ISO 8529-1:2021
(Main)Neutron reference radiations fields — Part 1: Characteristics and methods of production
Neutron reference radiations fields — Part 1: Characteristics and methods of production
This document specifies the neutron reference radiation fields, in the energy range from thermal up to 20 MeV, for calibrating neutron-measuring devices used for radiation protection purposes and for determining their response as a function of neutron energy. This document is concerned only with the methods of producing and characterizing the neutron reference radiation fields. The procedures for applying these radiation fields for calibrations are described in References [1] and [2]. The neutron reference radiation fields specified are the following: — neutron fields from radionuclide sources, including neutron fields from sources in a moderator; — neutron fields produced by nuclear reactions with charged particles from accelerators; — neutron fields from reactors. In view of the methods of production and use of them, these neutron reference radiation fields are divided, for the purposes of this document, into the following three separate clauses: — In Clause 4, radionuclide neutron sources with wide spectra are specified for the calibration of neutron-measuring devices. These sources should be used by laboratories engaged in the routine calibration of neutron-measuring devices, the particular design of which has already been type tested. — In Clause 5, accelerator-produced monoenergetic neutrons and reactor-produced neutrons with wide or quasi monoenergetic spectra are specified for determining the response of neutron‑measuring devices as a function of neutron energy. Since these neutron reference radiation fields are produced at specialized and well-equipped laboratories, only the minimum of experimental detail is given. — In Clause 6, thermal neutron fields are specified. These fields can be produced by moderated radionuclide sources, accelerators, or reactors.
Champs de rayonnement neutronique de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
Le présent document spécifie les champs neutroniques de référence, s’inscrivant dans le domaine d’énergie allant des «thermiques» jusqu’à 20 MeV, destinés à l’étalonnage des dispositifs de mesure des neutrons utilisés à des fins de radioprotection et pour déterminer leur réponse en fonction de l’énergie des neutrons. Le présent document traite uniquement des méthodes de production et de caractérisation des champs de rayonnement neutronique de référence. Les modes opératoires d’application de ces champs de rayonnement à des fins d’étalonnage sont décrits dans les références [1] et [2]. Les champs de rayonnement neutronique de référence spécifiés sont: — les champs de neutrons issus de sources de radionucléides, y compris les champs de neutrons de sources placées dans un modérateur; — les champs de neutrons produits par réactions nucléaires avec des particules chargées issues d’accélérateurs; — les champs de neutrons issus de réacteurs. Compte tenu des méthodes de production et de leur utilisation, ces champs de rayonnement neutronique de référence sont, pour les besoins du présent document, traités dans les trois articles distincts suivants: — l’Article 4 spécifie les sources de neutrons de radionucléides à spectre large destinées à l’étalonnage de dispositifs de mesure des neutrons. Il convient que ces sources soient utilisées par des laboratoires chargés de l’étalonnage de routine des dispositifs de mesure des neutrons dont la conception particulière a déjà fait l’objet d’un essai de type; — l’Article 5 spécifie les neutrons monoénergétiques produits par des accélérateurs et les neutrons produits dans des réacteurs à spectre large ou quasi monoénergétiques, destinés à déterminer la réponse de dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons. Ces champs de rayonnement neutronique de référence étant produits dans des laboratoires spécialisés et bien équipés, seul un minimum de détails expérimentaux est donné; — l’Article 6 spécifie les champs neutroniques thermiques qui peuvent être produits par des sources de radionucléides modérées, des accélérateurs ou des réacteurs.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 8529-1
Second edition
2021-11
Neutron reference radiations fields —
Part 1:
Characteristics and methods of
production
Champs de rayonnement neutronique de référence —
Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production
Reference number
© ISO 2021
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Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Broad spectrum neutron reference radiation fields produced with radionuclide
sources . 3
4.1 Overview . 3
4.2 Types of calibration sources . 3
4.3 Source shape and encapsulation . 4
4.4 Photon component of the neutron field . 4
4.5 Energy distribution of neutron source emission rate . 5
4.6 Neutron fluence rate produced by a source. 5
4.7 Determination of the neutron source emission rate. 6
4.8 Irradiation facility . 6
5 Reference fields for the determination of the response of neutron‑measuring
devices as a function of neutron energy . 7
5.1 Overview . 7
5.2 General properties . 7
5.3 Neutron reference radiation fields produced with particle accelerators . 8
5.3.1 General requirements . 8
5.3.2 Energy of charged particles . 8
5.3.3 Neutron spectrum . 9
5.3.4 Parasitic and scattered neutron background . 9
5.3.5 Neutron fluence measurement and monitoring . 10
5.4 Neutron reference radiation fields produced with reactors . 10
5.4.1 General requirements . 10
5.4.2 Production and monitoring . 10
6 Thermal neutron reference radiation fields .10
Annex A (informative) Tabular and graphical representation of the neutron spectra for
radionuclide sources .12
Annex B (normative) Energy distribution of the neutron emission rate for the Cf source .14
Annex C (informative) Characteristics of D O-moderated Cf sources .16
Annex D (informative) Characteristics of Am-Be sources .20
Annex E (informative) Angular source emission rate characteristics of radionuclide
neutron sources .24
Annex F (normative) Conventional thermal‑neutron fluence rate .27
Bibliography .28
iii
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
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and radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiation protection.
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Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
iv
Introduction
This is the first of a set of three International Standards concerning the calibration of dosemeters and
dose rate meters for neutron radiation for protection purposes. It describes the characteristics and
methods of production of the neutron reference radiation fields to be used for calibrations. ISO 8529-2
describes fundamentals related to the physical quantities characterizing the radiation field and
calibration procedures in general terms, with emphasis on active dose rate meters and the use of
radionuclide sources. ISO 8529-3 deals with dosemeters for area and individual monitoring, describing
the respective procedures for calibrating and determining the response in terms of the International
Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) operational quantities. Conversion
coefficients for converting neutron fluence into these operational quantities are provided in ISO 8529-3.
v
INTERNATIONAL STANDARD ISO 8529-1:2021(E)
Neutron reference radiations fields —
Part 1:
Characteristics and methods of production
1 Scope
This document specifies the neutron reference radiation fields, in the energy range from thermal up
to 20 MeV, for calibrating neutron-measuring devices used for radiation protection purposes and for
determining their response as a function of neutron energy.
This document is concerned only with the methods of producing and characterizing the neutron
reference radiation fields. The procedures for applying these radiation fields for calibrations are
described in References [1] and [2].
The neutron reference radiation fields specified are the following:
— neutron fields from radionuclide sources, including neutron fields from sources in a moderator;
— neutron fields produced by nuclear reactions with charged particles from accelerators;
— neutron fields from reactors.
In view of the methods of production and use of them, these neutron reference radiation fields are
divided, for the purposes of this document, into the following three separate clauses:
— In Clause 4, radionuclide neutron sources with wide spectra are specified for the calibration of
neutron-measuring devices. These sources should be used by laboratories engaged in the routine
calibration of neutron-measuring devices, the particular design of which has already been type
tested.
— In Clause 5, accelerator-produced monoenergetic neutrons and reactor-produced neutrons with wide
or quasi monoenergetic spectra are specified for determining the response of neutron-measuring
devices as a function of neutron energy. Since these neutron reference radiation fields are produced
at specialized and well-equipped laboratories, only the minimum of experimental detail is given.
— In Clause 6, thermal neutron fields are specified. These fields can be produced by moderated
radionuclide sources, accelerators, or reactors.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions of ISO 29661 and the following apply:
ISO and IEC maintain terminological 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
neutron emission rate of a neutron source
B
differential quotient of N with respect to time, where N is the number of neutrons being emitted from
the source, in all directions
dN
B=
dt
–1
Note 1 to entry: The unit of the neutron emission rate is s .
3.2
direction distribution of the neutron emission rate
angular distribution of the neutron emission rate
B
Ω
differential quotient of B with respect to solid angle, where Ω is a specific spatial direction
dB
B =
Ω
dΩ
–1 –1
Note 1 to entry: The unit of the direction distribution of the neutron emission rate is s sr .
3.3
energy distribution of the neutron emission rate
spectral neutron emission rate
B
E
differential quotient of B with respect to energy, where E is the neutron energy
dB
B =
E
dE
–1 –1 –1 –1
Note 1 to entry: The unit of the spectrum of neutron emission rate is s J ; a frequently used unit is s MeV .
Note 2 to entry: The terms “spectrum” and “energy distribution” are considered to be equivalent.
