ISO 6980-1:2023
(Main)Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 1: Methods of production
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 1: Methods of production
This document specifies the requirements for reference beta radiation fields produced by radioactive sources to be used for the calibration of personal and area dosemeters and dose-rate meters to be used for the determination of the quantities Hp(0,07), H'(0,07;Ω), Hp(3) and H'(3;Ω), and for the determination of their response as a function of beta particle energy and angle of incidence. The basic quantity in beta dosimetry is the absorbed-dose rate in a tissue-equivalent slab phantom. This document gives the characteristics of radionuclides that have been used to produce reference beta radiation fields, gives examples of suitable source constructions and describes methods for the measurement of the residual maximum beta particle energy and the dose equivalent rate at a depth of 0,07 mm in the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) sphere. The energy range involved lies between 0,22 MeV and 3,6 MeV maximum beta energy corresponding to 0,07 MeV to 1,2 MeV mean beta energy and the dose equivalent rates are in the range from about 10 µSv·h-1 to at least 10 Sv·h-1.. In addition, for some sources, variations of the dose equivalent rate as a function of the angle of incidence are given. However, as noted in ICRU 56[5], the ambient dose equivalent, H*(10), used for area monitoring, and the personal dose equivalent, Hp(10), as used for individual monitoring, of strongly penetrating radiation, are not appropriate quantities for any beta radiation, even that which penetrates 10 mm of tissue (Emax > 2 MeV). This document is applicable to two series of reference beta radiation fields, from which the radiation necessary for determining the characteristics (calibration and energy and angular dependence of response) of an instrument can be selected. Series 1 reference radiation fields are produced by radioactive sources used with beam-flattening filters designed to give uniform dose equivalent rates over a large area at a specified distance. The proposed sources of 106Ru/106Rh, 90Sr/90Y, 85Kr, 204Tl and 147Pm produce maximum dose equivalent rates of approximately 200 mSv·h–1. Series 2 reference radiation fields are produced without the use of beam-flattening filters, which allows large area planar sources and a range of source-to-calibration plane distances to be used. Close to the sources, only relatively small areas of uniform dose rate are produced, but this series has the advantage of extending the energy and dose rate ranges beyond those of series 1. The series also include radiation fields using polymethylmethacrylate (PMMA) absorbers to reduce the maximum beta particle energy. The radionuclides used are those of series 1; these sources produce dose equivalent rates of up to 10 Sv·h–1.
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 1: Méthodes de production
Le présent document spécifie les exigences relatives aux champs de rayonnement bêta de référence produits par les sources radioactives à utiliser pour l'étalonnage des dosimètres de zone, des dosimètres individuels et des débitmètres de dose destinés à être utilisés pour le mesurage des grandeurs Hp(0,07), H'(0,07;Ω), Hp(3) et H'(3;Ω), et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des particules bêta et de l'angle d'incidence. En dosimétrie bêta, la grandeur fondamentale est le débit de dose absorbée dans un fantôme-plaque équivalent tissu. Le présent document donne les caractéristiques des radionucléides qui ont été utilisés pour produire des champs de rayonnement bêta de référence; il donne également des exemples de construction de sources appropriées et décrit des méthodes de mesure de l'énergie maximale résiduelle des particules bêta et du débit d'équivalent de dose à une profondeur de 0,07 mm dans la sphère ICRU (de l’anglais «International Commission on Radiation Units and Measurements» - Commission internationale des unités et mesures radiologiques). La plage d'énergie concernée se situe entre 0,22 MeV et 3,6 MeV en énergie bêta maximale, soit 0,07 MeV à 1,2 MeV en énergie bêta moyenne, et les débits d'équivalent de dose sont compris entre 10 µSv·h–1 et au moins 10 Sv·h–1. Pour certaines sources, les variations du débit d'équivalent de dose en fonction de l'angle d'incidence sont également fournies. Comme le souligne toutefois le rapport ICRU 56[5], l'équivalent de dose ambiant, H*(10), et l'équivalent de dose individuel, Hp(10), utilisés pour la surveillance de zone et pour la surveillance individuelle, respectivement, dans le cas de rayonnements fortement pénétrants ne sont pas des grandeurs appropriées pour un rayonnement bêta, même pour un rayonnement capable de traverser une épaisseur de tissu de 10 mm (Emax > 2 MeV). Le présent document s'applique à deux séries de champs de rayonnement bêta de référence parmi lesquels le rayonnement nécessaire pour déterminer les caractéristiques (étalonnage, dépendance énergétique et angulaire de la réponse) d'un instrument peut être sélectionné. Les champs de rayonnement de référence de la série 1 sont produits par des sources radioactives qui sont utilisées avec des filtres égalisateurs de faisceau conçus de façon à obtenir des débits d'équivalent de dose uniformes sur une surface étendue à une distance spécifiée. Les sources de 106Ru/106Rh, 90Sr/90Y, 85Kr, 204Tl et 147Pm qui sont proposées produisent des débits d'équivalent de dose maximaux d'environ 200 mSv·h–1. Les champs de rayonnement de référence de la série 2 sont produits sans interposition de filtres égalisateurs de faisceau, ce qui permet d'utiliser des sources planes de surface étendue et une plage de distances entre la source et le plan d'étalonnage. À proximité des sources ne sont produites que des zones de débit de dose uniforme relativement peu étendues, mais cette série présente l'avantage d'étendre les plages d'énergie et de débits de dose au-delà de celles de la série 1. Cette série inclut également des champs de rayonnement utilisant des absorbeurs en polyméthacrylate de méthyle (PMMA) pour réduire l'énergie maximale des particules bêta. Les radionucléides utilisés sont ceux de la série 1; ces sources produisent des débits d'équivalent de dose pouvant atteindre 10 Sv·h–1.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 6980-1
Third edition
2023-11
Nuclear energy — Reference beta-
particle radiation —
Part 1:
Methods of production
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence —
Partie 1: Méthodes de production
Reference number
© ISO 2023
All rights reserved. Unless otherwise specified, or required in the context of its implementation, no part of this publication may
be reproduced or utilized otherwise in any form or by any means, electronic or mechanical, including photocopying, or posting on
the internet or an intranet, without prior written permission. Permission can be requested from either ISO at the address below
or ISO’s member body in the country of the requester.
