ISO 21909-2:2021
(Main)Passive neutron dosimetry systems — Part 2: Methodology and criteria for the qualification of personal dosimetry systems in workplaces
Passive neutron dosimetry systems — Part 2: Methodology and criteria for the qualification of personal dosimetry systems in workplaces
This document provides methodology and criteria to qualify the dosimetry system at workplaces where it is used. The criteria in this document apply to dosimetry systems which do not meet the criteria with regard to energy and direction dependent responses described in ISO 21909-1. The qualification of the dosimetry system at workplace aims to demonstrate that: — either, the non-conformity of the dosimetry system to some of the requirements on the energy or direction dependent responses defined in ISO 21909-1 does not lead to significant discrepancies in the dose determination for a certain workplace field; — or, that the correction factor or function used for this specific studied workplace enables the dosimetry system to accurately determine the conventional dose value with uncertainties similar to the ones given in ISO 21909-1. NOTE This document is directed at all stakeholders who are involved: IMSs, accreditation or regulatory bodies, and users of the particular dosimetry (the user is meant as the entity which assigns the dosimetry system to the radiation worker and records the assigned dose.) The methodologies to characterize the work place field in order to perform the qualification of the dosimetry system are given in Annex A. Annex B is complementary as it gives the practical methods to follow, once one methodology is chosen. The provider of the dosimetry system shall provide the type test results corresponding to ISO 21909‑1. However, when the dosimetry system to be qualified does not comply with all the criteria of ISO 21909‑1 dealing with the energy and angle dependence of the response, some tests of the ISO 21909-1 can be not performed. The links between ISO 21909-1 and ISO 21909-2 are described in Annex E. This document only addresses neutron personal monitoring and not criticality accident conditions.
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 2: Méthodologie et critères de qualification des systèmes dosimétriques individuels aux postes de travail
Le présent document donne des méthodologies et des critères afin de qualifier le système dosimétrique aux postes de travail auxquels il est utilisé. Les critères fournis dans ce document s’appliquent à des systèmes dosimétriques non conformes aux critères décrits à l’ISO 21909-1 concernant la dépendance des réponses par rapport aux distributions énergétiques et directionnelles de la fluence neutronique. La qualification du système dosimétrique au poste de travail vise à démontrer que: — soit la non-conformité du système dosimétrique vis-à-vis de certaines des exigences concernant les réponses dépendantes de l’énergie ou de la direction définies dans l’ISO 21909-1 n’entraîne pas d’écarts importants dans la détermination de la dose pour un certain champ de poste de travail; — soit le facteur ou la fonction de correction utilisé pour ce poste de travail spécifiquement étudié permet au système dosimétrique de déterminer avec précision la valeur de dose conventionnelle avec des incertitudes semblables à celles indiquées dans l’ISO 21909-1. NOTE Le présent document s’adresse à toutes les parties concernées: laboratoires de dosimétrie, organismes d’accréditation ou réglementaires et utilisateurs des systèmes dosimétriques particuliers (l’utilisateur est l’entité qui attribue le système dosimétrique au travailleur sous rayonnements et qui enregistre la dose attribuée). Les méthodologies de caractérisation du champ d’un poste de travail pour procéder à la qualification du système dosimétrique sont décrites dans l’Annexe A. L’Annexe B est complémentaire car elle spécifie les méthodes pratiques à suivre, une fois la méthodologie choisie. Le fournisseur du système dosimétrique doit communiquer les résultats des essais de type correspondant à l’ISO 21909-1. Toutefois, si le système dosimétrique à qualifier ne répond pas à tous les critères de l’ISO 21909-1 traitant de la dépendance énergétique et angulaire de la réponse, certains essais de l’ISO 21909-1 peuvent ne pas être réalisés. Les liens entre l’ISO 21909-1 et l’ISO 21909-2 sont décrits à l’Annexe E. Le présent document traite uniquement de la surveillance de la dose individuelle neutron, et non des conditions d’accident de criticité.
General Information
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 21909-2
First edition
2021-12
Passive neutron dosimetry systems —
Part 2:
Methodology and criteria for the
qualification of personal dosimetry
systems in workplaces
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons —
Partie 2: Méthodologie et critères de qualification des systèmes
dosimétriques individuels aux postes de travail
Reference number
© ISO 2021
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, definitions and symbols . 2
3.1 General terms and definitions . 2
3.2 Quantities . 3
3.3 Calibration and evaluation . . 4
3.4 Symbols . 6
4 Documentation and communication to the users . 7
5 Recommendations about the workplace to consider . 7
6 Methodologies and criteria to qualify the personal dosimetry system at a certain
workplace . 8
6.1 Choice of the methods to be used for the qualification at workplaces . 8
6.2 Quantification of the impact of the non-correct behaviour in terms of energy and
angle responses of the dosimetry system . 9
6.2.1 General . 9
6.2.2 Computational approach . 10
6.2.3 Experimental approach . 10
6.3 Qualification based on experimental tests of the dosimetry systems at the
workplace . 10
6.3.1 General method . 10
6.3.2 Performance test criteria . 11
6.3.3 First solution: tests at three levels of dose at the workplace .12
6.3.4 Second solution: tests at one level of dose at the workplace .13
6.3.5 Complementary tests based on ISO 21909-1 . 14
6.3.6 Unique correction for several workplaces . 15
Annex A (normative) Methodologies to characterize the workplace field .16
Annex B (normative) Determination of the neutron personal dose equivalent Hp(10) –
Practical methods .19
Annex C (informative) Example of a complete characterization of the workplace field .26
Annex D (informative) Determination of field-specific correction factors or functions –
Practical example: use of information from literature .28
Annex E (informative) Links between ISO 21909-1 and ISO 21909-2 .29
Bibliography .31
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 documents 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).
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. Details of
any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or
on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on 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 the following
URL: 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.
A list of all the parts in the ISO 21909 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 21909-1 provides laboratory-based type tests, and performance requirements for passive neutron
dosimetry systems to be used for measurement of personal dose equivalent, H (10), for neutrons
p
[1]
ranging from thermal energy to approximately 20 MeV . No distinction between the different
techniques available in the marketplace is made in the description of the tests. ISO 21909 (series) aims
at covering all passive neutron detectors that can be used as a personal dosemeter in parts of, or in the
complete above-mentioned neutron energy range.
The main objective of ISO 21909 series is to achieve correspondence between performance tests and
conditions of use at the workplaces. Dosimetry systems complying totally with ISO 21909-1 should
give consistent dosimetry results in workplace environments without the requirement of precise
information on the characteristics of the radiation fields (neutron energy and direction distributions).
For the case that a dosimetry system does not comply with the full range of requirements in ISO 21909-1
with regard to the dependence of the response on the energy and direction distributions of the neutron
fluence, it remains necessary to evaluate the performance of the dosimetry system for the conditions
of the workplace. That means that this document is systematically used to qualify at workplaces a
dosimetry system that does not fulfil the criteria of ISO 21909-1 on the dependence of the response on
neutron energy and direction of incidence.
This document aims to address dosimetry systems with responses that show energy and directional
dependencies that do not comply with the test requirements in ISO 21909-1, but that are able to give
consistent and reliable dosimetry results at selected workplaces. In this case, a specific study of the
workplace where the dosimetry systems are used is necessary to demonstrate that the dosimetry
systems are suited for the workplace of application and, if needed, to determine the appropriate
corrections to be applied. This document gives requirements for the qualification of the dosimetry
system as well as methods for evaluating its performance and qualifying it for use in the workplace.
In cases where the dosimetry system meets the requirements of ISO 21909-1, it may still be desirable
to perform a similar study at the workplace to improve the performance of the neutron dosemeters. It
is also recommended that this document may be implemented, not only for passive dosimetry systems,
but for active dosimetry systems as well.
No qualification or correction of the dosimetry system at a workplace is required if the dosimetry
system fulfils the criteria of ISO 21909-1.
All the estimations of the uncertainties in this document have to be considered in accordance with the
[2]
GUM . Uncertainties quoted in this document are provided using a coverage factor k=2.
v
INTERNATIONAL STANDARD ISO 21909-2:2021(E)
Passive neutron dosimetry systems —
Part 2:
Methodology and criteria for the qualification of personal
dosimetry systems in workplaces
1 Scope
This document provides methodology and criteria to qualify the dosimetry system at workplaces where
it is used. The criteria in this document apply to dosimetry systems which do not meet the criteria with
regard to energy and direction dependent responses described in ISO 21909-1.
