IEC TR 62283:2003

RAPPORT CEI
TECHNIQUE IEC
TR 62283
TECHNICAL
Première édition
REPORT
First edition
2003-01
Rayonnement nucléaire –
Guide d'application sur les fibres optiques
Nuclear radiation –
Fibre optic guidance
Numéro de référence
Reference number
CEI/IEC/TR 62283:2003
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.
RAPPORT CEI
TECHNIQUE IEC
TR 62283
TECHNICAL
Première édition
REPORT
First edition
2003-01
Rayonnement nucléaire –
Guide d'application sur les fibres optiques
Nuclear radiation –
Fibre optic guidance
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– 2 – TR 62283  CEI:2003
SOMMAIRE
AVANT-PROPOS . 6

INTRODUCTION .8

1 Domaine d’application.10

2 Documents de référence.10

3 Unités de rayonnement, calcul des doses .10

4 Protection contre les rayonnements .12

5 Milieux de rayonnement et exposition .14
5.1 Radioactivité naturelle .14
5.2 Réacteurs nucléaires (fission).14
5.3 Réacteurs de fusion.14
5.4 Expériences de physique des hautes énergies.16
5.5 Milieux spatiaux.16
5.6 Médecine.18
5.7 Milieux militaires.18
6 Installations d’irradiation et dosimétrie.20
6.1 Irradiation gamma continue.20
6.2 Irradiation neutronique.22
6.3 Irradiation protonique.24
6.4 Irradiation électronique .26
6.5 Irradiation pulsée.26
7 Effets des rayonnements sur les fibres optiques .28
8 Affaiblissement de transmission dû aux rayonnements .30
8.1 Radioantécédents.30
8.2 Relation avec la longueur d’onde.30
8.3 Relation avec la température .32
8.4 Relation avec l’énergie lumineuse, photo-instabilité.34
8.5 Relation avec le débit de dose.36
8.6 Irradiations pulsées .40
8.7 Relation avec le type de rayonnement .42
8.8 Recuit de l’affaiblissement .44
8.9 Conclusions.44

9 Effets des rayonnements sur les composants des fibres optiques .46
9.1 Connecteurs .46
9.2 Coupleurs et multiplexeurs .48
9.3 Réseaux gravés de fibres de Bragg .48
Bibliographie .50

TR 62283  IEC:2003 – 3 –
CONTENTS
FOREWORD . 7

INTRODUCTION .9

1 Scope .11

2 Reference documents .11

3 Radiation units, dose calculation.11

4 Radiation shielding .13

5 Radiation environments and exposure .15
5.1 Natural radioactivity.15
5.2 Nuclear reactors (fission).15
5.3 Fusion reactors.15
5.4 High-energy physics experiments .17
5.5 Space environments .17
5.6 Medicine.19
5.7 Military environments.19
6 Irradiation facilities and dosimetry.21
6.1 Continuous gamma irradiation .21
6.2 Neutron irradiation.23
6.3 Proton irradiation .25
6.4 Electron irradiation .27
6.5 Pulsed irradiation.27
7 Radiation effects on optical fibres .29
8 Radiation-induced transmission loss .31
8.1 Radiation history.31
8.2 Wavelength dependence.31
8.3 Temperature dependence .33
8.4 Light power dependence, photobleaching .35
8.5 Dose rate dependence.37
8.6 Pulsed irradiations.41
8.7 Radiation type dependence .43
8.8 Loss annealing .45
8.9 Conclusions.45

9 Radiation effects on fibre optic components.47
9.1 Connectors .47
9.2 Couplers and multiplexers .49
9.3 Fibre Bragg gratings .49
Bibliography.51

