ISO 8529:1989

NORME ISO
INTERNATIONALE
8529
Première Édition
1989-10-01
Rayonnements neutroniques de référence
destinés à l’étalonnage des instruments de
mesure des neutrons utilisés en radioprotection
et à la détermination de leur réponse en fonction
de l’énergie des neutrons
Neutron reference radiations for calibrating neutron-measuring devices used for
radiation protection purposes and for determining their response as a function of
neutron energy
Numéro de référence
ISO 8529: 1989 (FI

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ISO 8529 : 1989 (FI
Page
Sommaire
Avant-propos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . iii
1 Domaine d’application .
2 Références normatives. .
3 Définitions des grandeurs et des unités .
4 Rayonnements de référence pour l’étalonnage des dispositifs
4
demesuredesneutrons. .
5
4.1 Propriétés générales .
4.2 Caractéristiques des sources pour des étalonnages
deroutine. .
4.3 Débit de fluence neutronique produit par une source. .
4.4 Étalonnage de l’émission neutronique d’une source .
4.5 Installation d’irradiation .
5 Rayonnements de référence pour la détermination de la réponse des
dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons .
5.1 Propriétés générales .
5.2 Neutrons de référence produits par réacteurs .
5.3 Sources de photo-neutrons .
5.4 Neutrons produits par accélérateurs .
Annexes
A Représentation graphique et sous forme de tableaux des spectres
.......................... 11
de neutrons pour les sources de radionucléides
B Facteurs de conversion «fluencew«dose» pour
18
des sources de radionucléides .
C Facteurs de conversion «fluencew«dose)) pour
des neutrons monoénergétiques. . 19
D Débit de fluence neutronique thermique conventionnelle . 20
E Bibliographie . 21
0 ISO 1989
Droits de reproduction réservés. 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 et les microfilms, sans l’accord écrit de l’éditeur.
Organisation internationale de normalisation
Case postale 56 l CH-1211 Genève 20 a Suisse
Imprimé en Suisse
ii

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ISO 8529 : 1989 (FI
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale
d’organismes nationaux de normalisation (comités membres de I’ISO). L’élaboration
des Normes internationales est en général confiée aux comités techniques de I’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 I’ISO participent également aux travaux. L’ISO col-
labore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (CEI) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis
aux comités membres pour approbation, avant leur acceptation comme Normes inter-
nationales par le Conseil de I’ISO. Les Normes internationales sont approuvées confor-
mément aux procédures de I’ISO qui requièrent l’approbation de 75 % au moins des
comités membres votants.
La Norme internationale ISO 8529 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85,
Énergie nucléaire.
B, C et D font partie intégrante de la présen
Les annexes A, te N orme internationale.
L’annexe E est donnée uniquement à titre d’information.

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Page blanche

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NORME INTERNATIONALE ISO 8529 : 1989 (F)
Rayonnements neutroniques de référence destinés à
l’étalonnage des instruments de mesure des neutrons
utilisés en radioprotection et à la détermination de
leur réponse en fonction de I’énergie des neutrons
1 Domaine d’application - Dans l’article 4, les sources radioactives de neutrons, à
spectre large, sont spécifiées pour l’étalonnage des instru-
Cette Norme internationale donne les spécifications des rayon- ments de mesure des neutrons. Ces sources doivent, être
utilisées par des laboratoires intervenant dans l’étalonnage
nements neutroniques de référence, dans le domaine d’énergie
depuis les ((thermiques» jusqu’à 20 MeV, destinés à I’étalon- de routine des dispositifs de mesure des neutrons, dont la
nage des instruments de mesure des neutrons utilisés en radio- réalisation a déjà fait l’objet d’un essai de type.
protection ainsi qu’à la détermination de la variation de leur
- Dans l’article 5, les neutrons monoénergétiques pro-
réponse en fonction de l’énergie des neutrons. Les rayonne-
duits par des accélérateurs, les neutrons produits par des
ments de référence sont donnés pour des débits de fluence
réacteurs, à spectre large ou quasi-monoénergétiques, et les
neutronique atteignant 105 cm -2s - 1, correspondant, pour
sources radioactives spéciales sont spécifiés pour la déter-
l’énergie des neutrons de 1 MeV, à des débits d’équivalent de
mination de la réponse d’appareils de mesure des neutrons
dose jusqu’à 100 mSvh -1 (10 rem=h-1). La présente Norme
en fonction de l’énergie des neutrons. Puisque ces rayonne-
internationale s’applique aux étalonnages de radioprotection en
ments de référence sont produits dans des laboratoires spé-
termes d’unités d’«équivalent de dose)), mais des valeurs sont
cialisés et bien équipés, seulement un minimum de détails
également données en termes d’unités de «dose absorbée» et
expérimentaux y est donné.
de (( kerma)) dans le ((tissu de l’homme standard».
Pour la conversion de la ((fluence neutronique» en grandeurs
II doit être noté qu’à l’heure actuelle, les définitions des gran-
recommandées pour la radioprotection et pour des problèmes
deurs relatives à I’«équivalent de dose» devant être utilisées en
connexes, les facteurs de conversion suivants sont donnés:
radioprotection sont en cours de révision par I’ICRU et la
CIPRl). Dans ces conditions, les définitions de I’«équivalent de
-
«fluence neutroniquew«équivalent de dose));
dose)) et des facteurs de conversion «fluence neutroniquew
«équivalent de dose)) données dans la présente Norme interna-
-
«fluence neutroniquew«dose absorbée due aux parti-
tionale sont sujettes à une éventuelle révision.
cules chargées));
La présente Norme internationale concerne seulement les
-
«fluence neutroniquew«dose absorbée due aux pho-
méthodes de production des rayonnements neutroniques de
tons»;
référence. Les procédures d’utilisation de ces rayonnements
seront décrites dans une Norme internationale ultérieure.
-
((fluence neutroniquewc kerma )).
Les rayonnements de référence spécifiés sont les suivants:
Les facteurs de conversion donnés en annexes B et C sont
-
les neutrons de sources de radionucléides, y compris basés sur les spectres présentés en annexe A, et sur les facteurs
les neutrons de sources placées dans un modérateur; de conversion «fluence»-((dose)) auxquels il est fait référence
en 3.6, 3.8 et 3.11. La présente Norme internationale n’exclut
-
les neutrons produits par des réactions nucléaires avec
pas l’utilisation des rayonnements de référence présentés ici
les particules chargées d’un accélérateur;
avec d’autres facteurs de conversion ((fluencewdose)), en
- les neutrons produits par des réacteurs. particulier ceux obtenus avec un fantôme différent et/ou pour
des équivalents de dose définis à différentes positions dans le
Vis-à-vis des méthodes de production et de leur utilisation, les fantôme. Actuellement, les facteurs de conversion «fluence»-
rayonnements de référence, dans le cadre de la présente Norme «dose» présentés dans cette Norme Internationale sont les seu-
internationale, sont divisés en deux articles distincts : les valeurs acceptées internationalement.
1) ICRU: International Commission on Radiation Units and Measurements Commission internationale des unités et des mesures de radiation)
CIPR : Commission internationale de protection contre les radiations
1