The qualification of the dosimetry system at workplace aims to demonstrate that:
— either, the non-conformity of the dosimetry system to some of the requirements on the energy or
direction dependent responses defined in ISO 21909-1 does not lead to significant discrepancies in
the dose determination for a certain workplace field;
— or, that the correction factor or function used for this specific studied workplace enables the
dosimetry system to accurately determine the conventional dose value with uncertainties similar
to the ones given in ISO 21909-1.
NOTE This document is directed at all stakeholders who are involved: IMSs, accreditation or regulatory
bodies, and users of the particular dosimetry (the user is meant as the entity which assigns the dosimetry system
to the radiation worker and records the assigned dose.)
The methodologies to characterize the work place field in order to perform the qualification of the
dosimetry system are given in Annex A. Annex B is complementary as it gives the practical methods to
follow, once one methodology is chosen.
The provider of the dosimetry system shall provide the type test results corresponding to ISO 21909-1.
However, when the dosimetry system to be qualified does not comply with all the criteria of ISO 21909-1
dealing with the energy and angle dependence of the response, some tests of the ISO 21909-1 can be not
performed.
The links between ISO 21909-1 and ISO 21909-2 are described in Annex E.
This document only addresses neutron personal monitoring and not criticality accident conditions.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitute 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 21909-1:2021, Passive neutron dosimetry systems — Part 1: Performance and test requirements for
personal dosimetry
ISO 8529-2:2000, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection
devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations — Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and
determination of response as a function of energy and angle of incidence
3 Terms, definitions and symbols
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at http:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at http:// www .electropedia .org/
3.1 General terms and definitions
3.1.1
detector
radiation detector
apparatus or substance used to convert incident ionizing radiation energy into a signal suitable for
indication and/or measurement
[SOURCE: IEC 60050-394:2007, 394-24-01, modified — the term “detector” has been added as the first
preferred term]
3.1.2
dosemeter
dosimeter
device having a reproducible, measurable response to radiation that can be used to measure the
absorbed dose or dose equivalent quantities in a given system
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 5.5]
3.1.3
personal dosemeter
meter designed to measure the personal dose equivalent (rate)
Note 1 to entry: A personal dosemeter can be worn on the trunk (whole-body personal dosemeter), at the
extremities (extremity personal dosemeter) or close to the eye lens (eye lens dosemeter).
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.21]
3.1.4
individual monitoring service
IMS
organization that operates a personal-dosimetry system which includes the evaluation of the reading of
dosemeters after their use and may include:
— providing the user with dosemeters;
— recording the results;
— reporting the results to the user
3.1.5
dosimetry system
system used for measuring absorbed dose or dose equivalent, consisting of dosemeters, measurement
instruments and their associated reference standards, and procedures for the system’s use
[SOURCE: ISO 12749-4:2015, 3.1.3, modified — the wording of the definition was slightly modified.]
3.2 Quantities
3.2.1
dose equivalent
H
product of the absorbed dose D to tissue at the point of interest and the quality factor Q at that point:
HD= Q
−1
Note 1 to entry: The unit of dose equivalent is joule per kilogram (J·kg ), and its special name is sievert (Sv).
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-83, modified — Note 1 to entry added.]
3.2.2
neutron fluence
Φ
differential quotient of N with respect to a, where N is the number of neutrons incident on a sphere of
cross-sectional area a:
dN
Φ =
da
−2 −2
Note 1 to entry: The unit of neutron fluence is m , a frequently unit used is cm .
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-43, modified — the wording of the definition was slightly modified.]
3.2.3
energy distribution of the neutron fluence
Φ
E
quotient of dΦ by dE, where dΦ is the fluence of neutrons with energy between E and E + dE
dΦ
Φ =
E
dE
−2 −1
Note 1 to entry: The SI unit of the energy distribution of the neutron fluence is (m ·J ); a widely-used unit is
−2 −1
(cm ·MeV ).
Note 2 to entry: The energy distribution of the neutron fluence rate ϕ is the quotient of dΦ by dt, where dΦ is
E E E
−2 −1 −1
the increment of the energy distribution of the fluence in time interval dt. The unit is (m ·J ·s ); a widely-used
−2 −1 −1
unit is (cm ·MeV ·s ).
3.2.4
energy and direction distribution of the neutron fluence
Φ
E,Ω
quotient of dΦ by dE and dΩ, where dΦ is the fluence of neutrons with energy between E and E + dE and
propagating within a solid angle dΩ around a specified direction, Ω, expressed as
d Φ
Φ =
E,Ω
dEΩ
−2 −1 −1
Note 1 to entry: The SI unit of the energy and direction distribution of the neutron fluence is m ·J ·sr ; a widely-
−2 −1 −1
used unit is (cm ·MeV ·sr ).
Note 2 to entry: The energy and direction distribution of the neutron fluence rate Φ is the quotient of dΦ
E ,Ω E,Ω
by dt, where dΦ is the increment of the energy and direction distribution of the fluence in time interval dt. The
E,Ω
−2 −1 −1 −1 −2 −1 −1 −1
unit is (m ·J ·sr ·s ); a widely-used unit is (cm ·MeV ·sr ·s ).
3.2.5
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue at an appropriate depth, d, below a specified point on the human body
−1
Note 1 to entry: The unit of personal dose equivalent is joule per kilogram (J·kg ) and its special name is sievert
(Sv).
Note 2 to entry: The specified point is usually given by the position where the individual’s dosimeter is worn.
[SOURCE: ICRP 103:2007]
3.2.6
ambient dose equivalent
H*(10), H’(0,07) or H’(3)
dose equivalent that would be produced by the corresponding aligned and expanded field in the ICRU
sphere at a depth, d, on the radius opposing the direction of the aligned field
[SOURCE: IAEA – Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety
Standards - Interim Edition IAEA Safety Standards Series GSR Part 3, 2011]
3.2.7
conversion coefficient
h (10,E,α)
pΦ
quotient of the personal dose equivalent at 10 mm depth, H (10), and the neutron fluence, Φ, at a point in
p
the radiation field used to convert neutron fluence into the personal dose equivalent at 10 mm depth in
the ICRU tissue slab phantom, where E is the energy of the incident neutrons impinging on the phantom
at an angle α
Note 1 to entry: The unit of the conversion coefficient is Sv⋅m . A commonly used unit of the conversion coefficient
is pSv⋅cm .
3.3 Calibration and evaluation
3.3.1
conventional true value for the neutron personal dose equivalent
conv
H
quantity value attributed by agreement to a quantity for a given purpose
conv
Note 1 to entry: The conventional value H is the best estimate of the quantity to be measured, determined by a
primary standard or a secondary or working measurement standard which are traceable to a primary standard.
Note 2 to entry: in this document, the quantity is the neutron personal dose equivalent.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12, modified — the term was changed.]
3.3.2
calibration
operation that, under specified conditions, in a first step, establishes a relation between the quantity
values with measurement uncertainties provided by measurement standards and corresponding
readings with associated measurement uncertainties and, in a second step, uses this information to
establish a relation for obtaining a measurement result from an indication
Note 1 to entry: Calibration may be expressed by a statement, calibration function, calibration diagram,
calibration curve, or calibration table. In some cases, it may consist of an additive or multiplicative correction of
the indication with associated measurement uncertainty.
Note 2 to entry: Calibration should not be confused with adjustment of a measuring system, often mistakenly
called “self-calibration”, or with verification of calibration.
Note 3 to entry: Often, the first step alone in the above definition is perceived as being calibration.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.39]
3.3.3
calibration factor
N
conv
quotient of the conventional quantity value, H , (3.3.1) divided by the reading, M, derived under
standard test conditions, given by the formula:
conv
H
N=
M
Note 1 to entry: mathematical functions, in some cases families of functions, can be used to provide calibration
factors over a range of conditions. Several different calibration functions can be defined for the same dosimetry
system and possibly be used for different conditions of exposure.
3.3.4
correction factor or function
numerical value or function by which the indication is multiplied to compensate for the deviation of
measurement conditions from reference conditions or for a systematic effect
Note 1 to entry: In this document, it corresponds to the factor or function, noted k , defined for a specific
n,E,Ω
workplace field, that is applied to the value of the measured dose equivalent in order to take into account the
systematic effect induced by the dose response of the dosimetry system.
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.9, modified — the wording of the definition was slightly modified.]
3.3.5
measured dose equivalent
H
M
product of the reading, M, and the calibration factor, N:
HM=⋅N
M
Note 1 to entry: More elaborate algorithms may also be used.
