (10)
p
utilisant la distribution directionnelle de la fluence neutronique pourraient être importantes, mais la
quantification de cette source d'incertitude n'est pas évoquée pour le moment.
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NORME INTERNATIONALE ISO 12789-2:2008(F)
Champs de rayonnement de référence — Champs de neutrons
simulant ceux de postes de travail —
Partie 2:
Concepts d'étalonnage en relation avec les grandeurs
fondamentales
1 Domaine d'application
La présente partie de l'ISO 12789 décrit la caractérisation des champs de rayonnement neutroniques simulant
ceux rencontrés aux postes de travail. Ces champs de rayonnement sont produits en utilisant des méthodes
décrites dans l'ISO 12789-1. Elle spécifie les procédures à utiliser afin de remplir les conditions d'étalonnage
des appareils de radioprotection dans des champs de rayonnement neutroniques produits par ces
installations, avec un accent particulier mis sur les neutrons diffusés. La diversité des champs neutroniques
aux postes de travail est telle que plusieurs installations spécifiques ont été construites afin de les reproduire
en laboratoire. Dans la présente partie de l'ISO 12789, les caractéristiques des champs de rayonnement
neutroniques sont classées en fonction des grandeurs opérationnelles. Des méthodes générales pour la
caractérisation des champs de neutrons simulant ceux aux postes de travail sont recommandées.
2 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.
2.1
indication
lecture
M
valeur fournie par un instrument de mesure ou un système de mesure
NOTE 1 Une indication peut être présentée sous forme visuelle ou acoustique ou peut être transférée à un autre
dispositif. Elle est souvent donnée par la position d’un pointeur sur un affichage pour les sorties analogiques, par un
nombre affiché ou imprimé pour les sorties numériques, par une configuration codée pour les sorties codées, par la valeur
assignée pour les mesures matérialisées.
NOTE 2 Une indication et la valeur de la grandeur mesurée correspondante ne sont pas nécessairement des valeurs
de grandeurs de même nature.
[ISO/CEI Guide 99:2007, 4.1]
2.2
valeur conventionnelle
valeur conventionnelle d'une grandeur
valeur attribuée à une grandeur par un accord pour un usage donné
EXEMPLE 1 Valeur conventionnelle de l’accélération due à la pesanteur ou accélération normale de la pesanteur,
–2
g = 9,806 65 m·s .
n
–1
EXEMPLE 2 Valeur conventionnelle de la constante de Josephson, K = 483 597,9 GHz V .
J-90
EXEMPLE 3 Valeur conventionnelle d’un étalon de masse donné, m = 100,003 47 g.
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ISO 12789-2:2008(F)
NOTE 1 Le terme «valeur conventionnellement vraie» est quelquefois utilisé pour ce concept, mais son utilisation est
déconseillée.
NOTE 2 Une valeur conventionnelle est quelquefois une estimation d’une valeur vraie.
NOTE 3 Une valeur conventionnelle est généralement considérée comme associée à une incertitude de mesure
convenablement petite, qui peut être nulle.
[ISO/CEI Guide 99 :2007, 2.12]
2.3
fluence neutronique
Φ
quotient de dN par da, où dN est le nombre de neutrons incidents sur une sphère de section droite da, selon
l'Équation (1):
dN
Φ = (1)
da
−2
NOTE L'unité de la fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux (m ).
2.4
débit de fluence neutronique
ϕ
quotient de dΦ par dt, où dΦ est l'incrément de la fluence neutronique pendant l'intervalle de temps dt, selon
l'Équation (2):
2
ddΦ N
ϕ== (2)
ddtadt
NOTE 1 L'unité du débit de fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux seconde à la puissance moins
−2 −1
un (m s ).
NOTE 2 Cette grandeur est également appelée densité de flux neutronique.
2.5
distribution spectrale de la fluence neutronique
Φ
E
quotient de dΦ par dE, où dΦ est l'incrément de la fluence neutronique dans l'intervalle d'énergie compris
entre E et E + dE, selon l'Équation (3):
dΦ
Φ = (3)
E
dE
NOTE L'unité de la distribution spectrale de la fluence neutronique est le mètre à la puissance moins deux joule à la
−2 −1
puissance moins un (m ⋅J ).
2.6
distribution spectrale et directionnelle de la fluence neutronique
Φ
E,Ω
quotient de dΦ par dΩ et par dE, où dΦ est l'incrément de la fluence neutronique dans l'intervalle d'énergie
compris entre E et E + dE et dans l'intervalle d'angle solide compris entre Ω et Ω + dΩ, selon l'Équation (4):
2
d Φ
Φ = (4)
E,Ω
ddE Ω
NOTE L'unité de la distribution spectrale et directionnelle de la fluence est le mètre à la puissance moins deux joule à
−2 −1 −1
la puissance moins un stéradian à la puissance moins un (m ⋅J ⋅sr ).
