ISO 18589-7:2025
(Main)Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
Measurement of radioactivity in the environment — Soil — Part 7: In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
This document specifies the identification of radionuclides and the measurement of their activity in soil using in situ gamma spectrometry with portable systems equipped with germanium or scintillation detectors. This document is suitable to rapidly assess the activity of artificial and natural radionuclides deposited on or present in soil layers of large areas of a site under investigation. This document can be used in connection with radionuclide measurements of soil samples in the laboratory (see ISO 18589-3) in the following cases: — routine surveillance of the impact of radioactivity released from nuclear installations or of the evolution of radioactivity in the region; — investigations of accident and incident situations; — planning and surveillance of remedial action; — decommissioning of installations or the clearance of materials. It can also be used for the identification of airborne artificial radionuclides, when assessing the exposure levels inside buildings or during waste disposal operations. Following a nuclear accident, in situ gamma spectrometry is a powerful method for rapid evaluation of the gamma activity deposited onto the soil surface as well as the surficial contamination of flat objects. NOTE The method described in this document is not suitable when the spatial distribution of the radionuclides in the environment is not precisely known (influence quantities, unknown distribution in soil) or in situations with very high photon flux. However, the use of small volume detectors with suitable electronics allows measurements to be performed under high photon flux.
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol — Partie 7: Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
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.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
International
Standard
ISO 18589-7
Second edition
Measurement of radioactivity in the
2025-12
environment — Soil —
Part 7:
In situ measurement of gamma-
emitting radionuclides
Mesurage de la radioactivité dans l'environnement — Sol —
Partie 7: Mesurage in situ des radionucléides émetteurs gamma
Reference number
© ISO 2025
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 .v
Introduction .vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Symbols . 3
5 Principles . 6
5.1 Measurement method .6
5.2 Uncertainties of the measurement method .7
6 Equipment . 7
6.1 Portable in situ spectrometry system .7
6.2 Detector system.7
6.2.1 General .7
6.2.2 Field-of-view .8
6.2.3 Special requirements.8
6.3 Pulse processing electronics .8
6.3.1 Components .8
6.3.2 Special requirements.9
6.3.3 Requirements for the evaluation program .9
6.4 Assembly jig for a detector system .10
6.5 Collimated detector .10
6.5.1 Construction.10
6.5.2 Collimator parameter .11
7 Procedure .12
7.1 Calibration . 12
7.2 Method of combined calibrations . 13
7.2.1 General . 13
7.2.2 Intrinsic efficiency .14
7.2.3 Geometry factor .14
7.2.4 Angular correction factor . 15
7.2.5 Numerical calibration procedure .16
8 Quality assurance and quality control program . 17
8.1 General .17
8.2 Influencing variables .17
8.3 Instrument verification .17
8.4 Method verification .17
8.5 Quality control program .18
8.5.1 General .18
8.5.2 Description of periodical quality checks .18
8.5.3 Measurement verification .18
8.5.4 Qualification .18
8.5.5 Documentation of quality controls .19
8.6 Standard operating procedure .19
9 Expression of results . 19
9.1 Calculation of activity per unit of surface area or unit of mass .19
9.2 Calculation of the characteristic limits and the best estimate of the measurand as well
as its standard uncertainty .19
9.2.1 General .19
9.2.2 Standard uncertainty . 20
9.2.3 Decision threshold and detection limit . 20
9.2.4 Limits of coverage interval and best estimate of the measurand .21
iii
9.3 Calculation of the radionuclide specific ambient dose rate .21
10 Test report .23
Annex A (informative) Influence of radionuclides in air on the result of surface or mass activity
measured by in situ gamma spectrometry .24
Annex B (informative) Influence quantities .25
Annex C (informative) Characteristics of germanium detectors .28
Annex D (informative) Field-of-view of an in situ gamma spectrometer as a function of the
photon energy for different radionuclide distributions in soil.30
Annex E (informative) Methods for calculating geometry factors and angular correction factors .34
Annex F (informative) Example for calculation of the characteristic limits as well as the best
estimate of the measurand and its standard uncertainty .42
Annex G (informative) Conversion factors for surface or mass activity to air kerma rate and
ambient dose equivalent rate for different radionuclide distribution in soil .46
Annex H (informative) Mass attenuation factors for soil and attenuation factors for air as a
function of photon energy and deviation of G(E,V) for different soil compositions .52
Bibliography .54
iv
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).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use of (a)
patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed patent
rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received notice of (a)
patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are cautioned that
this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent database available at
www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and expressions
related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the World Trade
Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT), see www.iso.org/iso/foreword.html.
