ISO 18589-7:2025

Norme
internationale
ISO 18589-7
Deuxième édition
Mesurage de la radioactivité dans
2025-12
l'environnement — Sol —
Partie 7:
Mesurage in situ des radionucléides
émetteurs gamma
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
Numéro de référence
DOCUMENT PROTÉGÉ PAR COPYRIGHT
© ISO 2025
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 .v
Introduction .vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles . 3
5 Principes . 6
5.1 Méthodes de mesure .6
5.2 Incertitudes de la méthode de mesure .7
6 Équipement . 7
6.1 Système portatif de spectrométrie in situ .7
6.2 Système de détection .7
6.2.1 Généralités .7
6.2.2 Champ de vision .8
6.2.3 Exigences spéciales .8
6.3 Électronique de traitement des impulsions . .9
6.3.1 Composants .9
6.3.2 Exigences spéciales .9
6.3.3 Exigences relatives au programme d’évaluation .9
6.4 Bâti de montage pour un système détecteur .10
6.5 Détecteur collimaté .10
6.5.1 Construction.10
6.5.2 Paramètres de collimateur .11
7 Mode opératoire .12
7.1 Étalonnage . 12
7.2 Méthode des étalonnages combinés . 13
7.2.1 Généralités . 13
7.2.2 Rendement intrinsèque .14
7.2.3 Facteur géométrique . 15
7.2.4 Facteur de correction angulaire . 15
7.2.5 Mode opératoire d’étalonnage numérique .16
8 Programme d’assurance qualité et de contrôle qualité . 17
8.1 Généralités .17
8.2 Variables d’influence .18
8.3 Vérification des instruments .18
8.4 Vérification de la méthode .18
8.5 Programme de contrôle qualité .18
8.5.1 Généralités .18
8.5.2 Description des vérifications périodiques de la qualité .18
8.5.3 Vérification du mesurage .19
8.5.4 Qualification .19
8.5.5 Documentation des contrôles qualité .19
8.6 Mode opératoire normalisé .19
9 Expression des résultats .20
9.1 Calcul de l’activité surfacique ou massique . 20
9.2 Calcul des limites caractéristiques et de la meilleure estimation du mesurande,
ainsi que son incertitude-type . 20
9.2.1 Généralités . 20
9.2.2 Incertitude-type.21
9.2.3 Seuil de décision et limite de détection .21
9.2.4 Limites de l’intervalle élargi et meilleure estimation du mesurande . 22

iii
9.3 Calcul du débit de dose ambiant spécifique à un radionucléide . 22
10 Rapport d’essai .23
Annexe A (informative) Influence des radionucléides présents dans l’air sur le résultat
d’activité surfacique ou massique, mesurée par spectrométrie gamma in situ .25
Annexe B (informative) Grandeurs d’influence . .26
Annexe C (informative) Caractéristiques des détecteurs au germanium .29
Annexe D (informative) Champ de vision d’un spectromètre gamma in situ en fonction de
l’énergie photonique pour différentes répartitions des radionucléides dans le sol .31
Annexe E (informative) Méthodes de calcul des facteurs géométriques et des facteurs de
correction angulaire .35
Annexe F (informative) Exemple de calcul des limites caractéristiques, ainsi que de la meilleure
estimation du mesurande et de son incertitude-type .43
Annexe G (informative) Facteurs de conversion de l’activité surfacique ou massique en débit
de kerma dans l’air et débit d’équivalent de dose ambiant pour différentes répartitions
des radionucléides dans le sol . 47
Annexe H (informative) Facteurs d’atténuation massique pour le sol et facteurs d’atténuation
pour l’air en fonction de l’énergie photonique et de l’écart de G(E,V) pour différentes
compositions du sol .53
Bibliographie .55