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2.7
équivalent de dose ambiant à une profondeur de 10 mm
∗
H (10)
équivalent de dose en un point dans un champ de rayonnement qui serait produit par le champ correspondant
expansé et unidirectionnel dans la sphère «ICRU», à une profondeur de 10 mm sur le rayon faisant face à la
direction du champ unidirectionnel
−1
NOTE L'unité de l'équivalent de dose ambiant est le joule par kilogramme (J⋅kg ). Son nom spécial est le sievert
(Sv).
2.8
équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm
H (10)
p
équivalent de dose dans du tissu mou, à une profondeur de 10 mm, sous un point spécifié du corps
−1
NOTE 1 L'unité de l'équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J⋅kg ). Son nom spécial est le sievert
(Sv).
[12]
NOTE 2 Dans le rapport ICRU 47 , l'ICRU a considéré la définition de l'équivalent de dose individuel pour inclure
l'équivalent de dose à une profondeur, d, dans un fantôme ayant la composition du tissu «ICRU». Par conséquent, pour
l'étalonnage des dosimètres individuels, H (10), est l'équivalent de dose à une profondeur de 10 mm dans un fantôme
p
composé de tissu «ICRU», mais avec des dimensions et une forme de fantôme utilisé pour l'étalonnage (parallélépipède
de 30 × 30 × 15 cm). Les coefficients de conversion, h (10), sont calculés pour cette configuration.
p,plaque
2.9
coefficient de conversion fluence neutronique – équivalent de dose
h
Φ
quotient de l'équivalent de dose neutronique, H, par la fluence neutronique, Φ, en un point dans le champ de
rayonnement, selon l'Équation (5):
H
h = (5)
Φ
Φ
NOTE Toute expression du coefficient de conversion fluence neutronique — équivalent de dose exige la mention du
∗
type d'équivalent de dose, c'est-à-dire équivalent de dose ambiant, h , ou équivalent de dose individuel, h .
Φ p,plaqueΦ
2.10
réponse
R
〈d'un instrument de mesure〉 indication ou lecture divisée par la valeur conventionnelle de la grandeur qui en
est la cause
NOTE Le type de réponse doit être spécifié. Par exemple, «réponse en fluence»:
M
R = (6)
Φ
Φ
ou «réponse en équivalent de dose»:
M
R = (7)
H
H
Si M est une mesure de débit, alors les grandeurs fluence, Φ, et équivalent de dose, H, sont remplacées respectivement
&
par le débit de fluence, ϕ, et le débit d'équivalent de dose, H.
2.11
coefficient d'étalonnage
N
inverse de la réponse, 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.
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2.12
dépendance en énergie de la réponse en termes de fluence
R (E)
Φ
réponse, R, en termes de fluence, Φ, en fonction de l'énergie des neutrons, E
2.13
dépendance en énergie de la réponse en termes d'équivalent de dose
R (E)
H
réponse, R, en termes d'équivalent de dose, H, en fonction de l'énergie des neutrons, E
2.14
point de mesure
point dans le champ de rayonnement où la valeur conventionnelle d'une grandeur à mesurer est connue
2.15
point de référence
〈d'un instrument〉 point que l'on place au point de mesure à des fins d'étalonnage ou d'essai
3 Liste des symboles
Φ fluence neutronique
ϕ débit de fluence neutronique
Φ distribution spectrale de la fluence neutronique en champ non perturbé au point de mesure
E
Φ distribution spectrale de la fluence neutronique au point de référence dans le fantôme où la
E
n
grandeur opérationnelle est définie
Φ distribution spectrale et directionnelle de la fluence neutronique au point de mesure avec le
E,Ω
fantôme présent
E énergie des neutrons
〈h 〉 coefficient de conversion fluence neutronique — équivalent de dose, moyenné en énergie
Φ
h* (E) coefficient de conversion fluence neutronique — équivalent de dose ambiant, en fonction de
Φ
l'énergie des neutrons, E
h (E,α) coefficient de conversion fluence neutronique — équivalent de dose individuel, en fonction
p,plaque Φ
de l'énergie des neutrons, E, et de leur angle d'incidence, α
H équivalent de dose
∗
H (10) équivalent de dose ambiant à une profondeur de 10 mm
H (10) équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm sous un point spécifié du corps
p
H (10) équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu
p,plaque
ICRU
k coefficient de kerma
f
M indication (d'un instrument de mesure) ou lecture
µ /ρ coefficient massique de transfert d'énergie
tr
N coefficient d'étalonnage
Q facteur de qualité moyen des particules chargées secondaires induites par les neutrons
n
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R réponse d'un instrument de détection de neutrons
R réponse en termes d'équivalent de dose [ou R (E) lorsque la distribution spectrale est
H H
considérée, voir 2.13]
R réponse en termes de fluence [ou R (E) lorsque la distribution spectrale est considérée,
Φ Φ
voir 2.12]
Ψ distribution spectrale de la fluence des photons induits par les neutrons au point dans le
E
γ
fantôme où la grandeur opérationnelle est définie.
