X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy - Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence

Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d'ambiance) et individuels et mesurage de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence

La présente partie de l'ISO 4037 traite de l'étalonnage des dosimètres et débitmètres, utilisés pour les surveillances individuelle et de zone, dans des champs de rayonnements photoniques de référence d'énergies moyennes comprises entre 8 keV et 9 MeV (voir ISO 4037-1). Pour la surveillance individuelle, les dosimètres «corps entier» et d'extrémités sont concernés, tandis que pour la surveillance de zone, les dosimètres portables et à poste fixe sont considérés. La présente partie de l'ISO 4037 traite aussi de la détermination de la réponse en fonction de l'énergie des photons et de l'angle d'incidence du rayonnement. De tels mesurages peuvent représenter une partie d'un essai de type au cours duquel on examine l'effet d'autres grandeurs d'influence sur la réponse.La présente partie de l'ISO 4037 ne traite pas de l'étalonnage in situ de dosimètres de zone à poste fixe, qui fera l'objet d'une Norme internationale ultérieure.La présente partie de l'ISO 4037 décrit les procédures à suivre pour les différents types de dosimètres et donne des recommandations sur le fantôme à utiliser et les coefficients de conversion à appliquer. De plus, elle donne des indications sur l'analyse des incertitudes et sur la préparation des fiches et certificats d'étalonnage.NOTE 1 Le terme dosimètre est utilisé en tant que terme générique qualifiant tout dosimètre ou débitmètre pour les surveillances individuelle et de zone.NOTE 2 Dans la présente partie de l'ISO 4037, sauf indication contraire, le terme kerma signifie kerma dans l'air en champ non perturbé (free in air).

General Information

Status
Withdrawn
Publication Date
30-Jun-1999
Withdrawal Date
30-Jun-1999
Current Stage
9599 - Withdrawal of International Standard
Start Date
30-Jan-2019
Completion Date
13-Dec-2025
Ref Project

Relations

Standard
ISO 4037-3:1999 - X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy
English language
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Standard
ISO 4037-3:1999 - Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimetres et des débitmetres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons
French language
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Frequently Asked Questions

ISO 4037-3:1999 is a standard published by the International Organization for Standardization (ISO). Its full title is "X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy - Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence". This standard covers: La présente partie de l'ISO 4037 traite de l'étalonnage des dosimètres et débitmètres, utilisés pour les surveillances individuelle et de zone, dans des champs de rayonnements photoniques de référence d'énergies moyennes comprises entre 8 keV et 9 MeV (voir ISO 4037-1). Pour la surveillance individuelle, les dosimètres «corps entier» et d'extrémités sont concernés, tandis que pour la surveillance de zone, les dosimètres portables et à poste fixe sont considérés. La présente partie de l'ISO 4037 traite aussi de la détermination de la réponse en fonction de l'énergie des photons et de l'angle d'incidence du rayonnement. De tels mesurages peuvent représenter une partie d'un essai de type au cours duquel on examine l'effet d'autres grandeurs d'influence sur la réponse.La présente partie de l'ISO 4037 ne traite pas de l'étalonnage in situ de dosimètres de zone à poste fixe, qui fera l'objet d'une Norme internationale ultérieure.La présente partie de l'ISO 4037 décrit les procédures à suivre pour les différents types de dosimètres et donne des recommandations sur le fantôme à utiliser et les coefficients de conversion à appliquer. De plus, elle donne des indications sur l'analyse des incertitudes et sur la préparation des fiches et certificats d'étalonnage.NOTE 1 Le terme dosimètre est utilisé en tant que terme générique qualifiant tout dosimètre ou débitmètre pour les surveillances individuelle et de zone.NOTE 2 Dans la présente partie de l'ISO 4037, sauf indication contraire, le terme kerma signifie kerma dans l'air en champ non perturbé (free in air).