This document was prepared by Technical Committee, TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection, in collaboration with the European
Committee for Standardization (CEN) Technical Committee CEN/TC 430, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, in accordance with the Agreement on technical cooperation between ISO and
CEN (Vienna Agreement).
This second edition cancels and replaces the first edition (ISO 18589-7:2013), of which it constitutes a minor
revision.
The main changes are as follows:
— B.10: correction of the information related to the activity concentration of K;
— E.2 and E.6: correction of Formulae (E.5) and (E.11);
— F.4 : correction of β, according to the numerical values of the example;
−2 −2
— F.6: modify β = 50 g·cm into β = 50 kg·m ;
-2 -2 -2 -2
— G.3, Footnote 1 of Table G.3: modify 1 g·cm = 10 kg·cm into 1 g·cm = 10 kg·m .
A list of all parts in the ISO 18589 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.
v
Introduction
In situ gamma spectrometry is a rapid and accurate technique to assess the activity concentration of
gamma-emitting radionuclides present in the top soil layer or deposited onto the soil surface. This method is
also used to assess the dose rates of individual radionuclides.
In situ gamma spectrometry is a direct physical measurement of radioactivity that does not need any soil
samples, thus reducing the time and cost of laboratory analysis of large number of soil samples.
The quantitative analysis of the recorded line spectra requires a suitable area for the measurement.
Furthermore, it is required to know the physicochemical properties of the soil and the vertical distribution
in the soil to assess the activity of the radionuclides.
vi
International Standard ISO 18589-7:2025(en)
Measurement of radioactivity in the environment — Soil —
Part 7:
In situ measurement of gamma-emitting radionuclides
1 Scope
This document specifies the identification of radionuclides and the measurement of their activity in soil using
in situ gamma spectrometry with portable systems equipped with germanium or scintillation detectors.
This document is suitable to rapidly assess the activity of artificial and natural radionuclides deposited on
or present in soil layers of large areas of a site under investigation.
This document can be used in connection with radionuclide measurements of soil samples in the laboratory
(see ISO 18589-3) in the following cases:
— routine surveillance of the impact of radioactivity released from nuclear installations or of the evolution
of radioactivity in the region;
— investigations of accident and incident situations;
— planning and surveillance of remedial action;
— decommissioning of installations or the clearance of materials.
It can also be used for the identification of airborne artificial radionuclides, when assessing the exposure
levels inside buildings or during waste disposal operations.
Following a nuclear accident, in situ gamma spectrometry is a powerful method for rapid evaluation of the
gamma activity deposited onto the soil surface as well as the surficial contamination of flat objects.
NOTE The method described in this document is not suitable when the spatial distribution of the radionuclides
in the environment is not precisely known (influence quantities, unknown distribution in soil) or in situations with
very high photon flux. However, the use of small volume detectors with suitable electronics allows measurements to
be performed under high photon flux.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content constitutes
requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references,
the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 11929 (all parts), Determination of the characteristic limits (decision threshold, detection limit and limits of
the coverage interval) for measurements of ionizing radiation — Fundamentals and application
ISO/IEC 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
IEC 61275, Radiation protection instrumentation — Measurement of discrete radionuclides in the environment
— In situ photon spectrometry system using a germanium detector
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminology databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
intrinsic efficiency
η
cross section of a detector for photons from the direction of the crystal symmetry axis
Note 1 to entry: The intrinsic efficiency depends on the energy of the photon.