Note 3 to entry: The neutron source emission rate B is derived from B as follows:
E
∞
BB= dE
E
∫
Note 4 to entry: At a distance l from a point source, the energy distribution of the fluence rate φ , due to neutrons
E
emitted isotropically from the point source with a spectral neutron emission rate B (neglecting the influence of
E
the air and the surrounding material), is given by:
B
E
ϕ =
E
4πl
3.4
fluence‑averaged neutron energy
E
neutron energy averaged over the energy distribution of the fluence
∞
EE=⋅Φ EEd
()
E
∫
Φ
where Φ (E) is the energy distribution of the neutron fluence and Φ is the total fluence.
E
4 Broad spectrum neutron reference radiation fields produced with
radionuclide sources
4.1 Overview
In this clause, neutron reference fields produced with radionuclide sources are specified, which are
particularly suited for the calibration of neutron-measuring devices (see Reference [2]).
Thermal neutron reference radiation fields are achievable by moderating radionuclide sources, but are
covered by Clause 6.
4.2 Types of calibration sources
The radionuclide sources given in Table 1 shall be used to produce neutron reference radiation fields.
The numerical values given in Table 1 are to be taken only as a guide to the prominent features of the
sources, since the properties of a specific source vary with the construction of the source, because of
scattering and absorption of neutron and gamma radiation, and with the isotopic impurities of the
radioactive material used. Hence details of the source encapsulation are specified (see 4.3), and the
method for determining the anisotropy of the neutron emission is specified (see Annex E).
252 252
Cf has a high specific neutron emission rate and Cf sources are therefore comparatively small.
Because of their short half-life of 2,647 years, they need regular replacement.
252 252
The D O-moderated Cf source is ideally composed of a point Cf source located in the centre of a
300 mm diameter heavy-water sphere, surrounded by
a) a 0,8 mm thick iron shell, and
b) a1 mm thick cadmium shell.
In practice, a number of designs have been developed in reference laboratories, being slightly different
in terms of construction details, such as the guide used to locate the source in the sphere centre, the
material used to contain the heavy water, and the structure used to suspend or hold the moderating
sphere. In addition, every moderating assembly has specific D O purity and Cf source capsule. The
experience of reference laboratories suggests that variability in the construction of D O-moderated
252 [3]
Cf sources results in non-negligible differences in the energy distribution of the neutron fluence .
Laboratories should characterize their D O-moderated Cf sources by simulations and spectral
measurements. The energy distribution of the neutron emission rate and spectrum-averaged quantities
of these fields should be checked through comparisons. A representative spectrum of the D O-
moderated Cf source was derived, for the purposes of this document, by Monte Carlo simulations.
In this model, 11,4 % of the source neutrons are absorbed in the moderating assembly. See Annex C for
details.
Am-Be (α,n) neutron sources include appropriate alloys, mixtures or compounds of americium, such
as a compressed mixture of americium oxide and beryllium as appropriate. See Annex D for details.
241 [4][5][6] [7][8]
In addition to the sources listed in Table 1, sources such as Am-B(α,n) , Pu-Li(α,n) ,
[8] 241 [6] 241 [9] 244 [10]
Pu-Be(α,n) , Am-F(α,n) , Am-Li(α,n) and Cm are also used but are not addressed
1)
specifically in this document .
238 239
1) Plutonium-based (α,n) sources may actually include more than one plutonium isotope, such as Pu, Pu,
240 241 242
Pu, Pu and Pu.
Table 1 — Reference radionuclide sources for calibrating neutron‑measuring devices
Ratio of photon to neutron
Fluence‑averaged Specific source
Half‑life ambient‑dose‑equivalent
a b
energy emission rate
Source
c
rates
d –1 –1
a MeV s kg
Cf (D O moder-
2 15 e
2,647 0,57 2,1 × 10 <0,18
ated)
252 15 f
Cf 2,647 2,13 2,4 × 10 0,05
–1 –1
s Bq
Am-Be(α,n)
g
small source 4,17
–5 h
432,6 6 × 10 <0,035
large source 4,05
a
The reported values are calculated applying the definition of the fluence-averaged neutron energy given in 3.4 to the
spectra tabulated in Annexes B, C and D.
b 252 241
For Cf sources, the specific emission rate is related to the mass of californium. For the Am-Be sources, this is
related to the Am activity and is subject to variations according to manufacturing process and degree of mixing. For
252 241
both Cf and Am-Be, these are indicative values only. For any source used to produce reference fields, a determination
of the neutron emission rate is needed. Information on the sources is given in References [3][11][12] for moderated Cf,
252 241
Reference [13] for Cf, and References [4][5][14][16] for Am-Be.
c
Calculated on the basis of the neutron spectra given in Annexes B, C and D and the conversion coefficients given in
Reference [17].
d 252 241
a = 1 mean solar year = 31 556 926 s or 365,242 20 days. Uncertainties on Cf and Am half-life can be assumed as
0,1 % (k=1) and 0,14 % (k=1) respectively. Half-life and related uncertainty are taken from Reference [18].
e
Data from References [12][19].
f 252
For approximately 2,5 mm thick steel encapsulation. The low energy gamma spectrum of Cf is easily shielded by
the small amount of steel in the encapsulation. Other construction details are likely to affect the ratio. Data for the photon
component of the Cf field are available in References [20][22].
g 241
For definition of "small" and "large" Am-Be source, see Annex D.
h
For sources enclosed within an additional 1 mm to 2 mm thick lead shield, see 4.4 for more information.
4.3 Source shape and encapsulation
The shape of the source would ideally be spherical, but most practical sources are cylindrical. In the
latter case, it is preferable that the diameter and length are approximately the same. The thickness of
the encapsulation should be uniform and small compared to the external diameter. For a Am-Be(α,n)
source, the spectral distribution, mainly in the energy range below approximately 2 MeV, depends, to
[5][15][16]
some extent, on the size and the composition of the source . See Annex D for more details.
[23]
Sources should comply with ISO 2919 encapsulation requirements .
4.4 Photon component of the neutron field
For Cf, the ratio of photon to neutron ambient dose equivalent rate is dependent upon the age of
the source because of the build-up of gamma-emitting fission products, as well as upon source
encapsulation. The 5 % value reported in Table 1 refers to new sources. During the first 30 years, this is
[21][22]
likely to remain below 10 % .
The Am-Be(α,n) source may be wrapped in a lead shield to reduce the gamma component. A thickness
[20][21][23]
of 1 mm to 2 mm reduces the photon to neutron dose-equivalent rate to less than 3,5 % . This
ratio does not depend on the americium activity and source encapsulation. The lead shield produces a
negligible change (less than 1 %) in the neutron dose equivalent rate. In the absence of the lead shield,
the photon to neutron dose equivalent rate (mainly from 59,5 keV gamma radiation) depends upon
[20]
the source construction. Based on bibliography data , it decreases as the physical size of the source
increases. Typical values for bare sources are 50 % for small sources (in the order of 37 GBq), 30 % and
20 % for larger sources (370 GBq and 555 GBq respectively).
4.5 Energy distribution of neutron source emission rate
The tabular and graphical representation of neutron spectra in this document is addressed in Annex A.
The energy distribution reported in Annex B shall be used for Cf sources.
The spectrum of the D O-moderated Cf source is affected by the construction details of the
moderating sphere, D O purity, and any additional material surrounding the source. See Annex C for
details.
For Am-Be, sources with different capsules, americium activity, chemical composition, granularity of
the active material, and construction methods, result in slightly different spectra. This is discussed in
Annex D.
The average fluence to dose equivalent conversion coefficients, h can be derived from the spectra
Φ
using Formula (1):
∞
hh= ()EEΦ d (1)
ΦΦ E
∫
Φ
where Φ is taken to be proportional to B and h (E) is the energy-dependent fluence to dose equivalent
E E Φ
conversion coefficient from Reference [17].
4.6 Neutron fluence rate produced by a source
The fluence rate produced by a neutron source is determined primarily from its neutron emission rate,
B, and the distance between the source centre and the point of test. Neutron sources generally show
anisotropic neutron emission in a coordinate system fixed in the geometrical centre of the source. The
coordinate system is shown in Figure 1.
The neutron emission rate, B, and its direction distribution, dB/dΩ, in the direction used for calibrations,
shall be determined (see also Annex E).
[24]
For the purposes of determining the direction distribution , the measuring device should have the
smallest solid angle consistent with deriving good statistics and should have sufficiently small energy
dependence of the fluence response to avoid sensitivity to changes of the energy with the angle.