Note 2 to entry: This definition is only valid for a calibration field. To extend it to any other field, the correction
factor of function k , needs to be added. In that case, the formula becomes:
n,E,Ω
H = M·N·k
M n,E,Ω
3.3.6
phantom
object constructed to simulate the scattering and absorption properties of the human body for a given
ionizing radiation
Note 1 to entry: For calibrations for whole body radiation protection considerations, the ISO water slab phantom
is employed. It is made with polymethyl metacrylate (PMMA) walls (front wall 2,5 mm thick, other walls 10 mm
thick), of outer dimensions 30 cm x 30 cm x 15 cm and filled with water.
Note 2 to entry: In the cases of very non-uniform irradiation conditions, an extremity cylinder, pillar or rod
phantom may be used as described in ICRU report 66.
[SOURCE: ISO 12749-2: 2013, 4.1.6.1 modified — Notes 1 and 2 to entry added]
3.3.7
reading
M
quantitative indication of a detector or dosemeter when it is read out, generally corrected for
background, ageing, fading and non-linearity of the process or the read out system
3.3.8
dose equivalent response
response
R
conv
measured dose equivalent, H , divided by the conventional quantity value, H , (3.3.1) of the dose
M
equivalent, as given by the following formula:
H
M
R=
conv
H
Note 1 to entry: The reading, M, is converted into dose equivalent, H , by multiplying M by an appropriate
M
conversion coefficient or by using a more elaborate algorithm.
M
H ()10
p
Note 2 to entry: In this document, the quantity is personal dose equivalent: R =
conv
H 10
()
p
Note 3 to entry: In this document, for the sake of brevity, H = H is used.
M
Note 4 to entry: The reciprocal of the response at reference conditions is equal to the calibration coefficient.
Note 5 to entry: In radiation metrology, the term response, abbreviated for this application from “response
characteristic” (VIM), is defined as the ratio of the reading, M, of the instrument, to the value of the quantity to be
measured by the instrument, for a specified type, energy and direction distribution of radiation. It is necessary,
in order to avoid confusion, to state the quantity to be measured, e.g. the “fluence response” is the response with
respect to the fluence, the “dose equivalent response” is the response with respect to dose equivalent.
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.10, modified]
3.4 Symbols
The list of the symbols used in this document is given in Table 1.
Table 1 — List of symbols
Symbol Meaning Unit
α angle of incidence of the irradiation field degree
Depth in ICRU 4-element or soft tissue. Recommended depths are 0,07 mm, 3 mm,
d mm
and 10 mm.
E Neutron energy eV
-2
Φ Neutron fluence m
H Dose equivalent Sv
H*(10) Ambient dose equivalent at 10 mm depth Sv
conv
H Conventional true value for the neutron personal dose equivalent Sv
Personal dose equivalent whose value is chosen in the range:
H Sv
HD
0,8 mSv < H < 2 mSv
HD
H Measured dose equivalent Sv
M
H (d) Personal dose equivalent at a depth d Sv
p
H (10) Personal dose equivalent at 10 mm depth Sv
p
conv
H Conventional true value for the neutron personal dose equivalent. Sv
p
h (d,E,α) Fluence-to-personal-dose-equivalent conversion factor Sv⋅m
p
R Dose-equivalent response -
U
Expanded uncertainty of the measured personal dose equivalent As quantity
H
M
Expanded uncertainty of the conventional true value for the personal dose equiva-
U
As quantity
conv
lent
H
Table 1 (continued)
Symbol Meaning Unit
Expanded uncertainty of a combined quantity of conventional quantity values.
U This uncertainty is equivalent to the half-width of the confidence interval about As quantity
com
the combined quantity at a confidence level of 95 %
This document uses SI units. However, the following units of practical importance for time and energy
are used when necessary:
— days (d) and hours (h) for time;
–19
— electron-volt (eV) knowing that 1 eV = 1,602 × 10 J.
-1
The SI unit of dose equivalent is J∙kg but the dedicated name for the unit of dose equivalent is sievert
(Sv).
4 Documentation and communication to the users
The IMS (individual monitoring service) shall specify in its documentation whether the dosimetry
system complies or not with requirements in ISO 21909-1 in terms of its energy and angular dependence.
If the dosimetry system is not in compliance, the dosimetry system shall be qualified for the workplace
in which it is to be used. The IMS should inform the user (responsible for the workers monitoring, i.e.,
employer, RPO…) on the energy and angular range for which the dosimetry system does not fulfil the
criteria of ISO 21909-1 and that the dosimetry system shall be qualified for the workplace in which it is
used. The qualification of the dosimetry system at the workplace shall be done in accordance with this
document.
The IMS should also indicate the need to qualify the dosimetry system in the situation in which the
dosimetry system is deployed to different workplaces or even different worker’s locations, each
requiring a unique correction. A specific note shall be given to the users, explaining that a dosimetry
system for which the response is corrected for one specific workplace cannot be used at several
workplaces except if it is qualified globally for those several workplaces.
In the situation where the IMS is not in charge of performing the qualification, it shall give to the user
all the results of the characterisation in accordance with ISO 21909-1.
5 Recommendations about the workplace to consider
When characterizing a specific workplace, the variability in energy or directional distributions of
the neutron field shall be taken into account. To achieve this objective, the exposure situations that
show the highest differences in terms of neutron fluence rate or neutron dose rate, different shielding
materials and thicknesses, surfaces of scattering, have to be considered.
In case that the spectral neutron fluence can be significantly different for the possible locations of the
workers in one given workplace, the effect of these different exposure situations on the response of the
dosimetry system shall be considered. If needed, several workplaces can be defined taking the different
worker’s locations into account. The attention to this issue is essential to insure the robustness and
reliability of the dosimetry system at this workplace.
Moreover, in case that the workplace field varies with time, i.e., neutron sources and/or shielding and/or
locations of exposure change, the effect of the new exposure situation on the response of the dosimetry
system shall be considered. Only different exposure situations for which it was already shown that the
dosimetry system fulfils the requirements with the same correction function (if needed) are acceptable
without a new study.
NOTE 1 The definition of the workplace is conceptually simple. In the case when a worker is working in front
of a glovebox, it is easy to define one specific workplace. However, in some situations, for example around a
transport container, the spectrum can be very different at the edge of the container compared to the middle of
the container.
The workplace conditions have a significant impact on the neutron fluence, energy and direction
distributions. The following shall be considered in any evaluation of the performance of the dosimetry
system in this environment: emission rate and energy distribution, mass, density, geometry, shielding,
materials present at the workplace, location of work, typical orientation of worker, etc.
NOTE 2 An example where the neutron fluence, energy and direction distributions can be significantly
modified at the same workplace is for storage facilities. Indeed the amount of neutron sources may vary, but also
the geometrical configuration and the composition of the neutron emitters and the surrounding materials. To
sum up, the type, the number and the locations of stored sources may vary. These modifications may induce high
variations in terms of fluence rate, energy and directional distributions of the neutron field in such a workplace.
6 Methodologies and criteria to qualify the personal dosimetry system at a
certain workplace
6.1 Choice of the methods to be used for the qualification at workplaces
Two methods a) and b) are described below to qualify the dosimetry system at a specific workplace.
Choose and apply one of these two methods (see also Figure 1).
a) The first approach is based on a characterization in terms of the energy and direction distribution
of the neutron fluence encountered at the workplace. The method consists of evaluating the
impact of the non-compliance of the dosimetry system to the requirements of the dependence
of the response on energy or direction of incidence defined in ISO 21909-1. For such dosimetry
systems, specific correction at workplaces shall not be performed if it has been demonstrated that
the non-compliance does not lead to significant discrepancies in the dose determination for the
considered workplace field. The impact shall be quantified and the dosimetry system shall fulfil the
requirements of 6.2.
b) The second approach is based on a qualification of the dosimetry system itself performed directly
at the considered workplace. In that case, it should be demonstrated that the correction factor or
function used for the specific workplace enables to accurately determine the conventional dose
equivalent quantity with uncertainties similar to the ones required in ISO 21909-1. The required
tests and the performance limits are given in 6.3.
Figure 1 — Decision diagram to determine the method to use to qualify the dosimetry system at
a workplace
6.2 Quantification of the impact of the non-correct behaviour in terms of energy and
angle responses of the dosimetry system
6.2.1 General
This approach is restricted to dosimetry systems that show under-responses in regard to the criteria of
ISO 21909-1:
— for the lower energies and/or the higher energies of the minimal rated energy range as defined in
ISO 21909-1;
— or, for the higher angles of the angle range as defined in ISO 21909-1.
To demonstrate in this specific case, the small impact on dose equivalent measurement, two methods
can be used: calculations (6.2.2) or experimental tools (6.2.3).
The location(s) at which the dosimetry system is qualified in the workplace shall be, at minimum,
the one(s) representative for the usual locations of the workers in the room. In both approaches, it is
acceptable to consider to characterizing the workplace field in terms of the energy dependence of the
neutron fluence without taking into account the direction distribution of the neutron fluence (i.e., usual
neutron spectrometers allowing the determination of H*(10) can be used.)