ISO copyright office
CP 401 • Ch. de Blandonnet 8
CH-1214 Vernier, Geneva
Phone: +41 22 749 01 11
Email: copyright@iso.org
Website: www.iso.org
Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 2
4 Requirements for reference beta-particle radiation fields at the calibration distance .2
4.1 Standard test conditions . 2
4.2 Energy of the reference radiation fields . 2
4.3 Shape of the beta-particle spectrum . 2
4.4 Uniformity of the dose rate . 3
4.5 Photon contamination . 3
4.6 Variation of the beta-particle emission with time . 3
5 Radionuclides suitable for reference beta-particle radiation fields .3
6 Source characteristics and their measurement . 4
6.1 Fundamental characteristics of reference sources . 4
6.1.1 Construction of reference sources . 4
6.1.2 Measurement and/or simulation of characteristics of the reference
radiation fields . 4
6.1.3 Beta particle contamination . 13
6.1.4 Photon contamination . 13
6.2 Characteristics of the two series of reference beta-particle radiation fields .13
6.2.1 General .13
6.2.2 Series 1 reference beta-particle radiation fields .13
6.2.3 Series 2 reference beta-particle radiation fields . 14
7 Source calibration .15
Annex A (normative) Tissue substitutes .17
Annex B (normative) Reference conditions and standard test conditions .18
Annex C (informative) Characteristics of the recommended sources —Examples of source
construction .20
Bibliography .21
iii
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular, the different approval criteria needed for the
different types of ISO document should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use
of (a) patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed
patent rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received
notice of (a) patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are
cautioned that this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent
database available at www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all
such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to
the World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT), see
www.iso.org/iso/foreword.html.
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
This third edition of ISO 6980-1 cancels and replaces ISO 6980-1:2022, of which it constitutes a minor
revision.
The main changes are as follows:
— editorial changes throughout the document.
A list of all the parts in the ISO 6980 series can be found on the ISO website.
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
iv
Introduction
ISO 6980 series covers the production, calibration, and use of reference beta-particle radiation fields for
the calibration of dosemeters and dose-rate meters for protection purposes. This document describes
the methods of production and characterization of the reference radiation. ISO 6980-2 describes
procedures for the determination of absorbed dose rate to a reference depth of tissue from beta particle
reference radiation fields. ISO 6980-3 describes procedures for the calibration of dosemeters and dose-
rate meters and the determination of their response as a function of beta-particle energy and angle of
beta-particle incidence.
For beta particles, the calibration and the determination of the response of dosemeters and dose-rate
meters is essentially a three-step process. First, the basic field quantity, absorbed dose to tissue at
a depth of 0,07 mm (and optionally also at a depth of 3 mm) in a tissue-equivalent slab geometry is
measured at the point of test, using methods described in ISO 6980-2. Then, the appropriate operational
quantity is derived by the application of a conversion coefficient that relates the quantity measured
(reference absorbed dose) to the selected operational quantity for the selected irradiation geometry.
Finally, the reference point of the device under test is placed at the point of test for the calibration
and determination of the response of the dosemeter. Depending on the type of dosemeter under test,
the irradiation is either carried out on a phantom or free-in-air for personal and area dosemeters,
respectively. For individual and area monitoring, this document describes the methods and the
conversion coefficients to be used for the determination of the response of dosemeters and dose-rate
meters in terms of the ICRU operational quantities, i.e., directional dose equivalent, H′(0,07;Ω) and
H′(3;Ω), as well as personal dose equivalent, H (0,07) and H (3).
p p
v
INTERNATIONAL STANDARD ISO 6980-1:2023(E)
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
Part 1:
Methods of production
1 Scope
This document specifies the requirements for reference beta radiation fields produced by radioactive
sources to be used for the calibration of personal and area dosemeters and dose-rate meters to be used
for the determination of the quantities H (0,07), H'(0,07;Ω), H (3) and H'(3;Ω), and for the determination
p p
of their response as a function of beta particle energy and angle of incidence. The basic quantity in beta
dosimetry is the absorbed-dose rate in a tissue-equivalent slab phantom. This document gives the
characteristics of radionuclides that have been used to produce reference beta radiation fields, gives
examples of suitable source constructions and describes methods for the measurement of the residual
maximum beta particle energy and the dose equivalent rate at a depth of 0,07 mm in the International
Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) sphere. The energy range involved lies
between 0,22 MeV and 3,6 MeV maximum beta energy corresponding to 0,07 MeV to 1,2 MeV mean beta
−1
-1
energy and the dose equivalent rates are in the range from about 10 µSv·h to at least 10 Svh·. In
addition, for some sources, variations of the dose equivalent rate as a function of the angle of incidence
[5]
are given. However, as noted in ICRU 56 , the ambient dose equivalent, H*(10), used for area
monitoring, and the personal dose equivalent, H (10), as used for individual monitoring, of strongly
p
penetrating radiation, are not appropriate quantities for any beta radiation, even that which penetrates
10 mm of tissue (E > 2 MeV).
max
This document is applicable to two series of reference beta radiation fields, from which the radiation
necessary for determining the characteristics (calibration and energy and angular dependence of
response) of an instrument can be selected.