Anisotropy measurements should be corrected for the contribution of scattered neutrons.
Once this is done, the neutron fluence rate, at a distance, l, from the centre of the source in a direction
for which θ = 90°, may then be taken as per Formula (2):
dB 1
ϕ =× (2)
()l,90°
dΩ
l
The neutron fluence rate obtained from this expression still has to be corrected for air attenuation,
and scattering from air and the surrounding material. These corrections, which are only negligible in
exceptional circumstances, are described in detail in Reference [1].
Figure 1 — Coordinate system for the case of an anisotropically emitting source
4.7 Determination of the neutron source emission rate
241 252
The emission rate from Am-Be(α,n) and Cf sources shall be measured by a reference laboratory
before use. Reference laboratories can generally measure the emission rate of neutron sources to within
[25]
a relative standard uncertainty of about 1,5 % (k=1) .
For Am-Be(α,n) sources there is the possibility that, with time, the constituent components may shift
with respect to each other, with a resultant change in the neutron source emission rate.
The source emission rate of a Cf source shall be corrected for radioactive decay on a day-to-day
basis. It is important to take into account the decay of all the constituents of the source including the
250 254 248 252 [26]
Cf, Cf, and Cm in available Cf sources . Therefore, the manufacturer shall supply a dated
certificate of the isotopic composition and a record of when the curium was last removed from the
source material.
It is recommended that the emission rate of neutron sources be checked every five years. An alternative
to recalibrating the sources in a manganese sulphate bath is to perform regular stability tests against
stable instruments or against other sources.
252 250
For Cf sources expected to have more than 5 % neutron emission due to the combination of Cf and
Cm, these tests should take place more frequently.
4.8 Irradiation facility
In general, irradiation rooms have thick walls (for example concrete) for shielding. In this case, the inside
dimensions should be as large as practically possible. The magnitude of the correction for room- and air-
scattered neutrons, and the resulting uncertainty in the field quantities, depend critically on the size of
the room. In all cases, the effects of scattered neutrons may be characterized through measurements
with a shadow cone and investigations of deviations from the 1/l -relationship (where l is the distance
between the neutron source and the detector reference point). Details of the recommended calibration
procedures are dealt with in Reference [1].
5 Reference fields for the determination of the response of neutron‑measuring
devices as a function of neutron energy
5.1 Overview
In this clause, neutron reference radiation fields produced by particle accelerators and nuclear reactors
are specified. Those with nearly-monoenergetic spectra may be especially suited for the determination
of the response of neutron-measuring devices as a function of neutron energy. These fields may also
be used to determine dose equivalent rate dependence and directional dependence. Radiation fields
specified in this clause may also be used for the calibration of neutron-measuring devices.
Thermal neutron fields are achievable at reactors and by moderating neutrons from particle accelerators
or radionuclide neutron sources, but are covered by Clause 6.
5.2 General properties
The recommended neutron energies and the methods used for their production are given in Table 2,
along with relevant references. These energies were chosen for practical reasons, including yield, even
spacing in logarithmic energy scale, and availability of data from international comparisons. Some of
them were chosen because they can be produced in multiple ways (see for example 0,024 MeV).
Other energies can be used, provided they are well characterized. Methods to produce these energies
and to characterize the fields can be found in References [27] and [28].
With accelerators, the neutron energy range between 2 keV and 19 MeV can be covered in principle
using protons and deuterons up to 3,5 MeV, except for the gap region (6 MeV to 13 MeV).
Production of monoenergetic neutrons at 0° is usually advantageous because it shows a maximum in
the yield and a minimum in the variation of the energy and the yield with the angle. But angles larger
[29]
than 0° can be also used , provided that account is taken of specific problems, such as the larger
contribution of scattering in the target assembly, the strong variation of yield and energy with angle,
and the increased relative photon contribution.
Table 2 — Neutron radiations for determining the response of neutron‑measuring devices as a
function of neutron energy
Neutron energy References
Method of production
MeV (see Bibliography)
0,002 Scandium-filtered reactor neutron beam or accelerator-pro-
[30]
45 45
duced neutrons from reaction Sc(p,n) Ti
45 45 [31]
0,008 Accelerator-produced neutrons from reaction Sc(p,n) Ti
a
0,024 Iron/aluminium-filtered reactor neutron beam or acceler-
45 45 [29][32]
ator-produced neutrons from reactions Sc(p,n) Ti and
7 7
Li(p,n) Be.
45 45
Sc(p,n) Ti can generate both 0,024 and 0,027 MeV varying
the angle.
[33]
0,022 8 MeV neutrons can also be produced using a Sb-
Be(γ,n) radionuclide source
a
0,144 Silicon-filtered reactor neutron beam or accelerator-produced
[30][34][35]
3 7 7
neutrons from reactions T(p,n) He and Li(p,n) Be
Table 2 (continued)
Neutron energy References
Method of production
MeV (see Bibliography)
a 3
0,25 Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He and
}
7 7
Li(p,n) Be
}
a 3
0,565 Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He and
}
7 7
Li(p,n) Be
a 3
}
1,2 Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He
a 3
}
2,5 Accelerator-produced neutrons from reaction T(p,n) He
ab 3
[22][23]
2,8 Accelerator-produced neutrons from reaction D(d,n) He
}
a 3
5,0 Accelerator-produced neutrons from reaction D(d,n) He
}
ab 4
14,8 Accelerator-produced neutrons from reaction T(d,n) He
}
17,0 Accelerator-produced neutrons from reaction T(d,n) He
}
c 4
19,0 Accelerator-produced neutrons from reaction T(d,n) He
}
a [36][38]
Energies at which international comparisons of neutron fluence measurements were performed .
b
Accelerator-produced neutrons, with deuteron energy up to a few hundred keV.
c
In the 17 MeV and 19 MeV fields parasitic neutrons are very likely to be present because of the high deuteron
energy used to produce this field. They need to be subtracted using a well-matched blank target. Such targets
are routinely available, and the time-of-flight technique should be used to check the equivalence of the targets. In
this way, the parasitic neutrons can be corrected for, and the fluence of the pure 17 MeV and 19 MeV neutron field
can be determined. Attention has to be made for those instruments under test that are also sensitive to parasitic
neutrons with energies lower than the main monoenergetic energy. In this case, a blank target measurement
might also be necessary.
5.3 Neutron reference radiation fields produced with particle accelerators
5.3.1 General requirements
An accelerator providing protons and deuterons up to an energy of 3,5 MeV is required to generate
neutrons of all the energies given in Table 2. For the production of neutrons with energies of 2,8 MeV
and 14,8 MeV, however, a small accelerator with a potential of up to few hundred kilovolts, is sufficient.
When these neutrons are used for calibrating instruments, the following parameters shall be assessed:
— charged particle beam energy;
— angle relative to the charged particle beam;
— neutron fluence measurements and monitoring;
— neutron spectrum;
— sources of scattered and contaminant neutrons;
— target age and thickness.
5.3.2 Energy of charged particles
Computer codes or databases are used to derive the charged particle energy required to obtain a given
[34][35]
neutron energy .
The energy of the incident charged particle beam shall be determined. A stabilised analysing magnet
calibrated by means of a few known nuclear reaction thresholds may be used in order to select the
momentum of the particle beam. The energy loss of the charged particles in the target shall be taken
into account in the calculation of the bombarding energy needed to produce the required neutron
energy. Relevant stopping power values in different materials can be found in References [39][41]. A
computer code to calculate stopping power values can be found at www .srim .org.
5.3.3 Neutron spectrum
Due to energy losses in the target, and other influences, accelerated charged particles generate, at a
given angle, neutrons with a narrow, but finite, width in energy around the stated reference energy. For
[27]
thin targets , it is not necessary to consider this energy spread when applying the fluence-to-dose-
equivalent conversion coefficients in order to calculate the dose-equivalent quantities. The conversion
coefficients for the “monoenergetic” neutrons at the stated energy are used in this case.
With endothermic reactions, two neutron groups are produced near the threshold relative to the
incident proton beam. This is the case for the T(p,n) He reaction if it is used to provide neutron energies
of either 0,144 MeV or 0,25 MeV at 0°. To obtain monoenergetic neutrons of these energies, larger
angles of neutron emission should be used with charged particles of correspondingly higher energies.