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~so 8529 : 1989 (FI
moins un mètres à la puissance moins deux (J -1.m-*), où d@
2 Références normatives
est l’accroissement de la fluence neutronique dans l’intervalle
d’énergie compris entre E et E + dE:
Les normes suivantes contiennent des dispositions qui, par
suite de la référence qui en est faite, constituent des disposi-
d@
tions valables pour la présente Norme internationale. Au
@E =
moment de la publication, les éditions indiquées étaient en
dE
vigueur. Toute norme est sujette à révision et les parties pre-
NOTE - Une autre unité fréquemment utilisée est l’électronvolt
nantes des accords fondés sur la présente Norme internationale
à la puissance moins un centimètre à la puissance moins deux
sont invitées à rechercher la possibilité d’appliquer les éditions
(eV-hm-2) .
les plus récentes des normes indiquées ci-après. Les membres
de la CEI et de I’ISO possèdent le registre des Normes interna-
tionales en vigueur à un moment donné.
3.4 débit de fluence spectrale neutronique; densité de
flux neutronique spectral, &: Quotient de d QE par dt,
ISO 1677 : 1977, Sources radioactives sce/k!es - Généralités. exprimé en joules à la puissance moins un mètres à la puissance
moins deux secondes à la puissance moins un (J - l=m -2-s - 11,
où dQsE est l’accroissement de la distribution spectrale de la
ISO 2919 : 1980, Sources radioactives scellées - Classification.
fluence neutronique dans l’intervalle de temps dt :
Publication CIPR 21, Protection against lonizing Radiation from
d@, d*@
External Sources, édition 1973. (Supplement to ICRP Publica-
- =-
@E =
tion 15.) dEdt
dt
NOTE - Une autre unité fréquemment utilisée est l’électronvolt à la
Rapport ICRU 26, Neutron Dosimetry for Biology and Medi-
puissance moins un centimètre à la puissance moins deux secondes à
cine, édition 1977.
la puissance moins un (eV-l-cm-24-1).
Rapport ICRU 33, Radiation Quantities and Units, édition 1980.
3.5 dose absorbée, D: Quotient de dFpar dm, exprimé en
grays (Gy)‘), où deest l’énergie moyenne cédée par le rayonne-
ment ionisant à l’élément de matière de masse dm:
3 Définitions des grandeurs et des unités
dF
Dz--
NOTES
dm
Les définitions suivent les recommandations du Rapport ICRU 33.
NOTE - L’unité spéciale de dose
absorbée, rad, peut être temporaire-
.multiples des unités SI sont également utilisés
2 Les multiples et sous-
ment utilisée; 1 rad = 10-2 Gy.
dans la présente Norme internationale.
3.6 facteur de conversion «fluence neutroniquew«dose
3.1 fluence neutronique, @: Quotient de dN par da,
absorbée», d, : Quotient de la dose absorbée, D, par la
exprimé en mètres à la puissance moins deux (m -21, où dN
fluence, @, exprimé en grays mètres carrés (Gymm*), au point
est le nombre de neutrons appartenant à une sphère de sec-
de référence, non perturbé par l’objet irradié:
tion da:
D
m
dN
d, = -
a=----
@
da
Les facteurs de conversion, donnés en annexes B et C sont
relatifs aux deux composantes suivantes
3.2 débit de fluence neutronique; densité de flux neu-
tronique, @ : Quotient de d@ par dt, exprimé en secondes à la
- la composante de la dose absorbée due aux particules
puissance moins un mètres à la puissance moins deux
chargées lourdes : di
k-l.m--21, où d@ est l’accroissement de la fluence neutroni-
que (voir 3.1) pendant l’intervalle de temps dt :
- la composante photonique de la dose absorbée due à la
dQi d*N réaction de capture neutronique 1H (n, y)2D : di
c-z
e
dt dadt
II faut remarquer que, pour les sources de neutrons émettant
des rayonnements gamma, la dose absorbée totale due aux
. distribu tion spectrale de la fluence neutronique, photons est donnée par la somme des doses dues au rayonne-
33
Q)g Quotient de d 45 par dE, expr imé en joules à la puissance ment gamma incident et aux photons de capture des neutrons.
1) 1 Gy = 1 J-kg-1
2

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3.11 facteur de conversion «fluence neutroniquew
Les valeurs des facteurs de conversion ((fluencewdose absor-
«équivalent de dose», h@: Quotient de l’équivalent de dose
bée)) données dans la présente Norme internationale ont été
((neutron)), H, par la fluence neutronique, Q>, exprimé en
obtenues à partir de représentations analytiques de dget d: [ll.
sieverts mètres carrés (Sv.m*), au point de référence, non per-
turbé par l’objet irradié:
Ces fonctions, basées sur les calculs présentés dans C261, don-
nent les valeurs moyennes des composantes de la dose absor-
H
bée par le tissu pour l’élément de volume 57 d’un fantôme cylin-
hG = -
drique (diamètre 300 mm, hauteur 600 mm) irradié par un fais-
Qz
ceau large de neutrons incidents dont la direction est normale à
l’axe du fantôme. Le fantôme était considéré comme composé
Des valeurs du facteur de conversion «fluence neutroniquew
d’hydrogène, de carbone, d’azote et d’oxygène dans les pro-
((équivalent de dose)) données dans la présente Norme interna-
portions d’un ((homme standard)). L’élément de volume 57,
tionale (voir aussi annexes B et CI sont tirées de la Publication
d’épaisseur 30 mm, est situé au centre de la face avant du fan-
CIPR 21. Ces valeurs sont relatives à l’irradiation par un fais-
tôme, en direction du faisceau de neutrons.
ceau large unidirectionnel de neutrons monoénergétiques et
sont évaluées aux maxima des courbes d’équivalent de dose en
fonction de la profondeur. Les calculs ont été faits principale-
37 . kerma, K: Quotient de dEt,. par dm, exprimé en grays
ment dans un cylindre de 300 mm de diamètre et 600 mm de
(GY), ou d&, est la somme des énergies cinétiques initiales de
hauteur, équivalent au tissu mou, irradié par un faisceau large
toutes les particules chargées ionisantes libérées par des parti-
d’incidence perpendiculaire à l’axe du cylindre.
cules non chargées, indirectement ionisantes dans un matériau
de masse dm :
3.12 exposition, X: Quotient de dQ par dm, exprimé en
dEtr
K=-
coulombs kilogrammes à la puissance moins un (Ckg - 11, où la
dm
valeur de dQ est la valeur absolue de la charge totale des ions
de même signe produits dans l’air, quand tous les électrons
NOTE - L’unité spéciale de kerma, rad, peut être utilisée temporaire-
(négatons et positons) libérés par les photons dans un élément
ment; 1 rad = 10-Z Gy.
d’air de masse dm, sont complètement arrêtés dans l’air:
conversion «fluence neutroniquew
38 . facteur de
dQ
« kerma», k, : Quotient du kerma, K, par la fluence neutroni- X=----
dm
que, @, exprimé en grays mètres carrés (Gy.m*), au point de
référence, non perturbé par l’objet irradié:
NOTE - L’unité spéciale d’exposition, rontgen (RI, peut être
K employée temporairement; 1 R = 2558 x 10-J C kg - ‘.
k, = -
!D
3.13 débit d’exposition, x: Quotient de dA’ par dt, exprimé
NOTE - Les facteurs de conversion sont donnés dans les annexes B
en coulombs kilogrammes à la puissance moins un secondes à
et C. Les valeurs concernent le tissu d’un ((homme standard)), selon
la puissance moins un (CO kg - 1s - 11, où dXest l’accroissement
l’annexe A du Rapport ICRU 26.
de l’exposition pendant l’intervalle de temps dt :
. équivalent de dose, II: Produit, exprimé en sieverts
39
dX
d2Q
jL-=-
(SvW, au point considéré.dans le tissu, de la dose absorbée, D,
dt dm dt
du facteur de qualité, Q, et du produit d’autres facteurs
d’influente, N:
NOTE - L’unité spéciale de débit d’exposition, rontgen seconde à la
puissance moins un, peut être employée temporairement;
1 R-s-1 = 2,s x 10-4 Ckg-‘s-1.
3.14 activité (d’une quantité de radionucléide, dans un état
d’énergie donné, à un instant donné), A : Quotient de dN+ par
d t, exprimé en becquerels (Bq)*), où dN+ est l’espérance
mathématique du nombre de transitions spontanées nucléaires
depuis cet état d’énergie pendant l’intervalle de temps d t:
dN+
A=-
dt
NOTE - L’unité spéciale d’activité, curie (Ci), peut être utilisée tempo-
rairement; 1 Ci = 3,7 x 10’0 Bq.
3