Series 1 reference radiation fields are produced by radioactive sources used with beam-flattening
filters designed to give uniform dose equivalent rates over a large area at a specified distance. The
106 106 90 90 85 204 147
proposed sources of Ru/ Rh, Sr/ Y, Kr, Tl and Pm produce maximum dose equivalent
–1
rates of approximately 200 mSv·h .
Series 2 reference radiation fields are produced without the use of beam-flattening filters, which allows
large area planar sources and a range of source-to-calibration plane distances to be used. Close to the
sources, only relatively small areas of uniform dose rate are produced, but this series has the advantage
of extending the energy and dose rate ranges beyond those of series 1. The series also include radiation
fields using polymethylmethacrylate (PMMA) absorbers to reduce the maximum beta particle energy.
The radionuclides used are those of series 1; these sources produce dose equivalent rates of up
–1
to 10 Sv·h .
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
ISO/IEC Guide 99, International vocabulary of metrology — Basic and general concepts and associated
terms (VIM)
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 29661, ISO/IEC Guide 99 and
the following apply.
ISO and IEC maintain terminology databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
tissue equivalence
property of a material that approximates the radiation attenuation and scattering properties of ICRU
tissue
[4]
Note 1 to entry: See Annex A; more tissue substitutes are given by ICRU 44 .
Note 2 to entry: Further details are given in ISO 6980-2:2023, 6.2.
3.2
maximum beta energy
E
max
highest value of the energy of beta particles emitted by a particular radionuclide which can emit one or
several continuous spectra of beta particles with different maximum energies
3.3
mean beta energy
E
mean
fluence averaged energy of the beta particle spectrum at the calibration distance free in air
3.4
residual maximum beta energy
E
res
highest value of the energy of a beta-particle spectrum at the calibration distance after having been
modified by scattering and absorption
3.5
residual maximum beta particle range
R
res
range in an absorbing material of a beta-particle spectrum of residual maximum energy, E
res
4 Requirements for reference beta-particle radiation fields at the calibration
distance
4.1 Standard test conditions
All calibrations and measurements shall be conducted under standard test conditions in accordance
with Tables B.1 and B.2. The range of values of influence quantities within the standard test conditions
are given in Tables B.1 and B.2 for radiation-related and other parameters, respectively.
4.2 Energy of the reference radiation fields
The energy of the reference radiation field is defined to be equal to E (see 3.4 and 6.1.2).
res
4.3 Shape of the beta-particle spectrum
The beta-particle spectrum of the reference radiation should ideally result from one beta decay branch
from one radionuclide. In practice, the emission of more than one branch is acceptable provided that all
the main branches have similar energies, E , within ±20 %. In other cases, the lower energy branches
max
shall be attenuated by the source encapsulation or by additional filtration to reduce their beta emission
rates to less than 10 % of the emission rate from the main branch.
4.4 Uniformity of the dose rate
The dose rate at the calibration distance should be as uniform as possible over the area of the detector.
Since available sources for series 1 reference radiation fields (see 6.2.2) cannot at present produce high
absorbed dose rates with satisfactory uniformity for large radiation field diameters, a further series
(series 2) of reference beta-particle radiation fields is proposed (see 6.2.3). A beta-particle radiation
field is considered to be uniform over a certain radiation field diameter if the dose rate does not vary by
more than ±5 % for E ≥ 300 keV and by not more than ±10 % for E < 300 keV (see 6.2.2).
res res
4.5 Photon contamination
The photon dose rate contributing to the total dose rate due to contamination of the reference radiation
by gamma, X-ray and bremsstrahlung radiation, H , should be less than 2 % of the beta particle
photon
dose rate, H , i.e. H /H < 0,02. This shall be valid for the considered quantity, i.e. for H (0,07),
beta photon beta p
H'(0,07;Ω), H (3) or H'(3;Ω).
p
Regarding the determination of the photon contribution and the indication of the instrument under test
see 6.1.4.
4.6 Variation of the beta-particle emission with time
The beta-particle emission rate decreases with time due to the radioactive decay of the beta emitting
radionuclide. The half-life of a radionuclide should be as long as possible, preferably longer than one
year. The half-lives of the recommended sources are given in Table 1.
5 Radionuclides suitable for reference beta-particle radiation fields
Table 1 gives the characteristics of beta-emitting radionuclides of a suitable energy range. Beta-emitters
should be selected from those listed in this table. These radionuclides emit a continuous spectrum
of beta particles with energies ranging from zero up to a maximum value, E , characteristic of the
max
particular nuclide.
A radionuclide normally requires encapsulation to be a source which may be handled. Such encapsulating
material produces bremsstrahlung and characteristic X-rays.
Table 1 — Beta-emitting radionuclide data
a ab ac
Radionuclide Half life Maximum energy emitted Photon radiation
E (approximate values) (approximate values)
days
max
MeV
Pm 958,18 (0,15) 0,224 γ: 0,121 MeV (0,002 7 %)
Sm X-rays: 5,0 to 7,5 keV
39,5 to 46,8 keV
Kr 3 922 (5) 0,687 γ: 0,514 MeV (0,44 %)
Rb X-rays: 13,3 to 15,2 keV
Tl 1 382 (4) 0,764 γ: none
Hg X-rays: 8,7 to 14,8 keV
68,9 to 83,0 keV
Pb X-rays: 72,8 to 87,9 keV
90 90 d
Sr/ Y 10 559 (11) 2,279 Negligible
106 106 106
Ru/ Rh 371,8 (1,8) 3,546 Rh γ: 0,512 MeV (21 %)
0,616 MeV (0,7 %)
0,622 MeV (10 %)
0,87 MeV (0,4 %)
1,05 MeV (1,5 %)
1,13 MeV (0,4 %)
1,56 MeV (0,16 %)
Pd X-rays: 2,5 to 24,3 keV
a
The values in this column are taken from the Nuclear Data Sheets (NDS); the values in brackets are the standard
[6][7][8][9][10]
uncertainties .
b
The values given in this column are for information purposes only.
c
The values in brackets are emission probabilities per decay.
d
"Negligible" indicates levels of emissions that do not affect the detection of beta radiation.