iv
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes nationaux
de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est en général
confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire
partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux. L’ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l’utilisation
d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l’applicabilité de
tout droit de brevet revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l’ISO n’avait pas reçu
notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois, il y a lieu
d’avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations plus récentes
sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à l’adresse www.iso.org/brevets.
L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié de tels droits de brevet.
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données pour
information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion de
l’ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles techniques au
commerce (OTC), voir www.iso.org/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique TC 85, Énergie nucléaire, technologies nucléaires,
et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection en collaboration avec le comité technique CEN/TC 430,
Énergie nucléaire, technologies nucléaires et radioprotection du Comité européen de normalisation (CEN),
conformément à l’Accord de coopération technique entre l’ISO et le CEN (Accord de Vienne).
Cette deuxième édition annule et remplace la première (ISO 18589-7:2013), dont elle constitue une révision
mineure.
Les principales modifications sont les suivantes:
— B.10: correction des informations relatives à la concentration d'activité de K;
— E.2 et E.6: correction des Formules (E.5) et (E.11);
— F.4: correction de β, selon les valeurs numériques de l’exemple;
−2 −2
— F.6: modification de β = 50 g·cm en β = 50 kg·m ;
–2 –2 –2 –2
— G.3, Note 1 du Tableau G.3: modification de 1 g·cm = 10 kg·cm en 1 g·cm = 10 kg·m .
Une liste de toutes les parties de la série ISO 18589 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.

v
Introduction
La spectrométrie gamma in situ est une technique rapide et précise pour évaluer la concentration d'activité
des radionucléides émetteurs gamma présents dans la couche supérieure ou déposés à la surface du sol.
Cette méthode est également utilisée pour évaluer les débits de dose associés de radionucléides individuels.
La spectrométrie gamma in situ est un mesurage physique direct de la radioactivité qui ne nécessite aucun
prélèvement d’échantillon de sol, diminuant ainsi la durée et le coût des analyses de laboratoire d’un grand
nombre d’échantillons.
L’analyse quantitative des spectres en énergie enregistrés exige une zone appropriée pour le mesurage.
En outre, il est exigé de connaître les propriétés physico-chimiques du sol et la répartition verticale des
radionucléides dans le sol pour évaluer l’activité des radionucléides.

vi
Norme internationale ISO 18589-7:2025(fr)
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Partie 7:
Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie l’identification des radionucléides et la quantification de leur activité dans
le sol en utilisant la spectrométrie gamma in situ avec des systèmes portatifs équipés de détecteurs au
germanium ou à scintillations.
Le présent document est adapté pour évaluer rapidement l’activité des radionucléides artificiels et naturels
déposés ou présents dans des couches du sol d’un site étudié.
Le présent document peut être utilisé en relation avec les mesurages de radionucléides des échantillons de
sol au laboratoire (voir l’ISO 18589-3) dans les cas suivants pour:
— la surveillance en routine de l’impact de la radioactivité émanant d’installations nucléaires ou de
l’évolution de la radioactivité du territoire;
— les recherches de situations d’accident ou d’incident;
— la planification et la surveillance des actions de remédiation;
— le déclassement d’installations ou l’élimination de matières nucléaires.
Il peut également être utilisé pour identifier les radionucléides artificiels dans l’air, lors de l’évaluation des
niveaux d’exposition à l’intérieur de bâtiments ou au cours des opérations d’élimination de déchets.
À la suite d’un accident nucléaire, la spectrométrie gamma in situ est une puissante méthode pour une
évaluation rapide de l’activité gamma déposée sur la surface du sol, ainsi que la contamination superficielle
d’objets plats.
NOTE La méthode décrite dans le présent document n’est pas appropriée lorsque la répartition spatiale des
radionucléides dans l’environnement n’est pas connue précisément (grandeurs d’influence, répartition inconnue dans
le sol) ou en cas d’un flux très élevé de photons. Cependant, l’utilisation de détecteurs de petit volume, associés à une
électronique appropriée permet d’effectuer des mesurages sous un flux de photons élevé.
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 11929 (toutes les parties), Détermination des limites caractéristiques (seuil de décision, limite de détection
et extrémités de l’intervalle élargi) pour mesurages de rayonnements ionisants — Principes fondamentaux et
applications
ISO/IEC 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et d'essais
IEC 61275, Instrumentation pour la radioprotection — Mesure de radionucléides discrets présents dans
l’environnement — Système de spectrométrie gamma in situ utilisant un détecteur au germanium