Alternatively, the Li(p,n) reaction can be used to produce these energies. For the exothermic T(d,n)
reaction, account shall be taken of neutrons produced by the lower energy D(d,n) reaction, arising from
deuterium implantation during irradiation or pre-existing deuterium contamination of the tritium. To
limit the effects of deuterium implantation, the use of the same target for more than one energy with
the T(d,n) reaction is deprecated.
Excited states of the residual nuclei are formed for scandium and lithium for neutrons produced at 0°
with energies above 0,053 MeV and 0,65 MeV, respectively. These higher particle energies should only
be used if the response of the instrument to the resulting additional neutron energy group, as well as
the relative intensity of the secondary group to that of the primary group, are known.
5.3.4 Parasitic and scattered neutron background
Parasitic neutrons are those that are not part of the desired reference spectrum and occur for example
from scattering and from contaminant reactions. Corrections need to be considered:
a) in the measurement of the neutron fluence;
b) in monitoring the neutron production;
c) in evaluating the performance of the instrument under investigation.
To reduce the effect of scattered neutrons, the room used for the measurements shall be as large as
possible (see 4.8).
To reduce the influence of the scattered neutron background on a measurement, a reaction angle of 0°
should be used wherever possible, and the target assembly mass should be as low as possible.
The effect of parasitic neutron-producing reactions in the target, and of neutrons scattered in the target
assembly, on the neutron energy distribution shall be determined.
The background resulting from reactions of the beam in the target backing, or in material used to
absorb the reacting element, e.g. titanium for tritium and deuterium targets, can be accounted for
with "blank target" measurements, where a non-active target, having the same construction details
and materials, is irradiated. Scattering of neutrons in the target assembly is best accounted for using
neutron transport calculations.
Target properties should be monitored by time-of-flight neutron spectrometry to investigate depth
[42]
profiles of reacting isotopes, impurities, and deuterium implantation .
5.3.5 Neutron fluence measurement and monitoring
Practical guidance on the measurement of neutron fluence can be found in Reference [28] and may be
obtained from neutron reference laboratories. Appropriate methods and instruments may include:
a) counters measuring recoil protons (hydrogen-filled proportional counters, recoil-proton
telescopes, scintillation detectors);
b) activation of threshold and resonance detectors;
c) fission fragment detectors;
d) detectors of well-known, calibrated efficiency (for example a precision long counter).
The neutron fluence shall be determined at the location of the instrument to be calibrated. If the
measurements with the reference instrument are done at a different distance to the measurements
with the calibration measurements for the instruments to be calibrated, the distance dependence of the
neutron fluence including air scattering shall be considered. Attention should be paid that the same solid
angle is covered by the reference instrument and the object under test. One or more fluence monitors
[43]
at other positions shall be used during the calibration . The monitors then indicate the fluence at the
location of calibration. Account should be taken of the possible perturbation in the monitor reading
due to the presence of the reference instrument or the device to be calibrated. A correction can be
determined by carrying out two consecutive measurements with and without the object in place.
The duration of these measurements shall be such that the integrated beam current can be used as a
monitor for this period.
5.4 Neutron reference radiation fields produced with reactors
5.4.1 General requirements
For calibration purposes, unidirectional beams of neutrons shall be used. If the diameter of the beam is
small compared to the dimensions of the measuring device under investigation, broad beam irradiation
[44]
may be simulated by appropriate sweeping of the measuring device across the beam .
5.4.2 Production and monitoring
The production of quasi-monoenergetic neutron radiation fields by means of filtered reactor neutron
beams makes use of the existence of deep relative minima in the total cross-sections of certain
materials at distinct energies (for example 0,002 MeV in scandium, 0,024 MeV in iron and aluminium,
and 0,144 MeV in silicon). There also exist further so-called “neutron windows” at other energies.
Hence, neutron spectrum measurements of the beams shall be made to determine the relative intensity
of these neutron groups. In the case of scandium (0,002 MeV), the filters shall be sited in a beam tube
[30]
tangential to the reactor core . The same geometry may also be advantageous for the other filtered
reactor beams. Even then, the influence of other neutron groups shall be taken into account.
Recoil-proton proportional counters and He proportional counters may be used for the spectrometry
of the neutron beam. A boron trifluoride or a He proportional counter may be used to measure the
absolute fluence rate of the lower energy beams (neutron energies of E ≤ 0,024 MeV) and a recoil proton
n
counter for higher energy beams (neutron energies of E > 0,024 MeV). Boron trifluoride proportional
n
counters or He proportional counters may be used as monitors and transfer instruments.
6 Thermal neutron reference radiation fields
In this clause, thermal neutron reference radiation fields are specified. For the purposes of this
document, neutrons in the energy range below the cadmium cut-off energy (corresponding to
[45]
approximately 0,51 eV for 1 mm of cadmium ), are called “thermal”.
Thermal neutron reference radiation fields can be produced by moderating neutrons emitted by
[46] [47] [48]
radionuclide sources or particle accelerators , or by nuclear reactors .
Existing thermal neutron fields are different in terms of production method, construction details, field
size, presence of unwanted radiation (photons, epithermal, and unmoderated neutrons), energy and
direction distributions of the neutron field. The reference laboratory should know as much as possible
about the thermal field. Below is a set of parameters that should be specified to qualify a thermal field
as a reference one:
— method of production, construction details and beam time structure;
— method used to determine the reference values;
— points of test;
— energy and direction distributions of the neutron field;
— fluence rate;
— fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient;
— dose equivalent rate;
— field homogeneity;
— fraction of epithermal and unmoderated neutrons;
— cadmium ratio;
— photon component;
— methods to account for field modifications due to the device to be irradiated.
The true thermal-neutron fluence rate, φ is the quantity from which the dose equivalent rate may be
th
derived using the appropriate conversion coefficient, h .
Φ
The true thermal-neutron fluence rate shall be determined either directly from a measurement of the
spectral fluence rate (for example by time-of-flight spectrometry) or from the conventional neutron
fluence rate in accordance with Annex F, as defined in Reference [45] and measured, for example, by the
[49]
activation of gold foils .
In the special case of a Maxwellian spectrum of thermal neutrons of known temperature, the true
neutron fluence rate may be derived directly from the measured activation for a 1/v detector (see
Annex F).
Annex A
(informative)
Tabular and graphical representation of the neutron spectra for
radionuclide sources
A.1 Tabular data presentation
The energy distribution of the neutron emission rate is represented in this document as group source
emission rate, B , in certain energy intervals, i.e. the source emission rate between E and E , using
i i i+1
Formula (A.1):
E
i+1
BB= ()EEd (A.1)
iE
∫
E
i
where B is the spectral emission rate.
E
The energy given for each group of emission rate value, B , is the lower limit, E , of the energy interval,
i i
i; the last energy given in each table is the upper limit of the last energy interval. The group source
–1
emission rate values are normalized to a total source emission rate B = 1 s for all sources, using
Formula (A.2):
n
−1
Bs= 1 (A.2)
i
∑
i=1
The portion of the source emission rate between energies E and E , where a and b are energy group
a b
indexes, can be calculated by simply summing up the respective group source emission rates, using
Formula (A.3):
b−1
E
b
BB= (A.3)
i
∑
E
a
a
A.2 Graphical representation
While group source emission rate values are the basic physical data stemming from measurements or
calculations and are to be used for further calculations of integrals, they are inappropriate for graphical
representation of the spectra since their values depend on the (arbitrary) width of the energy intervals.
If spectra are given as a continuous (analytical) function, the most common graphical representations
are energy distribution of the neutron emission rate, B = dB/dE, vs. energy, E, if the E-axis is linearly
E
scaled, or dB/d(ln E/E ), if the E-axis is logarithmic.
(The latter was historically known as “lethargy plot”; the arbitrary parameter E is needed to make the
argument of the logarithm of dimension 1.)