3.2
detector efficiency
η (E)
efficiency in the direction of the crystal symmetry axis as a function of the photon energy, E
3.3
detector height
d
distance between the geometrical centre of the crystal and the soil surface
3.4
efficiency per unit of surface area or unit of mass
ε
ratio between the net count rate of an absorption line with energy E and the photon emission rate per unit
area or mass
3.5
relative detection efficiency
ratio expressed in percentage, of the count rate in the Co 1 333 keV total absorption peak to the one
obtained with a 7,62 cm × 7,62 cm (3 in × 3 in) NaI(Tl) scintillator for normal incidence and at 0,25 m from
the source
3.6
geometry factor
G
ratio between the flux density without scattered photons measured at the detector location and the photon
emission rate per unit area or mass
3.7
aperture angle
ϑ
col
characteristic angle for an in situ gamma spectrometer with collimator
3.8
relaxation mass per unit area
β
mathematical parameter describing radionuclide distribution as a function of soil depth
Note 1 to entry: It indicates the soil mass per unit of surface area at which gamma activity decreases to 1/e (37 %).
Note 2 to entry: See also Reference [7].
3.9
field-of-view
soil surface area, from which 90 % of the unscattered photons are detected by the detection device
3.10
distribution model
V
entity of all physical and geometrical parameters to describe the distribution of the radionuclide in the
environment as well as the interaction of an emitted photon with soil and air
3.11
angular coefficient
k
m
factor taking into account the angular response of the detector and the angular distribution of the incident
flux
3.12
measurement area
area in the soil and/or on the soil surface having radionuclide activity per unit of surface area or unit of mass
3.13
mass per unit area (collimator)
ζ
col
product of material density and wall thickness of a collimator
Note 1 to entry: The mass per unit area is reported for a polar angle, ϑ, of 90° in relation to the crystal centre.
Note 2 to entry: See also Reference [7].
3.14
cross section of the detector
ratio of the net rate of the total absorption line at energy E and the flux density of unscattered photons of the
energy, E, in the detector
3.15
calibration factor
w
ratio of the activity of surface area or unit of mass of the radionuclide to the net count rate of the total
absorption line
4 Symbols
a Activity of a given radionuclide at the time of measurement
−2
a) per unit of surface area Bq·m
−1
b) per unit of mass Bq·kg
â
Best estimate of the measurand of the activity of the radionu-
clide in question
−2
a) per unit of surface area Bq·m
−1
b) per unit of mass Bq·kg
Activity of the calibration standard at the time of measure-
a Bq
K
ment
−2
a Activity of the radionuclide in question at the soil surface Bq·m
Projected surface activity as a function of mass per unit at the
−2
a
Bq·m
surface of the soil
*
a Decision threshold of the measurand of the radionuclide in
question at the time of measurement
−2
a) per unit of surface area Bq·m
−1
b) per unit of mass Bq·kg
#
Detection limit of the measurand of the radionuclide in ques-
a
tion at the time of measurement
−2
a) per unit of surface area Bq·m
−1
b) per unit of mass Bq·kg
Upper and lower limit of the probabilistically symmetric cov-
a , a
erage interval, respectively, of the measurand of the radionu-
clide in question at the time of measurement
−2
a) per unit of surface area
Bq·m
−1
b) per unit of mass
Bq·kg
Quantities to determine the decision threshold and limit of
cc,, c —
01 2
detection
Distance between the calibration source and the geometrical
d m
centre of the crystal
•
-1
Ambient dose rate as air kerma rate Gy⋅h
D
E Photon energy keV
x
—
e
E
1. order exponential integral function E dx
1 x
x
—
e
E