– 4 – TR 62283  CEI:2003
Figure 1 – Relation avec la longueur d’onde de l’affaiblissement dû aux rayonnements

de la fibre à gradient d’indice dopée au Ge AT&T MM Rad Hard 3A (50/125 µm) .32

Figure 2 – Dépendance thermique de l’affaiblissement dû aux rayonnements .34

Figure 3 – Relation de l’affaiblissement dû aux rayonnements avec l’énergie lumineuse

de la fibre unimodale non dopée Schott P 926/20E .34

Figure 4 – Relation de l’affaiblissement dû aux rayonnements avec l’énergie lumineuse

dans les fibres modernes MM SI et SM .36

Figure 5 – Relation de l’affaiblissement dû aux rayonnements avec

le débit de dose: T = 22 °C.38

Figure 6 − Recuit de l’affaiblissement dû aux rayonnements de la fibre GI à gradient

d’indice dopée au Ge KWO G 2.2/1380 après irradiation électronique pulsée
respectivement à des valeurs de dose de 5 Gy(SiO ), 100 Gy(SiO ) et 1 000 Gy(SiO ) .40
2 2 2
TR 62283  IEC:2003 – 5 –
Figure 1 – Wavelength dependence of the radiation-induced loss of the Ge-doped

graded index fibre AT&T MM Rad Hard 3A (50/125 µm) .33

Figure 2– Temperature dependence of the radiation-induced loss .35

Figure 3 – Light power dependence of the radiation-induced loss of the undoped

single-mode fibre Schott P 926/20E .35

Figure 4 – Light power dependence of the radiation-induced loss in modern MM SI

and SM fibres.37

Figure 5 – Dose rate dependence of the radiation-induced loss; T = 22 °C.39

Figure 6 – Annealing of the radiation-induced loss of the Ge-doped GI fibre

KWO G 2.2/1380 after pulsed electron irradiation with dose values of 5 Gy(SiO ),
100 Gy(SiO ) and 1 000 Gy(SiO ), respectively.41
2 2
– 6 – TR 62283  CEI:2003
COMMISSION ÉLECTROTECHNIQUE INTERNATIONALE

____________
RAYONNEMENT NUCLÉAIRE –
GUIDE D’APPLICATION SUR LES FIBRES OPTIQUES

AVANT-PROPOS
1) La CEI (Commission Électrotechnique Internationale) est une organisation mondiale de normalisation

composée de l'ensemble des comités électrotechniques nationaux (Comités nationaux de la CEI). La CEI a

pour objet de favoriser la coopération internationale pour toutes les questions de normalisation dans les
domaines de l'électricité et de l'électronique. A cet effet, la CEI, entre autres activités, publie des Normes
internationales. Leur élaboration est confiée à des comités d'études, aux travaux desquels tout Comité national
intéressé par le sujet traité peut participer. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec la CEI, participent également aux travaux. La CEI collabore étroitement
avec l'Organisation Internationale de Normalisation (ISO), selon des conditions fixées par accord entre les
deux organisations.
2) Les décisions ou accords officiels de la CEI concernant les questions techniques représentent, dans la mesure
du possible, un accord international sur les sujets étudiés, étant donné que les Comités nationaux intéressés
sont représentés dans chaque comité d’études.
3) Les documents produits se présentent sous la forme de recommandations internationales. Ils sont publiés
comme normes, spécifications techniques, rapports techniques ou guides et agréés comme tels par les
Comités nationaux.
4) Dans le but d'encourager l'unification internationale, les Comités nationaux de la CEI s'engagent à appliquer de
façon transparente, dans toute la mesure possible, les Normes internationales de la CEI dans leurs normes
nationales et régionales. Toute divergence entre la norme de la CEI et la norme nationale ou régionale
correspondante doit être indiquée en termes clairs dans cette dernière.
5) La CEI n’a fixé aucune procédure concernant le marquage comme indication d’approbation et sa responsabilité
n’est pas engagée quand un matériel est déclaré conforme à l’une de ses normes.
6) L’attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent rapport technique peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. La CEI ne saurait être tenue pour responsable de ne
pas avoir identifié de tels droits de propriété et de ne pas avoir signalé leur existence.
La tâche principale des comités d’études de la CEI est l’élaboration des Normes
internationales. Toutefois, un comité d’études peut proposer la publication d’un rapport
technique lorsqu’il a réuni des données de nature différente de celles qui sont normalement
publiées comme Normes internationales, cela pouvant comprendre, par exemple, des
informations sur l’état de la technique.
La CEI 62283, qui est un rapport technique, a été établie par le sous-comité 86A: Fibres et
câbles, du comité d’études 86 de la CEI: Fibres optiques.
Le texte de ce rapport technique est issu des documents suivants:

Projet d’enquête Rapport de vote
86A/758/DTR 86A/798/RVC
Le rapport de vote indiqué dans le tableau ci-dessus donne toute information sur le vote ayant
abouti à l'approbation de ce rapport technique.
Cette publication a été rédigée selon les Directives ISO/CEI, Partie 2.
Le comité a décidé que le contenu de cette publication ne sera pas modifié avant 2008.
A cette date, la publication sera
• reconduite;
• supprimée;
• remplacée par une édition révisée, ou
• amendée.
TR 62283  IEC:2003 – 7 –
INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION

____________
NUCLEAR RADIATION –
FIBRE OPTIC GUIDANCE
FOREWORD
1) The IEC (International Electrotechnical Commission) is a worldwide organization for standardization comprising

all national electrotechnical committees (IEC National Committees). The object of the IEC is to promote

international co-operation on all questions concerning standardization in the electrical and electronic fields. To
this end and in addition to other activities, the IEC publishes International Standards. Their preparation is
entrusted to technical committees; any IEC National Committee interested in the subject dealt with may
participate in this preparatory work. International, governmental and non-governmental organizations liaising
with the IEC also participate in this preparation. The IEC collaborates closely with the International
Organization for Standardization (ISO) in accordance with conditions determined by agreement between the
two organizations.
2) The formal decisions or agreements of the IEC on technical matters express, as nearly as possible, an
international consensus of opinion on the relevant subjects since each technical committee has representation
from all interested National Committees.
3) The documents produced have the form of recommendations for international use and are published in the form
of standards, technical specifications, technical reports or guides and they are accepted by the National
Committees in that sense.
4) In order to promote international unification, IEC National Committees undertake to apply IEC International
Standards transparently to the maximum extent possible in their national and regional standards. Any
divergence between the IEC Standard and the corresponding national or regional standard shall be clearly
indicated in the latter.
5) The IEC provides no marking procedure to indicate its approval and cannot be rendered responsible for any
equipment declared to be in conformity with one of its standards.
6) Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this technical report may be the subject of
patent rights. The IEC shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
The main task of IEC technical committees is to prepare International Standards. However, a
technical committee may propose the publication of a technical report when it has collected
data of a different kind from that which is normally published as an International Standard, for
example “state of the art”.
IEC 62283, which is a technical report, has been prepared by subcommittee 86A: Fibres and
cables, of IEC technical committee 86: Fibre optics.
The text of this technical report is based on the following documents:
Enquiry draft Report on voting

86A/758/DTR 86A/798/RVC
Full information on the voting for the approval of this technical report can be found in the
report on voting indicated in the above table.
This publication has been drafted in accordance with the ISO/IEC Directives, Part 2.
The committee has decided that the contents of this publication will remain unchanged until
2008. At this date, the publication will be
• reconfirmed;
• withdrawn;
• replaced by a revised edition, or
• amended.
– 8 – TR 62283  CEI:2003
INTRODUCTION
Afin de produire une liste d’instructions claires et concises à partir de la méthode d’essai de la

CEI 60793-1-54 Fibres optiques – Partie 1-54: Méthodes de mesure et procédures d'essai –

Irradiation Gamma, les connaissances de base nécessaires à la réalisation d’essais corrects,

pertinents et significatifs sur les irradiations font l’objet d’un «guide d’application» séparé.

TR 62283  IEC:2003 – 9 –
INTRODUCTION
In order to restrict the test method of IEC 60793-1-54, Optical fibres – Part 1-54: Measure-

ment methods and test procedures – Gamma irradiation to a clear, concise listing of

instructions, the background knowledge necessary to perform correct, relevant and expres-

sive irradiation tests is presented here separately as a “guidance document”.