3 Termes et définitions
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
rendement intrinsèque
η
section efficace d’un détecteur de photons dans la direction de l’axe de symétrie du cristal
Note 1 à l'article: Le rendement intrinsèque dépend de l’énergie du photon.
3.2
rendement du détecteur
η (E)
rendement dans la direction de l’axe de symétrie du cristal en fonction de l’énergie photonique, E
3.3
hauteur de détecteur
d
distance entre le centre géométrique du cristal et la surface du sol
3.4
rendement surfacique ou massique
ε
rapport entre le taux de comptage net, d’une raie d’absorption totale à l’énergie, E, et l’intensité de la source
de photons de l’aire de la surface et/ou de la masse d’intérêt
3.5
rendement de détection relatif
rapport, exprimé en pourcentage, du taux de comptage dans la raie d’absorption totale du Co à 1 333 keV
sur celui obtenu avec un scintillateur NaI(Tl) de 7,62 cm × 7,62 cm (3 po × 3 po) pour une incidence normale
et à 0,25 m de la source
3.6
facteur géométrique
G
rapport entre la densité de flux, des photons non diffusés, mesurée à l’emplacement du détecteur et l’intensité
surfacique et/ou massique d’intérêt de la source de photons
3.7
angle d’ouverture
ϑ
col
caractéristique angulaire pour un spectromètre gamma in situ équipé d’un collimateur
3.8
masse de relaxation surfacique
β
paramètre mathématique décrivant la répartition des radionucléides en fonction de la profondeur du sol
Note 1 à l'article: Elle indique la masse surfacique du sol à laquelle l’activité gamma décroît à 1/e (37 %).
Note 2 à l'article: Voir également la Référence [7].

3.9
champ de vision
aire de la surface de sol qui est à l’origine de 90 % des photons, non diffusés détectés, générés par le dispositif
de détection
3.10
modèle de répartition
V
entité de tous les paramètres physiques et géométriques pour décrire la répartition des radionucléides dans
l’environnement, ainsi que l’interaction d’un photon émis avec le sol et l’air
3.11
coefficient angulaire
k
m
facteur prenant en compte la réponse angulaire du détecteur et la répartition angulaire du flux incident
3.12
zone de mesurage
zone dans le sol et/ou à la surface du sol qui est présumée avoir, pour un radionucléide donné, une activité
surfacique ou massique uniforme
3.13
masse surfacique (collimateur)
ζ
col
produit de la masse volumique du matériau et de l’épaisseur de paroi d’un collimateur
Note 1 à l'article: La masse surfacique est donnée pour un angle polaire ϑ de 90° par rapport au centre du cristal.
Note 2 à l'article: Voir également la Référence [7].
3.14
section efficace du détecteur
rapport du taux net de la raie d’absorption totale à l’énergie E et de la densité de flux des photons non diffusés
d’énergie E dans le détecteur
3.15
facteur d’étalonnage
w
rapport de l’activité surfacique ou massique du radionucléide sur le taux de comptage net de la raie
d’absorption totale
4 Symboles
a Activité d’un radionucléide donné au moment du mesurage
−2
a)  surfacique Bq·m
−1
b)  massique Bq·kg
â
Meilleure estimation du mesurande de l’activité du radionu-
cléide donné
−2
a)  surfacique Bq·m
−1
b)  massique Bq·kg
a Activité de l’étalon au moment du mesurage Bq
K
−2
a Activité, du radionucléide donné, à la surface du sol Bq·m
Activité surfacique projetée en fonction de la masse surfa-
−2
a()ζ
Bq·m
cique en surface du sol
a* Seuil de décision du mesurande du radionucléide donné au
moment du mesurage
−2
a)  surfacique Bq·m
−1
b)  massique Bq·kg
#
Limite de détection du mesurande du radionucléide donné
a
au moment du mesurage
−2
a)  surfacique Bq·m
−1
b)  massique Bq·kg
 
Limites supérieure et inférieure, respectivement, de l’inter-
a , a
valle élargi probabilistiquement symétrique du mesurande