4 Propriétés des installations produisant des champs de neutrons simulant ceux de
postes de travail
La présente partie de l'ISO 12789 est consacrée aux champs de rayonnement neutroniques «réalistes», tels
que ceux décrits et produits conformément à l'ISO 12789-1. Lors de l'établissement ou du choix d'un champ
de neutrons «réaliste», il est nécessaire de prendre en compte les caractéristiques (à savoir, en termes de
distributions spectrale et directionnelle) du champ de rayonnement neutronique à simuler et les réponses
caractéristiques des appareils utilisés pour déterminer les distributions neutroniques.
Il y a trois méthodes principales produisant des champs de rayonnement neutronique dits «réalistes»: des
installations d'irradiation ont été conçues en utilisant soit des sources neutroniques de type radionucléides,
soit des accélérateurs, soit des réacteurs. Dans chaque cas, une variété de matériaux diffusants, absorbants
ou de conversion peuvent être placés entre la source primaire et le point de mesure afin de modifier la
distribution spectrale initiale de la source et de simuler un champ de rayonnement neutronique «réaliste».
Alors que les recommandations de l'ISO 8529-1 et de l'ISO 8529-2 présentent des méthodes pour réduire les
effets des neutrons diffusés sur les distributions spectrales de référence de la fluence neutronique,
l'ISO 12789-1 décrit des champs de rayonnements qui mettent à profit certains matériaux pour ajouter des
rayonnements diffusés, absorbés et secondaires. Pour chacun des champs de rayonnements de référence
décrits dans l'ISO 12789-1, des matériaux comme l'eau légère (H O), l'eau lourde (D O), le polyéthylène, le
2 2
graphite, le fer, le béton et l'uranium sont utilisés.
Les grandeurs caractérisant les champs de rayonnement neutroniques «réalistes» au point de mesure (en
termes de distribution spectrale et directionnelle de la fluence neutronique) ainsi que tous les facteurs de
correction nécessaires à l'évaluation des coefficients de conversion appropriés doivent être déterminés.
La méthode de détermination des coefficients de conversion appropriés passe par la mesure et le calcul des
distributions spectrale et directionnelle des neutrons au point de mesure. Ces distributions sont utilisées pour
déterminer, pour chaque énergie et pour chaque angle, l'équivalent de dose ambiant ou individuel à une
profondeur de 10 mm respectivement dans la sphère ICRU ou dans le fantôme.
Les coefficients de conversion, exprimés en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence du rayonnement et
donnés en Annexe A, s'appliquent aux champs de rayonnement neutronique unidirectionnels et étendus. Si le
champ de rayonnement neutronique est suffisamment étendu et uniforme, c'est-à-dire homogène sur
l'ensemble de la face avant du fantôme ou de l'appareil en cours d'étalonnage, ces coefficients de conversion
peuvent être appliqués sans autres considérations. Si ces hypothèses ne sont pas satisfaites, alors H (10)
p
doit être calculé directement en considérant les distributions spectrale et directionnelle des neutrons au point
de mesure et en utilisant cette distribution pour déterminer l'équivalent de dose à 10 mm dans le fantôme
plaque «ICRU». Ces considérations sont discutées ultérieurement au paragraphe 5.4.2 de la présente partie
de l’ISO 12789.
Il convient d'adapter la géométrie et les dimensions de la région entourant le point de mesure afin que les
irradiations puissent être reproductibles pour une étendue maximale. Il convient que tous les moyens
possibles soient utilisés afin d'assurer aussi bien la reproductibilité de positionnement de l'instrument utilisé
pour la caractérisation des champs d'étalonnage que celle de l'appareil à étalonner. Il convient de prendre en
compte les différences éventuelles des distributions spectrale et directionnelle des neutrons entre le point de
référence et le point de mesure. Cela peut être réalisé en ajoutant une incertitude supplémentaire prenant en
compte l'inhomogénéité du champ, ou en introduisant un facteur de correction additionnel.
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ISO 12789-2:2008(F)
Lorsque cela est possible, il convient de réaliser des mesures complémentaires de confirmation en utilisant
des dosimètres de zone ou des dosimètres individuels. Il faut, pour cela, que leurs réponses en fonction de
l'angle et de l'énergie du rayonnement soient parfaitement connues à partir de mesures d'étalonnage et de
calculs sur l'ensemble du domaine en énergie et en angle. Dans ce cas, les appareils les plus adaptés sont
ceux présentant une réponse peu dépendante de l'énergie et de l'angle d'incidence des neutrons.