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énergie moyenne d’équivalent de dose (des neu-
3.15 emission neutronique instantanbe (d’une source de 3.19
trons émis par une source de neutrons), E: Energie neutroni-
neutrons), B : Quotient de dN* par dt, exprimé en secondes à
la puissance moins un, où dN* est l’espérance mathématique que moyennée sur le spectre d’équivalent de dose au point de
référence. Le ((spectre d’équivalent de dose» est donné par le
du nombre de neutrons émis par la source pendant l’intervalle
produit de @E par h@(E), où @E (voir 3.3) est la fhenCe spec-
de temps dt :
trale neutronique à l’énergie E, au point de référence, non per-
turbé par l’objet irradié, et h@(E) (voir 3.11) est le facteur de
dN*
conversion «fluence neutroniquew«équivalent de dose)) à
B=-
dt
cette énergie :
1 *
E=-
3.16 emission angulaire (d’une source de neutrons), BS2: E h@(E) @E dE
s
H 0
Quotient de dB par dSZ, exprimé en secondes à la puissance
moins un stéradians à la puissance moins un (s - l.sr -11, où dB
où
est le nombre de neutrons se propageant dans une direction
CO
donnée, à l’intérieur de l’angle solide dS2:
H=
hJEbPEdE
s
0
dB
L’énergie neutronique moyenne d’équivalent de dose peut être
Bl2 = z
considérée comme la valeur de l’énergie neutronique du centre
de gravité du spectre d’équivalent de dose.
3.17 distribution spectrale de l’émission d’une source
3.20 réponse (d’un instrument de détection des neutrons),
de neutrons, B,: Quotient de dB par dE, exprimé en joules à
R : Quotient
la puissance moins un secondes à la puissance moins un
(J -k-l) [électronvolts à la puissance moins un secondes à la
-31, où dB est l’accroissement de M
puissance moins un (eV-16
R=-
I’emission de la source de neutrons dans l’intervalle d’énergie
G
entreEetE + dE:
où
dB
BE = --
M est la grandeur indiq uée par l’instrument ou évaluée à
dE
partir de son indication ;
G est la grandeur déterminant la réponse de 1’ instru
À partir de BE, l’émission d’une source, s’obtient comme ment.
B,
suit : En général, G est la grandeur à mesurer.
Par mesure de clarté, la réponse peut être précisée comme la
CO
réponse à cette grandeur, par exemple réponse RH en équiva-
B= BE dE
s
0
lent de dose.
Le débit de fluence spectrale neutronique, eE, dû aux neutrons
4 Rayonnements de référence pour
émis de facon isotrope à partir d’une source ponctuelle d’émis-
sion spectrale neutronique BE, à la distance I (en négligeant
l’étalonnage des dispositifs de mesure
l’influence de l’environnement), est donné par (voir aussi 3.4)
des neutrons
Dans le présent article sont spécifiés les rayonnements de réfé-
BE
@E =
rence produits par des sources radioactives, particuliérement
47t 12
adaptées à l’étalonnage des dispositifs de mesure des neutrons.
II n’est généralement pas nécessaire d’étalonner un instrument
avec tous les rayonnements de référence énumérés.
4.1 Propriétés générales
4.1.1 Type
1 Oo
& = -
BE h@(E) dE Les sources de neutrons données dans le tableau 1 doivent être
s
B 0
utilisées pour produire des rayonnements de référence. Les
valeurs numériques données dans le tableau 1 doivent être con-
sidérées seulement comme des estimations des caractéristiques
Dans le cadre de la présente Norme internationale, le symbole
& est utilisé pour le facteur moyen de conversion, dérivé des principales des sources. Les émissions neutroniques des sour-
ces et les débits d’équivalent de dose spécifiques varient avec la
valeurs de ha, données dans la Publication CIPR 21.
4