6 Source characteristics and their measurement
6.1 Fundamental characteristics of reference sources
6.1.1 Construction of reference sources
The construction of the reference sources should have the following characteristics to meet the
requirements of Clause 4.
a) The chemical form of the radionuclide should be stable with time over the range of temperatures
and humidities at which it is used and stored.
b) The construction and encapsulation constituting the source containment should be sufficiently
robust and stable to withstand normal use without damage to the source and leakage of the
radioactivity but shall allow E to exceed the minimum values recommended in Table 2.
res
c) The typical set of radionuclides shown in Table 2 can be complemented by two energy-reduced
90 90
radiation fields from Sr/ Y sources. Such fields can be obtained by placing 3 mm or 4 mm thick
polymethylmethacrylate (PMMA) absorbers in front of the source. The absorber shall be positioned
with its end face 4 cm from the source, i.e. with its front face 3,7 cm and 3,6 cm for the 3 mm and
[11][12]
4 mm plate, respectively, and its diameter shall be at least 20 cm .
6.1.2 Measurement and/or simulation of characteristics of the reference radiation fields
The values of the residual maximum beta energy, E , shall equal or exceed the values given in Table 2.
res
Table 2 — Minimum value of the residual maximum beta energy, E , at the calibration
res,min
distance
E
res,min
Radionuclide
MeV
Pm 0,13
Kr 0,53
Tl 0,53
90 90
Sr/ Y 1,80
106 106
Ru/ Rh 2,50
The purpose in setting a lower limit to E is to prevent the use of sources that have excessive self and/
res
or window absorption.
[13]
The residual maximum beta energy, E , shall be calculated from Formula (1) :
res
ER=⋅()0,/009 11+ −1224, (1)
resres
where
E is expressed in MeV and R is the residual maximum beta particle range, expressed in milligrams
res res
-2
per square centimetre (mg·cm ).
R shall be measured by a suitable detector (extrapolation chamber, thin-window ionization chamber,
res
Geiger Müller counter, beta-sensitive phosphor, etc.) that shall be positioned at the calibration
distance with its entrance window facing the source. For the measurements, various thicknesses
of absorber shall be placed immediately in front of the detector. The absorber shall be made of a
tissue-equivalent substance, e.g. PMMA, polystyrene, polyethylene, polyethylene terephthalate
(PET) or an equivalent material. A list of tissue-equivalent substances is given in Annex A. The
thickness of the detector window used for these measurements shall be taken into account in
the measurement of R . If the source uses a beam-flattening filter, i.e. a series 1 reference ra-
res
diation is produced (see 6.2.2), then this filter shall be in position for the measurement of R .
res
The signal from the detector shall be determined as a function of absorber (mass) thickness and
a plot shall be made of the logarithm of signal versus absorber (mass) thickness, expressed in
-2
tissue equivalent milligrams per square centimetre (mg·cm ) or micrometre (μm). The tissue
equivalent thickness can be derived with ISO 6980-2:2023, Formula (7). R is defined as the
res
intersection of the extrapolated linear portion of the measured signal versus (mass) thickness
and the lower level signal due to the residual photon background. This is illustrated in Figure 1
for the example of Pm.
Key
d : tissue equivalent depth in an ICRU 4-element tissue phantom
ICRU
D(d )/D(70 µm): dose rate at d divided by dose rate at 0,07 mm (70 µm)
ICRU ICRU
1 Pm, 20 cm, with filter: depth dose curve
2 Pm, 20 cm, with filter: exponential fit
3 Pm, 20 cm, with filter: photon contribution
Figure 1 — Illustration of the determination of R for the example of a Pm source with
res
R = 250 µm = 25 mg/cm
res
E may also be determined using a beta-particle spectrometer employing, for example, Si(Li)
res
[5]
semiconductor detectors (see ICRU 56 ), or from spectra obtained via Monte Carlo transport
simulations. The electron fluence at calibration distance shall be plotted as a function of the electron
energy on linear scales. Then, E is defined as the intersection of the two following lines: the
res
extrapolated linear portion of the electron fluence versus electron energy and the lower level signal
due to the residual background.
Figures 2, 3, 4 and 5 show examples of simulated beta- and photon-particle fluence spectra for the
radiation fields of Table 2. The fluence spectra were calculated using particle transport free in air and
[11][14][15][16]
at different depths in an ICRU tissue phantom . The calculated values of the spectral fluence
are normalized to a dose of H (0,07) = 1 mSv at the reference position. The calibration distances and
p
90 90 106 106
filtration are given in Table 3. The Sr/ Y and the Ru/ Rh spectra are produced predominantly by
90 106
Y and Rh beta particles, respectively, due to the heavy encapsulation of the source (see Table C.1).
[5]
A survey of a number of calculated beta-particle spectra is given in ICRU 56 . The spectra include the
X-ray, gamma ray and bremsstrahlung emission for the radiation fields of Table 2.