du radionucléide donné au moment du mesurage
−2
a)  surfacique
Bq·m
−1
b)  massique
Bq·kg
Grandeurs pour déterminer le seuil de décision et la limite
cc,,c
—
01 2
de détection
Distance entre la source d’étalonnage et le centre géomé-
d m
trique du cristal
•
–1
Débit de dose ambiant comme débit de kerma dans l’air Gy⋅h
D
E Énergie des photons keV
Fonction exponentielle intégrale du premier ordre —
−αx
E
∞
e
E α = dx
()
∫
x
Fonction exponentielle intégrale du second ordre —
−αx
E
∞
2 e
E ()α = dx
∫
x
f Facteur de décroissance —
d
f Facteur de conversion de l’activité d’un radionucléide en
D
débit de dose ambiant comme débit de kerma dans l’air
–2 –1 –1
a)  surfacique Gy⋅m ⋅h ⋅Bq
–1 –1
b)  massique Gy⋅kg⋅h ⋅Bq
f
• Facteur de conversion de l’activité d’un radionucléide en
*
H ()10 débit d’équivalent de dose ambiant
2 –1 –1
a)  surfacique Sv⋅m ⋅h ⋅Bq
–1 –1
b)  massique Sv⋅kg⋅h ⋅Bq
G Fonction géométrique d’énergie photonique, E, et de réparti-
tion V:
a)  surfacique —
–2
b)  massique kg⋅m
GE(),V
Fonction géométrique d’énergie photonique, E, et de réparti-
tion V:
a)  surfacique —
–2
b)  massique kg⋅m
Débit d’équivalent de dose en un point d’un champ de rayon-
nement, qui serait produit par le champ unidirectionnel et
•
–1
expansé correspondant dans la sphère ICRU à une profon- Sv⋅h
*
H ()10
deur, d (ici 10 mm), sur le rayon qui fait face à la direction du
champ unidirectionnel
kk,,kk, ,,kk Quantiles de la distribution normale normalisée —
11−−αβ 12−γ/ pq
Coefficient angulaire pour le rayonnement de photon à par- —
k
m
tir du segment angulaire polaire m
M Nombre de segments angulaires polaires —
m Indice pour segment angulaire polaire —
n Nombre total de coups de la raie d’absorption totale —
g
Nombre de coups de bruit de fond (dans la région de la raie —
n
b
d’absorption totale)
n Nombre net de coups dans la raie d’absorption totale —
n
Probabilité d’émission par désintégration pour l’énergie pho- —
p
tonique, E, considérée
R Rayon du modèle de répartition m
R Rayon du champ de vision m
s
l’unité résulte
ux Incertitude-type de la grandeur d’entrée x
() de la grandeur
i i
d’entrée
l’unité résulte
Variance relative de la grandeur d’entrée x de la grandeur
ux
()
i
rel i
d’entrée
t Durée de mesurage s
V Modèle de répartition —
W Facteur de correction angulaire —
Facteur d’étalonnage pour calculer l’activité surfacique ou
–2 –1
w m ou kg
massique du radionucléide donné
Facteur d’étalonnage pour calculer le débit d’équivalent de
w —
h
dose ambiant spécifique à un radionucléide
–2
ζ
Masse surfacique kg⋅m
z Profondeur du sol m
z’ Variable d’intégration de la profondeur de sol —
ϑ
Angle polaire degré
ε Rendement du détecteur
a)  surfacique m
b)  massique kg
η Section efficace du détecteur pour le segment polaire, m m
m
η
Rendement intrinsèque m
ϑ Angle polaire externe du segment angulaire d’intérêt degré
ext
ϑ
Angle limite du modèle de répartition degré
lim
ϑ Angle polaire interne du segment angulaire d’intérêt degré
int
ϑ Angle d’ouverture du spectromètre collimaté degré
col
–1
μ
Coefficient d’affaiblissement linéique de l’air m
air
2 –1
μρ/ Coefficient d’atténuation massique du sol m ⋅kg
SS
–3
ρ z
() Masse volumique du sol en fonction de la profondeur du sol, z kg⋅m
s
Densité de flux de photons non diffusés d’énergie, E, pour la
–1 –2
Φ
s ⋅m
répartition, V, à l’emplacement du détecteur
Portion de la densité de flux des photons non diffusés
ΔΦ
 
m
d’énergie, E, résultant du segment d’angle polaire m pour la —
 
Φ
 
EV,
répartition, V, à l’emplacement du détecteur
–2
Β Masse de relaxation surfacique kg⋅m
Fonction de répartition de la loi normale centrée réduite;
φ()t
—
φ kp= s’applique
()
p
5 Principes
5.1 Méthodes de mesure
La spectrométrie gamma in situ est une méthode physique directe pour la détermination rapide de l’activité
surfacique ou massique des radionucléides émetteurs gamma présents dans le sol ou déposés à la surface du sol.
La spectrométrie gamma in situ peut être considérée comme étant une méthode de tri qui peut compléter
une spectrométrie gamma en laboratoire consécutive à l’échantillonnage du sol, avec les avantages suivants:
— aucun échantillonnage chronophage et aucune préparation d’échantillon pour essai ne sont nécessaires
pour le laboratoire;
— courte durée de mesurage;
— disponibilité immédiate des résultats sur le terrain;
— haute représentativité des résultats pour une vaste zone en raison du large champ de vision du détecteur.
Pendant le mesurage, le détecteur est préférentiellement positionné sur un bâti de montage avec le capot de
protection du détecteur face au sol.
Pour l’analyse quantitative des spectres d’amplitude d’impulsions, des hypothèses, de modèle de répartition
des radionucléides dans le sol et des propriétés physiques spécifiques du sol et de l’air, sont posées.
En général, la répartition des radionucléides dans le sol n’est pas connue. Les modèles théoriques suivants
sont utilisés:
— répartition homogène pour les radionucléides naturels;
— dépôt en surface sur la couche supérieure du sol, dépôt sec de retombées;