La présente partie de l'ISO 4037 traite de l'étalonnage des dosimètres et débitmètres, utilisés pour les surveillances individuelle et de zone, dans des champs de rayonnements photoniques de référence d'énergies moyennes comprises entre 8 keV et 9 MeV (voir ISO 4037-1). Pour la surveillance individuelle, les dosimètres «corps entier» et d'extrémités sont concernés, tandis que pour la surveillance de zone, les dosimètres portables et à poste fixe sont considérés. La présente partie de l'ISO 4037 traite aussi de la détermination de la réponse en fonction de l'énergie des photons et de l'angle d'incidence du rayonnement. De tels mesurages peuvent représenter une partie d'un essai de type au cours duquel on examine l'effet d'autres grandeurs d'influence sur la réponse.La présente partie de l'ISO 4037 ne traite pas de l'étalonnage in situ de dosimètres de zone à poste fixe, qui fera l'objet d'une Norme internationale ultérieure.La présente partie de l'ISO 4037 décrit les procédures à suivre pour les différents types de dosimètres et donne des recommandations sur le fantôme à utiliser et les coefficients de conversion à appliquer. De plus, elle donne des indications sur l'analyse des incertitudes et sur la préparation des fiches et certificats d'étalonnage.NOTE 1 Le terme dosimètre est utilisé en tant que terme générique qualifiant tout dosimètre ou débitmètre pour les surveillances individuelle et de zone.NOTE 2 Dans la présente partie de l'ISO 4037, sauf indication contraire, le terme kerma signifie kerma dans l'air en champ non perturbé (free in air).

ISO 4037-3:1999 is classified under the following ICS (International Classification for Standards) categories: 17.240 - Radiation measurements. The ICS classification helps identify the subject area and facilitates finding related standards.

ISO 4037-3:1999 has the following relationships with other standards: It is inter standard links to ISO 4037-3:2019. Understanding these relationships helps ensure you are using the most current and applicable version of the standard.

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Standards Content (Sample)