6.2.2 Computational approach
The approach consists in using both:
— the information on the characteristics of the workplace in terms of energy and direction distributions
of the neutron fluence from calculations. Apply the numerical approach described in (A.2.2) to
determine this information.
— and all the results of the tests of performance of the dosimetry system obtained from the type tests
defined in ISO 21909-1, in order to qualify the dosimetry system at the workplace.
The dosemeters can be used at the workplace without corrections under the following conditions:
— a range of acceptable energy/angle responses against ISO 21909-1 shall be found by defining an
upper and or lower energy limit; only mono-energetic beams demanded in ISO 21909-1 shall be
considered for defining the limits;
— it shall be demonstrated by workplace calculations that H (10) neutron dose contribution due to
p
neutrons corresponding to energies/angles outside of the aforementioned defined range is lower
than 10 % of the total neutron dose.
The criteria given in ISO 21909-1 for the mono-energetic neutron fields shall be used to define the lower
or upper limit in useful energy response of the dosimetry system.
6.2.3 Experimental approach
The experimental approach is similar in concept to the computational approach but the dose
contribution due to neutrons with energies below a threshold for low energies and/or above a threshold
for high energies is assessed using experimental tool. Apply (A.2.1) to have the information on the
energy distribution.
As stated previously, the workplace(s) in which the dosimetry system is to be qualified shall be the
one(s) representative of the usual locations of the workers in the room.
6.3 Qualification based on experimental tests of the dosimetry systems at the
workplace
6.3.1 General method
This approach is based on the assessment of H (10) at the workplace. This personal dose equivalent
p
value determined by the dosimetry system is compared to a reference value obtained from a reference
measurement.
Firstly, the reference value H (10) shall be assessed. To do so, apply Annex A to define which methodology
p
to use, and apply the corresponding practical method in Annex B.
When a dosimetry system uses different correction functions or factors, choose the system that is the
most adapted to the specific workplace.
Secondly, for the measurement of H by the dosimetry system to be qualified, a minimum of four
M
dosemeters shall be placed on a phantom. Use the same phantom, and at the same position and at the
conv
same directional incidence, used to determine the reference value of H (10), denoted as H . The value
p
H to be considered in the calculation of the response is the average of the four measurements.
M
The dosemeters shall be placed on the front face of the phantom. The phantom and irradiation geometry
used in the experimental irradiation shall be in accordance with ISO 8529-3:1998, 6.2.
The phantom shall be positioned in order that the 0° incidence corresponds to the orientation the most
representative of the worker’s position.
NOTE 1 The correction factor or function can be estimated using several methods. The experimental results
from this on-site qualification can be used, but supporting published information (see Annex D) or tests using
simulated workplace fields can also be used, to help determine the appropriate correction factor or function.
The response R, is defined as the quotient of the mean measured dose equivalent value H , of the
M
irradiated dosemeters with the correction factor or function applied if needed, and the reference value
conv
H :
H
M
R=
conv
H
The value of the response, R, shall meet the following criteria defined in 6.3.2.
conv
The tests shall be performed at either one (see 6.3.4) or three (see 6.3.3) levels of dose equivalent H .
NOTE 2 The choice between these two solutions depends mainly on the personal dose equivalent rate at the
workplace.
The tests performed according to this method have to be completed by supplementary verifications
based on tests performed following ISO 21909-1:
— In any case, it shall be checked that all the requirements of ISO 21909-1, except the ones concerning
the dependence of the response on energy and direction of incidence, are still fulfilled when the
correction factor or function is applied (see 6.3.4);
— Depending on the number of levels of personal dose equivalent chosen for the qualification at the
workplace, complementary requirements regarding tests performed following ISO 21909-1 have
to be fulfilled to validate the reliable performance of the dosimetry system in terms of angular
dependence and linearity of the response (see 6.3.3 or 6.3.4).
6.3.2 Performance test criteria
The value of the response, R shall meet the following criteria:
21⋅H /,5 21⋅H / ,,5
low low
03, ⋅−1 +≤03, RU±≤ +17,
com
conv conv
HH/,15+ HH/,15+
low low
with H = 0,1 mSv,
low
12/
U
U
conv
H H
M M H
and with U = ⋅ +
com
conv conv
H
H H
M
Such performance limits are illustrated in Figure 2.
Key
1 minimum limit
2 maximum limit
X dose equivalent (mSv)
conv
Y ratio R = H /H
M
Figure 2 — Performance limits
6.3.3 First solution: tests at three levels of dose at the workplace
The qualification following the general method (see 6.3.1) is performed experimentally with
measurements performed at three levels of dose:
— at a dose within the range [H ; H + 40 %],
min min
— at a dose within the range [(H + 0,1 mSv) – 20 %; (H + 0,1 mSv) + 20 %],
min min
— at a dose within the range [0,8 mSv; 2 mSv].
Moreover, it shall be demonstrated that, using a specific correction factor or function depending only
on the considered neutron energy, the tests and the criteria of ISO 21909-1 are fulfilled for the three
252 241
following energies: 144 keV, 250 keV, and Cf or Am-Be sources.
This means that, using a specific correction factor or function depending only on the considered energy,
the criteria on the dependence of the response on energy and direction of incidence described in
ISO 21909-1:2021, 7.5.3, shall be fulfilled.
Figure 3 gives the mandatory series of irradiations from the of ISO 21909-1:2021, Table 2 to perform, in
addition to the tests performed directly at the workplace.
NOTE These tests provide confidence in the angle dependence of response of the dosemeters.
To illustrate this, one unique correction factor or function can be applied for all the tests described in columns C
and K of ISO 21909-1:2021, Table 2. Another correction factor or function can be used for the tests of columns D
and L. A third correction factor or function can be defined to fulfil the tests of columns J, M and N.
6.3.4 Second solution: tests at one level of dose at the workplace
If the qualification at the workplaces cannot be performed experimentally at the three levels of dose as
specified in the first solution (see 6.3.3), then the following criteria shall be fulfilled:
All the tests of ISO 21909-1 shall be performed at the three levels of dose (see ISO 21909-1:2021, Table 2).
Moreover, it shall be demonstrated that, using one unique correction factor or function depending only
on the considered energy, all the tests and criteria defined in ISO 21909-1 are fulfilled.
NOTE At some workplaces, the personal dose equivalent rate can be very low and it might be very difficult
for practical reasons to integrate the high level of dose [0,8 to 2] mSv. That is why this second method can be used
instead.
Figure 3 gives the mandatory series of irradiations from ISO 21909-1:2021, Table 2 to perform, in
addition to the tests performed directly at the workplace.
The tests shall be performed at minimum for the “mandatory” range as defined in ISO 21909-1:2021,
Table 3 giving the mandatory series of irradiations as a function of the stated energy range of the
dosimetry system. This means that the tests of all the columns from C to N included in the “mandatory”
range shall be fulfilled, even if a different correction factor or function is required for each test field.
If the neutron field encountered at the workplace has a thermal component, and/or fast energy
respectively, then the dosimetry system shall comply with the tests of the columns A, B and Q (and/or
respectively the column O).
Figure 3 — Mandatory irradiations from ISO 21909-1 and specific requirements to fulfil, in
addition to the tests performed directly at the workplace
6.3.5 Complementary tests based on ISO 21909-1
When defined and applied, the correction factor or function shall be verified. First, all the criteria of the
tests of ISO 21909-1 shall be checked and fulfilled, except the ones concerning the dependence of the
response on neutron energy and direction of incidence.