– 10 – TR 62283  CEI:2003
RAYONNEMENT NUCLÉAIRE –
GUIDE D’APPLICATION SUR LES FIBRES OPTIQUES

1 Domaine d’application
Le présent rapport technique étudie brièvement l’exposition aux rayonnements dans certains
milieux et selon certaines applications ainsi que les différents effets des rayonnements sur les

fibres. Il décrit également l’effet le plus conséquent d’un rayonnement, c’est-à-dire

l’augmentation de l’affaiblissement de transmission, et sa grande dépendance vis-à-vis de

diverses propriétés des fibres et des conditions d’essai. La réalisation d’essais appropriés
pour chaque application exige une connaissance de ces éléments connexes.
2 Documents de référence
CEI 60793-1-54, –– Fibres optiques − Partie 1-54: Méthodes de mesure et procédures d'essai
)
− Irradiation Gamma
3 Unités de rayonnement, calcul des doses
L’interaction du rayonnement avec la matière dépend de la charge, de la masse et de
l’énergie lorsqu’il s’agit de rayonnements corpusculaires (par exemple électrons, protons,
neutrons, particules alpha et ions lourds) et de l’énergie dans le cas de rayonnements
électromagnétiques tels que les rayons X ou les quanta gamma. Cette interaction est à
l’origine d’un transfert d’énergie vers la matière concernée, ce qui provoque l’ionisation et le
réchauffement.
Plus l’énergie du rayonnement est intense, plus sa pénétrabilité est grande et plus sa gamme
est étendue. L’unité de l’énergie est l’électronvolt (eV). Les énergies de rayonnement
habituelles des milieux naturels ou techniques varient de dizaines de keV (rayons X à usage
médical) à plusieurs MeV (réacteurs à fission ou à fusion et armes nucléaires). Les énergies
actuelles des accélérateurs de physique à haute énergie varient en fonction des particules en
collision. L’énergie maximale générée par les collisions électron-positron est de 100 GeV par
faisceau. Concernant les collisions proton-proton, l’énergie générée est de 1 TeV par
faisceau. Les faisceaux d’énergie des futurs collisionneurs proton-proton, par exemple
l’accélérateur à particules LHC au CERN, pourront atteindre 7 TeV. Il existe en outre un
certain nombre d’autres accélérateurs qui fonctionnent dans cette gamme d’énergie.
Il est à noter que ces énergies concernent les particules en collision. Les particules
secondaires, c’est-à-dire celles qui sont susceptibles d’affecter les fibres, possèdent des

énergies beaucoup moins intenses.
L’énergie déposée par les rayonnements ionisants dans la matière est appelée «dose
d’énergie» (ou dose absorbée). L’ancienne unité est le radian, (rd ou rad), 1 rad = 100 erg/g
–7
(1 erg = 10 J). L’unité SI est le gray [Gy], 1 Gy = 1 J/kg = 100 rad.
Certains dosimètres mesurent la charge libérée dans un gaz (par exemple les chambres
d’ionisation), pour déterminer un autre type de dose, la «dose ionique». L’unité de dose
–4
ionique est le röntgen, [R], 1 R = 2,58 ⋅10 C/kg, avec C = unité de charge (coulomb).
Il est possible de convertir la dose ionique, D′, en dose d’énergie, D, pour les rayons gamma
Co (environ 1,2 MeV) par
___________
1)
A publier.
TR 62283  IEC:2003 – 11 –
NUCLEAR RADIATION –
FIBRE OPTIC GUIDANCE
1 Scope
This technical report gives a short survey of the radiation exposure in certain environments
and applications and the different radiation effects on fibres. It also describes the most

important radiation effect, i.e., the increase of transmission loss, and its strong dependence