INTERNATIONAL ISO
STANDARD 4037-3
First edition
1999-06-15
X and gamma reference radiation for
calibrating dosemeters and doserate
meters and for determining their response
as a function of photon energy —
Part 3:
Calibration of area and personal dosemeters
and the measurement of their response as a
function of energy and angle of incidence
Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres
et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de
l’énergie des photons —
Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels
et mesurage de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle
d’incidence
A
Reference number
Contents
1 Scope .1
2 Normative references .1
3 Definitions .2
3.1 Quantities and units .2
3.2 Calibration factor and response determination.3
4 Procedures applicable to all area and personal dosemeters.5
4.1 General principles.5
4.2 Methods for the determination of the calibration factor and the response.9
5 Particular procedures for area dosemeters .12
5.1 General principles.12
5.2 Quantities to be measured.12
5.3 Conversion coefficients .12
6 Particular procedures for personal dosemeters.22
6.1 General principles.22
6.2 Quantities to be measured.23
6.3 Experimental conditions .23
6.4 Conversion coefficients .25
7 Presentation of results.35
7.1 Records and certificates .35
7.2 Statement of uncertainties.36
Annex A (informative) Additional information.37
Bibliography.46
©  ISO 1999
All rights reserved. Unless otherwise specified, no part of this publication may be reproduced or utilized in any form or by any means, electronic
or mechanical, including photocopying and microfilm, without permission in writing from the publisher.
International Organization for Standardization
Case postale 56 • CH-1211 Genève 20 • Switzerland
Internet iso@iso.ch
Printed in Switzerland
ii
© ISO
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.
Draft International Standards adopted by the technical committees are circulated to the member bodies for voting.
Publication as an International Standard requires approval by at least 75 % of the member bodies casting a vote.
International Standard ISO 4037-3 was prepared by Technical Committee ISO/TC 85 Nuclear energy,
Subcommittee SC 2, Radiation protection.
ISO 4037 consists of the following parts, under the general title X and gamma reference radiation for calibrating
dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy :
— Part 1: Radiation characteristics and production methods
— Part 2: Dosimetry for radiation protection over the energy ranges 8 keV to 1,3 MeV and 4 MeV to 9 MeV
— Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of
energy and angle of incidence
iii
© ISO
Introduction
This part of ISO 4037 is closely related to two other International Standards. The first, ISO 4037-1, describes the
methods of production and characterization of the photon reference radiations. The second, ISO 4037-2, describes
the dosimetry of the reference radiations.
This part of ISO 4037 is the third part of the series, and it describes procedures for calibrating and determining the
response of dosemeters and doserate meters in terms of the International Commission on Radiation Units and
Measurements (ICRU) operational quantities [1,2,3,4] for radiation protection purposes [5]. The rationale for using
the operational quantities is based on the fact that the effective dose as defined in ICRP 60 [6] cannot be measured
directly. The operational quantities provide a reasonable and conservative approximation to the effective dose for
most photon radiations.
The determination of the response of dosemeters and doserate meters is essentially a three-step process. First a
basic quantity such as air kerma is measured free in air at the point of test. Then the appropriate operational
quantity is derived by the application of the conversion coefficient that relates the quantity measured to the selected
operational quantity. Finally the device under test is placed at the same point for the determination of its response.
Depending on the type of dosemeter under test, the irradiation is either carried out on a phantom or free in air for
personal and area dosemeters, respectively. For area and individual monitoring, this part of ISO 4037 describes the
methods and the conversion coefficients to be used for the determination of the response of dosemeters and
doserate meters in terms of the ICRU operational quantities for photons.
iv
©
INTERNATIONAL STANDARD  ISO ISO 4037-3:1999(E)
X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and
doserate meters and for determining their response as a function
of photon energy —
Part 3:
Calibration of area and personal dosemeters and the measurement of
their response as a function of energy and angle of incidence
1 Scope
This part of ISO 4037 specifies the calibration of dosemeters and doserate meters used for individual and for area
monitoring in photon reference radiation fields with mean energies between 8 keV and 9 MeV (see ISO 4037-1). For
individual monitoring, both whole body and extremity dosemeters are covered and for area monitoring both portable
and installed dosemeters are covered. This part of ISO 4037 also deals with the determination of the response as a
function of photon energy and angle of radiation incidence. Such measurements may represent part of a type test in
the course of which the effect of further influence quantities on the response is examined.