ISO 8529-
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 8529-1
Deuxième édition
2021-11
Champs de rayonnement neutronique
de référence —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodes de
production
Neutron reference radiations fields —
Part 1: Characteristics and methods of production
Numéro de référence
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives .1
3 Termes et définitions . 2
4 Spectre large de référence de champs de rayonnement neutronique produits avec
des sources de radionucléides .3
4.1 Vue d’ensemble . 3
4.2 Types de sources d’étalonnage . 3
4.3 Forme et gainage de la source . 4
4.4 Composante photonique du champ de neutrons . 5
4.5 Distribution en énergie du débit d’émission d’une source de neutrons. 5
4.6 Débit de fluence neutronique produit par une source . 5
4.7 Détermination du débit d’émission d’une source de neutrons . 6
4.8 Installation d’irradiation . 7
5 Champs de rayonnement de référence pour la détermination de la réponse des
dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons .7
5.1 Vue d’ensemble . 7
5.2 Propriétés générales . 7
5.3 Champs de rayonnement neutronique de référence produits par des accélérateurs
de particules . 8
5.3.1 Exigences générales . 8
5.3.2 Énergie des particules chargées . 9
5.3.3 Spectre neutronique . . 9
5.3.4 Contribution des neutrons parasites et diffusés . 9
5.3.5 Mesurage et surveillance de la fluence neutronique . 10
5.4 Champs de rayonnement neutronique de référence produits par des réacteurs . 10
5.4.1 Exigences générales . 10
5.4.2 Production et surveillance . 10
6 Champs de rayonnement neutronique thermique de référence.11
Annexe A (informative) Représentation sous forme de tableaux et de graphiques des
spectres de neutrons pour les sources de radionucléides .13
Annexe B (normative) Distribution en énergie du débit d’émission de neutrons
pour la source de Cf .15
Annexe C (informative) Caractéristiques des sources de Cf modéré par D O .17
Annexe D (informative) Caractéristiques des sources Am-Be .21
Annexe E (informative) Caractéristiques de débit d’émission angulaire des sources
neutroniques de radionucléides . .25
Annexe F (normative) Débit de fluence neutronique thermique conventionnelle .28
Bibliographie .30
iii
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux.
L’ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l’ISO (voir www.iso.org/brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion
de l’ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: www.iso.org/iso/fr/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Une liste de toutes les parties de la série ISO 8529 se trouve sur le site web de l’ISO.
Il convient que l’utilisateur adresse tout retour d’information ou toute question concernant le présent
document à l’organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes
se trouve à l’adresse www.iso.org/fr/members.html.
iv
Introduction
Le présent document constitue la première partie d’une série de trois Normes internationales relatives
à l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres utilisés pour les besoins de la protection contre les
rayonnements neutroniques. Il décrit les caractéristiques et les méthodes de production des champs
de rayonnement neutronique de référence à utiliser pour des étalonnages. L’ISO 8529-2 décrit les
notions fondamentales ayant trait aux grandeurs physiques caractérisant le champ de rayonnement
et les modes opératoires d’étalonnage en termes généraux, en insistant sur les débitmètres actifs
et l’utilisation de sources de radionucléides. L’ISO 8529-3 concerne les dosimètres destinés à la
surveillance de zone et à la surveillance individuelle, en décrivant les modes opératoires respectifs
d’étalonnage et de détermination de leur réponse exprimée dans les grandeurs opérationnelles de la
Commission internationale sur les unités et les mesures des rayonnements (ICRU). Les coefficients de
conversion servant à convertir la fluence neutronique dans ces grandeurs opérationnelles sont fournis
dans l’ISO 8529-3.
v
NORME INTERNATIONALE ISO 8529-1:2021(F)
Champs de rayonnement neutronique de référence —
Partie 1:
Caractéristiques et méthodes de production
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie les champs neutroniques de référence, s’inscrivant dans le domaine
d’énergie allant des «thermiques» jusqu’à 20 MeV, destinés à l’étalonnage des dispositifs de mesure des
neutrons utilisés à des fins de radioprotection et pour déterminer leur réponse en fonction de l’énergie
des neutrons.
Le présent document traite uniquement des méthodes de production et de caractérisation des champs
de rayonnement neutronique de référence. Les modes opératoires d’application de ces champs de
rayonnement à des fins d’étalonnage sont décrits dans les références [1] et [2].
Les champs de rayonnement neutronique de référence spécifiés sont:
— les champs de neutrons issus de sources de radionucléides, y compris les champs de neutrons
de sources placées dans un modérateur;
— les champs de neutrons produits par réactions nucléaires avec des particules chargées issues
d’accélérateurs;
— les champs de neutrons issus de réacteurs.
Compte tenu des méthodes de production et de leur utilisation, ces champs de rayonnement neutronique
de référence sont, pour les besoins du présent document, traités dans les trois articles distincts suivants:
— l’Article 4 spécifie les sources de neutrons de radionucléides à spectre large destinées à l’étalonnage
de dispositifs de mesure des neutrons. Il convient que ces sources soient utilisées par des laboratoires
chargés de l’étalonnage de routine des dispositifs de mesure des neutrons dont la conception
particulière a déjà fait l’objet d’un essai de type;
— l’Article 5 spécifie les neutrons monoénergétiques produits par des accélérateurs et les neutrons
produits dans des réacteurs à spectre large ou quasi monoénergétiques, destinés à déterminer la
réponse de dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons. Ces champs
de rayonnement neutronique de référence étant produits dans des laboratoires spécialisés et bien
équipés, seul un minimum de détails expérimentaux est donné;
— l’Article 6 spécifie les champs neutroniques thermiques qui peuvent être produits par des sources
de radionucléides modérées, des accélérateurs ou des réacteurs.
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences du présent document. Pour les références datées, seule l’édition citée s’applique.
Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y compris les
éventuels amendements).
ISO 29661, Champs de rayonnement de référence pour la radioprotection — Définitions et concepts
fondamentaux
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions de l'ISO 29661 ainsi que les suivants,
s’appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp;
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/ .
3.1
débit d’émission neutronique d’une source de neutrons
B
quotient différentiel de N par rapport au temps, N étant le nombre de neutrons émis par la source, dans
toutes les directions
dN
B=
dt
–1
Note 1 à l'article: L’unité du débit d’émission neutronique est s .
3.2
distribution directionnelle du débit d’émission de neutrons
distribution angulaire du débit d’émission de neutrons
B
Ω
quotient différentiel de B par rapport à un angle solide, Ω étant une direction spatiale spécifique
dB
B =
Ω
dΩ
–1 –1
Note 1 à l'article: L’unité de la distribution directionnelle du débit d’émission de neutrons est s sr .
3.3
distribution en énergie du débit d’émission de neutrons
spectre du débit d’émission de neutrons
B
E
quotient différentiel de B par rapport à l’énergie, E étant l’énergie des neutrons
dB
B =
E
dE
–1 –1
Note 1 à l'article: L’unité du spectre du débit d’émission de neutrons est s J ; une unité fréquemment utilisée
–1 –1
est s MeV .
Note 2 à l'article: Les termes «spectre» et «distribution en énergie» sont considérés comme des équivalents.
Note 3 à l'article: Le débit d’émission d’une source de neutrons B est calculé d’après B de la façon suivante:
E
∞
BB= dE
E
∫
Note 4 à l'article: À une distance l d’une source ponctuelle, la distribution en énergie du débit de fluence φ ,
E
dû aux neutrons émis de façon isotrope à partir de la source ponctuelle avec un débit d’émission spectrale de
neutrons B (en négligeant l’influence de l’air et de la matière environnante), est donné par:
E
B
E
ϕ =
E
4πl
3.4
énergie moyenne en fluence des neutrons
E
énergie neutronique moyennée sur la distribution en énergie de la fluence
∞
EE=⋅Φ EEd
()
E
∫
Φ
où Φ (E) est la distribution en énergie de la fluence des neutrons et Φ est la fluence totale.
E
4 Spectre large de référence de champs de rayonnement neutronique produits
avec des sources de radionucléides
4.1 Vue d’ensemble
Le présent article spécifie les champs de rayonnement neutronique de référence produits par des
sources radioactives particulièrement appropriées à l’étalonnage de dispositifs de mesure des neutrons
(voir la référence [2]).
Des champs de neutrons thermiques de référence peuvent être obtenus en modérant les sources de
radionucléides, mais ils sont traités dans l’Article 6.
4.2 Types de sources d’étalonnage
Les sources de radionucléides indiquées dans le Tableau 1 doivent être utilisées pour produire des
champs de rayonnement neutronique de référence. Les valeurs numériques indiquées dans le Tableau 1
doivent uniquement être considérées comme des valeurs indicatives des caractéristiques marquantes
des sources, car les propriétés d’une source particulière varient avec la construction de cette source,
en raison de la diffusion et de l’absorption des rayonnements neutroniques et gamma, et en fonction
des impuretés isotopiques du matériau radioactif utilisé. Par conséquent, des détails sont donnés
sur le gainage de la source (voir 4.3), et la méthode de détermination de l’anisotropie de l’émission
neutronique est spécifiée (voir l’Annexe E).