on a variety of fibre properties and test conditions. These dependencies need to be known in
order to perform appropriate tests for each specific application.
2 Reference documents
IEC 60793-1-54,–– Optical fibres − Part 1-54: Measurement methods and test procedures −
)
Gamma irradiation
3 Radiation units, dose calculation
The interaction of radiation with matter depends on charge, mass and energy in the case of
particle radiation (for example, electrons, protons, neutrons, alphas and heavy ions) and on
energy in the case of electromagnetic radiation such as X-ray or gamma quanta. The
interaction causes an energy transfer to the respective matter. This leads to ionization and
warming up.
The higher the radiation's energy, the stronger its penetrability, the longer its range. The
energy unit is the electron Volt (eV). Usual radiation energies in natural or technical
environments range from tens of keV (medical X-rays) to several MeV (fission or fusion
reactors and nuclear weapons). Current energies at high-energy physics accelerators vary
depending on the particles which are collided. The highest energy for electron-positron
collisions is 100 GeV per beam. For proton-proton collisions the energy per beam is 1 TeV.
Future proton-proton machines, for example the “Large Hadron Collider” (LHC) at CERN, will
have beams with an energy of 7 TeV. In addition, there are quite a number of other
accelerators which operate between these limits.
Note that these energies refer to the colliding particles. The secondary particles, i.e. the ones
likely to affect fibres, have much lower energies.

The energy deposited by ionizing radiation in matter is called “energy dose” (or absorbed
−7
dose). The old unit is rad, (rd or rad), 1 rad = 100 erg/g (1 erg = 10 J). The SI unit is the
gray [Gy], 1 Gy = 1 J/kg = 100 rad.
Some dosimeter types measure the charge released in a gas (for example, ionization
chambers). This was used to define another type of dose, the “ion dose”. The ion dose unit is
−4
the röntgen, [R], 1 R = 2,58 ⋅10 C/kg, with C = charge unit (coulomb).
Conversion of ion dose, D′, to energy dose, D, can be performed for Co gamma rays (about
1,2 MeV) by
___________
)
To be published.
– 12 – TR 62283  CEI:2003
Gy(air)
y D = 0,879 D'.(1)
R
Le transfert d’énergie des rayonnements gamma et des rayons X à la matière dépend de leur

énergie ainsi que du matériau irradié. Il faut, par conséquent, rajouter le matériau à l’unité de

dose (par exemple [Gy(Si)], [rad(SiO )], [Gy(air)], etc.), et la dose D(d) mesurée à l’aide d’un
matériau de dosimètre d (par exemple l’air) peut clairement différer de la dose D(m) déposée
dans le matériau m soumis à l'essai (par exemple Si, SiO , InGaAs, etc.).
Le rapport de dose entre les deux matériaux D(m) est indiqué par le rapport de leur

«coefficient d’absorption énergétique de masse photonique» µ /ρ:
en
(μ / ρ)
en m
D(m) = D(d) (2)
(μ / ρ)
en d
Les valeurs µ /ρ peuvent présenter des différences marquées, notamment pour les
en
matériaux de nombre atomique bas et élevé à des énergies < 300 keV. Elles sont présentées
2)
sous forme de tableau pour divers éléments et composés dans la référence [1]
L’intensité des rayonnements corpusculaires se caractérise généralement par la fluence Φ.
2 –2
L’unité est particules/cm ou tout simplement cm . La dose des particules chargées (dans
une certaine épaisseur de matériau) peut être calculée à partir de leur fluence et de leur perte
d’énergie (fonction de l’énergie) par unité de longueur, dE/dx (= pouvoir d’arrêt):
Φ dE
D = ⋅ , (3)
ρ dx
avec ρ = densité du matériau. Le pouvoir d’arrêt peut être calculé à l’aide du progiciel
3)
«SRIM2000.38» , voir [2].
La dose neutronique D peut être calculée à partir de leur fluence Φ et du «facteur de
n n
conversion de la dose de fluence» ou «facteur kerma» k(E ,Mat) fonction de l'énergie et du
n
matériau:
D = Φ ⋅ k(E ,Mat.) . (4)
n n n
Les facteurs kerma sont présentés sous forme de tableau pour divers éléments et composés
en [3].
4 Protection contre les rayonnements
La protection des fibres optiques contre les rayonnements (notamment gamma) est insuffi-
sante dans la plupart des cas, dans la mesure où, à titre d'exemple, il suffit de 5 cm de fer
ème
pour diminuer de 1/10 l'intensité initiale des rayons gamma de 1 MeV.
Cependant, les câbles à fibre optique posés à 1 m de profondeur minimum sont protégés
contre les rayons gamma de 1 MeV par un facteur d’environ 10 .
___________
2)
Les chiffres entre crochets se réfèrent à la bibliographie.
3)
SRIM2000.38 est l'appellation commerciale d'un produit distribué par IBM. Cette information est donnée à
l'intention des utilisateurs de la présente Norme internationale et ne signifie nullement que la CEI approuve ou
recommande l'emploi exclusif du produit ainsi désigné. Des produits équivalents peuvent être utilisés s'il est
démontré qu'ils conduisent aux mêmes résultats.