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peut être comparable au débit d’équivalent de dose dû aux neu-
construction de la source, en raison de la diffusion et de
trons.
l’absorption des neutrons et des rayonnements gamma, et
selon les impuretés isotopiques du matériau radioactif utilisé.
C’est pourquoi des détails sur le gainage de la source sont don-
4.2 Caractéristiques des sources pour des
nés (voir 4.1.2), et la méthode pour déterminer I’anisotropie du
étalonnages de routine
débit de fluence neutronique est spécifiée (voir 4.3). En ce qui
ZWf, le débit spécifique d’équivalent de dose
concerne le
42.1 Types
«photon)) dépend de l’âge de la source à cause de I’accumula-
tion des produits de fission émetteurs y. Cependant, I’augmen-
De préférence des sources de fission spontanée de 252Cf et/ou
tation ne dépasse pas 5 % pendant les 20 premières années.
de 24JAm-Be(a n) devraient être utilisées pour les étalonnages
de routine. Les’sources de 252Cf ont, en général, une émission
4.1.2 Forme de la source et gainage spécifique élevée et sont donc relativement petites. Les sources
neutroniques à bases d’américium devront être constituées
La source devrait être de forme sphérique ou cylindrique, et d’un mélange homogéne comprimé d’oxyde d’américium et de
dans le second cas, il est préférable que le diamétre et la lon- béryllium ou de bore selon la convenance. Des alliages d’améri-
gueur soient approximativement les mêmes. L’épaisseur du gai- cium peuvent aussi être utilisés.
nage devrait être uniforme et faible en comparaison du diamè-
tre externe. Pour une source 241Am-Be(a,n), la distribution
4.2.2 Distribution spectrale de l’émission neutronique
principalement dans le domaine d’énergie
spectrale,
d’une source
au-dessous de 2 MeV environ, dépend dans une certaine
mesure de la taille et de la composition de la source[41. Les Les distributions spectrales de l’émission neutronique de sour-
sources devraient satisfaire aux exigences sur le gainage éta- ces de 2Wf, 241Am-Be(a,n), 2Wf(modérée par D20) et
blies dans I’ISO 1677 et I’ISO 2919. 241Am-B(a,n) sont données en annexe A (tableaux A.1 à A.4 et
figures A.1 à A.4). La distribution spectrale de l’émission neu-
La source 241Am-Be(a,n) peut être recouverte d’un écran de tronique, BE, du 2Wf peut être représentée dans le domaine
plomb de 1 mm d’épaisseur. Celui-ci réduit le débit d’équivalent d’énergie entre 100 keV et 10 MeV par la formule suivante:
de dose «photon)) à moins de 5 % du débit d’équivalent de
3
L
dose «neutron)). L’écran de plomb produit une modification
x ,/Ëx e-ElTx B
BE =
négligeable (inférieure à 1 %) du débit d’équivalent de dose
JFx T3/2
«neutron)). En l’absence de l’écran de plomb, le débit d’équiva-
lent de dose ((photon» (surtout dû aux rayonnements gamma où T est un paramètre du spectre donné par T = 1,42 MeV[41.
(Voir figure A.1 .)
d’énergie 59,5 keV) dépend de la construction de la source mais
Tableau 1 - Sources neutroniques des radionucléides de reférence pour l’étalonnage de dispositifs de mesure des neutrons
Débit d’équivalent
Débit d’équivalent
Énergie moyenne Émission spécifique de dose «neutron» de dose «photon»s)
Sourcel) Période
d’équivalent de dose*) de la source3) spécifique à une spécifique à une
distance de 1 rn4) distance de 1 m4)
s-Lkg-1 Svs-‘*kg-’
as) MeV Svs-‘*kg-1
252Cf (modérée par D2017) 2,65 22 2,l x 10’5 l,5 0,25
(sphére de 300 mm
de diamètre)
252Cf 2,65 2,4 2,4 x 10’5 63 0,318)
s-l.Bq-1
Svs-‘SBq-1 1
a MeV Svs-‘.Bq-1
I I l l
1,6 x 10-s 5,0 x 10-20 1,9 x 10-19
241Am-B(an) 432 23
432 6,6 x 10-5 2,0 x 10-19 1,9 x 10-19
241Am-Be(,,n) 4,4
1) En plus des sources citées, des sources telles que Pu-Be(cx,n) et Am-Li(a,n) sont aussi utilisées. Cependant il est recommandé aux laboratoires
de ne pas utiliser des sources de plutonium-béryllium, s’ils ne le font déjà.
2) Les spectres de neutrons des sources sont donnés dans les figures A.1 à A.4. La définition de l’énergie moyenne d’équivalent de dose est
donnée en 3.19.
3) L’émission spécifique d’une source, le débit d’équivalent de dose «neutron» spécifique et le débit d’équivalent «photon» spécifique sont les
grandeurs respectives liées à une masse de 1 kg ou à une activité de 1 Bq. Des renseignements sur les sources sont donnés pour le 252Cf «modéré»
dans les références [l, 2 et 31, pour 2%f dans [4], pour 241Am-B dans [51 et pour z41Am-Be dans [61.
252Cf, ceci est relié à la masse de californium contenue dans la source ; pour les autres sources, ceci est relié à l’activité de
4) Pour les sources de
241Arn contenue dans la source.
5) La conversion de l’exposition en équivalent de dose a été effectuée en utilisant le facteur 0,Ol Sv R - 1.
= 1 année solaire moyenne = 31 556 926 s ou 365,242 20 jours.
6) la
7) Sphère d’eau lourde de 300 mm de diamètre, recouverte d’une feuille de cadmium d’épaisseur de 1 mm environ.
8) Pour un gainage d’acier d’environ 2,5 mm d’épaisseur.
5

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n « fluence neutroniquew L’émission neutronique de la source, B et l’émission angulaire,
4.2.3 Facteurs de conversio
«équivalent de dose» dBldQ, pour 8 = 90° doivent être déterminées par un labora-
toire de référence.
Les équivalents de dose pour les sources de 252Cf,
241Am-Be(a,n), 252Cf(modérée par D,O) et 241Am-B(an) doi-
Pour cela, A0 ne doit pas être plus grand que 14O, ce qui corres-
vent être calculés à partir de la fluence en utilisant les valeurs du
pond à un angle solide As2 = 3,8 x 10-S sr. Le débit de
facteur moyen de conversion «fluence neutronique»-«équiva-
fluence neutronique à une distance I du centre de la source,
lent de dose», &,, donné en annexe 9.
dans une direction pour laquelle 8 = 90°, peut alors être
obtenu par :
4.3 Débit de fluence neutronique produit par
une source
dB 1
Les sources de neutrons présentent généralement une émission @o, 90°) = -& x z
neutronique anisotrope dans un systéme de coordonnées dont
l’origine est au centre géométrique de la source. Pour les sour-
Le débit de fluence neutronique obtenu à partir de cette expres-
ces cylindriques, l’émission angulaire de la source, BQ, dans
sion doit aussi être corrigé de l’atténuation dans l’air ainsi que
une direction 52, qui est caractérisée par les angles 0 et a (voir
de la diffusion par l’air et l’environnement. Ces corrections, qui
figure 1) ne dépend pas notablement de l’angle azimuthal a,
ne sont négligeables que dans des circonstances exceptionnel-
mais seulement de l’angle 8. Comme l’émission angulaire de la
les, seront décrites en détail dans une Norme internationale
source dBldQ varie le moins pour 0 = 90°, cette direction
ultérieure traitant des procédures d’étalonnage.
devrait être utilisée.
Figure 1 - Système de coordonnbes pour le cas d’une source à émission anisotrope (voir 4.3)

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ISO 8529 : 1989 (F)
l’air, et l’incertitude résultante sur les grandeurs du champ d’irra-
4.4 Étalonnage de l’émission neutronique
diation, dépendent de facon critique de la taille de la salle. Dans
d’une source
tous les cas, les effets des neutrons diffusés doivent être évalués.
Des détails sur les procédures d’étalonnage recommandées
Les sources de 241Am-Be(a,n), 241Am-B(a,n) et 252Cf devraient
seront donnés dans une Norme internationale ultérieure.
être fournies par le fabricant avec un certificat de composition
isotopique et l’émission de la source doit être étalonnée par un
laboratoire de référence avant utilisation. Les laboratoires de
référence peuvent en général étalonner ces sources avec une
5 Rayonnements de référence pour la
incertitude’) d’environ -t 1,5 %.
détermination de la réponse des dispositifs de
mesure des neutrons en fonction de l’énergie
II existe la possibilité , cependant, qu’avec le temps, les compo-
des neutrons
sants des sources d’américium-béryllium et américium-bore
puissent migrer les uns par rapport aux autres; ce qui conduit à
Dans le présent article sont décrits des rayonnements de réfé-
un changement de l’émission neutronique de la source. C’est
rence pour la détermination de la réponse des dispositifs de
pourquoi, il est recommandé que ces sources soient réétalon-
mesure des neutrons en fonction de l’énergie. Ces rayonne-
nées tous les cinq ans.
ments de référence peuvent aussi être utilisés pour déterminer
la dépendance de la réponse en fonction du débit d’équivalent
L’émission d’une source de 252Cf doit être corrigée de la
de dose et en fonction de l’orientation. Les rayonnements, cités
décroissance radioactive sur une base journalière. Actuellement
dans l’article, peuvent aussi être utilisés pour l’étalonnage de
l’incertitude sur la période du 252Cf est comprise entre + 0,5 %
routine de dispositifs de mesure des neutrons.
et + 0,7 %. Après environ deux périodes (approximativement
5 ans), l’incertitude sur la période entraînera une incertitude sur
Puisque ces rayonnements de référence ne sont disponibles
l’émission de la source d’environ k 1 %, ce qui est comparable
que dans des laboratoires spécialisés, on ne décrira que les
à l’incertitude de l’étalonnage initial. C’est pourquoi il est
principes généraux de leur méthode de production.
recommandé que les sources de 2Wf soient aussi réétalonnées
tous les cinq ans.
5.1 Propriétés générales
4.5 Installation d’irradiation
Les énergies neutroniques recommandées et les méthodes
...