2 2. order exponential integral function E dx
x
f Decay factor —
d
f Factor for converting the activity of a radionuclide to ambient
D
dose rate as air kerma rate
-2 -
a) per unit of surface area Gy⋅m ⋅h
1 -1
⋅Bq
b) per unit of mass
-1 -1
Gy⋅kg⋅h ⋅Bq
f
Factor for converting the activity of a radionuclide to ambient
*
H 10 dose equivalent rate
2 -1 -1
a) per unit of surface area Sv⋅m ⋅h ⋅Bq
-1 -1
b) per unit of mass Sv⋅kg⋅h ⋅Bq
G Geometry function of photon energy, E, and distribution, V
a) per unit of surface area —
-2
b) per unit of mass kg⋅m
GE ,V
Geometry function of photon energy, E, and distribution, V
a) per unit of surface area —
-2
b) per unit of mass kg⋅m
The dose equivalent rate at a point in a radiation field that
would be produced by the corresponding expanded and
-1
Sv⋅h
*
H 10 aligned field in the ICRU sphere at a depth, d (here 10 mm), on
the radius opposing the direction of the aligned field
kk,,kk, ,,kk Quantiles of the standardized normal distribution —
11 12 / pq
Angular coefficient for photon irradiation from the polar —
k
m
angular segment, m
M Number of polar angular segments —
m Index for polar angular segment —
n Total counts of the total absorption line —
g
Background counts (under the region of the total absorption —
n
b
line)
n Net counts in the total absorption line —
n
Emission probability per decay for the considered photon —
p
energy, E
R Radius of the distribution model m
R Radius of field of view m
s
the unit
results from
ux Standard uncertainty of the input quantity x
i i
the input
quantity.
the unit
results from
Relative variance of the input quantity x
ux
i
rel i
the input
quantity.
t Measuring time s
V Distribution model —
W Angular correction factor —
Calibration factor to calculate the activity per unit of surface
-2 -1
w m or kg
area or mass of the radionuclide in question
Calibration factor to calculate the radionuclide specific ambi-
w —
h
ent dose equivalent rate
-2
ζ
Mass per unit area kg⋅m
z Soil depth m
z’ Variable of integration of the soil depth —
ϑ
Polar angle degree
ε Detector efficiency
a) per unit of surface area m
b) per unit of mass kg
Cross section of the detector for photons from the polar seg-
η m
m
ment, m
η
Intrinsic efficiency m
ϑ External polar angle of the angular segment of interest degree
ext
ϑ
Limit angle of the distribution model degree
lim
ϑ
Internal polar angle of the angular segment of interest degree
int
ϑ Aperture angle of the collimated spectrometer degree
col
-1
µ
Linear attenuation coefficient of air m
air
2 -1
/
Mass attenuation coefficient of soil m ⋅kg
SS
-3
z Soil density as function of soil depth, z kg⋅m
s
Density of flux of unscattered photons of energy E for distri-
-1 -2
Φ
s ⋅m
bution model V at the detector location
Portion of flux density of unscattered photons of energy E
m
resulting from polar angle segment m for distribution model —
EV,
V at the detector location
-2
β Relaxation mass per unit area kg⋅m
distribution function of the standardized normal distribu-
t
—
tion; kp applies
p
5 Principles
5.1 Measurement method
In situ gamma spectrometry is a direct, physical method for fast determination of activity per unit of surface
area or per mass unit of gamma-emitting radionuclides present in or deposited on the soil surface.
In situ gamma spectrometry can be considered as a screening method that can supplement soil sampling
with a subsequent gamma spectrometry in the laboratory, with the following advantages:
— no time-consuming sampling and no test sample preparation necessary for laboratory;
— short measuring time;
— immediate availability of results in the field;
— representativeness of the results for a fairly large area corresponding to the field-of-view of the detector.
During the measurement, the detector is positioned preferably with the end cap down on an assembly jig.