252 252
Le Cf présente un débit d’émission de neutrons spécifique élevé et les sources de Cf sont donc
comparativement petites. Étant donné leur période courte de 2,647 ans, il est nécessaire de les
remplacer à intervalles réguliers.
252 252
La source de Cf modéré par D O est idéalement composée d’une source ponctuelle de Cf placée au
centre d’une sphère d’eau lourde de 300 mm de diamètre, entourée
a) d’une coquille de fer de 0,8 mm d’épaisseur, et
b) d’une coquille de cadmium de 1 mm d’épaisseur.
Dans la pratique, les laboratoires de référence ont mis au point plusieurs conceptions présentant de
légères différences au niveau de leurs détails de construction, tels que le guide utilisé pour positionner
la source au centre de la sphère, le matériau utilisé pour contenir l’eau lourde, et la structure employée
pour suspendre ou contenir la sphère modératrice. De plus, chaque assemblage modérateur présente
une pureté de D O et une capsule de source de Cf spécifiques. L’expérience des laboratoires de
référence suggère que la variabilité de la construction des sources de Cf modéré par D O engendre
[3]
des différences non négligeables dans la distribution en énergie de la fluence des neutrons . Il convient
que les laboratoires caractérisent leurs sources de Cf modéré par D O par des simulations et des
mesurages spectrométriques. Il est recommandé de procéder à des comparaisons afin de contrôler la
distribution en énergie du débit d’émission de neutrons et les grandeurs moyennées sur le spectre. Un
spectre représentatif de la source de Cf modéré par D O a été obtenu, pour les besoins du présent
document, par des simulations Monte Carlo. Dans ce modèle, 11,4 % des neutrons de la source sont
absorbés dans l’assemblage modérateur. Voir l’Annexe C pour obtenir des détails.
Les sources de neutrons Am-Be (α,n) comprennent des alliages, mélanges ou composés appropriés
d’américium, tels qu’un mélange comprimé d’oxyde d’américium et de béryllium, le cas échéant.
Voir l’Annexe D pour obtenir des détails.
241 [4][5][6] [7]
Outre les sources énumérées dans le Tableau 1, des sources telles que Am-B(α,n) Pu-Li(α,n)
[8] [8] 241 [6] 241 [9] 244 [10]
, Pu-Be(α,n) , Am-F(α,n) , Am-Li(α,n) et Cm sont également utilisées mais ne sont pas
1))
spécifiquement traitées dans le présent document .
Tableau 1 — Sources des radionucléides de référence pour l’étalonnage de dispositifs de
mesure des neutrons
Débit d’émission Rapport entre les débits d’équi-
Énergie moyenne
Période spécifique de la valent de dose ambiant «pho-
a
en fluence
Source b c
source tons» et «neutrons »
d –1 –1
a MeV s kg
Cf
15 e
2,647 0,57 2,1 × 10 <0,18
(modéré par D O)
252 15 f
2,647 2,13 2,4 × 10 0,05
Cf
–1 –1
s Bq
Am-Be(α,n)
g
petite source 4,17
−5 h
432,6 6 × 10 <0,035
grande source 4,05
a
Les valeurs rapportées sont calculées en appliquant la définition de l’énergie moyenne en fluence des neutrons donnée
en 3.4, aux spectres représentés sous forme de tableaux dans les Annexes B, C et D.
b 252 241
Pour les sources Cf, le débit d’émission spécifique est lié à la masse de californium. Pour les sources Am-Be, il est
lié à l’activité du Am et est sujet à des variations en fonction du procédé de fabrication et du degré de mélange. Pour les
252 241
sources Cf et Am-Be, les valeurs sont uniquement indicatives. Pour toute source utilisée pour produire des champs de
référence, une détermination du débit d’émission de neutrons est nécessaire. Des informations sur les sources sont données
252 252
dans les Références [3][11][12] pour le Cf modéré, dans la Référence [13] pour le Cf, et dans les Références [4][5][14]
[16] pour le Am-Be.
c
Calculés à partir des spectres de neutrons donnés dans les Annexes B, C et D et des coefficients de conversion spécifiés
dans la Référence [17].
d 252 241
1 a = 1 année solaire moyenne = 31 556 926 s ou 365,242 20 jours. Les incertitudes sur la période du Cf et du Am
peuvent être respectivement supposées égales à 0,1 % (k = 1) et 0,14 % (k = 1). La période et l’incertitude associée sont
extraites de la Référence [18].
e
Données extraites des Références [12][19].
f 252
Pour un gainage d’acier d’environ 2,5 mm d’épaisseur. Le spectre gamma de faible énergie du Cf est facilement
protégé par la petite quantité d’acier du gainage. D’autres détails de construction sont susceptibles d’affecter le rapport.
Des données relatives à la composante photonique du champ de Cf sont disponibles dans les Références [20][22].
g 241
Pour obtenir la définition des «petites» et «grandes» sources Am-Be, voir l’Annexe D.
h
Pour les sources encapsulées dans un blindage en plomb supplémentaire de 1 mm à 2 mm d’épaisseur, voir 4.4 pour
obtenir de plus amples informations.
4.3 Forme et gainage de la source
La forme idéale de la source serait sphérique, mais elle est cylindrique dans la majorité des sources
réelles. Dans ce dernier cas, il est préférable que le diamètre et la longueur soient sensiblement
identiques. Il convient que l’épaisseur du gainage soit uniforme et faible par rapport au diamètre
extérieur. Pour une source Am-Be(α,n), la distribution spectrale, principalement dans le domaine
d’énergie inférieur à environ 2 MeV, dépend, dans une certaine mesure, de la taille et de la composition
[5][15][16]
de la source . Voir l’Annexe D pour obtenir de plus amples détails.
[23]
Il convient que les sources soient conformes aux exigences de gainage de l’ISO 2919.
1) ) Les sources (α,n) à base de plutonium peuvent en fait inclure plusieurs isotopes du plutonium, tels que
238 239 240 241 242
Pu, Pu, Pu, Pu et Pu.
4.4 Composante photonique du champ de neutrons
En ce qui concerne le Cf, le rapport entre les débits d’équivalent de dose ambiant «photons»
et «neutrons» dépend de l’âge de la source, en raison de l’accumulation de produits de fission émetteurs
gamma, ainsi que du gainage de la source. La valeur de 5 % indiquée dans le Tableau 1 se rapporte à
de nouvelles sources. Au cours des 30 premières années, cette valeur restera probablement inférieure
[20][22]
à 10 % .
La source Am-Be(α,n) peut être recouverte d’un blindage en plomb afin de réduire la composante
gamma. Une épaisseur de 1 mm à 2 mm réduit le débit d’équivalent de dose «photons» et «neutrons»
[20][21][23]
à moins de 3,5 % . Ce rapport ne dépend pas de l’activité de l’americium et du gainage
de la source. Le blindage en plomb produit une modification négligeable (inférieure à 1 %) du débit
d’équivalent de dose «neutrons». En l’absence de blindage en plomb, le débit d’équivalent de dose
«photons» et «neutrons» (provenant principalement du rayonnement gamma de 59,5 keV) dépend de
[20]
la construction de la source. Sur la base des données bibliographiques , il diminue à mesure que la
taille physique de la source augmente. Les valeurs types pour les sources nues sont de 50 % pour les
petites sources (de l’ordre de 37 GBq), 30 % et 20 % pour les grandes sources (370 GBq et 555 GBq
respectivement).
4.5 Distribution en énergie du débit d’émission d’une source de neutrons
Dans le présent document, les représentations des spectres de neutrons sous forme de tableaux et de
graphiques sont traitées à l’Annexe A.
La distribution en énergie indiquée à l’Annexe B doit être utilisée pour les sources Cf.
Le spectre de la source Cf modéré par D O est affecté par les détails de construction de la sphère
modératrice, la pureté du D O et toute matière additionnelle entourant la source. Voir l’Annexe C pour
obtenir des détails.
Pour Am-Be, les sources avec différentes capsules, l’activité de l’américium, la composition chimique,
la granularité de la matière active et les méthodes de construction entraînent des spectres légèrement
différents. Cet aspect est traité à l’Annexe D.
Les coefficients de conversion fluence-équivalent de dose moyennés sur le spectre, h , peuvent être
Φ
calculés à partir des spectres, d’après la Formule (1):
∞
hh= ()EEΦ d (1)
ΦΦ E
∫
Φ
où Φ est supposé proportionnel à B et h (E) est le coefficient de conversion fluence-équivalent de
E E Φ
dose en fonction de l’énergie extrait de la référence [17].