NORME ISO
INTERNATIONALE
8529
Première Édition
1989-10-01
Rayonnements neutroniques de référence
destinés à l’étalonnage des instruments de
mesure des neutrons utilisés en radioprotection
et à la détermination de leur réponse en fonction
de l’énergie des neutrons
Neutron reference radiations for calibrating neutron-measuring devices used for
radiation protection purposes and for determining their response as a function of
neutron energy
Numéro de référence
ISO 8529: 1989 (FI

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ISO 8529 : 1989 (FI
Page
Sommaire
Avant-propos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . iii
1 Domaine d’application .
2 Références normatives. .
3 Définitions des grandeurs et des unités .
4 Rayonnements de référence pour l’étalonnage des dispositifs
4
demesuredesneutrons. .
5
4.1 Propriétés générales .
4.2 Caractéristiques des sources pour des étalonnages
deroutine. .
4.3 Débit de fluence neutronique produit par une source. .
4.4 Étalonnage de l’émission neutronique d’une source .
4.5 Installation d’irradiation .
5 Rayonnements de référence pour la détermination de la réponse des
dispositifs de mesure des neutrons en fonction de l’énergie des neutrons .
5.1 Propriétés générales .
5.2 Neutrons de référence produits par réacteurs .
5.3 Sources de photo-neutrons .
5.4 Neutrons produits par accélérateurs .
Annexes
A Représentation graphique et sous forme de tableaux des spectres
.......................... 11
de neutrons pour les sources de radionucléides
B Facteurs de conversion «fluencew«dose» pour
18
des sources de radionucléides .
C Facteurs de conversion «fluencew«dose)) pour
des neutrons monoénergétiques. . 19
D Débit de fluence neutronique thermique conventionnelle . 20
E Bibliographie . 21
0 ISO 1989
Droits de reproduction réservés. 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 et les microfilms, sans l’accord écrit de l’éditeur.
Organisation internationale de normalisation
Case postale 56 l CH-1211 Genève 20 a Suisse
Imprimé en Suisse
ii

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ISO 8529 : 1989 (FI
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale
d’organismes nationaux de normalisation (comités membres de I’ISO). L’élaboration
des Normes internationales est en général confiée aux comités techniques de I’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 I’ISO participent également aux travaux. L’ISO col-
labore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (CEI) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis
aux comités membres pour approbation, avant leur acceptation comme Normes inter-
nationales par le Conseil de I’ISO. Les Normes internationales sont approuvées confor-
mément aux procédures de I’ISO qui requièrent l’approbation de 75 % au moins des
comités membres votants.
La Norme internationale ISO 8529 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85,
Énergie nucléaire.
B, C et D font partie intégrante de la présen
Les annexes A, te N orme internationale.
L’annexe E est donnée uniquement à titre d’information.

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Page blanche

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NORME INTERNATIONALE ISO 8529 : 1989 (F)
Rayonnements neutroniques de référence destinés à
l’étalonnage des instruments de mesure des neutrons
utilisés en radioprotection et à la détermination de
leur réponse en fonction de I’énergie des neutrons
1 Domaine d’application - Dans l’article 4, les sources radioactives de neutrons, à
spectre large, sont spécifiées pour l’étalonnage des instru-
Cette Norme internationale donne les spécifications des rayon- ments de mesure des neutrons. Ces sources doivent, être
utilisées par des laboratoires intervenant dans l’étalonnage
nements neutroniques de référence, dans le domaine d’énergie
depuis les ((thermiques» jusqu’à 20 MeV, destinés à I’étalon- de routine des dispositifs de mesure des neutrons, dont la
nage des instruments de mesure des neutrons utilisés en radio- réalisation a déjà fait l’objet d’un essai de type.
protection ainsi qu’à la détermination de la variation de leur
- Dans l’article 5, les neutrons monoénergétiques pro-
réponse en fonction de l’énergie des neutrons. Les rayonne-
duits par des accélérateurs, les neutrons produits par des
ments de référence sont donnés pour des débits de fluence
réacteurs, à spectre large ou quasi-monoénergétiques, et les
neutronique atteignant 105 cm -2s - 1, correspondant, pour
sources radioactives spéciales sont spécifiés pour la déter-
l’énergie des neutrons de 1 MeV, à des débits d’équivalent de
mination de la réponse d’appareils de mesure des neutrons
dose jusqu’à 100 mSvh -1 (10 rem=h-1). La présente Norme
en fonction de l’énergie des neutrons. Puisque ces rayonne-
internationale s’applique aux étalonnages de radioprotection en
ments de référence sont produits dans des laboratoires spé-
termes d’unités d’«équivalent de dose)), mais des valeurs sont
cialisés et bien équipés, seulement un minimum de détails
également données en termes d’unités de «dose absorbée» et
expérimentaux y est donné.
de (( kerma)) dans le ((tissu de l’homme standard».
Pour la conversion de la ((fluence neutronique» en grandeurs
II doit être noté qu’à l’heure actuelle, les définitions des gran-
recommandées pour la radioprotection et pour des problèmes
deurs relatives à I’«équivalent de dose» devant être utilisées en
connexes, les facteurs de conversion suivants sont donnés:
radioprotection sont en cours de révision par I’ICRU et la
CIPRl). Dans ces conditions, les définitions de I’«équivalent de
-
«fluence neutroniquew«équivalent de dose));
dose)) et des facteurs de conversion «fluence neutroniquew
«équivalent de dose)) données dans la présente Norme interna-
-
«fluence neutroniquew«dose absorbée due aux parti-
tionale sont sujettes à une éventuelle révision.
cules chargées));
La présente Norme internationale concerne seulement les
-
«fluence neutroniquew«dose absorbée due aux pho-
méthodes de production des rayonnements neutroniques de
tons»;
référence. Les procédures d’utilisation de ces rayonnements
seront décrites dans une Norme internationale ultérieure.
-
((fluence neutroniquewc kerma )).
Les rayonnements de référence spécifiés sont les suivants:
Les facteurs de conversion donnés en annexes B et C sont
-
les neutrons de sources de radionucléides, y compris basés sur les spectres présentés en annexe A, et sur les facteurs
les neutrons de sources placées dans un modérateur; de conversion «fluence»-((dose)) auxquels il est fait référence
en 3.6, 3.8 et 3.11. La présente Norme internationale n’exclut
-
les neutrons produits par des réactions nucléaires avec
pas l’utilisation des rayonnements de référence présentés ici
les particules chargées d’un accélérateur;
avec d’autres facteurs de conversion ((fluencewdose)), en
- les neutrons produits par des réacteurs. particulier ceux obtenus avec un fantôme différent et/ou pour
des équivalents de dose définis à différentes positions dans le
Vis-à-vis des méthodes de production et de leur utilisation, les fantôme. Actuellement, les facteurs de conversion «fluence»-
rayonnements de référence, dans le cadre de la présente Norme «dose» présentés dans cette Norme Internationale sont les seu-
internationale, sont divisés en deux articles distincts : les valeurs acceptées internationalement.
1) ICRU: International Commission on Radiation Units and Measurements Commission internationale des unités et des mesures de radiation)
CIPR : Commission internationale de protection contre les radiations
1