TR 62283  IEC:2003 – 13 –
Gy(air)
D = 0,879 D'.(1)
R
The energy transfer of gammas and X-rays to matter depends on their energy as well as on

the irradiated material. Therefore, the material has to be added to the dose unit (for example

[Gy(Si)], [rad(SiO )], [Gy(air)] etc.), and the dose D(d) measured with a dosimeter material d
(for example, air) can differ significantly from the dose D(m) deposited in the investigated
material m (for example, Si, SiO , InGaAs, etc.).
The dose ratio between both materials D(m) is given by the ratio of their “photon mass energy

absorption coefficient” µ /ρ:
en
(μ / ρ)
en m
D(m) = D(d) .(2)
(μ / ρ)
en d
The µ /ρ-values can differ significantly, especially for materials of high and low atomic
en
number at energies < 300 keV. They are tabulated for various elements and compounds
)
in reference [1] .
The intensity of particle radiation is usually characterized by the fluence Φ. The unit is
2 −2
particles/cm or only cm . The dose of charged particles (in a certain material depth) can be
calculated from their fluence and their (energy-dependent) energy loss per unit of length,
dE/dx (= stopping power):
Φ dE
D = ⋅ , (3)
ρ dx
with ρ = material density. The stopping power can be calculated with the software package
3)
“SRIM2000.38” , see [2].
The neutron dose D can be calculated from their fluence Φ and the energy and material
n
n
dependent “fluence dose conversion factor” or “kerma factor” k(E ,Mat.):
n
D = Φ ⋅ k(E ,Mat.) . (4)
n n n
The kerma-factors are tabulated for a variety of elements and compounds in [3].
4 Radiation shielding
Shielding of optical fibres against (especially gamma) radiation is in most cases not
reasonably achievable since, for example, gamma rays of 1 MeV are attenuated to 1/10 of
their initial intensity only by 5 cm of iron.
However, buried fibre cables that are layed in at least 1 m depth are shielded against 1 MeV
gamma rays by about a factor of 10 .
___________
)
Figures in square brackets refer to the bibliography.
)
SRIM2000.38 is the trade name of a product supplied by IBM. This information is given for the convenience of
users of this International Standard and does not constitute an endorsement by IEC of the product named.
Equivalent products may be used if they can be shown to lead to the same results.

– 14 – TR 62283  CEI:2003
5 Milieux de rayonnement et exposition

5.1 Radioactivité naturelle
Les rayons gamma sont les principaux types de rayonnement. La valeur de dose annuelle

type pour les câbles de mise à la terre ou sous-marins est ≤ 0,004 Gy. Ainsi, la dose totale au

cours des 25 ans de durée de vie normale d’un câble serait donc ≤ 0,1 Gy. Des valeurs

considérablement supérieures sont envisageables, par exemple au-dessus des gisements de
minerai d’uranium ou de thorium. Les dosages et les débits de dosage sont typiques et
peuvent varier en fonction de l’application spécifique.