— décroissance exponentielle de la concentration d'activité avec l’augmentation de la profondeur dans le
sol à la suite d’un dépôt dû aux retombées d’activité en surface et à la migration consécutive, vers le bas,
dans les couches plus profondes du sol.
NOTE Pour la description de la répartition de l’activité dans le sol, ce sont surtout des modèles exponentiels
simples qui sont utilisés.
Selon le modèle de répartition présumé, l’activité des radionucléides répartis de façon homogène est donnée
en activité massique, alors que pour les radionucléides artificiels, qui se sont déposés à la surface puis qui
ont migré dans le sol, les résultats sont consignés en activité surfacique.
5.2 Incertitudes de la méthode de mesure
Les incertitudes de la méthode de mesure sont principalement dues:
— à l’incertitude de la répartition des radionucléides à la surface et dans le sol;
— à la contribution d’autres sources (par exemple l’activité dans l’air environnant, voir l’Annexe A).
Les principales grandeurs d’influence sont énumérées à l’Annexe B avec les valeurs numériques données
dans la Référence [14].
6 Équipement
6.1 Système portatif de spectrométrie in situ
Un spectromètre gamma in situ est constitué de cinq principaux composants tels qu’énumérés ci-dessous:
— détecteur au germanium de haute pureté ou détecteur à scintillations;
— électronique de traitement d’impulsions;
— système d’enregistrement et d’évaluation de données;
— dispositif de fixation pour monter le détecteur (trépied);
— refroidissement, suivant le cas et, si exigé, blindage.
Un système portatif de spectrométrie in situ est recommandé. Il est constitué d’un dispositif de
refroidissement portatif et d’une électronique [cette dernière comprenant un système d’analyseur
multicanaux (Multi Channel Analyzer (MCA)) avec une unité de traitement d’impulsions et une alimentation
haute tension intégrée. De nos jours, le traitement des impulsions est préférentiellement numérique].
Les données peuvent être transférées par des moyens de télécommunications, par exemple par câble,
par ondes radioélectriques ou par satellite. Les données spectrales sont transférées par câble, réseau local
sans fil (WLAN) ou par radiocommunications vers un PC et mémorisées sur disque dur ou supports de
mémorisation numériques (par exemple clé USB, cartes mémoire).
Sachant qu’en général, il n’y a pas d’alimentation électrique au cours des mesurages sur le terrain, il est utile
de munir l’équipement de mesurage de batteries internes pour un fonctionnement autonome.
6.2 Système de détection
6.2.1 Généralités
Le système au germanium de haute pureté [High Purity Germanium System (HPGe System)] est décrit dans
l’ISO 18589-3 et dans l’IEC 61275. En fonction des objectifs du mesurage, deux types différents de cristaux
de germanium (type n, type p) peuvent être utilisés. Ils peuvent être construits avec différentes sortes de
formes, de montages de cristal, de matériaux du capot de protection du détecteur et de la fenêtre d’entrée du
rayonnement à son extrémité. Les caractéristiques du détecteur définissent également la plage de mesurage,