---------------------- Page: 5 ----------------------
~so 8529 : 1989 (FI
moins un mètres à la puissance moins deux (J -1.m-*), où d@
2 Références normatives
est l’accroissement de la fluence neutronique dans l’intervalle
d’énergie compris entre E et E + dE:
Les normes suivantes contiennent des dispositions qui, par
suite de la référence qui en est faite, constituent des disposi-
d@
tions valables pour la présente Norme internationale. Au
@E =
moment de la publication, les éditions indiquées étaient en
dE
vigueur. Toute norme est sujette à révision et les parties pre-
NOTE - Une autre unité fréquemment utilisée est l’électronvolt
nantes des accords fondés sur la présente Norme internationale
à la puissance moins un centimètre à la puissance moins deux
sont invitées à rechercher la possibilité d’appliquer les éditions
(eV-hm-2) .
les plus récentes des normes indiquées ci-après. Les membres
de la CEI et de I’ISO possèdent le registre des Normes interna-
tionales en vigueur à un moment donné.
3.4 débit de fluence spectrale neutronique; densité de
flux neutronique spectral, &: Quotient de d QE par dt,
ISO 1677 : 1977, Sources radioactives sce/k!es - Généralités. exprimé en joules à la puissance moins un mètres à la puissance
moins deux secondes à la puissance moins un (J - l=m -2-s - 11,
où dQsE est l’accroissement de la distribution spectrale de la
ISO 2919 : 1980, Sources radioactives scellées - Classification.
fluence neutronique dans l’intervalle de temps dt :
Publication CIPR 21, Protection against lonizing Radiation from
d@, d*@
External Sources, édition 1973. (Supplement to ICRP Publica-
- =-
@E =
tion 15.) dEdt
dt
NOTE - Une autre unité fréquemment utilisée est l’électronvolt à la
Rapport ICRU 26, Neutron Dosimetry for Biology and Medi-
puissance moins un centimètre à la puissance moins deux secondes à
cine, édition 1977.
la puissance moins un (eV-l-cm-24-1).
Rapport ICRU 33, Radiation Quantities and Units, édition 1980.
3.5 dose absorbée, D: Quotient de dFpar dm, exprimé en
grays (Gy)‘), où deest l’énergie moyenne cédée par le rayonne-
ment ionisant à l’élément de matière de masse dm:
3 Définitions des grandeurs et des unités
dF
Dz--
NOTES
dm
Les définitions suivent les recommandations du Rapport ICRU 33.
NOTE - L’unité spéciale de dose
absorbée, rad, peut être temporaire-
.multiples des unités SI sont également utilisés
2 Les multiples et sous-
ment utilisée; 1 rad = 10-2 Gy.
dans la présente Norme internationale.
3.6 facteur de conversion «fluence neutroniquew«dose
3.1 fluence neutronique, @: Quotient de dN par da,
absorbée», d, : Quotient de la dose absorbée, D, par la
exprimé en mètres à la puissance moins deux (m -21, où dN
fluence, @, exprimé en grays mètres carrés (Gymm*), au point
est le nombre de neutrons appartenant à une sphère de sec-
de référence, non perturbé par l’objet irradié:
tion da:
D
m
dN
d, = -
a=----
@
da
Les facteurs de conversion, donnés en annexes B et C sont
relatifs aux deux composantes suivantes
3.2 débit de fluence neutronique; densité de flux neu-
tronique, @ : Quotient de d@ par dt, exprimé en secondes à la
- la composante de la dose absorbée due aux particules
puissance moins un mètres à la puissance moins deux
chargées lourdes : di
k-l.m--21, où d@ est l’accroissement de la fluence neutroni-
que (voir 3.1) pendant l’intervalle de temps dt :
- la composante photonique de la dose absorbée due à la
dQi d*N réaction de capture neutronique 1H (n, y)2D : di
c-z
e
dt dadt
II faut remarquer que, pour les sources de neutrons émettant
des rayonnements gamma, la dose absorbée totale due aux
. distribu tion spectrale de la fluence neutronique, photons est donnée par la somme des doses dues au rayonne-
33
Q)g Quotient de d 45 par dE, expr imé en joules à la puissance ment gamma incident et aux photons de capture des neutrons.
1) 1 Gy = 1 J-kg-1
2

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ISO8529:1989 (FI
3.11 facteur de conversion «fluence neutroniquew
Les valeurs des facteurs de conversion ((fluencewdose absor-
«équivalent de dose», h@: Quotient de l’équivalent de dose
bée)) données dans la présente Norme internationale ont été
((neutron)), H, par la fluence neutronique, Q>, exprimé en
obtenues à partir de représentations analytiques de dget d: [ll.
sieverts mètres carrés (Sv.m*), au point de référence, non per-
turbé par l’objet irradié:
Ces fonctions, basées sur les calculs présentés dans C261, don-
nent les valeurs moyennes des composantes de la dose absor-
H
bée par le tissu pour l’élément de volume 57 d’un fantôme cylin-
hG = -
drique (diamètre 300 mm, hauteur 600 mm) irradié par un fais-
Qz
ceau large de neutrons incidents dont la direction est normale à
l’axe du fantôme. Le fantôme était considéré comme composé
Des valeurs du facteur de conversion «fluence neutroniquew
d’hydrogène, de carbone, d’azote et d’oxygène dans les pro-
((équivalent de dose)) données dans la présente Norme interna-
portions d’un ((homme standard)). L’élément de volume 57,
tionale (voir aussi annexes B et CI sont tirées de la Publication
d’épaisseur 30 mm, est situé au centre de la face avant du fan-
CIPR 21. Ces valeurs sont relatives à l’irradiation par un fais-
tôme, en direction du faisceau de neutrons.
ceau large unidirectionnel de neutrons monoénergétiques et
sont évaluées aux maxima des courbes d’équivalent de dose en
fonction de la profondeur. Les calculs ont été faits principale-
37 . kerma, K: Quotient de dEt,. par dm, exprimé en grays
ment dans un cylindre de 300 mm de diamètre et 600 mm de
(GY), ou d&, est la somme des énergies cinétiques initiales de
hauteur, équivalent au tissu mou, irradié par un faisceau large
toutes les particules chargées ionisantes libérées par des parti-
d’incidence perpendiculaire à l’axe du cylindre.
cules non chargées, indirectement ionisantes dans un matériau
de masse dm :
3.12 exposition, X: Quotient de dQ par dm, exprimé en
dEtr
K=-
coulombs kilogrammes à la puissance moins un (Ckg - 11, où la
dm
valeur de dQ est la valeur absolue de la charge totale des ions
de même signe produits dans l’air, quand tous les électrons
NOTE - L’unité spéciale de kerma, rad, peut être utilisée temporaire-
(négatons et positons) libérés par les photons dans un élément
ment; 1 rad = 10-Z Gy.
d’air de masse dm, sont complètement arrêtés dans l’air:
conversion «fluence neutroniquew
38 . facteur de
dQ
« kerma», k, : Quotient du kerma, K, par la fluence neutroni- X=----
dm
que, @, exprimé en grays mètres carrés (Gy.m*), au point de
référence, non perturbé par l’objet irradié:
NOTE - L’unité spéciale d’exposition, rontgen (RI, peut être
K employée temporairement; 1 R = 2558 x 10-J C kg - ‘.
k, = -
!D
3.13 débit d’exposition, x: Quotient de dA’ par dt, exprimé
NOTE - Les facteurs de conversion sont donnés dans les annexes B
en coulombs kilogrammes à la puissance moins un secondes à
et C. Les valeurs concernent le tissu d’un ((homme standard)), selon
la puissance moins un (CO kg - 1s - 11, où dXest l’accroissement
l’annexe A du Rapport ICRU 26.
de l’exposition pendant l’intervalle de temps dt :
. équivalent de dose, II: Produit, exprimé en sieverts
39
dX
d2Q
jL-=-
(SvW, au point considéré.dans le tissu, de la dose absorbée, D,
dt dm dt
du facteur de qualité, Q, et du produit d’autres facteurs
d’influente, N:
NOTE - L’unité spéciale de débit d’exposition, rontgen seconde à la
puissance moins un, peut être employée temporairement;
1 R-s-1 = 2,s x 10-4 Ckg-‘s-1.
3.14 activité (d’une quantité de radionucléide, dans un état
d’énergie donné, à un instant donné), A : Quotient de dN+ par
d t, exprimé en becquerels (Bq)*), où dN+ est l’espérance
mathématique du nombre de transitions spontanées nucléaires
depuis cet état d’énergie pendant l’intervalle de temps d t:
dN+
A=-
dt
NOTE - L’unité spéciale d’activité, curie (Ci), peut être utilisée tempo-
rairement; 1 Ci = 3,7 x 10’0 Bq.
3