5.2 Réacteurs nucléaires (fission)
Les fibres optiques peuvent être exposées aux rayons gamma ainsi qu’à des neutrons
thermiques et rapides. Les valeurs de dose et de fluence dépendent considérablement de
l’emplacement à l’intérieur du bâtiment réacteur et des conditions de fonctionnement du
réacteur (par exemple la puissance de sortie, en fonctionnement normal ou en accident).
A l’intérieur de la zone de confinement, les niveaux d’exposition varient de 0,001 Gy/h à
0,03 Gy/h jusqu'à environ 1 Gy/h près des tuyauteries primaires de refroidissement. Le débit
de dose autour des crayons de combustible est de l’ordre de 10 Gy/h. Des débits de dose
pouvant atteindre 10 Gy/h surviennent dans l’enceinte de confinement au tout début d'un
accident [36].
Le flux neutronique (= fluence Φ par unité de temps) à l’intérieur de l’enceinte de confinement
4 2 15 2
peut varier d’environ 10 n/cm h jusqu'à 10 n/cm h environ à proximité des crayons de
combustible. Les dosages et les débits de dosage sont typiques et peuvent varier en fonction
de l’application spécifique.
5.3 Réacteurs de fusion
Les principaux rayonnements émis après la fusion des noyaux de deutérium (D) et de tritium
(T) sont des neutrons de 14 MeV et des noyaux He (énergie d’environ 3,5 MeV). Les ions
He ont une gamme très peu étendue et n’atteignent pas les fibres optiques susceptibles
d’être utilisées comme capteurs ou pour transférer des données, tandis que les neutrons
rapides sont très pénétrants et activent les matériaux de structure autour de la chambre de
réaction. Ces matériaux émettent ensuite des rayons gamma de forte intensité, même après
l'arrêt du réacteur.
Une fois de plus, les valeurs de dose totale et de fluence neutronique dépendent
considérablement de l’emplacement et des conditions de fonctionnement.

Dans le cas du «Tore européen commun» expérimental (JET), les niveaux d’exposition aux
rayonnements prévus pour une série d’essais de deux ans sont
13 –2 16 –2
– fluence neutronique de 10 cm environ (socle de l’installation torique) à 5⋅10 cm
environ (à proximité du tore);
– dose totale (gamma plus neutron) de 30 Gy à 4⋅10 Gy environ.
Pour les futures installations d’essai, des débits de dose gamma de 3⋅10 Gy/h environ à
l’intérieur de la chambre de réaction et des valeurs de dose de durée de vie de 10 Gy à
10 Gy sont prévus. Les dosages et les débits de dosage sont typiques et peuvent varier en
fonction de l’application spécifique.

TR 62283  IEC:2003 – 15 –
5 Radiation environments and exposure

5.1 Natural radioactivity
The predominant radiation type is gamma rays. Typical annual dose value for earth cables or

undersea cables is ≤ 0,004 Gy. The total dose during an expected cable life time of 25 years

would thus be ≤ 0,1 Gy. Distinctly higher values are possible, for example, above uranium or

thorium ore deposits. The dosage and dosage rates are typical and may vary depending on

the specific application.
5.2 Nuclear reactors (fission)
Optical fibres can be exposed to gamma rays as well as to thermal and fast neutrons. Dose
and fluence values depend strongly on the place within the reactor building and the operating
conditions of the reactor (for example, the power delivery, normal operation or accident).
Within the containment area, exposure levels range from 0,001 Gy/h to 0,03 Gy/h up to about
1 Gy/h near the primary coolant lines. The dose rate around the fuel rods is of the order of
3 4
10 Gy/h. In the early stage of an accident, dose rates as high as 10 Gy/h will occur within
the containment. [36].
The neutron flux (= fluence Φ per unit of time) within the containment can range from about
4 2 15 2
10 n/cm h up to about 10 n/cm h near the fuel rods. The dosage and dosage rates are
typical and may vary depending on the specific application.
5.3 Fusion reactors
The primary radiation emitted after the fusion of deuterium (D) and tritium (T) nuclei are
4 4
14 MeV neutrons and He nuclei (energy about 3,5 MeV). The He ions are very short-ranged
and will not reach optical fibres that might be used as sensors or to transfer data, whereas the
fast neutrons are very penetrating and will also activate the structural materials around the
reaction chamber. These materials then emit high gamma ray intensities also after reactor
turn-off.
Again, the total dose and neutron fluence values depend strongly on location and operation
conditions.
For the experimental “Joint European Torus” (JET) facility estimated radiation exposure levels
for a two-year test series are
13 −2 16 −2
− neutron fluence from about 10 cm (basement of torus hall) to about 5 ⋅10 cm (near

the torus);
− total dose (gamma plus neutron) from about 30 Gy to about 4⋅10 Gy.
For future test facilities, gamma dose rates within the reaction chamber of about 3⋅10 Gy/h
7 8
and life dose values of 10 Gy to 10 Gy are expected. The dosage and dosage rates are
typical and may vary depending on the specific application.