tant pour les énergies gamma que pour le taux de comptage. Un résumé des spécifications est donné à
l’Annexe C.
Cependant, il convient de souligner que les détecteurs capables de mesurer à de très bas niveaux d’énergie
(comme les détecteurs de type n ou les détecteurs dont le capot de protection est réalisé en matériaux
spéciaux) ne sont pas très utiles pour les mesurages in situ. Cela est dû à la fragilité du détecteur et aux
incertitudes élevées des activités mesurées dues à la forte absorption du rayonnement gamma dans l’air et
dans le sol.
NOTE 1 Bien que les mesurages quantitatifs de radionucléides à faibles énergies de photons ne soient pas possibles
avec des détecteurs de type p au germanium de haute pureté lors des mesurages in situ, l’utilisation de détecteurs
de type n ou de détecteurs dont le capot de protection est réalisé en matériaux spéciaux permet d’identifier les
radionucléides dont les énergies sont inférieures à 60 keV.
Pour des applications générales, telles que la détermination de la concentration d'activité d’un matériau
radioactif existant à l’état naturel [Naturally Occurring Radioactive Material (NORM)] dans le sol, ou la
contamination du sol par des radionucléides artificiels, il convient d’utiliser des détecteurs au germanium
ayant un rendement de détection relatif de 20 % à 50 % et une plage d’énergie supérieure à 50 keV.
NOTE 2 En cas de mesurages d’urgence avec des débits de dose élevés supérieurs à 20 µSv/h (flux de photons élevés),
il est préférable d’utiliser des détecteurs au germanium plus petits dont le rendement relatif est inférieur à 20 %.
Il convient d’utiliser des détecteurs qui ont une fonction réponse isotropique, c’est-à-dire des détecteurs
ayant une dépendance faible ou nulle vis-à-vis de la direction des photons incidents. Tel est le cas si la
surface du détecteur (c’est-à-dire sa section transversale perpendiculaire à la direction du photon incident)
est indépendante de l’angle d’incidence, c’est-à-dire si le diamètre du cristal est approximativement égal à sa
longueur.
NOTE 3 Pour des détecteurs ayant une forte dépendance vis-à-vis de la direction, il est préférable d’utiliser des
méthodes mathématiques pour simuler le rendement du détecteur, car cette dépendance est intrinsèquement prise en
compte. Ces détecteurs sont avantageux lorsqu’un champ de vision limité est exigé.
Dans certaines conditions, notamment si aucune haute précision n’est exigée, des détecteurs à scintillations
[NaI(Tl), LaBr ] peuvent être utilisés. Dans ce cas, aucun refroidissement n’est exigé, mais le seuil de décision
et la limite de détection des nucléides sont plus élevés en raison de la moins bonne résolution en énergie.
6.2.2 Champ de vision
Le champ de vision du détecteur correspond à l’aire de la surface de sol, qui est l’origine de 90 % des photons
non diffusés détectés. Cette aire dépend des caractéristiques du détecteur, de la hauteur de mesurage, de
l’énergie gamma et de la répartition du radionucléide d’intérêt dans le sol. Le champ de vision est toujours
calculé pour une zone de mesurage infinie.
6.2.3 Exigences spéciales
Le système de détection doit être conforme aux exigences spéciales relatives aux mesurages in situ
conformément à l’IEC 61275. Plus précisément, les points suivants doivent être pris en considération:
a) le système doit être étanche à l’humidité et aux projections d’eau. Cela est particulièrement vrai pour
tous les raccordements mécaniques et électriques entre le préamplificateur et l’analyseur multicanaux;
b) le cristal doit être monté dans le capot de protection du détecteur de telle façon que les contraintes
mécaniques dues au transport ne se traduisent pas par un endommagement du détecteur. Cela peut
vouloir dire que des conteneurs de transport spéciaux doivent être utilisés;
c) la température de fonctionnement pour le détecteur doit se situer dans la plage comprise entre –20 °C
et +50 °C (des températures plus élevées au niveau du capot de protection du détecteur peuvent donner
lieu à un vide de moindre qualité dans le capot);
d) la capacité du système de refroidissement doit être suffisante pour toute la durée de mesurage. En
cas de perte de refroidissement (par exemple si le vase de Dewar d’azote liquide se vide), le temps de
recyclage du détecteur spécifié par le fournisseur doit être pris en compte.