This part of ISO 4037 does not cover the in-situ calibration of fixed installed area dosemeters which will be covered
in a future standard.
The procedures to be followed for the different types of dosemeters are described. Recommendations are given on
the phantom to be used and on the conversion coefficients to be applied. In addition, this International Standard
gives guidance on the statement of uncertainties and on the preparation of calibration records and certificates.
NOTE 1 The term dosemeter is used as a generic term denoting any dose or doserate meter for individual or area
monitoring.
NOTE 2 Throughout this part of ISO 4037, unless otherwise stated, the term kerma is used to denote air kerma free in air.
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this text, constitute provisions of
this part of ISO 4037. For dated references, subsequent amendments to, or revisions of, any of these publications
do not apply. However, parties to agreements based on this part of ISO 4037 are encouraged to investigate the
possibility of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For undated
references, the latest edition of the normative document referred to applies. Members of ISO and IEC maintain
registers of currently valid International Standards.
ISO 4037-1:1996, X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for
determining their response as a function of photon energy — Part 1: Radiation characteristics and production
methods.
ISO 4037-2:1997, X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters and for
determining their response as a function of photon energy — Part 2: Dosimetry for radiation protection over the
energy ranges 8 keV to 1,3 MeV and 4 MeV to 9 MeV.
ISO Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement, 1993.
© ISO
3 Definitions
For the purposes of this part of ISO 4037, the following definitions apply.
3.1 Quantities and units
3.1.1
dose equivalent
H
product of Q and D at a point in tissue, where D is the absorbed dose at that point and Q the quality factor
(ICRU 51 [7]):
H = QD (1)
-1
NOTE 1 The unit of the dose equivalent is joules per kilogram (J × kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 For the purpose of this part of ISO 4037, for photon and electron radiation, the quality factor has the value unity.
3.1.2
operational quantities
3.1.2.1
ambient dose equivalent
H*(10)
dose equivalent that, at a point in a radiation field, would be produced by the corresponding expanded and aligned
field, in the ICRU sphere, at a depth of 10 mm on the radius opposing the direction of the aligned field
-1
NOTE 1 The unit of the ambient dose equivalent is joules per kilogram (J × kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 In the expanded and aligned field, the fluence and its energy distribution have the same value throughout the
volume of interest as at the point of test; the field is unidirectional.
3.1.2.2
directional dose equivalent
H’ (0,07;W)
dose equivalent that, at a point in a radiation field, would be produced by the corresponding expanded field in the
ICRU sphere at a depth of 0,07 mm on a radius in a specified direction W
-1
NOTE 1 The unit of the directional dose equivalent is joules per kilogram (J × kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 In a unidirectional field, the direction can be specified in terms of the angle, a, between the radius opposing the
incident field and a specified radius. When a = 0, the quantity H' (0,07;0) may be written as H' (0,07).
NOTE 3 In the expanded field, the fluence and its angular and energy distributions have the same value over the volume of
interest as in the actual field at the point of measurement.
3.1.2.3
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue as defined in ICRU 51 [7] below a specified point on the body at an appropriate
depth d
-1
NOTE 1 The unit of the personal dose equivalent is joules per kilogram (J × kg ) with the special name sievert (Sv).
NOTE 2 Any statement of personal dose equivalent should include a specification of the depth, d, expressed in millimetres.
For weakly penetrating radiation, a depth of 0,07 mm for the skin is employed. The personal dose equivalent for this depth is
then denoted by H (0,07). For strongly penetrating radiation, a depth of 10 mm is frequently employed with analogous notation.
p
NOTE 3 In Report 47 [4], the ICRU has considered the definition of the personal dose equivalent to include the dose
equivalent at a depth d in a phantom having the composition of the ICRU tissue. Then H (d), for the calibration of personal
p
dosemeters, is the dose equivalent at a depth d in a phantom composed of ICRU tissue (see 6.2), but of the size and shape of
the phantom used for the calibration (see 6.3.1).
© ISO
3.2 Calibration factor and response determination
3.2.1
influence quantity
influence parameter
quantity which may have a bearing on the result of a measurement without being the subject of the measurement
EXAMPLE  The reading of a dosemeter with an unsealed ionization chamber is influenced by the temperature and pressure of
the surrounding atmosphere. Although needed for determining the value of the dose, the measurement of these two quantities
is not the primary objective.
3.2.2
reference conditions
reference conditions represent the set of influence quantities for which the calibration factor is valid without any
correction
(See also note to 3.2.3.)