To do this verification, a recalculation of all the doses measured for all the tests of ISO 21909-1, shall
be done, considering the correction factor or function. It shall be demonstrated that the dosimetry
system fulfils all the requirements of ISO 21909-1 (except the ones on the dependence o
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 21909-2
Première édition
2021-12
Systèmes dosimétriques passifs pour
les neutrons —
Partie 2:
Méthodologie et critères de
qualification des systèmes
dosimétriques individuels aux postes
de travail
Passive neutron dosimetry systems —
Part 2: Methodology and criteria for the qualification of personal
dosimetry systems in workplaces
Numéro de référence
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
© ISO 2021
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, définitions et symboles . 2
3.1 Termes généraux et leurs définitions . 2
3.2 Grandeurs . . 3
3.3 Étalonnage et évaluation . 4
3.4 Symboles . 6
4 Documentation et communication aux utilisateurs . 7
5 Recommandations à prendre en compte concernant le poste de travail .7
6 Méthodologies et critères de qualification du système dosimétrique individuel à
un certain poste de travail . 8
6.1 Choix des méthodes à utiliser pour la qualification aux postes de travail . 8
6.2 Quantification de l’impact du comportement incorrect en termes de réponses
énergétiques et angulaires du système dosimétrique . 9
6.2.1 Généralités . 9
6.2.2 Approche par calculs . 10
6.2.3 Approche expérimentale . 10
6.3 Qualification basée sur des essais expérimentaux des systèmes dosimétriques
au poste de travail . 10
6.3.1 Méthode générale . 10
6.3.2 Critères des essais de fonctionnement . 11
6.3.3 Première solution: essais à trois niveaux de dose au poste de travail .12
6.3.4 Deuxième solution: essais à un niveau de dose au poste de travail .13
6.3.5 Essais complémentaires basés sur l’ISO 21909-1 . . 14
6.3.6 Correction unique pour plusieurs postes de travail .15
Annexe A (normative) Méthodologies de caractérisation du champ du poste de travail .16
Annexe B (normative) Détermination de l’équivalent de dose neutronique individuel
Hp(10) — Méthodes pratiques .19
Annexe C (informative) Exemple de caractérisation complète du champ d’un poste de
travail .26
Annexe D (informative) Détermination de facteurs ou fonctions de correction
spécifiques d’un champ – Exemples pratiques: utilisation des informations issues
de la littérature .28
Annexe E (informative) Liens entre l’ISO 21909-1 et l’ISO 21909-2 .29
Bibliographie .31
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’attention est attirée 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. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l’ISO (voir www.iso.org/brevets).
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 le lien suivant: www.iso.org/iso/fr/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Une liste de toutes les parties de la série ISO 21909 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
L’ISO 21909-1 fournit des exigences de fonctionnement et des essais de type en laboratoire pour les
systèmes dosimétriques neutroniques passifs à utiliser pour le mesurage de l’équivalent de dose
[1]
individuel, H (10), pour des neutrons s’étendant de l’énergie thermique jusqu'à environ 20 MeV . Dans
p
la description des essais, aucune distinction n’est faite entre les différentes techniques disponibles sur
le marché. La série ISO 21909 est destinée à couvrir tous les détecteurs de neutrons passifs utilisables
comme dosimètres individuels dans tout ou partie de la gamme d’énergies neutroniques mentionnée
ci-dessus.
Le principal objectif de la série ISO 21909 est d’établir une correspondance entre les essais de
fonctionnement et les conditions d’utilisation aux postes de travail. Il convient que les systèmes
dosimétriques totalement conformes à l’ISO 21909-1 donnent des résultats dosimétriques cohérents
dans les environnements de poste de travail sans qu’il soit nécessaire de disposer d’informations
précises sur les caractéristiques des champs de rayonnement (distributions énergétiques et
directionnelles du champ neutronique).
Si un système dosimétrique n’est pas conforme à l’ensemble des exigences de l’ISO 21909-1 en ce qui
concerne la dépendance de la réponse par rapport aux distributions énergétiques et directionnelles
de la fluence neutronique, il demeure nécessaire d’évaluer les performances du système dosimétrique
dans les conditions du poste de travail. Cela signifie que le présent document est systématiquement
utilisé afin de qualifier aux postes de travail un système dosimétrique qui ne satisfait pas aux critères
de l’ISO 21909-1 concernant la dépendance de la réponse par rapport à l’énergie et à la direction
d’incidence des neutrons.
Le présent document vise à aborder les systèmes dosimétriques dont les réponses montrent des
dépendances énergétiques et directionnelles qui ne sont pas conformes aux exigences des essais de
l’ISO 21909-1, mais qui peuvent donner des résultats dosimétriques cohérents et fiables aux postes de
travail choisis. Dans ce cas, une étude spécifique du poste de travail auquel les systèmes dosimétriques
sont utilisés est nécessaire pour démontrer que les systèmes dosimétriques sont adaptés au poste
de travail d’application et, si nécessaire, pour déterminer les corrections appropriées à appliquer. Le
présent document spécifie les exigences relatives à la qualification du système dosimétrique, ainsi que
des méthodes d’évaluation de ses performances et de qualification en vue de son utilisation au poste de
travail.
Même lorsque le système dosimétrique satisfait aux exigences de l’ISO 21909-1, il peut néanmoins être
souhaitable de réaliser au poste de travail une étude similaire afin d’améliorer les performances des
dosimètres neutrons. Il est également recommandé de prévoir la mise en œuvre du présent document
pour les systèmes dosimétriques aussi bien passifs qu’actifs.
Aucune qualification ou correction du système dosimétrique à un poste de travail n’est requise si le
système dosimétrique satisfait aux critères de l’ISO 21909-1.
Toutes les estimations des incertitudes contenues dans le présent document doivent être considérées
[2]
conformément au guide GUM . Les incertitudes relevées dans le présent document sont fournies à
l’aide d’un facteur d’élargissement k = 2.
v
NORME INTERNATIONALE ISO 21909-2:2021(F)
Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons —
Partie 2:
Méthodologie et critères de qualification des systèmes
dosimétriques individuels aux postes de travail
1 Domaine d’application
Le présent document donne des méthodologies et des critères afin de qualifier le système dosimétrique
aux postes de travail auxquels il est utilisé. Les critères fournis dans ce document s’appliquent à des
systèmes dosimétriques non conformes aux critères décrits à l’ISO 21909-1 concernant la dépendance
des réponses par rapport aux distributions énergétiques et directionnelles de la fluence neutronique.
La qualification du système dosimétrique au poste de travail vise à démontrer que:
— soit la non-conformité du système dosimétrique vis-à-vis de certaines des exigences concernant
les réponses dépendantes de l’énergie ou de la direction définies dans l’ISO 21909-1 n’entraîne pas
d’écarts importants dans la détermination de la dose pour un certain champ de poste de travail;
— soit le facteur ou la fonction de correction utilisé pour ce poste de travail spécifiquement étudié
permet au système dosimétrique de déterminer avec précision la valeur de dose conventionnelle
avec des incertitudes semblables à celles indiquées dans l’ISO 21909-1.
NOTE Le présent document s’adresse à toutes les parties concernées: laboratoires de dosimétrie, organismes
d’accréditation ou réglementaires et utilisateurs des systèmes dosimétriques particuliers (l’utilisateur est l’entité
qui attribue le système dosimétrique au travailleur sous rayonnements et qui enregistre la dose attribuée).
Les méthodologies de caractérisation du champ d’un poste de travail pour procéder à la qualification
du système dosimétrique sont décrites dans l’Annexe A. L’Annexe B est complémentaire car elle spécifie
les méthodes pratiques à suivre, une fois la méthodologie choisie.
Le fournisseur du système dosimétrique doit communiquer les résultats des essais de type
correspondant à l’ISO 21909-1. Toutefois, si le système dosimétrique à qualifier ne répond pas à tous
les critères de l’ISO 21909-1 traitant de la dépendance énergétique et angulaire de la réponse, certains
essais de l’ISO 21909-1 peuvent ne pas être réalisés.
Les liens entre l’ISO 21909-1 et l’ISO 21909-2 sont décrits à l’Annexe E.
Le présent document traite uniquement de la surveillance de la dose individuelle neutron, et non des
conditions d’accident de criticité.
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 21909-1:2021, Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 1: Exigences de
fonctionnement et d’essai pour la dosimétrie individuelle
ISO 8529-2:2000, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage des
dispositifs de radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de
rayonnement
ISO 8529-3:1998, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de
zone (ou d'ambiance) et individuels et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle
d'incidence des neutrons
3 Termes, définitions et symboles
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions 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 Termes généraux et leurs définitions
3.1.1
détecteur
détecteur de rayonnement
appareil ou substance permettant de convertir l’énergie du rayonnement incident en un signal afin de
donner une indication et/ou de fournir une mesure
[SOURCE: IEC 60050-394:2007, 394-24-01 modifiée — Le terme «détecteur» a été ajouté en tant que
premier terme préféré]
3.1.2
dosimètre
dispositif ayant une réponse reproductible et mesurable aux rayonnements, qui peut être utilisé pour
mesurer les grandeurs de dose absorbée ou d’équivalent de dose dans un système donné
[SOURCE: ISO 12749-2:2013, 5.5]
3.1.3
dosimètre individuel
instrument destiné au mesurage (du débit) de l’équivalent de dose individuel
Note 1 à l'article: Un dosimètre individuel peut être porté sur le tronc (dosimètre individuel pour le corps entier)
ou au niveau des extrémités (dosimètre individuel d’extrémités) ou à proximité du cristallin (dosimètre de
cristallin).