Figures 6 and 7 show the simulated dose profiles at a dept
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 6980-1
Troisième édition
2023-11
Énergie nucléaire — Rayonnement
bêta de référence —
Partie 1:
Méthodes de production
Nuclear energy — Reference beta-particle radiation —
Part 1: Methods of production
Numéro de référence
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
© ISO 2023
Tous droits réservés. Sauf prescription différente ou nécessité dans le contexte de sa mise en œuvre, aucune partie de cette
publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
y compris la photocopie, ou la diffusion sur l’internet ou sur un intranet, sans autorisation écrite préalable. Une autorisation peut
être demandée à l’ISO à l’adresse ci-après ou au comité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
ISO copyright office
Case postale 401 • Ch. de Blandonnet 8
CH-1214 Vernier, Genève
Tél.: +41 22 749 01 11
E-mail: copyright@iso.org
Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives .1
3 Termes et définitions . 2
4 Exigences relatives aux champs de rayonnement bêta de référence à la distance
d'étalonnage.2
4.1 Conditions normales d'essai . 2
4.2 Énergie des champs de rayonnement de référence. 3
4.3 Allure du spectre de particules bêta . 3
4.4 Uniformité du débit de dose . . 3
4.5 Contamination par des photons . 3
4.6 Variation de l'émission des particules bêta dans le temps . 3
5 Radionucléides appropriés pour la production de champs de rayonnement bêta de
référence. 3
6 Caractéristiques et mesure des sources . 4
6.1 Caractéristiques fondamentales des sources de référence . 4
6.1.1 Construction des sources de référence . 4
6.1.2 Mesurage et/ou simulation des caractéristiques des champs de
rayonnement de référence . 5
6.1.3 Contamination par des particules bêta.13
6.1.4 Contamination par des photons. 13
6.2 Caractéristiques des deux séries de champs de rayonnement bêta de référence .13
6.2.1 Généralités .13
6.2.2 Champs de rayonnement bêta de référence de la série 1 .13
6.2.3 Champs de rayonnement bêta de référence de la série 2 . 14
7 Étalonnage de la source .16
Annexe A (normative) Substituts de tissus .17
Annexe B (normative) Conditions de référence et conditions normales d’essai .19
Annexe C (informative) Caractéristiques des sources recommandées — Exemples de
construction de sources .21
Bibliographie .22
iii
Avant propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux.
L'ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents
critères d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner
l’utilisation d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité
et à l’applicabilité de tout droit de brevet revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent
document, l’ISO n'avait pas reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa
mise en application. Toutefois, il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent
document que des informations plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de
brevets, disponible à l'adresse www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne
pas avoir identifié tout ou partie de tels droits de brevet.
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion
de l'ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir www.iso.org/iso/fr/avant-propos.html.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette troisième édition de l’ISO 6980-1 annule et remplace l’ISO 6980-1:2022, dont elle constitue une
révision mineure.
Les principales modifications sont les suivantes:
— modifications rédactionnelles dans l’ensemble du document.
Une liste de toutes les parties de la série ISO 6980 se trouve sur le site web de l'ISO.
Il convient que l’utilisateur adresse tout retour d’information ou toute question concernant le présent
document à l’organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes
se trouve à l’adresse www.iso.org/fr/members.html.
iv
Introduction
La série ISO 6980 traite de la production, de l’étalonnage et de l’utilisation de champs de rayonnement
bêta de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres de dose à des fins de protection.
Le présent document décrit les méthodes de production et de caractérisation du rayonnement de
référence. L’ISO 6980-2 décrit les modes opératoires de détermination du débit de dose absorbée
dans les tissus à une profondeur de référence, pour les champs de rayonnement bêta de référence.
L'ISO 6980-3 décrit les modes opératoires pour l'étalonnage des dosimètres et des débitmètres de dose,
et la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des particules bêta et de l'angle d'incidence
du rayonnement.
Pour les particules bêta, l’étalonnage et la détermination de la réponse des dosimètres et des débitmètres
de dose est essentiellement un processus en trois étapes. Tout d’abord, la grandeur fondamentale
caractéristique du champ de rayonnement, à savoir la dose absorbée dans les tissus à une profondeur
de 0,07 mm (et, facultativement, à une profondeur de 3 mm également) dans une géométrie de
«fantôme-plaque» en matériau équivalent tissu, est mesurée au niveau du point de mesure en utilisant
les méthodes décrites dans l’ISO 6980-2. Ensuite, la grandeur opérationnelle appropriée est obtenue
en appliquant un coefficient de conversion qui lie la grandeur mesurée (dose absorbée de référence) à
la grandeur opérationnelle choisie pour la géométrie d’irradiation choisie. Enfin, le point de référence
de l’appareil soumis à essai est placé au point de mesure pour étalonner le dosimètre et déterminer sa
réponse. Selon le type de dosimètre soumis à essai, l’irradiation est réalisée soit sur un fantôme pour
les dosimètres individuels, soit dans l’air en champ non perturbé pour les dosimètres de zone. Pour
les surveillances individuelle et de zone, le présent document décrit les méthodes et les coefficients de
conversion à utiliser pour la détermination de la réponse des dosimètres et des débitmètres de dose, en
termes de grandeurs opérationnelles de l’ICRU, à savoir les équivalents de dose directionnels H′(0,07;Ω)
et H′(3;Ω), et les équivalents de dose individuels H (0,07) et H (3).
p p
v
NORME INTERNATIONALE ISO 6980-1:2023(F)
Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence —
Partie 1:
Méthodes de production
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie les exigences relatives aux champs de rayonnement bêta de référence
produits par les sources radioactives à utiliser pour l'étalonnage des dosimètres de zone, des
dosimètres individuels et des débitmètres de dose destinés à être utilisés pour le mesurage des
grandeurs H (0,07), H'(0,07;Ω), H (3) et H'(3;Ω), et pour la détermination de leur réponse en fonction
p p
de l'énergie des particules bêta et de l'angle d'incidence. En dosimétrie bêta, la grandeur fondamentale
est le débit de dose absorbée dans un fantôme-plaque équivalent tissu. Le présent document donne
les caractéristiques des radionucléides qui ont été utilisés pour produire des champs de rayonnement
bêta de référence; il donne également des exemples de construction de sources appropriées et décrit
des méthodes de mesure de l'énergie maximale résiduelle des particules bêta et du débit d'équivalent
de dose à une profondeur de 0,07 mm dans la sphère ICRU (de l’anglais «International Commission on
Radiation Units and Measurements» - Commission internationale des unités et mesures radiologiques).