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ISO 8529 : 1989 (FI
énergie moyenne d’équivalent de dose (des neu-
3.15 emission neutronique instantanbe (d’une source de 3.19
trons émis par une source de neutrons), E: Energie neutroni-
neutrons), B : Quotient de dN* par dt, exprimé en secondes à
la puissance moins un, où dN* est l’espérance mathématique que moyennée sur le spectre d’équivalent de dose au point de
référence. Le ((spectre d’équivalent de dose» est donné par le
du nombre de neutrons émis par la source pendant l’intervalle
produit de @E par h@(E), où @E (voir 3.3) est la fhenCe spec-
de temps dt :
trale neutronique à l’énergie E, au point de référence, non per-
turbé par l’objet irradié, et h@(E) (voir 3.11) est le facteur de
dN*
conversion «fluence neutroniquew«équivalent de dose)) à
B=-
dt
cette énergie :
1 *
E=-
3.16 emission angulaire (d’une source de neutrons), BS2: E h@(E) @E dE
s
H 0
Quotient de dB par dSZ, exprimé en secondes à la puissance
moins un stéradians à la puissance moins un (s - l.sr -11, où dB
où
est le nombre de neutrons se propageant dans une direction
CO
donnée, à l’intérieur de l’angle solide dS2:
H=
hJEbPEdE
s
0
dB
L’énergie neutronique moyenne d’équivalent de dose peut être
Bl2 = z
considérée comme la valeur de l’énergie neutronique du centre
de gravité du spectre d’équivalent de dose.
3.17 distribution spectrale de l’émission d’une source
3.20 réponse (d’un instrument de détection des neutrons),
de neutrons, B,: Quotient de dB par dE, exprimé en joules à
R : Quotient
la puissance moins un secondes à la puissance moins un
(J -k-l) [électronvolts à la puissance moins un secondes à la
-31, où dB est l’accroissement de M
puissance moins un (eV-16
R=-
I’emission de la source de neutrons dans l’intervalle d’énergie
G
entreEetE + dE:
où
dB
BE = --
M est la grandeur indiq uée par l’instrument ou évaluée à
dE
partir de son indication ;
G est la grandeur déterminant la réponse de 1’ instru
À partir de BE, l’émission d’une source, s’obtient comme ment.
B,
suit : En général, G est la grandeur à mesurer.
Par mesure de clarté, la réponse peut être précisée comme la
CO
réponse à cette grandeur, par exemple réponse RH en équiva-
B= BE dE
s
0
lent de dose.
Le débit de fluence spectrale neutronique, eE, dû aux neutrons
4 Rayonnements de référence pour
émis de facon isotrope à partir d’une source ponctuelle d’émis-
sion spectrale neutronique BE, à la distance I (en négligeant
l’étalonnage des dispositifs de mesure
l’influence de l’environnement), est donné par (voir aussi 3.4)
des neutrons
Dans le présent article sont spécifiés les rayonnements de réfé-
BE
@E =
rence produits par des sources radioactives, particuliérement
47t 12
adaptées à l’étalonnage des dispositifs de mesure des neutrons.
II n’est généralement pas nécessaire d’étalonner un instrument
avec tous les rayonnements de référence énumérés.
4.1 Propriétés générales
4.1.1 Type
1 Oo
& = -
BE h@(E) dE Les sources de neutrons données dans le tableau 1 doivent être
s
B 0
utilisées pour produire des rayonnements de référence. Les
valeurs numériques données dans le tableau 1 doivent être con-
sidérées seulement comme des estimations des caractéristiques
Dans le cadre de la présente Norme internationale, le symbole
& est utilisé pour le facteur moyen de conversion, dérivé des principales des sources. Les émissions neutroniques des sour-
ces et les débits d’équivalent de dose spécifiques varient avec la
valeurs de ha, données dans la Publication CIPR 21.
4