4.6 Débit de fluence neutronique produit par une source
Le débit de fluence produit par une source de neutrons est principalement déterminé à partir de son
débit d’émission de neutrons, B, et de la distance entre le centre de la source et le point de mesure. Les
sources de neutrons présentent généralement une émission neutronique anisotrope dans un système
de coordonnées dont l’origine est au centre géométrique de la source. Le système de coordonnées est
représenté sur la Figure 1.
Le débit d’émission de neutrons, B, et sa distribution directionnelle, dB/dΩ, dans la direction utilisée
pour les étalonnages, doivent être déterminés (voir aussi l’Annexe E,).
[24]
Pour les besoins de la détermination de la distribution directionnelle , il convient que le dispositif
de mesure présente le plus petit angle solide permettant d’obtenir de bonnes statistiques, ainsi qu’une
dépendance énergétique suffisamment faible de la réponse en fluence afin d’éviter toute sensibilité aux
variations de l’énergie en fonction de l’angle. Il est recommandé de corriger les mesurages d’anisotropie
en fonction de la contribution des neutrons diffusés.
Une fois cette correction effectuée, le débit de fluence neutronique à une distance l du centre de la
source dans une direction pour laquelle θ = 90° peut alors être obtenu par la Formule (2):
dB 1
ϕ =× (2)
()l,90°
dΩ
l
Le débit de fluence neutronique obtenu à partir de cette expression doit aussi encore être corrigé
en fonction de l’atténuation dans l’air et de la diffusion par l’air et les matériaux environnants.
Ces corrections, qui sont uniquement négligeables dans des circonstances exceptionnelles, sont décrites
en détail dans la référence [1].
Figure 1 — Système de coordonnées pour le cas d’une source à émission anisotrope
4.7 Détermination du débit d’émission d’une source de neutrons
241 252
Le débit d’émission des sources Am-Be(α,n) et Cf doit être mesuré par un laboratoire de référence
avant utilisation. Les laboratoires de référence peuvent généralement mesurer le débit d’émission des
[25]
sources de neutrons avec une incertitude-type relative d’environ 1,5 % (k = 1) .
Pour les sources d' Am-Be(α,n), il est possible que les composants constitutifs puissent, au fil
du temps, migrer les uns par rapport aux autres, en entraînant une variation du débit d’émission de la
source de neutrons.
Le débit d’émission d’une source de Cf doit être corrigé quotidiennement en fonction de la
décroissance radioactive. Il est important de tenir compte de la décroissance de tous les constituants de
250 254 248 252 [26]
la source, y compris du Cf, du Cf et du Cm dans les sources Cf disponibles . Par conséquent,
le fabricant doit fournir un certificat de composition isotopique daté et un enregistrement de la dernière
fois où le curium a été retiré du matériau de la source.
Il est recommandé de contrôler le débit d’émission des sources de neutrons tous les cinq ans.
Une alternative au réétalonnage des sources dans un bain de sulfate de manganèse consiste à effectuer
des essais de stabilité réguliers par rapport à des instruments stables ou à d’autres sources.
Pour les sources de Cf dont l’émission neutronique attendue est supérieure à 5 % en raison de la
250 248
combinaison du Cf et du Cm, il convient d’augmenter la fréquence de ces essais.
4.8 Installation d’irradiation
Les salles d’irradiation ont généralement des murs épais (par exemple en béton) pour des raisons de
protection. Dans ce cas, il convient que les dimensions intérieures soient aussi grandes que possible.
L’ampleur de la correction pour les neutrons diffusés par la salle et par l’air et l’incertitude résultante
sur les grandeurs de champ, dépendent fortement des dimensions de la salle. Dans tous les cas, les
effets des neutrons diffusés peuvent être caractérisés par des mesurages avec un cône d’ombre et des
recherches d’écarts par rapport à la relation en 1/l (où l est la distance entre la source de neutrons et le
détecteur du point de référence). Les modes opératoires d’étalonnage recommandés sont détaillés dans
la référence [1].
5 Champs de rayonnement de référence pour la détermination de la réponse des
dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons
5.1 Vue d’ensemble
Le présent article spécifie des champs de rayonnement neutronique de référence produits par
les accélérateurs de particules et les réacteurs nucléaires. Les champs avec des spectres quasi
monoénergétiques peuvent être particulièrement adaptés pour la détermination de la réponse des
dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons. Ces champs peuvent également
servir à déterminer la dépendance du débit d’équivalent de dose et la dépendance directionnelle.
Les champs de rayonnement spécifiés dans le présent article peuvent également être utilisés pour
l’étalonnage des dispositifs de mesure des neutrons.
Des champs de neutrons thermiques peuvent être obtenus sur les réacteurs en modérant les neutrons
produits par des accélérateurs de particules ou des sources neutroniques de radionucléides, mais ils
sont traités dans l’Article 6.
5.2 Propriétés générales
Les énergies neutroniques recommandées et les méthodes employées pour leur production, ainsi que
les références correspondantes, sont données dans le Tableau 2. Ces énergies ont été choisies pour des
raisons pratiques incluant le taux de production, l’espacement régulier dans l’échelle logarithmique de
l’énergie et la disponibilité de données en vue de comparaisons internationales. Certaines d’entre elles
ont été choisies car elles peuvent être obtenues de façons multiples (voir par exemple 0,024 MeV).
D’autres énergies peuvent être utilisées, à condition qu’elles soient bien caractérisées. Des méthodes de
production de ces énergies et de caractérisation des champs peuvent être trouvées dans les références
[27] et [28].
Avec les accélérateurs, le domaine d’énergie des neutrons entre 2 keV et 19 MeV peut en principe être
couvert en utilisant des protons et des deutérons jusqu’à 3,5 MeV, sauf pour la région de coupure
(de 6 MeV à 13 MeV).
La production de neutrons monoénergétiques à 0° est généralement avantageuse car elle présente
un maximum en termes de taux de production et un minimum de variation de l’énergie et du taux
de production en fonction de l’angle. Cependant, des angles supérieurs à 0° peuvent également être
[29]
utilisés , sous réserve de tenir compte de problèmes spécifiques tels que la plus grande contribution
de la diffusion dans l'assemblage cible, de l’importante variation du taux de production et de l’énergie
avec l’angle, et de l’augmentation de la contribution relative des photons.
Tableau 2 — Rayonnements neutroniques pour la détermination de la réponse de dispositifs
de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons
Énergie des neu- Références
trons
Méthode de production
(voir bibliographie)
MeV
0,002 Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du scandium ou neutrons
[30]
45 45
produits par accélérateurs à partir de la réaction Sc(p,n) Ti
0,008 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction
[31]
45 45
Sc(p,n) Ti
a
0,024 Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du fer/aluminium ou neu-
45 45 [29][32]
trons produits par accélérateurs à partir des réactions Sc(p,n) Ti et
7 7
Li(p,n) Be.
45 45
Sc(p,n) Ti peut générer des énergies de 0,024 MeV et 0,027 MeV
qui font varier l’angle.
[33]
Des neutrons de 0,022 8 MeV peuvent également être produits en utili-
sant une source de radionucléides Sb-Be(γ,n)
a
0,144 Faisceau de neutrons de réacteurs filtrés par du silicium ou neu-
3 [30][34][35]
trons produits par accélérateurs à partir des réactions T(p,n) He
7 7
et Li(p,n) Be
a 3
0,25 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(p,n) He
}
7 7
et Li(p,n) Be
}
a 3
0,565 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(p,n) He
}
7 7
et Li(p,n) Be
a 3
}
1,2 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(p,n) He
a 3
2,5 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(p,n) He }
ab 3
[22][23]
2,8 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction D(d,n) He
}
a 3
5,0 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction D(d,n) He
}
ab 4
14,8 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(d,n) He
}
17,0 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(d,n) He
}
c 4
19,0 Neutrons produits par accélérateurs à partir de la réaction T(d,n) He
}
a [36][38]
Énergies auxquelles sont effectuées les comparaisons internationales de mesurages de fluence neutronique .
b
Neutrons produits par accélérateurs avec une énergie de deutéron jusqu’à quelques centaines de keV.
c
Dans le champ de 17 MeV et 19 MeV, des neutrons parasites sont très susceptibles d'être présents en raison de l’énergie
élevée des deutérons utilisée pour produire ce champ. Il est nécessaire de les soustraire en utilisant une cible vierge
parfaitement adaptée. De telles cibles sont couramment disponibles et il convient d’utiliser la technique du temps de vol
pour contrôler l’équivalence des cibles. De cette manière, il est possible de corriger l’effet des neutrons parasites et de
déterminer la fluence du champ de neutrons purs de 17 MeV et 19 MeV. L’attention doit être focalisée sur ces instruments
en essai qui sont également sensibles aux neutrons parasites avec des énergies inférieures à l'énergie monoénergétique
principale. Dans ce cas, un mesurage sur cible vierge peut également être nécessaire.