La plage d'énergie concernée se situe entre 0,22 MeV et 3,6 MeV en énergie bêta maximale, soit 0,07 MeV
–1
à 1,2 MeV en énergie bêta moyenne, et les débits d'équivalent de dose sont compris entre 10 µSv·h
–1
et au moins 10 Sv·h . Pour certaines sources, les variations du débit d'équivalent de dose en fonction
[5]
de l'angle d'incidence sont également fournies. Comme le souligne toutefois le rapport ICRU 56 ,
l'équivalent de dose ambiant, H*(10), et l'équivalent de dose individuel, H (10), utilisés pour la
p
surveillance de zone et pour la surveillance individuelle, respectivement, dans le cas de rayonnements
fortement pénétrants ne sont pas des grandeurs appropriées pour un rayonnement bêta, même pour un
rayonnement capable de traverser une épaisseur de tissu de 10 mm (E > 2 MeV).
max
Le présent document s'applique à deux séries de champs de rayonnement bêta de référence parmi
lesquels le rayonnement nécessaire pour déterminer les caractéristiques (étalonnage, dépendance
énergétique et angulaire de la réponse) d'un instrument peut être sélectionné.
Les champs de rayonnement de référence de la série 1 sont produits par des sources radioactives qui
sont utilisées avec des filtres égalisateurs de faisceau conçus de façon à obtenir des débits d'équivalent
106 106
de dose uniformes sur une surface étendue à une distance spécifiée. Les sources de Ru/ Rh,
90 90 85 204 147
Sr/ Y, Kr, Tl et Pm qui sont proposées produisent des débits d'équivalent de dose maximaux
–1
d'environ 200 mSv·h .
Les champs de rayonnement de référence de la série 2 sont produits sans interposition de filtres
égalisateurs de faisceau, ce qui permet d'utiliser des sources planes de surface étendue et une plage de
distances entre la source et le plan d'étalonnage. À proximité des sources ne sont produites que des zones
de débit de dose uniforme relativement peu étendues, mais cette série présente l'avantage d'étendre
les plages d'énergie et de débits de dose au-delà de celles de la série 1. Cette série inclut également
des champs de rayonnement utilisant des absorbeurs en polyméthacrylate de méthyle (PMMA) pour
réduire l'énergie maximale des particules bêta. Les radionucléides utilisés sont ceux de la série 1; ces
–1
sources produisent des débits d'équivalent de dose pouvant atteindre 10 Sv·h .
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences du présent document. Pour les références datées, seule l’édition citée s’applique.
Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence s'applique (y compris les
éventuels amendements).
ISO 29661, Champs de rayonnement de référence pour la radioprotection — Définitions et concepts
fondamentaux
Guide ISO/IEC 99, Vocabulaire international de métrologie — Concepts fondamentaux et généraux et
termes associés (VIM)
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et les définitions de l'ISO 29661, du Guide ISO/IEC 99
ainsi que les suivants s'appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/
3.1
équivalence aux tissus
propriété d'un matériau qui s'apparente aux propriétés d'atténuation et de diffusion de rayonnement
d'un tissu ICRU
Note 1 à l'article: Voir l’Annexe A; davantage d'exemples de matériaux équivalents aux tissus sont donnés dans le
[4]
rapport ICRU 44 .
Note 2 à l'article: Des informations supplémentaires sont données dans l'ISO 6980-2:2023, 6.2.
3.2
énergie bêta maximale
E
max
valeur la plus élevée de l’énergie de particules bêta émises par un radionucléide particulier qui peut
émettre un ou plusieurs spectres continus de particules bêta d’énergies maximales différentes
3.3
énergie bêta moyenne
E
mean
énergie moyenne en fluence du spectre de particules bêta à la distance d’étalonnage dans l’air en champ
non perturbé
3.4
énergie bêta maximale résiduelle
E
res
valeur la plus élevée de l'énergie d'un spectre de particules bêta à la distance d'étalonnage après
modification par diffusion et absorption
3.5
portée des particules bêta d'énergie maximale résiduelle
R
res
portée dans un matériau absorbant d'un spectre de particules bêta d'énergie maximale résiduelle E
res
4 Exigences relatives aux champs de rayonnement bêta de référence à la
distance d'étalonnage
4.1 Conditions normales d'essai
Tous les étalonnages et mesurages doivent être effectués dans les conditions normales d'essai,
conformément aux Tableaux B.1 et B.2. L’étendue des valeurs des grandeurs d’influence dans les
conditions normales d’essai est donnée dans le Tableau B.1 pour les paramètres associés au rayonnement
et dans le Tableau B.2 pour les autres paramètres.
4.2 Énergie des champs de rayonnement de référence
L'énergie du champ de rayonnement de référence est définie comme étant égale à E (voir 3.4 et 6.1.2).
res
4.3 Allure du spectre de particules bêta
Il convient dans l'idéal que le spectre des particules bêta résulte d'une seule branche de décroissance
bêta d'un seul radionucléide. Dans la pratique, l'émission de plusieurs branches est acceptable sous
réserve que toutes les branches principales aient des énergies, E , similaires à 20 % près. Dans les
max
autres cas, les branches d'énergie inférieure doivent être atténuées par le gainage de la source ou par
une filtration complémentaire afin de réduire leur taux d'émission bêta à moins de 10 % du taux de la
branche principale.