5 Caractérisation des champs de neutrons simulant ceux de postes de travail
5.1 Généralités
Le premier objectif de la caractérisation des champs de rayonnements de neutrons dits «réalistes» est de
déterminer la fluence neutronique et sa distribution en termes d'énergie et de direction, de laquelle les valeurs
∗
conventionnelles des grandeurs opérationnelles, c'est-à-dire H (10) ou H (10), au point de mesure, sont
p
déduites. Comme il est décrit à l'Article 4, la détermination de l'équivalent de dose requiert la connaissance
détaillée de la distribution spectrale des neutrons et, dans le cas de l'équivalent de dose individuel, celle de la
distribution directionnelle des neutrons, car les coefficients de conversion dépendent fortement de ces
distributions.
5.2 Détermination de la distribution spectrale et directionnelle de la fluence neutronique
La distribution spectrale et directionnelle de la fluence neutronique est déterminée par une combinaison de
mesures et de calculs.
La spectrométrie neutronique est un domaine technique complexe exigeant des efforts et une expertise
[1]
considérables pour caractériser et pour utiliser les spectromètres . Il convient d'utiliser des systèmes de
spectrométrie «multisphère», actifs ou passifs, complétés par des détecteurs à scintillations ou par des
détecteurs à protons de recul, ou par les deux types de détecteurs, pour réaliser ces mesures.
La technique de mesure la plus largement utilisée de la distribution spectrale de la fluence neutronique dans
un champ de rayonnement neutronique dit «réaliste» est celle utilisant le spectromètre «multisphère»,
souvent appelé spectromètre à sphère de Bonner. Ce type d'appareil est composé d'environ une dizaine, ou
plus, de sphères modératrices en polyéthylène de différents diamètres, avec, au centre de chaque sphère, un
compteur unique sensible aux neutrons «thermiques». Des sphères additionnelles, munies de coquilles
métalliques insérées en leur centre, peuvent être associées pour étendre la gamme d'énergie couverte à de
plus hautes énergies de neutrons. Les spectromètres «multisphère» ont des caractéristiques qui font d'eux
des appareils incomparables pour cette application. La plus importante, c'est qu'ils couvrent l'ensemble du
domaine d'énergie depuis l'énergie «thermique» à des dizaines, voire des centaines de MeV. De plus, les
systèmes «multisphère» présentent des réponses quasi isotropes; par conséquent ils mesurent la distribution
spectrale des neutrons indépendamment de la distribution directionnelle du champ. Une condition préalable à
l'utilisation de cette technique est de disposer de fonctions de réponse bien établies et d'utiliser des méthodes
de déconvolution adéquates (par exemple des codes de déconvolution comme STAY'SL, MAXED, SAND-II,
[1], [2]
GRAVEL, LOUHI et BUNKI) pour résoudre le système indéterminé d'équations . Des bases de données
nationales ou internationales de codes de calcul, comme RSICC ou NEA Data Bank, peuvent être consultées
afin d'acquérir ces codes. Des codes de déconvolution spécifiques à un laboratoire peuvent être utilisés s'ils
sont préalablement testés dans des champs de neutrons de référence et comparés avec des codes reconnus.
Une description plus complète des techniques utilisées pour déterminer la distribution spectrale de la fluence
neutronique peut être consultée dans le document en Référence [1]. La composante «thermique» de la
distribution spectrale de neutrons peut être vérifiée en utilisant une autre technique indépendante, c'est-à-dire
des cibles activables si la fluence de neutrons «thermiques» contribue de façon significative à l'équivalent de
dose.
Le système «multisphère» ne présente pas une grande résolution; pour cette raison il est utile de pouvoir
réaliser des mesurages à l'aide de détecteurs à scintillations et/ou de détecteurs à protons de recul dans la
région des hautes énergies (de ∼50 keV à 20 MeV) où la majorité de la dose est souvent produite (et où les
variations des coefficients de conversion sont significatives). Des mesurages avec une bonne résolution en
énergie dans la région où les coefficients de conversion fluence neutronique — équivalent de dose varient
rapidement avec l'énergie (approximativement de 10 keV à 1 MeV) sont particulièrement utiles, mais il est
extrêmement difficile d'étendre le domaine de mesure avec des spectromètres de haute résolution
au-dessous de 50 keV.
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ISO 12789-2:2008(F)
Des spectromètres disponibles sur le marché et intégrant les codes de déconvolution peuvent être employés,
si leur mise en œuvre sur le domaine d'énergie neutronique et les incertitudes associées aux résultats sont
connues.
Le mesurage simultané des distributions spectrale et directionnelle est un problème compliqué et constitue
[1], [3]
encore un sujet de recherche . Alors que des méthodes pragmatiques, comme la mise en place de
plusieurs dosimètres sur différentes faces d'un f
...
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