NOTE 1 Si le détecteur est refroidi à l’azote liquide, les activités de transport entraînent une consommation plus
élevée d’azote.
NOTE 2 Pour les applications normales, des matériaux de haute pureté ne sont pas exigés pour le montage du
détecteur, du capot de protection et de la fenêtre du capot.
6.3 Électronique de traitement des impulsions
6.3.1 Composants
Le système de traitement des impulsions est constitué des composants suivants:
— alimentation haute tension du détecteur;
— amplificateur de spectroscopie;
— convertisseur analogique-numérique (A/N);
— analyseur à canaux multiples (MCA).
Les dernières versions des unités électroniques du commerce utilisent une électronique numérique pour
traiter les impulsions. Dans ce cas, l’amplificateur de spectroscopie et le convertisseur A/N sont remplacés
par un processeur de signal numérique.
Il est fortement recommandé d’utiliser des unités intégrées de traitement des impulsions. Dans ce cas,
tous les composants électroniques individuels sont intégrés dans un seul boîtier qui est lui-même relié au
préamplificateur du détecteur et à un PC.
La liaison au PC peut être réalisée par un port série (câble), par USB (câble), par WLAN (sans fil) ou autres
types de radiocommunications (sans fil). Il convient que le PC fonctionne sur batterie.
6.3.2 Exigences spéciales
L’électronique de traitement des impulsions doit satisfaire aux exigences spéciales suivantes relatives aux
mesurages in situ; si aucun traitement numérique du signal n’est utilisé, il convient que le système soit
stabilisé en température. Cela peut être réalisé par un stabilisateur de spectre numérique. Les processeurs
de signal numérique ne sont normalement pas sensibles à la température, si bien qu’une telle stabilisation
n’est pas exigée.
NOTE La stabilisation peut être réalisée en utilisant la raie gamma de K à 1 461 keV.
Il est préférable d’utiliser une électronique alimentée par batteries. Il convient que le temps de
fonctionnement minimal des batteries soit de 4 h. Il convient que la commutation entre le fonctionnement
sur batteries et sur secteur soit possible.
6.3.3 Exigences relatives au programme d’évaluation
Les logiciels utilisés pour l’évaluation des spectres d’un spectromètre in situ doivent avoir des fonctionnalités
supplémentaires par rapport à celles généralement utilisées dans les applications de laboratoire. Ces
fonctions supplémentaires peuvent être exécutées par des programmes ou modules d’extension spéciaux.
Les fonctions de base suivantes doivent être disponibles:
— étalonnage en énergie et, si cela est exigé, stabilisation en énergie;
— localisation automatique des pics et quantification automatique des surfaces de pic. Il convient qu’une
interaction manuelle (définition des régions de pic, etc.) soit possible. La quantification des surfaces de
pic inclut le calcul de la position du pic, la LMH (largeur à mi-hauteur) du pic, la surface nette du pic et
l’incertitude sur la surface du pic. La déconvolution de multiplets doit être possible;
— algorithme d’identification des radionucléides, utilisant une bibliographiethèque de radionucléides,
qui peut être modifié par des utilisateurs habilités. L’identification des radionucléides inclut le calcul

d’activités des radionucléides, des seuils de décision et des limites de détection conformément à la série
ISO 11929. L’algorithme doit également effectuer des corrections d’interférences pour les raies des
radionucléides interférents. Les activités, les seuils de décision et les limites de détection doivent être
calculés pour toute date de référence spécifiée par un utilisateur.
Des fonctions supplémentaires, telles que celles décrites ci-dessous peuvent être utiles:
— détermination du facteur de correction angulaire, W, du détecteur;
— modification de la hauteur du détecteur au-dessus du sol;
−2
— calcul de l’activité en Bq·m pour chaque répartition exponentielle de radionucléides dans le sol, avec la
−2 −2
possibilité de faire varier la masse de relaxation surfacique d’au moins 3 kg⋅m à 150 kg⋅m ;
−2
— calcul de l’activité en Bq·m pour chaque radionucléide déposé à la surface du sol;
−1
— calcul de l’activité en Bq·kg pour les radionucléides répartis de façon homogène dans le sol;
— calcul du débit de dose ambiant à une hauteur de 1 m au-dessus du sol. Le logiciel doit permettre de
modifier ou de compléter le facteur f ou f qui est utilisé pour convertir l’activité surfacique ou
•
D
*
H ()10
massique spécifique en débit de kerma dans l’air ou en débit d’équivalent de dose ambiant dans l’air.
6.4 Bâti de montage pour un système détecteur
Il convient que le montage du détecteur permette de positionner le système détecteur à différentes
hauteurs. Il convient que l’assemblage soit construit avec des matériaux ayant un petit numéro atomique et
une faible masse volumique (aluminium, matière plastique, bois). Il convient que l’assemblage ait une faible
concentration d'activité intrinsèque. Habituellement, le détecteur est monté à une hauteur de 1 m.
La plupart des assemblages de montage sont construits sous forme de trépieds.
6.5 Détecteur collimaté
6.5.1 Construction
Un spectromètre gamma in situ équipé d’un détecteur c
...