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.21]
3.1.4
laboratoire de dosimétrie
organisme qui met en œuvre un système de dosimétrie individuelle comportant l’évaluation de la
lecture de dosimètres après leur utilisation et qui peut inclure:
— la fourniture des dosimètres à l’utilisateur;
— l’enregistrement des résultats;
— la transmission des résultats à l’utilisateur
3.1.5
système dosimétrique
système utilisé pour mesurer la dose absorbée ou l’équivalent de dose, composé de dosimètres,
d’instruments de mesure et des étalons de référence associés, et de modes opératoires d’utilisation
[SOURCE: ISO 12749-4:2015, 3.1.3, modifiée — Définition légèrement reformulée]
3.2 Grandeurs
3.2.1
équivalent de dose
H
produit de la dose absorbée D par un tissu au point considéré et du facteur de qualité Q en ce point:
HD= Q
−1
Note 1 à l'article: L’unité d’équivalent de dose est le joule par kilogramme (J·kg ) et son nom spécial est le
sievert (Sv).
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-83, modifiée — La Note 1 à l’article a été ajoutée]
3.2.2
fluence neutronique
Φ
quotient différentiel de N par rapport à a, où N est le nombre de neutrons incidents sur une sphère
ayant une aire de section efficace a:
dN
Φ =
da
−2 −2
Note 1 à l'article: L’unité de fluence neutronique est le m ; une unité fréquemment utilisée est le cm .
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 10-43, modifiée — Définition légèrement reformulée]
3.2.3
distribution énergétique de la fluence neutronique
Φ
E
quotient de dΦ par dE, où dΦ est la fluence neutronique dans l’intervalle d’énergie compris entre E et E
+ dE
dΦ
Φ =
E
dE
−2 −1
Note 1 à l'article: L’unité SI de distribution énergétique de la fluence neutronique est le m ·J ; une unité
−2 −1
largement utilisée est le cm MeV .
Note 2 à l'article: La distribution énergétique du débit de fluence neutronique ϕ est le quotient de dΦ par
E E
dt, où dΦ est l’incrément de distribution énergétique de la fluence dans l’intervalle de temps dt. L’unité est
E
−2 −1 −1 −2 −1 −1
le m ·J ·s ; une unité largement utilisée est le cm MeV ·s .
3.2.4
distribution énergétique et directionnelle de la fluence neutronique
Φ
E,Ω
quotient de dΦ par dE et dΩ, où dΦ est la fluence neutronique dans l’intervalle d’énergie compris entre
E et E + dE et se propageant dans un angle solide dΩ autour d’une direction spécifiée, Ω, exprimée sous
la forme:
d Φ
Φ =
E,Ω
dEΩ
−2 −1 −1
Note 1 à l'article: L’unité SI de distribution énergétique et directionnelle de la fluence neutronique est le ·J ·sr ;
−2 −1 −1
une unité largement utilisée est le cm MeV ·sr .
Note 2 à l'article: La distribution énergétique et directionnelle du débit de fluence neutronique Φ est le
E ,Ω
quotient de dΦ par dt, où dΦ est l’incrément de distribution énergétique et directionnelle de la fluence
E,Ω E,Ω
−2 −1 −1 −1 −2 −1 −1 −1
dans l’intervalle de temps dt. L’unité est le m ·J sr ·s ; une unité largement utilisée est le cm MeV sr ·s
· · .
3.2.5
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans le tissu mou à une profondeur appropriée, d, au-dessous d’un point spécifié du
corps humain
−1
Note 1 à l'article: L’unité d’équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J·kg ) et son nom spécial
est le sievert (Sv).
Note 2 à l'article: Le point spécifié est généralement donné par la position où l’individu porte le dosimètre.
[SOURCE: ICRP 103:2007]
3.2.6
équivalent de dose ambiant
H*(10), H’(0,07) ou H’(3)
équivalent de dose qui serait produit par le champ unidirectionnel et expansé correspondant dans la
sphère ICRU à une profondeur d, sur le rayon vecteur opposé à la direction du champ directionnel
[SOURCE: IAEA – Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements: Normes fondamentales
internationales de sûreté - Collection Normes de sûreté n° GSR Part 3, 2011]
3.2.7
coefficient de conversion
h (10,E,α)
pΦ
quotient de l’équivalent de dose individuel à 10 mm de profondeur, H (10), par la fluence neutronique, Φ,
p
en un point du champ de rayonnement, et utilisé pour convertir la fluence neutronique en équivalent de
dose individuel à une profondeur de 10 mm dans le fantôme plaque en tissu ICRU, où E est l’énergie des
neutrons incidents atteignant le fantôme sous un angle α
2 2
Note 1 à l'article: L’unité du coefficient de conversion est le Sv⋅m . Le pSv⋅cm est une unité du coefficient de
conversion qui est fréquemment utilisée.
3.3 Étalonnage et évaluation
3.3.1
valeur conventionnelle vraie de l’équivalent de dose neutronique individuel
conv
H
valeur attribuée à une grandeur par un accord pour un usage donné
conv
Note 1 à l'article: La valeur conventionnelle H est la meilleure estimation de la grandeur à mesurer, déterminée
par un étalon primaire ou un étalon secondaire ou de travail pouvant être relié à un étalon primaire.
Note 2 à l'article: Dans le présent document, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose neutronique individuel.
[SOURCE: Guide ISO/IEC 99:2007, 2.12, modifié — Terme modifié]
3.3.2
étalonnage
opération qui, dans des conditions spécifiées, établit en une première étape une relation entre les
valeurs et les incertitudes de mesure associées qui sont fournies par des étalons et les valeurs de lecture
correspondantes avec les incertitudes associées, puis utilise en une seconde étape cette information
pour établir une relation permettant d’obtenir un résultat de mesure à partir d’une indication
Note 1 à l'article: Un étalonnage peut être exprimé sous la forme d’un énoncé, d’une fonction d’étalonnage, d’un
diagramme d’étalonnage, d’une courbe d’étalonnage ou d’une table d’étalonnage. Dans certains cas, il peut
consister en une correction additive ou multiplicative de l’indication avec une incertitude de mesure associée.
Note 2 à l'article: Il convient de ne pas confondre l’étalonnage avec l’ajustage d’un système de mesure, souvent
appelé improprement «auto-étalonnage», ni avec la vérification de l’étalonnage.
Note 3 à l'article: La seule première étape dans la définition est souvent perçue comme étant l’étalonnage.
[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.39]
3.3.3
facteur d’étalonnage
N
conv
quotient de la valeur conventionnelle d’une grandeur, H , (3.3.1) par la valeur de lecture, M, déduit dans
des conditions d’essai normalisées, donné par la formule:
conv
H
N=
M
Note 1 à l'article: Des fonctions mathématiques et, dans certains cas, des familles de fonctions peuvent être
utilisées pour fournir des facteurs d’étalonnage pour plusieurs types de conditions. Plusieurs fonctions
d’étalonnage différentes peuvent être définies pour le même système dosimétrique et éventuellement utilisées
pour différentes conditions d’exposition.
3.3.4
facteur ou fonction de correction
valeur numérique ou fonction par lesquelles l’indication est multipliée afin de compenser l’écart des
conditions de mesure par rapport aux conditions de référence ou un effet systématique
Note 1 à l'article: Dans le présent document, il s’agit du facteur ou de la fonction, noté k , défini pour un champ
n,E,Ω
de poste de travail spécifique, qui est appliqué à la valeur de l’équivalent de dose mesuré afin de prendre en
compte l’effet systématique induit par la réponse en dose du système dosimétrique.
[SOURCE: ISO 29661:2012, 3.1.9, modifiée — Définition légèrement reformulée]
3.3.5
équivalent de dose mesuré
H
M
produit de la valeur de lecture, M, et du facteur d’étalonnage, N:
HM=⋅N
M
Note 1 à l'article: Des algorithmes plus élaborés peuvent également être utilisés.
Note 2 à l'article: Cette définition n’est valable que pour un champ d’étalonnage. Pour l’étendre à d’autres champs,
il est nécessaire d’ajouter le facteur de correction de fonction k . Dans ce cas, la formule devient:
n,E,Ω
H = M·N·k
M n,E,Ω
3.3.6
fantôme
objet construit de façon à simuler les propriétés de diffusion et d’absorption du corps humain pour un
rayonnement ionisant donné
Note 1 à l'article: Pour les étalonnages relatifs à la radioprotection du corps entier, le fantôme plaque d’eau ISO
est utilisé avec parois en polyméthylméthacrylate (PPMA) (paroi avant de 2,5 mm d’épaisseur, autres parois de
10 mm d’épaisseur), de dimensions extérieures 30 cm × 30 cm × 15 cm, rempli d’eau.