5.3 Champs de rayonnement neutronique de référence produits par des accélérateurs
de particules
5.3.1 Exigences générales
Un accélérateur délivrant des protons et des deutérons jusqu’à une énergie de 3,5 MeV est nécessaire
pour produire des neutrons de toutes les énergies indiquées dans le Tableau 2. Cependant, pour la
production de neutrons d’énergies de 2,8 MeV et 14,8 MeV, un petit accélérateur avec un potentiel allant
jusqu’à quelques centaines de kilovolts suffit. Lorsque ces neutrons sont utilisés pour l’étalonnage
d’instruments, les paramètres suivants doivent être déterminés:
— l’énergie du faisceau de particules chargées;
— l’angle par rapport au faisceau de particules chargées;
— les mesurages et la surveillance de la fluence neutronique;
— le spectre des neutrons;
— les sources de neutrons diffusés et contaminants;
— l’âge et l’épaisseur de la cible.
5.3.2 Énergie des particules chargées
Des codes de calcul informatiques ou des bases de données sont utilisés pour déterminer l’énergie des
[34][35]
particules chargées requise pour obtenir une énergie de neutrons donnée .
Il faut déterminer l’énergie du faisceau incident de particules chargées. Il est permis d’utiliser un
aimant d’analyse stabilisé, étalonné au moyen de quelques seuils de réactions nucléaires connus, afin
de sélectionner la quantité de mouvement du faisceau de particules. La perte d’énergie des particules
chargées dans la cible doit être prise en considération lors du calcul de l’énergie de bombardement
nécessaire pour produire l’énergie désirée des neutrons. Des valeurs pertinentes de pouvoir d’arrêt
dans différents matériaux peuvent être obtenues dans les Références [39][41].Un code de calcul des
valeurs de pouvoir d’arrêt est disponible à l’adresse: www .srim .org.
5.3.3 Spectre neutronique
En raison des pertes d’énergie dans la cible, ainsi que d’autres influences, des particules chargées
accélérées génèrent, à un angle donné, des neutrons avec une bande d’énergie étroite mais définie
[27]
autour de l’énergie nominale de référence. Pour les cibles minces , il n’est pas nécessaire de prendre
en considération cette dispersion d’énergie lors de l’application des coefficients de conversion fluence-
équivalent de dose pour le calcul des grandeurs d’équivalent de dose. Les coefficients de conversion
pour les neutrons «monoénergétiques» à l’énergie nominale sont utilisés dans ce cas.
Avec les réactions endothermiques, deux groupes de neutrons sont produits au voisinage du seuil relatif
au faisceau de protons incident. Tel est le cas de la réaction T(p,n) He lorsqu’elle est utilisée pour fournir
des énergies de neutrons de 0,144 MeV ou 0,25 MeV à 0°. Afin d’obtenir des neutrons monoénergétiques
à ces énergies, il convient d’utiliser de plus grands angles d’émission de neutrons avec des particules
chargées d’énergies correspondantes plus importantes. Alternativement, la réaction du Li(p,n) peut
être utilisée pour produire ces énergies. Pour la réaction exothermique T(d,n), il faut tenir compte des
neutrons produits par la réaction d’énergie inférieure D(d,n), résultant de l’implantation de deutérium
pendant l’irradiation ou de la contamination du tritium par le deutérium pré-existant. Pour limiter les
effets de l’implantation du deutérium, il est déconseillé d’utiliser la même cible pour plus d’une énergie
avec la réaction T(d,n).
Des états excités des noyaux résiduels sont formés pour le scandium et le lithium pour les neutrons
produits à 0° avec des énergies supérieures à 0,053 MeV et 0,65 MeV respectivement. Il convient
d’utiliser uniquement ces énergies de particules supérieures lorsque la réponse de l’instrument au
groupe supplémentaire d’énergie des neutrons qui en résulte est connue, ainsi que l’intensité relative
du groupe secondaire par rapport au groupe primaire.
5.3.4 Contribution des neutrons parasites et diffusés
Les neutrons parasites sont ceux qui ne font pas partie du spectre de référence souhaité et résultent
par exemple de la diffusion et des réactions avec les contaminants. Il est nécessaire d’envisager des
corrections:
a) lors du mesurage de la fluence neutronique;
b) lors de la surveillance (« monitorage ») de la production de neutrons;
c) lors de l’évaluation des performances de l’instrument en cours d’essai.
Afin de réduire l’effet des neutrons diffusés, la salle utilisée pour les mesurages doit être aussi grande
que possible (voir 4.8).
Afin de réduire l’influence de la contribution des neutrons diffusés sur un mesurage, il est recommandé
d’utiliser, dans la mesure du possible, un angle de réaction de 0° et il convient que l’assemblage cible ait
une masse aussi faible que possible.
L’effet des réactions produisant des neutrons parasites dans la cible, ainsi que des neutrons diffusés
dans l’assemblage cible, sur la distribution en énergie des neutrons doit être déterminé.
La contribution résultant de réactions du faisceau dans le support de la cible, ou dans le matériau utilisé
pour absorber l’élément réactif, par exemple le titane pour les cibles au tritium et au deutérium, peut
être prise en compte avec des mesurages de «cible à blanc», où une cible non active présentant les
mêmes détails de construction et matériaux, est irradiée. La diffusion des neutrons dans l’assemblage
cible est la mieux prise en compte en utilisant des calculs de transport des neutrons.
Il convient de surveiller les propriétés de la cible par spectrométrie neutronique à temps de vol afin
d’examiner les implantations en profondeur des isotopes réactifs, les impuretés et l’implantation du
[42]
deutérium .
5.3.5 Mesurage et surveillance de la fluence neutronique
Des recommandations pratiques pour le mesurage de la fluence neutronique sont fournies dans
la référence [28] et peuvent être obtenues auprès des laboratoires de référence neutroniques. Les
méthodes et instruments appropriés peuvent comprendre:
a) des compteurs à protons de recul (compteurs proportionnels à remplissage d’hydrogène, télescopes
à protons de recul, détecteurs à scintillation);
b) l’activation de détecteurs à seuil et à résonance;
c) des détecteurs à fragments de fission;
d) des détecteurs d’efficacité bien connue, étalonnés (par exemple «compteur long» de précision).
La fluence neutronique doit être déterminée à l’emplacement de l’instrument à étalonner. Si les
mesurages avec l’instrument de référence sont réalisés à une distance différente des mesurages
d’étalonnage pour les instruments à étalonner, la dépendance à la distance de la fluence neutronique,
y compris la diffusion dans l’air, doit être prise en compte. Il convient de s’assurer que le même angle
solide soit couvert par l’instrument de référence et l’objet en essai. Un ou plusieurs moniteurs de fluence
[43]
placés à d’autres positions doivent être utilisés pendant l’étalonnage . Les moniteurs indiquent alors
la fluence au point d’étalonnage. Il convient de tenir compte de la perturbation possible de la lecture
du moniteur due à la présence de l’instrument de référence ou du dispositif à étalonner. Une correction
peut être déterminée en réalisant deux mesurages consécutifs avec et sans l’objet en place. La durée de
ces mesurages doit permettre d’utiliser le courant de faisceau intégré comme un moniteur durant cette
période.
5.4 Champs de rayonnement neutronique de référence produits par des réacteurs
5.4.1 Exigences générales
Pour des besoins d’étalonnage, des faisceaux de neutrons unidirectionnels doivent être utilisés. Si le
diamètre du faisceau est petit par rapport aux dimensions du dispositif de mesure en cours d’essai,
une irradiation à faisceau large peut être simulée par un déplacement approprié du dispositif de mesure
[44]
dans le faisceau .
5.4.2 Production et surveillance
La production de champs de rayonnement neutronique quasi monoénergetiques au moyen de faisceaux
de neutrons filtrés produits par un réacteur utilise l’existence de minima relatifs importants dans les
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
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