4.4 Uniformité du débit de dose
Il convient qu'à la distance d'étalonnage le débit de dose soit aussi uniforme que possible sur toute la
surface du détecteur. Dans la mesure où les sources disponibles pour les champs de rayonnement de
référence de la série 1 (voir 6.2.2) ne peuvent actuellement pas produire des débits de dose absorbée
élevés avec suffisamment d'uniformité si le champ de rayonnement est de grand diamètre, une autre
série de champs de rayonnement bêta de référence (la série 2) est proposée (voir 6.2.3). Un champ de
rayonnement bêta est considéré comme uniforme sur un certain diamètre si le débit de dose ne varie pas
de plus de 5 % environ pour E ≥ 300 keV et de plus de 10 % environ pour E < 300 keV (voir 6.2.2).
res res
4.5 Contamination par des photons
Il convient que le débit de dose photons contribuant au débit de dose total, qui est dû à la contamination
du rayonnement de référence par le rayonnement gamma, le rayonnement X et le rayonnement de
freinage, H , soit inférieur à 2 % du débit de dose bêta, H , c'est-à-dire que H /H < 0,02.
photon beta photon beta
Cette condition doit être respectée pour la grandeur considérée, c'est-à-dire pour H (0,07), H'(0,07;Ω),
p
H (3) ou H'(3;Ω).
p
Pour la détermination de la contribution des photons et des précisions concernant l'instrument soumis
à essai, voir 6.1.4.
4.6 Variation de l'émission des particules bêta dans le temps
Le débit d'émission de particules bêta décroît dans le temps sous l'effet de la décroissance radioactive
du radionucléide émetteur. Il convient que la période d'un radionucléide soit aussi longue que possible
et, de préférence, supérieure à un an. La période de chacune des sources recommandées est donnée
dans le Tableau 1.
5 Radionucléides appropriés pour la production de champs de rayonnement
bêta de référence
Le Tableau 1 donne les caractéristiques de radionucléides émetteurs bêta ayant une plage d'énergie
appropriée. Il convient de choisir les émetteurs bêta parmi ceux figurant dans ce tableau. Ces
radionucléides émettent un spectre continu de particules bêta dont l'énergie varie entre zéro et une
valeur maximale, E , caractéristique du radionucléide considéré.
max
Les radionucléides utilisés comme sources doivent normalement être encapsulés avant d'être
manipulés. Dans ce cas, le matériau constitutif du gainage produit un «rayonnement de freinage» et des
raies X de fluorescence.
Tableau 1 — Données relatives aux radionucléides émetteurs bêta
a ab ac
Radionucléide Période Énergie maximale émise Rayonnement photonique
E (valeurs approximatives) (valeurs approximatives)
jours
max
MeV
Pm 958,18 (0,15) 0,224 γ: 0,121 MeV (0,002 7 %)
Raies X (Sm): 5,0 keV à 7,5 keV
39,5 keV à 46,8 keV
Kr 3 922 (5) 0,687 γ: 0,514 MeV (0,44 %)
Raies X (Rb): 13,3 keV à 15,2 keV
Tl 1 382 (4) 0,764 γ: aucun
Raies X (Hg): 8,7 keV à 14,8 keV
68,9 keV à 83,0 keV
Raies X (PB): 72,8 keV à 87,9 keV
90 90 d
Sr/ Y 10 559 (11) 2,279 Négligeable
106 106 106
Ru/ Rh 371,8 (1,8) 3,546 Rh γ: 0,512 MeV (21 %)
0,616 MeV (0,7 %)
0,622 MeV (10 %)
0,87 MeV (0,4 %)
1,05 MeV (1,5 %)
1,13 MeV (0,4 %)
1,56 MeV (0,16 %)
Raies X (Pd): 2,5 keV à 24,3 keV
a
Les valeurs données dans cette colonne sont tirées des Nuclear Data Sheets (NDS); les valeurs entre parenthèses
[6][7][8][9][10]
représentent l'incertitude-type .
b
Les valeurs figurant dans cette colonne ne sont données qu'à titre informatif.
c
Les valeurs entre parenthèses représentent les probabilités d'émission par désintégration.
d
Le terme «négligeable» indique les niveaux d'émission qui n'affectent pas la détection du rayonnement bêta.
6 Caractéristiques et mesure des sources
6.1 Caractéristiques fondamentales des sources de référence
6.1.1 Construction des sources de référence
Pour respecter les exigences énoncées à l'Article 4, il convient que la construction des sources de
référence réponde aux caractéristiques suivantes:
a) il convient que la forme chimique du radionucléide soit stable dans le temps sur la plage de
températures et d'humidité auxquelles la source sera utilisée et stockée;
b) il convient que la construction de la source et le gainage dans lequel elle est confinée soient
suffisamment solides et stables pour résister à une utilisation normale sans endommagement de
la source ni fuite de radioactivité; la construction et le gainage ne doivent toutefois pas empêcher
que E dépasse les valeurs minimales recommandées dans le Tableau 2;
res
c) l'ensemble caractéristique de radionucléides figurant dans le Tableau 2 peut être complété par
90 90
deux champs de rayonnement «à énergie réduite» produits par des sources Sr/ Y. De tels
champs peuvent être obtenus en plaçant devant la source des absorbeurs en polyméthacrylate de
[11][12]
méthyle (PMMA) de 3 mm ou 4 mm d'épaisseur. L'absorbeur doit mesurer au moins 20 cm de
diamètre et il doit être positionné avec sa face arrière à 4 cm de la source, c'est-à-dire avec sa face
avant à 3,7 cm de la source pour la plaque de 3 mm et à 3,6 cm pour la plaque de 4 mm.
6.1.2 Mesurage et/ou simulation des caractéristiques des champs de rayonnement de
référence
Les valeurs de l'énergie bêta maximale résiduelle, E , doivent être égales ou supérieures aux valeurs
res
données dans le Tableau 2.