Note 2 à l'article: Dans les cas de conditions d’irradiation très hétérogènes, un fantôme d’extrémité, cylindre,
colonne ou rondin, peut être utilisé, comme décrit dans le Rapport 66 de l’ICRU.
[SOURCE: ISO 12749-2: 2013, 4.1.6.1 modifiée — Les Notes 1 et 2 à l’article ont été ajoutées]
3.3.7
valeur de lecture
M
indication quantitative fournie par un détecteur ou un dosimètre au moment où il est lu; elle est
généralement corrigée du bruit de fond, du vieillissement, de l’effacement et de la non-linéarité du
processus ou du système de lecture
3.3.8
réponse en équivalent de dose
réponse
R
conv
quotient de l’équivalent de dose mesuré, H , par la valeur conventionnelle d’une grandeur, H , (3.3.1)
M
de l’équivalent de dose, comme donné par la formule suivante:
H
M
R=
conv
H
Note 1 à l'article: La valeur de lecture, M, est convertie en équivalent de dose, H , en multipliant M par un
M
coefficient de conversion approprié ou en utilisant un algorithme plus élaboré.
Note 2 à l'article: Dans le présent document, la grandeur d’intérêt est l’équivalent de dose individuel:
M
H ()10
p
R =
conv
H ()10
p
Note 3 à l'article: Dans le présent document, pour des raisons de brièveté, H = H est utilisé.
M
Note 4 à l'article: L’inverse de la réponse aux conditions de référence est égal au coefficient d’étalonnage.
Note 5 à l'article: En métrologie des rayonnements, le terme «réponse», forme abrégée pour cette application
de l’expression «caractéristique de réponse» (VIM), est défini comme le rapport de la valeur de lecture, M,
de l’instrument à la valeur de la grandeur que doit mesurer l’instrument, pour un type, une énergie et une
distribution de direction spécifiés de rayonnement. Afin d’éviter toute confusion, il est nécessaire de préciser la
grandeur à mesurer, par exemple la «réponse en fluence» est la réponse en fonction de la fluence, la «réponse en
équivalent de dose» est la réponse en fonction de l’équivalent de dose.
[SOURCE: ISO 8529-3:1998, 3.2.10, modifiée]
3.4 Symboles
La liste des symboles utilisés dans le présent document est donnée dans le Tableau 1.
Tableau 1 — Liste des symboles
Symbole Signification Unité
α Angle d’incidence du champ d’irradiation degré
Profondeur dans le tissu ICRU-4 ou les tissus mous. Les profondeurs recomman-
d mm
dées sont 0,07 mm, 3 mm et 10 mm.
E Énergie des neutrons eV
−2
Φ Fluence neutronique m
H Équivalent de dose Sv
H*(10) Équivalent de dose ambiant à une profondeur de 10 mm Sv
conv
H Valeur conventionnelle vraie de l’équivalent de dose neutronique individuel Sv
Équivalent de dose individuel dont la valeur est choisie dans la gamme:
H Sv
HD
0,8 mSv < H < 2 mSv
HD
H Équivalent de dose mesuré Sv
M
H (d) Équivalent de dose individuel à une profondeur d Sv
p
H (10) Équivalent de dose individuel à une profondeur de 10 mm Sv
p
conv
Équivalent de dose individuel de la valeur conventionnelle d’une grandeur Sv
H
p
h (d,E,α) Facteur de conversion fluence-équivalent de dose individuel Sv⋅m
p
R Réponse en équivalent de dose -
Tableau 1 (suite)
Symbole Signification Unité
U
Incertitude élargie de l’équivalent de dose individuel mesuré grandeur
H
M
Incertitude élargie de la valeur conventionnelle vraie de l’équivalent de dose indivi-
U
grandeur
conv
duel
H
Incertitude élargie d’une grandeur composée de valeurs conventionnelles d’une
U grandeur. Cette incertitude est équivalente à la demi-largeur de l’intervalle de grandeur
com
confiance pour la grandeur composée avec un niveau de confiance de 95 %
Le présent document utilise les unités SI. Toutefois, les unités de temps et d’énergie suivantes,
d’importance pratique, sont utilisées selon les besoins:
— jours (d) et heures (h) pour le temps;
−19
— électron-volt (eV) sachant que 1 eV = 1,602 × 10 J.
−1
L’unité SI de l’équivalent de dose est le J kg . Toutefois, le nom spécial de l’unité d’équivalent de dose est
le Sievert (Sv).
4 Documentation et communication aux utilisateurs
Le laboratoire de dosimétrie doit préciser dans sa documentation si le système dosimétrique est
conforme ou non aux exigences de l’ISO 21909-1 en termes de dépendance énergétique et angulaire.
Si le système dosimétrique n’est pas conforme, il doit être qualifié pour le poste de travail dans lequel
il doit être utilisé. Il convient que le laboratoire de dosimétrie informe l’utilisateur (responsable de la
surveillance des travailleurs, c’est-à-dire l’employeur, la PCR, etc.) de la gamme d’énergies et de la plage
angulaire pour lesquelles le système dosimétrique ne satisfait pas aux critères de l’ISO 21909-1 et du
fait que le système dosimétrique doit être qualifié pour le poste de travail dans lequel il est utilisé.
La qualification du système dosimétrique au poste de travail doit être effectuée conformément au
présent document.
Il convient que le laboratoire de dosimétrie fasse également état de la nécessité de qualifier le système
dosimétrique lorsqu’il est déployé à différents postes de travail, voire à différents emplacements des
travailleurs, chacun nécessitant une correction unique. Une note spécifique doit être rédigée pour
expliquer aux utilisateurs qu’un système dosimétrique dont la réponse est corrigée pour un poste de
travail spécifique ne peut pas être utilisé sur plusieurs postes de travail sauf s’il est globalement qualifié
pour ces différents postes de travail.
Dans le cas où le laboratoire de dosimétrie n’est pas chargé de l’exécution de la qualification, il doit
communiquer à l’utilisateur tous les résultats de la caractérisation conformément à l’ISO 21909-1.
5 Recommandations à prendre en compte concernant le poste de travail
Lors de la caractérisation d’un poste de travail spécifique, la variabilité des distributions énergétiques
ou directionnelles du champ neutronique doit être prise en compte. Pour atteindre cet objectif,
les situations d’exposition qui présentent les plus grandes différences en termes de débit de fluence
neutronique ou de débit de dose neutronique, d’épaisseurs et de matériaux de protection, et de surfaces
de diffusion doivent être prises en compte.
Si la fluence spectrale neutronique peut être sensiblement différente pour les emplacements possibles
des travailleurs à un poste de travail donné, l’effet de ces différentes situations d’exposition sur la
réponse du système dosimétrique doit être pris en considération. Si nécessaire, plusieurs postes de
travail peuvent être définis en tenant compte des différents emplacements du travailleur. Il est essentiel
de prêter attention à ce point pour assurer la robustesse et la fiabilité du système dosimétrique à ce
poste de travail.
En outre, si le champ de poste de travail varie avec le temps, c’est-à-dire les sources de neutrons et/ou
l’écran et/ou les lieux d’exposition changent, l’effet de la nouvelle situation d’exposition sur la réponse
du système dosimétrique doit être pris en considération. Seules les différentes situations d’exposition
pour lesquelles il a déjà été démontré que le système dosimétrique satisfait aux exigences avec la même
fonction de correction (si nécessaire) sont acceptables sans nouvelle étude.
NOTE 1 Dans son principe, la définition du poste de travail est simple. Si un travailleur travaille devant une
boîte à gants, il est facile de définir un poste de travail spécifique. Toutefois, dans certaines situations, par
exemple autour d’un conteneur de transport, le spectre peut être très différent au bord et au milieu du conteneur.
Les conditions des postes de travail ont un impact significatif sur les distributions énergétiques et
directionnelles de la fluence neutronique. Les éléments suivants doivent être pris en compte dans
n’importe quelle évaluation des performances du système dosimétrique dans cet environnement: débit
d’émission et distribution énergétique, masse, densité, géométrie, écran, matériaux présents au poste
de travail, lieu de travail, orientation typique du travailleur, etc.
NOTE 2 Les installations de stockage sont un exemple dans lequel les distributions énergétiques et
directionnelles de la fluence neutronique peuvent varier considérablement à un même poste de travail. En effet,
la quantité de sources de neutrons peut varier, de même que la configuration géométrique et la composition des
émetteurs de neutrons et des matériaux environnants. Pour résumer, le type, le nombre et l’emplacement des
sources stockées peuvent varier. Ces modifications peuvent induire de fortes variations de débit de fluence et de
distributions énergétiques et directionnelles du champ neutronique à un tel poste de travail.