NOTE The value for the quantity to be measured may be chosen freely in agreement with the properties of the instrument
to be calibrated. The quantity to be measured is not an influence quantity (3.2.1).
3.2.3
standard test conditions
standard test conditions represent the range of values of a set of influence quantities under which a calibration or a
determination of response is carried out
NOTE Ideally, calibrations should be carried out under reference conditions. As this is not always achievable (e.g. for
ambient air pressure) or convenient (e.g. for ambient temperature), a (small) interval around the reference values may be used.
The deviations of the calibration factor from its value under reference conditions caused by these deviations should in principle
be corrected for. In practice, the uncertainty aimed at serves as a criterion as to which influence quantity has to be taken into
account by an explicit correction or whether its effect may be incorporated into the uncertainty. During type tests, all values of
influence quantities which are not the subject of the test are fixed within the interval of the standard test conditions. The
standard test conditions together with the reference conditions applicable to this part of ISO 4037 are given in Tables A.1 and
A.2 of annex A.
3.2.4
calibration conditions
conditions within the range of standard test conditions actually prevailing during the calibration
3.2.5
reference point
ádosemeterñ point which is placed at the point of test for calibrating or testing purposes
NOTE The distance of measurement refers to the distance between the radiation source and the reference point of the
dosemeter.
3.2.6
point of test
point in the radiation field at which the reference point of a dosemeter is placed for calibrating or testing purposes
and at which the conventional true value (see 3.2.9) of the quantity to be measured is known
3.2.7
reference direction
direction, in the coordinate system of a dosemeter, with respect to which the angle to the direction of radiation
incidence is measured in unidirectional fields
3.2.8
reference orientation
ádosemeterñ orientation for which the direction of incident radiation coincides with the reference direction of the
dosemeter
© ISO
3.2.9
conventional true value of a quantity
best estimate of the value of the quantity to be measured, determined by a primary or secondary standard or by a
reference instrument that has been calibrated against a primary or secondary standard
NOTE A conventional true value is, in general, regarded as being sufficiently close to the true value for the difference to be
insignificant for the given purpose.
EXAMPLE  Within an organization, the result of a measurement obtained with a secondary standard instrument may be taken
as the conventional true value of the quantity to be measured.
3.2.10
response
R
ádosemeterñ quotient of its reading M and the conventional true value of the measured quantity; the type of
response should be specified
EXAMPLE  The response with respect to ambient dose equivalent H*(10):
R = M / H*(10) (2)
NOTE 1 The value of the response may vary with the magnitude of the quantity to be measured. In such cases, a dosemeter
is said to be non-linear.
NOTE 2 The response usually varies with the energy and directional distribution of the incident radiation. It is, therefore,
useful to consider the response as a function R(E,W) of the energy E of the incident mono-energetic radiation and of the
direction W of the incident monodirectional radiation. R(E) describes the “energy dependence” and R(W) the “angular
dependence” of response; for the latter W may be expressed by the angle a between the reference direction of the device and
the direction of an external monodirectional field.
NOTE 3 Some evaluation algorithms of multi-element detectors may not be additive, if the dosemeter is irradiated by a
combination of radiations of various energies and angles of incidence. For example, if there are two such contributions to the
dose equivalent, H and H , the sum of the two corresponding readings may differ from the reading caused by a single
1 2
irradiation with H + H , i.e. M + M ¹ M . In such cases, the function R(E,W) dealt with in the previous note is not
H H H +H
1 2 1 2 1 2
sufficient to characterize the dosemeter in all radiation fields.
3.2.11
calibration
quantitative determination, under a controlled set of standard test conditions, of the reading given by a dosemeter
as a function of the value of the quantity to be measured
(See also note 2 to 3.2.12.)
NOTE Normally, the calibration conditions are the full set of standard test conditions (A.1). A routine calibration can be
performed, under simplified conditions, either to check the calibration carried out by the manufacturer or to check whether the
calibration factor is sufficiently stable during a continued long-term use of the dosemeter. In general, the methods of a routine
calibration will be worked out on the basis of the results of a type test. One of the objectives of a type test may be to establish
the procedures for a routine calibration in a way that the result of a routine calibration approximates that of a calibration under
standard test conditions as closely as possible (see also 6.3.1). A routine calibration is often used to provide batch or individual
calibration factors.
3.2.12
calibration factor
N
conventional true value of the quantity the dosemeter is intended to measure, H, divided by the dosemeter’s