Tableau 2 — Valeur minimale de l'énergie bêta maximale résiduelle, E , à la distance
res,min
d'étalonnage
E
res,min
Radionucléide
MeV
Pm 0,13
Kr 0,53
Tl 0,53
90 90
Sr/ Y 1,80
106 106
Ru/ Rh 2,50
Fixer une valeur minimale pour E a pour but d'éviter l'utilisation de sources ayant une auto-
res
absorption ou/et une absorption dans la fenêtre excessives.
[13]
L'énergie bêta maximale résiduelle, E , doit être calculée au moyen de la Formule (1) :
res
ER=⋅0,/009 11+ −1224, (1)
()
resres
où
E est exprimée en MeV et R est la portée des particules bêta d'énergie maximale résiduelle,
res res
-2
exprimée en milligrammes par centimètre carré (mg·cm ).
R doit être mesurée par un détecteur approprié (chambre à extrapolation, chambre d'ionisation à
res
fenêtre mince, compteur Geiger-Müller, sonde phosphore sensible au bêta, etc.) qui doit être posi-
tionné à la distance d'étalonnage, sa fenêtre d'entrée faisant face à la source. Lors des mesurages,
des absorbeurs de différentes épaisseurs doivent être placés juste devant le détecteur. L'absorbeur
doit être constitué d'une substance équivalente au tissu, par exemple du polyméthacrylate de
méthyle (PMMA), du polystyrène, du polyéthylène, du polyéthylène téréphtalate (PET) ou un
matériau équivalent. Une liste de substances équivalentes aux tissus est donnée à l'Annexe A.
L'épaisseur de la fenêtre du détecteur utilisé pour ces déterminations doit être prise en compte
lors du mesurage de R . Si la source est utilisée avec un filtre égalisateur de faisceau, et produit
res
par conséquent un rayonnement de référence de la série 1 (voir 6.2.2), ce filtre doit être en place
pour le mesurage de R . Le signal délivré par le détecteur doit être déterminé en fonction de
res
l'épaisseur (massique) de l'absorbeur et une courbe représentant le logarithme du signal en fonc-
tion de l'épaisseur (massique) de l'absorbeur, exprimée en milligrammes d'équivalent tissu par
centimètre carré (mg·cm- ) ou en micromètres (μm), doit être tracée. L'épaisseur d'équivalent
tissu peut être dérivée de l’ISO 6980-2:2023, Formule (7). R est définie comme l'intersection de
res
la partie linéaire extrapolée de la courbe du signal mesuré en fonction de l'épaisseur (massique)
et de la droite représentant le signal de faible niveau qui correspond au bruit de fond dû aux
photons résiduels. Une illustration en est donnée à la Figure 1, en prenant Pm pour exemple.
Légende
d épaisseur d’équivalent tissu dans un fantôme tissu ICRU 4-éléments
ICRU
D(d )/D(70 µm) débit de dose à d divisé par le débit de dose à 0,07 mm (70 µm)
ICRU ICRU
1 Pm, 20 cm, avec filtre courbe dose-profondeur
2 Pm, 20 cm, avec filtre ajustement exponentiel
3 Pm, 20 cm, avec filtre contribution des photons
Figure 1 — Illustration de la détermination de R dans le cas d'une source Pm (exemple),
res
avec R = 250 µm = 25 mg/cm
res
E peut également être mesurée au moyen d'un spectromètre de particules bêta utilisant, par exemple,
res
[5]
des détecteurs à semi-conducteur Si(Li) (voir ICRU 56 ), ou à partir de spectres obtenus par le biais
de simulations Monte Carlo du transport de particules. La courbe représentant la fluence des électrons
à la distance d'étalonnage en fonction de l'énergie des électrons doit être tracée en échelles linéaires.
E est ensuite définie comme l'intersection de la partie linéaire extrapolée de la courbe de fluence des
res
électrons en fonction de l'énergie des électrons et de la droite représentant le signal de faible niveau qui
correspond au bruit de fond résiduel.
Les Figures 2, 3, 4 et 5 montrent des exemples de spectres de la fluence de particules bêta et de photons
simulés pour les champs de rayonnement du Tableau 2. Les spectres de la fluence ont été calculés pour un
transport de particules dans l'air en champ non perturbé et à différentes profondeurs dans un fantôme
[11][14][15][16]
tissu ICRU . Les valeurs de fluence spectrale calculées sont normalisées par rapport à une
dose de H (0,07) = 1 mSv à la position de référence. Les distances d'étalonnage et les données relatives
p
90 90 106 106
à la filtration sont indiquées dans le Tableau 3. Les spectres des sources Sr/ Y et Ru/ Rh sont
90 106
majoritairement produits par des particules bêta émises par le Y et le Rh, respectivement, ceci
en raison de l'enveloppe solide de scellement de la source (voir le Tableau C.1). Une étude de plusieurs
[5]
spectres de particules bêta calculés figure dans le rapport ICRU 56 . Ces spectres prennent en compte
l'émission de rayonnements X, gamma et de freinage pour les champs de rayonnement du Tableau 2.
Les Figures 6 et 7 montrent les profils de dose simulés aux profondeurs de 0,07 mm et de 3 mm,
respectivement, dans un fantôme tissu ICRU pour plusieurs géométries des champs de rayonnement
de référence. Les deux graphiques représentent les profils de faisceau correspondant à H (0,07), pour
p
[11][14][15][16]
la Figure 6, et à H (3), pour la Figure 7 .
p
Légende
E énergie des électrons
el
Φ @ H (0,07) = 1 mSv fluence spectrale des électrons pour un débit de dose de H (0,07)
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
Loading comments...