6 Méthodologies et critères de qualification du système dosimétrique individuel
à un certain poste de travail
6.1 Choix des méthodes à utiliser pour la qualification aux postes de travail
Deux méthodes a) et b) sont décrites ci-après pour qualifier le système dosimétrique à un poste de
travail spécifique. Choisir et appliquer l’une des deux méthodes (voir également Figure 1).
a) La première approche est basée sur une caractérisation en fonction de la distribution énergétique
et directionnelle de la fluence neutronique rencontrée au poste de travail. La méthode consiste
à évaluer l’impact de la non-conformité du système dosimétrique vis-à-vis des exigences de
dépendance de la réponse sur l’énergie ou la direction d’incidence définies dans l’ISO 21909-1.
Pour de tels systèmes dosimétriques, aucune correction spécifique aux postes de travail ne doit
être effectuée s’il a été démontré que la non-conformité ne conduit pas à des écarts importants
dans la détermination de la dose pour le champ de poste de travail considéré. L’impact doit être
quantifié et le système dosimétrique doit satisfaire aux exigences de 6.2.
b) La deuxième approche est basée sur une qualification du système dosimétrique même, effectuée
directement au poste de travail considéré. Dans ce cas, il convient de démontrer que le facteur ou la
fonction de correction utilisés pour ce poste de travail spécifiquement étudié permet de déterminer
avec précision la grandeur d’équivalent de dose conventionnelle avec des incertitudes semblables
à celles indiquées dans l’ISO 21909-1. Les essais requis et les limites de performances sont donnés
en 6.3.
Figure 1 — Schéma de décision pour déterminer la méthode à utiliser pour qualifier le système
dosimétrique à un poste de travail
6.2 Quantification de l’impact du comportement incorrect en termes de réponses
énergétiques et angulaires du système dosimétrique
6.2.1 Généralités
Cette approche est limitée aux systèmes dosimétriques qui présentent des sous-réponses par rapport
aux critères de l’ISO 21909-1:
— pour les énergies inférieures et/ou supérieures de la gamme d’énergies nominales minimales telle
que définie dans l’ISO 21909-1;
— ou pour les énergies supérieures de la gamme d’angles d’incidence telle que définie dans l’ISO 21909-1.
Pour démontrer, dans ce cas spécifique, le faible impact sur la mesure de l’équivalent de dose,
deux méthodes peuvent être utilisées: calculs (6.2.2) ou outils expérimentaux (6.2.3).
Le ou les emplacements où le système dosimétrique est qualifié au poste de travail doivent être,
au minimum, représentatifs des emplacements habituels des travailleurs dans la pièce. Dans les
deux approches, il est acceptable de considérer la caractérisation du champ du poste de travail en
termes de dépendance énergétique de la fluence neutronique sans prendre en compte la distribution
directionnelle de la fluence neutronique (c’est-à-dire que les spectromètres neutrons habituels
permettant la détermination de H*(10) peuvent être utilisés.)
6.2.2 Approche par calculs
L’approche consiste à utiliser aussi bien:
— les informations concernant les caractéristiques du poste de travail en termes de distributions
énergétiques et directionnelles de la fluence neutronique à partir des calculs. Appliquer l’approche
numérique décrite en A.2.2 pour déterminer ces informations;
— que tous les résultats des essais de performances du système dosimétrique obtenus à partir des
essais de type définis dans l’ISO 21909-1 afin de qualifier le système dosimétrique au poste de
travail.
Les dosimètres peuvent être utilisés au poste de travail sans correction dans les conditions suivantes:
— une gamme de réponses énergétiques et angulaires acceptables par rapport à l’ISO 21909-1 doit
être identifiée en définissant une limite d’énergie supérieure et/ou inférieure; seuls les faisceaux
monoénergétiques exigés dans l’ISO 21909-1 doivent être pris en compte pour définir les limites;
— il doit être démontré par des calculs au poste de travail que la contribution à la dose neutronique H (10)
p
due à des neutrons correspondant à des énergies/angles en dehors de la plage définie ci-dessus est
inférieure à 10 % de la dose totale due aux neutrons.
Les critères donnés dans l’ISO 21909-1 pour les champs neutroniques monoénergétiques doivent être
utilisés pour définir la limite inférieure ou supérieure de la réponse énergétique utile du système
dosimétrique.
6.2.3 Approche expérimentale
Dans son principe, l’approche expérimentale est similaire à l’approche par calculs, mais la contribution
à la dose due aux neutrons avec des énergies inférieures à un seuil pour les faibles énergies et/ou au-
dessus d’un seuil pour les énergies élevées est évaluée à l’aide d’un outil expérimental. Appliquer A.2.1
pour obtenir les informations relatives à la distribution énergétique.
Comme indiqué précédemment, le ou les postes de travail auxquels le système dosimétrique doit être
qualifié doivent être représentatifs des emplacements habituels des travailleurs dans la pièce.
6.3 Qualification basée sur des essais expérimentaux des systèmes dosimétriques
au poste de travail
6.3.1 Méthode générale
Cette approche repose sur l’évaluation de H (10) au poste de travail. Cette valeur d’équivalent de dose
p
individuel déterminée par le système dosimétrique est comparée à une valeur de référence obtenue
à partir d’une mesure de référence.
Dans un premier temps, la valeur de référence pour H (10) doit être évaluée. Pour ce faire, appliquer
p
l’Annexe A pour définir la méthodologie à utiliser, et appliquer la méthode pratique correspondante
fournie à l'Annexe B.
Lorsqu’un système dosimétrique utilise différentes fonctions ou différents facteurs de correction,
choisir celui qui convient le mieux au poste de travail spécifique.
Dans un second temps, pour qualifier la mesure de H par le système dosimétrique, au moins
M
quatre dosimètres doivent être placés sur un fantôme. Ce fantôme doit être le même et doit être dans la
même position et la même direction d’incidence que celui utilisé pour déterminer la valeur de référence
conv
de H (10), désignée par H . La valeur H à prendre en compte pour le calcul de la réponse est la
p M
moyenne des quatre mesurages.
Les dosimètres doivent être placés sur la face avant du fantôme. Le fantôme et la géométrie d’irradiation
utilisés pour l’irradiation expérimentale doivent être conformes à l’ISO 8529-3:1998, 6.2.
Le fantôme doit être positionné de façon à ce que l’incidence de 0° corresponde à l’orientation la plus
représentative de la position du travailleur.
NOTE 1 Le facteur ou la fonction de correction peut être estimé en utilisant plusieurs méthodes. Les résultats
expérimentaux de cette qualification sur site peuvent être utilisés, de même que des publications de référence
(voir Annexe D) ou des essais utilisant des champs simulant ceux de postes de travail, afin de contribuer à la
détermination du facteur ou de la fonction de correction appropriés.
La réponse, R, est définie comme le quotient de la valeur moyenne d’équivalent de dose mesurée H ,
M
des dosimètres irradiés avec le facteur ou la fonction de correction appliqués si nécessaire, et la valeur
conv
de référence H :
H
M
R=
conv
H
La valeur de la réponse, R, doit satisfaire aux critères suivants définis en 6.3.2.
conv
Les essais doivent être effectués à un (voir 6.3.4) ou trois (voir 6.3.3) niveaux d’équivalent de dose H .
NOTE 2 Le choix entre ces deux solutions dépend principalement du débit d’équivalent de dose individuel
au poste de travail.
Les essais effectués selon cette méthode doivent être complétés par des vérifications supplémentaires
basées sur des essais effectués conformément à l’ISO 21909-1:
— dans tous les cas, il faut vérifier que toutes les exigences de l’ISO 21909-1, à l’exception de celles
concernant la dépendance de la réponse par rapport à l’énergie et la direction d’incidence, sont
toujours satisfaites lorsque le facteur ou la fonction de correction sont appliqués (voir 6.3.4);
— en fonction du nombre de niveaux d’équivalent de dose individuel choisi pour la qualification
au poste de travail, des exigences complémentaires concernant les essais effectués conformément à
l’ISO 21909-1 doivent être effectuées pour valider les performances fiables du système dosimétrique
en termes de dépendance angulaire et de linéarité de la réponse (voir 6.3.3 ou 6.3.4).
6.3.2 Critères des essais de fonctionnement
La valeur de la réponse, R doit satisfaire aux critères suivants:
21⋅H /,5 21⋅H / ,,5
low low
03, ⋅−1 +≤03, RU±≤ +17,
com
conv conv
HH/,15+ HH/,15+
low low
avec
...
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...