For quantitative analysis of the pulse height spectra, assumptions are made concerning the distribution of
radionuclides in soil, as well as the specific physical properties of the soil and the air.
Generally, the distribution of the radionuclides in soil is not known. The following ideal models are used:
— homogeneous distribution for natural radionuclides;
— surface deposition on the soil top layer for fresh, dry deposition of fallout;
— exponential decreasing activity concentration with increasing depth in soil following a fallout surface
deposition of activity and subsequent migration down into deeper soil layers.
NOTE For the description of the activity distribution in the soil, simple exponential models are mostly used.
According to the assumed distribution model, for homogeneously distributed radionuclides, the activity is
given in activity per unit of mass, whereas for artificial radionuclides, which are deposited on the surface
and afterwards have migrated into the soil, the results are reported in activity per unit area.
5.2 Uncertainties of the measurement method
Uncertainties of the measurement method are principally due to
— uncertainty of the distribution of the radionuclides on and in the soil,
— contribution from other sources (e.g. activity in the surrounding air, see Annex A).
The main influence quantities are listed in Annex B, with the numerical values given in Reference [14].
6 Equipment
6.1 Portable in situ spectrometry system
An in situ gamma spectrometer consists of five main components, as listed below:
— high purity germanium detector or scintillation detector;
— pulse processing electronics;
— data recording and evaluation system;
— fixture for mounting the detector (e.g. tripod);
— cooling, as applicable, and, if required, shielding.
A portable in situ spectrometry system is recommended. It consists of a portable cooling device and
electronics [the latter being a compact multichannel analyser system (MCA) with integrated high voltage
power supply and pulse processing unit. Today, pulse processing is preferably performed as digital pulse
processing]. Data transfer can be performed through telecommunication, e.g. by cable, radio, or satellite.
The spectral data are transferred via cable, WLAN, or radio communication to a PC and stored on a hard
disk or digital storage media (e.g. memory sticks, memory cards).
Since, in general, there is no power supply during the measurements in the field, it is useful that the
measurement equipment is equipped with internal batteries for a self-contained operation.
6.2 Detector system
6.2.1 General
The high purity germanium system (HPGe system) is described in ISO 18589-3 and IEC 61275. Depending
on the measurement objectives, two different types of germanium crystals (n type, p type) can be used.
They can be built with different shapes, crystal mountings, end cap, and end cap window materials. The
detector characteristics also define the measurement range, both in terms of gamma energy and count rate.
A summary of the specifications is given in Annex C.
However, it should be stressed that detectors capable of measuring at very low energies (like n-type
detectors or detectors with special end cap materials) are not very useful for in situ measurements. This is
due to the fragility of the detector and the large uncertainties of the measured activities caused by the high
absorption of gamma radiation in the air and in the ground.
NOTE 1 Although quantitative measurements of radionuclides at low photon energies are not possible with p-type
HPGe detectors for in situ measurements, the use of n-type detectors or detectors with special end cap materials
provides the ability to identify radionuclides whose energies are below 60 keV.
For general applications, such as the determination of the activity concentration of naturally occurring
radioactive material (NORM) in ground or soil contamination by artificial radionuclides, it is recommended
to use germanium detectors with a relative detection efficiency of 20 % to 50 % and an energy range
above 50 keV.
NOTE 2 In case of emergency measurements with high dose rates above 20 µSv/h (high photon fluxes) smaller
germanium detectors with relative detector efficiency less than 20 % are preferable.
It is recommended to use detectors which have an isotropic response function, i.e. detectors, which have no
or nearly no dependency on the direction of the incident photons. This is the case if the surface area of the
detector (i.e. its cross section perpendicular to the direction of the incident photon) is independent of the
incidence angle, i.e. if the diameter of the crystal is approximately the same as its length.
NOTE 3 For detectors with a strong directional dependency, it is preferable to use mathematical methods to
simulate detector efficiency since this dependency is inherently taken into account. On the other hand, these detectors
are advantageous in cases where a limited field-of-view is required.