– 16 – TR 62283  CEI:2003
5.4 Expériences de physique des hautes énergies

Dans la physique des hautes énergies, des électrons ou des protons dont les énergies
atteignent plusieurs centaines de GeV (protons) servent généralement à l'étude des particules
élémentaires. Il est fréquent que deux faisceaux entrent en collision à l’intérieur d’une zone

de réaction entourée d’immenses détecteurs qui analysent les produits de réaction,

permettant ainsi l’augmentation de l’énergie de réaction. Le tube accélérateur et les parties

internes des détecteurs deviennent alors hautement radioactifs, en particulier si des protons

entrent en collision.
Les rayonnements secondaires qui menacent les instruments de commande de l’accélérateur

et l’équipement d’enregistrement du détecteur se composent essentiellement de pions
(énergie moyenne de plusieurs centaines de MeV), de rayons gamma et, à des rayons
>50 cm, de neutrons dont les énergies maximales dépassent 100 MeV, mais dont l’énergie
moyenne atteint seulement 1 MeV à 2 MeV. Les intensités de rayonnement dépendent
fortement des conditions de fonctionnement (énergie des particules, intensité des faisceaux),
de la distance à partir de la ligne du faisceau et de l’angle d’émission (à son maximum dans
la direction du faisceau).
5 6
La dose annuelle totale peut être de l’ordre de 10 Gy à 10 Gy et les valeurs de la fluence
13 –2 15 –2
neutronique peuvent varier de 10 cm à 10 cm . Les dosages et les débits de dosage
sont typiques et peuvent varier en fonction de l’application spécifique.
5.5 Milieux spatiaux
A proximité de la Terre, les principaux rayonnements sont les protons solaires, les protons
piégés et les électrons piégés, «piégé» signifiant piégé dans le champ magnétique de la
Terre, à l’intérieur des ceintures de Van Allen.
Les électrons sont concentrés dans une zone interne (extrémité située à des rayons terrestres
d’environ 2,4) et une zone externe (rayons terrestres situés entre 2,8 et 12). Leur énergie
maximale est d’environ 7 MeV. Ils peuvent être arrêtés, par exemple, par environ 10 mm d’Al.
Au cours du processus de ralentissement dans la matière, ils produisent des rayons X
pénétrants (rayonnement de freinage).
Le flux de protons diminue à mesure que la distance par rapport à la terre augmente.
L’énergie maximale est de plusieurs centaines de MeV. Par exemple, la gamme des protons
de 300 MeV dans l’Al est d’environ 24 cm. Plus de 90 % des protons ont des énergies
inférieures à 100 MeV.
Dans une orbite de satellite géostationnaire (par exemple 15° est), la dose totale annuelle

reçue sous 3 mm d’Al atteint presque 600 Gy, dont près de 550 Gy sont dus à des électrons
piégés et environ 50 Gy à des protons solaires. Dans une orbite basse terrestre (LEO),
1 000 km d'altitude et 70° d’inclinaison, la dose totale annuelle d’environ 823 Gy (sous 3 mm
d’Al) se compose d’électrons piégés d’environ 400 Gy, de protons piégés d'environ 420 Gy et
de protons solaires de 3 Gy.
En complément des types de rayonnement susmentionnés, les rayons cosmiques sont un
type supplémentaire de radiation de l’espace. Les rayons cosmiques «primaires» sont
un faible flux de particules à haute énergie (environ 85 % de protons, 14 % de particules
alpha et environ 1 % de noyaux plus lourds). Cependant, leur contribution à la dose totale
est insignifiante.
TR 62283  IEC:2003 – 17 –
5.4 High-energy physics
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