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ISO 8529 : 1989 (FI
peut être comparable au débit d’équivalent de dose dû aux neu-
construction de la source, en raison de la diffusion et de
trons.
l’absorption des neutrons et des rayonnements gamma, et
selon les impuretés isotopiques du matériau radioactif utilisé.
C’est pourquoi des détails sur le gainage de la source sont don-
4.2 Caractéristiques des sources pour des
nés (voir 4.1.2), et la méthode pour déterminer I’anisotropie du
étalonnages de routine
débit de fluence neutronique est spécifiée (voir 4.3). En ce qui
ZWf, le débit spécifique d’équivalent de dose
concerne le
42.1 Types
«photon)) dépend de l’âge de la source à cause de I’accumula-
tion des produits de fission émetteurs y. Cependant, I’augmen-
De préférence des sources de fission spontanée de 252Cf et/ou
tation ne dépasse pas 5 % pendant les 20 premières années.
de 24JAm-Be(a n) devraient être utilisées pour les étalonnages
de routine. Les’sources de 252Cf ont, en général, une émission
4.1.2 Forme de la source et gainage spécifique élevée et sont donc relativement petites. Les sources
neutroniques à bases d’américium devront être constituées
La source devrait être de forme sphérique ou cylindrique, et d’un mélange homogéne comprimé d’oxyde d’américium et de
dans le second cas, il est préférable que le diamétre et la lon- béryllium ou de bore selon la convenance. Des alliages d’améri-
gueur soient approximativement les mêmes. L’épaisseur du gai- cium peuvent aussi être utilisés.
nage devrait être uniforme et faible en comparaison du diamè-
tre externe. Pour une source 241Am-Be(a,n), la distribution
4.2.2 Distribution spectrale de l’émission neutronique
principalement dans le domaine d’énergie
spectrale,
d’une source
au-dessous de 2 MeV environ, dépend dans une certaine
mesure de la taille et de la composition de la source[41. Les Les distributions spectrales de l’émission neutronique de sour-
sources devraient satisfaire aux exigences sur le gainage éta- ces de 2Wf, 241Am-Be(a,n), 2Wf(modérée par D20) et
blies dans I’ISO 1677 et I’ISO 2919. 241Am-B(a,n) sont données en annexe A (tableaux A.1 à A.4 et
figures A.1 à A.4). La distribution spectrale de l’émission neu-
La source 241Am-Be(a,n) peut être recouverte d’un écran de tronique, BE, du 2Wf peut être représentée dans le domaine
plomb de 1 mm d’épaisseur. Celui-ci réduit le débit d’équivalent d’énergie entre 100 keV et 10 MeV par la formule suivante:
de dose «photon)) à moins de 5 % du débit d’équivalent de
3
L
dose «neutron)). L’écran de plomb produit une modification
x ,/Ëx e-ElTx B
BE =
négligeable (inférieure à 1 %) du débit d’équivalent de dose
JFx T3/2
«neutron)). En l’absence de l’écran de plomb, le débit d’équiva-
lent de dose ((photon» (surtout dû aux rayonnements gamma où T est un paramètre du spectre donné par T = 1,42 MeV[41.
(Voir figure A.1 .)
d’énergie 59,5 keV) dépend de la construction de la source mais
Tableau 1 - Sources neutroniques des radionucléides de reférence pour l’étalonnage de dispositifs de mesure des neutrons
Débit d’équivalent
Débit d’équivalent
Énergie moyenne Émission spécifique de dose «neutron» de dose «photon»s)
Sourcel) Période
d’équivalent de dose*) de la source3) spécifique à une spécifique à une
distance de 1 rn4) distance de 1 m4)
s-Lkg-1 Svs-‘*kg-’
as) MeV Svs-‘*kg-1
252Cf (modérée par D2017) 2,65 22 2,l x 10’5 l,5 0,25
(sphére de 300 mm
de diamètre)
252Cf 2,65 2,4 2,4 x 10’5 63 0,318)
s-l.Bq-1
Svs-‘SBq-1 1
a MeV Svs-‘.Bq-1
I I l l
1,6 x 10-s 5,0 x 10-20 1,9 x 10-19
241Am-B(an) 432 23
432 6,6 x 10-5 2,0 x 10-19 1,9 x 10-19
241Am-Be(,,n) 4,4
1) En plus des sources citées, des sources telles que Pu-Be(cx,n) et Am-Li(a,n) sont aussi utilisées. Cependant il est recommandé aux laboratoires
de ne pas utiliser des sources de plutonium-béryllium, s’ils ne le font déjà.
2) Les spectres de neutrons des sources sont donnés dans les figures A.1 à A.4. La définition de l’énergie moyenne d’équivalent de dose est
donnée en 3.19.
3) L’émission spécifique d’une source, le débit d’équivalent de dose «neutron» spécifique et le débit d’équivalent «photon» spécifique sont les
grandeurs respectives liées à une masse de 1 kg ou à une activité de 1 Bq. Des renseignements sur les sources sont donnés pour le 252Cf «modéré»
dans les références [l, 2 et 31, pour 2%f dans [4], pour 241Am-B dans [51 et pour z41Am-Be dans [61.
252Cf, ceci est relié à la masse de californium contenue dans la source ; pour les autres sources, ceci est relié à l’activité de
4) Pour les sources de
241Arn contenue dans la source.
5) La conversion de l’exposition en équivalent de dose a été effectuée en utilisant le facteur 0,Ol Sv R - 1.
= 1 année solaire moyenne = 31 556 926 s ou 365,242 20 jours.
6) la
7) Sphère d’eau lourde de 300 mm de diamètre, recouverte d’une feuille de cadmium d’épaisseur de 1 mm environ.
8) Pour un gainage d’acier d’environ 2,5 mm d’épaisseur.
5

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ISO8529:1989 (FI
n « fluence neutroniquew L’émission neutronique de la source, B et l’émission angulaire,
4.2.3 Facteurs de conversio
«équivalent de dose» dBldQ, pour 8 = 90° doivent être déterminées par un labora-
toire de référence.
Les équivalents de dose pour les sources de 252Cf,
241Am-Be(a,n), 252Cf(modérée par D,O) et 241Am-B(an) doi-
Pour cela, A0 ne doit pas être plus grand que 14O, ce qui corres-
vent être calculés à partir de la fluence en utilisant les valeurs du
pond à un angle solide As2 = 3,8 x 10-S sr. Le débit de
facteur moyen de conversion «fluence neutronique»-«équiva-
fluence neutronique à une distance I du centre de la source,
lent de dose», &,, donné en annexe 9.
dans une direction pour laquelle 8 = 90°, peut alors être
obtenu par :
4.3 Débit de fluence neutronique produit par
une source
dB 1
Les sources de neutrons présentent généralement une émission @o, 90°) = -& x z
neutronique anisotrope dans un systéme de coordonnées dont
l’origine est au centre géométrique de la source. Pour les sour-
Le débit de fluence neutronique obtenu à partir de cette expres-
ces cylindriques, l’émission angulaire de la source, BQ, dans
sion doit aussi être corrigé de l’atténuation dans l’air ainsi que
une direction 52, qui est caractérisée par les angles 0 et a (voir
de la diffusion par l’air et l’environnement. Ces corrections, qui
figure 1) ne dépend pas notablement de l’angle azimuthal a,
ne sont négligeables que dans des circonstances exceptionnel-
mais seulement de l’angle 8. Comme l’émission angulaire de la
les, seront décrites en détail dans une Norme internationale
source dBldQ varie le moins pour 0 = 90°, cette direction
ultérieure traitant des procédures d’étalonnage.
devrait être utilisée.
Figure 1 - Système de coordonnbes pour le cas d’une source à émission anisotrope (voir 4.3)

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ISO 8529 : 1989 (F)
l’air, et l’incertitude résultante sur les grandeurs du champ d’irra-
4.4 Étalonnage de l’émission neutronique
diation, dépendent de facon critique de la taille de la salle. Dans
d’une source
tous les cas, les effets des neutrons diffusés doivent être évalués.
Des détails sur les procédures d’étalonnage recommandées
Les sources de 241Am-Be(a,n), 241Am-B(a,n) et 252Cf devraient
seront donnés dans une Norme internationale ultérieure.
être fournies par le fabricant avec un certificat de composition
isotopique et l’émission de la source doit être étalonnée par un
laboratoire de référence avant utilisation. Les laboratoires de
référence peuvent en général étalonner ces sources avec une
5 Rayonnements de référence pour la
incertitude’) d’environ -t 1,5 %.
détermination de la réponse des dispositifs de
mesure des neutrons en fonction de l’énergie
II existe la possibilité , cependant, qu’avec le temps, les compo-
des neutrons
sants des sources d’américium-béryllium et américium-bore
puissent migrer les uns par rapport aux autres; ce qui conduit à
Dans le présent article sont décrits des rayonnements de réfé-
un changement de l’émission neutronique de la source. C’est
rence pour la détermination de la réponse des dispositifs de
pourquoi, il est recommandé que ces sources soient réétalon-
mesure des neutrons en fonction de l’énergie. Ces rayonne-
nées tous les cinq ans.
ments de référence peuvent aussi être utilisés pour déterminer
la dépendance de la réponse en fonction du débit d’équivalent
L’émission d’une source de 252Cf doit être corrigée de la
de dose et en fonction de l’orientation. Les rayonnements, cités
décroissance radioactive sur une base journalière. Actuellement
dans l’article, peuvent aussi être utilisés pour l’étalonnage de
l’incertitude sur la période du 252Cf est comprise entre + 0,5 %
routine de dispositifs de mesure des neutrons.
et + 0,7 %. Après environ deux périodes (approximativement
5 ans), l’incertitude sur la période entraînera une incertitude sur
Puisque ces rayonnements de référence ne sont disponibles
l’émission de la source d’environ k 1 %, ce qui est comparable
que dans des laboratoires spécialisés, on ne décrira que les
à l’incertitude de l’étalonnage initial. C’est pourquoi il est
principes généraux de leur méthode de production.
recommandé que les sources de 2Wf soient aussi réétalonnées
tous les cinq ans.
5.1 Propriétés générales
4.5 Installation d’irradiation
Les énergies neutroniques recommandées et les méthodes
...