Under certain conditions, scintillation detectors [NaI(Tl), LaBr ] can be used especially if high precision is
not required. In this case, no cooling is required but the nuclide threshold decision and detection limit are
higher due to lower energy resolution.
6.2.2 Field-of-view
The field-of-view of the detector is the soil surface area, from which 90 % of the unscattered detected
photons originate. This area depends on the characteristics of the detector, the measurement height,
the gamma energy, and the distribution of the radionuclide of interest in soil. The field-of-view is always
calculated for an infinite measurement area.
6.2.3 Special requirements
The detector system shall comply with the special requirements for in situ measurements according to
IEC 61275. Specifically, the following topics shall be considered.
a) The system shall be humidity-proof and waterproof (splashing). This is especially true for all mechanical
and electrical connections between the preamplifier and multichannel analyser.
b) The crystal shall be mounted in the detector end cap in such a way that the mechanical stress of detector
transport does not result in any detector damage. This may mean that special transport containers shall
be used.
c) The operating temperature for the detector shall be in the range of −20 °C to +50 °C. (Higher temperatures
at the detector end cap may result in worse vacuum in the cap).
d) The capacity of the cooling system shall be sufficient for a complete operation time. In case of loss of
cooling (e.g. if the Dewar vessel for liquid nitrogen runs empty), the detector recycling time as specified
by the supplier shall be taken into account.
NOTE 1 If the detector is cooled by liquid nitrogen, transport activities result in higher nitrogen consumption.
NOTE 2 For standard applications, high-purity materials for detector mounting, end cap, and end cap window are
not required.
6.3 Pulse processing electronics
6.3.1 Components
The pulse processing system consists of the following components:
— detector high voltage power supply;
— spectroscopy amplifier;
— analog-to-digital converter (ADC);
— multichannel analyser (MCA).
Latest versions of commercial electronic units use digital electronics to process the pulses. In this case, the
spectroscopy amplifier and the ADC are substituted by a digital signal processor.
It is highly recommended to use integrated pulse processing units. In this case, all the individual electronic
components are integrated into one box, which in turn is connected to the detector preamplifier and a
personal computer (PC).
The connection to the PC can be done by a serial connection (cable), by USB (cable), by WLAN (wireless), or
by other types of radio communication (wireless). The PC should be battery operated.
6.3.2 Special requirements
The pulse processing electronics shall fulfil the following special requirements for in situ measurements;
if no digital signal processing is used, the system should be temperature stabilized. This can be done by
a digital spectrum stabilizer. Digital signal processors normally are not temperature sensitive; hence,
stabilization is not required.
NOTE Stabilization can be done using the gamma line of K at 1 461 keV.
It is preferable to use battery-operated electronics. The minimum operation time of the batteries should
be 4 h. Switching between battery and mains operation should be possible.
6.3.3 Requirements for the evaluation program
Software programs for evaluation of spectra of an in situ spectrometer shall have additional functionalities
compared to those typically used in laboratory applications. These additional functions can be achieved by
special add-on programs or modules. The following basic functions shall be available:
— performing energy calibration and, if required, energy stabilization;
— automatic peak location and peak area quantification. There should be the possibility of manual
interaction (defining peak regions, etc.). The peak area quantification includes calculation of the peak
position, the peak FWHM, the peak net area, and the peak area uncertainty. Multiplet deconvolution shall
be possible;
— radionuclide identification algorithm, using a radionuclide library, which can be edited by competent
users. The radionuclide identification includes calculation of radionuclide activities, decision thresholds,
and detection limits according to ISO 11929 (series). The algorithm shall also perform interference
corrections for interfering radionuclide lines. The activities, decision thresholds, and detection limits
shall be calculated for any user specified reference date.
Additional functions may be useful, such as the following:
— determination of the angular correction factor, W, of the detector;
— modification of the detector height above ground;
−2
— computation of the activity, in Bq·m , for each radionuclide exponential distribution in the soil, with the
−2 −2
possibility of variation of the relaxation mass per unit area from at least 3 kg·m to 150 kg·m ;
−2
— computation of the activity, in Bq·m , for each radionuclide deposited on the soil surface;
−1
— computation of the activity, in Bq·kg , for radionuclide which are homogeneously distributed in the soil;
— computation of the ambient dose rate at a height of 1 m above ground. The software shall allow to edit
the factor f or f which is used to convert the area or mass specific activity into air kerma rate or
D
*
H 10
ambient dose equivalent rate in air.
6.4 Assembly jig for a detector system
The detector mounting should be able to position the detector system at different heights. The assembly
should be built from materials with a low atomic number and low density (aluminium, plastic material,
wood). The assembly should have low intrinsic activity concentration. Usually, the detector is mounted at a
height of 1 m.
Most mounting assemblies are constructed as tripods.
6.5 Collimated detector
6.5.1 Construction
An in situ gamma spectrometer equipped with a collimated detector is a special case of an in situ gamma
spectrometer. The collimator reduces the field-of-view of the detector. The collimator defines the solid angle
of detection which delineates a finite measurement area at the surface of soil. It allows filtering the flux of
photons from outside this measurement area.
NOTE Typical fields of application of in situ gamma spectrometer with collimated detector are:
— activity measurement with a reduced field-of-view,
— activity measurement in case of external radiation influence (e.g. airborne activity),
— increase of the upper measurement limit (intensity of the radiation field, see B.10), and
— measurements inside the nuclear facilities.
In situ gamma spectrometer with a collimated detector consists of a portable detector with a cylindrical
shape collimator (see Figure 1).
The design of the collimator depends on the objectives of the in situ measurement and on the local conditions
(energy and intensity of external radiation fields that have to be attenuated). The collimator is characterized
by the aperture angle and the mass per unit area.
Key
1 axis of symmetry
2 rear shielding
3 detector protective cover
4 lateral shielding
5 detector
Figure 1 — Diagram of arrangement of detector and cylindrically designed collimator
The wall thickness of the collimator is typically 25 mm to 60 mm when lead is used as the shielding material.
The housing of the detector is enclosed by the collimator (typical distance 5 mm). A back shield may enhance
the shielding effect.
The axis of symmetry of the detector and the axis of the collimator are identical. The position of the detector
inside the collimator shall be adjusted reproducibly.
6.5.2 Collimator parameter
6.5.2.1 Aperture angle
The aperture angle ϑ is mainly dependent on collimator construction, dimensions and material, as well as
col
on its position in relation to the detector.
The aperture angle is defined by the radius of the field-of-view of the collimated spectrometer for a photon
energy of 662 keV, an extensive and infinite surface contamination and a detector height of 1 m above
ground.
NOTE 1 The range of the aperture angle of a collimator is typically from 40° up to 70°. The aperture angle ϑ is
col
calculated with the radius R of the field-of-view of the collimated detector (see Annex D).
s
R
s
arctan (1)
col
d
NOTE 2 The field-of-view of the collimated detector gives no reliable indication for the measurement area in case
of higher photon energies. The aperture angle of the collimator is different from the aperture angle defined by the
technical layout of the collimator.
6.5.2.2 Mass per unit area
The mass per unit area of a collimator, ζ , is given for a polar angle of 90°. It is important for shielding of the
col
external radiation (radiation background).
-2 -2
NOTE The range of the mass per unit area is typically from 200 kg⋅m up to 900 kg⋅m .
6.5.2.3 Materials
For the construction of collimators, material of high density and high atomic number is used. Those materials
are lead, tungsten (sintered), and copper. Materials used for the construction of collimators are shown in
Table 1.
NOTE For photon energies above 100 keV, the influence of the density is stronger than that of the atomic number.
High-density materials can reduce the mass of the collimator by reduced wall thickness at co
...
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
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.