reading, M, (corrected if necessary)
EXAMPLE  The calibration factor with respect to personal dose equivalent is given by
N = H /M (3)
p
NOTE 1 The calibration factor N is dimensionless when the instrument indicates the quantity to be measured. A dosemeter
indicating the conventional true value correctly has a calibration factor of unity.
© ISO
NOTE 2 The reciprocal of the calibration factor is equal to the response under reference conditions. In contrast to the
calibration factor, which refers to the reference conditions only, the response refers to any conditions prevailing at the time of
measurement.
NOTE 3 The value of the calibration factor may vary with the magnitude of the quantity to be measured. In such cases, a
dosemeter is said to have a non-linear response.
3.2.13
normalization
procedure in which the calibration factor is multiplied by a factor in order to achieve, over a certain range of
influence quantities, a better estimate of the quantity to be measured
NOTE A normalization may be practical when a dosemeter will be used mostly under conditions differing from the
reference conditions. In this case, the normalization takes account of differences in response under reference conditions and
under conditions of normal operation.
3.2.14
kerma-to-dose-equivalent conversion coefficient
h
K
quotient of the dose equivalent, , and the air kerma, , at a point in the radiation field:
H K
a
h = H / K (4)
K a
NOTE 1 The conversion coefficients of clauses 5 and 6 averaged over spectral distributions are based on the
mono-energetic data of ICRP 74 [17].
NOTE 2 Any statement of a kerma-to-dose-equivalent conversion coefficient requires the statement of the type of dose
equivalent, e.g. ambient, directional or personal dose equivalent. The conversion coefficient h depends on the energy and, for
K
H (10; ) and H '(0,07; ), also directional distribution of the incident radiation. It is, therefore, useful to consider the conversion
a a
p
coefficient as a function h (E) of the energy E of mono-energetic photons at several angles of incidence. This set of basic data
K
is frequently called the conversion function.
3.2.15
back-scatter factor
ratio of air kerma in front of a phantom to the air kerma at the same position free in air
NOTE 1 The field is considered to be unidirectional with a direction of incidence perpendicular to the phantom surface.
NOTE 2 The value of the back-scatter factor depends on the point of test (distance from the surface and from the beam
axis), on the beam diameter, on the phantom size, on the material and on the radiation energy.
4 Procedures applicable to all area and personal dosemeters
4.1 General principles
4.1.1 Radiation qualities
All radiation qualities shall be chosen from and produced in accordance to ISO 4037-1. In general, it will be useful to
select an appropriate radiation quality taking into account the specified energy and dose or dose rate range of the
dosemeter to be tested. For reasons of brevity, short names are introduced in this part of ISO 4037 for the radiation
qualities of ISO 4037- 1.
For X-radiation, the letters F, L, N, W or H denote the radiation quality, i.e. the fluorescence, the low air kerma rate,
the narrow, the wide, the high air kerma rate series, respectively followed by the chemical symbol of the radiator for
the fluorescence radiation and the generating potential for filtered X-radiation.
Reference radiations produced by radioactive sources are denoted by the letter S combined with the chemical
symbol of the radionuclide ; reference radiations produced by nuclear reactions are denoted by the letter R followed
by the chemical symbol of the element of the target responsible for the emission of the radiation.
© ISO
Table 1 contains all radiation qualities covered in this part of ISO 4037 together with their mean energies E
averaged over the fluence spectrum. The dosimetry in these radiation fields shall be conducted in accordance with
ISO 4037-2.
Table 1 — Radiation qualities covered in this part of ISO 4037
Radiation Energy Radiation Radiation Radiation Radiation
E E E E
quality quality quality quality quality
keV
keV keV keV keV
F-Zn 8,6 L-10 8,5 N-10 8 W-60 45 H-10 7,5
F-Ge 9,9 L-20 17 N-15 12 W-80 57 H-20 12,9
F-Zr 15,8 L-30 26 N-20 16 W-110 79 H-30 19,7
F-Mo 17,5 L-35 30 N-25 20 W-150 104 H-60 37,3
F-Cd 23,2 L-55 48 N-30 24 W-200 137 H-100 57,4
F-Sn 25,3 L-70 60 N-40 33 W-250 173 H-200 102
F-Cs 31,0 L-100 87 N-60 48 W-300 208 H-250 122
F-Nd 37,4 L-125 109 N-80 65 H-280 146
F-Sm 40,1 L-170 149 N-100 83 H-300 147
F-Er 49,1 L-210 185 N-120 100
F-W 59,3 L-240 211 N-150 118
F-Au 68,8 N-200 164
F-Pb 75,0 N-250 208
F-U 98,4 N-300 250
Radionuclides High energy photon radiations
radiation radio- radiation quality reaction
E
E
quality nuclide
MeV
keV
241 12 12
a
S-Am  59,5 R-C
Am C (p,p’g) C
4,36
137 19 16 a
S-Cs 662 R-F
Cs F (p, ) O 6,61
S-Co 1 250 R-Ti (n,g) capture in Ti a
Co 5,14
R-Ni (n,g) capture in Ni a
6,26
16 16
R-O a
O (n,p) N
6,61
a
Average taken over the spectral fluence.
ag
© ISO
4.1.2 Conversion coefficients
For the Tables in clauses 5 and 6 and in annex A.2, the irradiation distance is measured from the focal spot of the
X-ray tube (or from the geometrical centre of the radionuclide source) to the point of test, at which the reference
point of the dosemeter shall be located. For the fluorescence X-radiation, and the R-C, R-F or the R-O radiations,
the irradiation distance shall be measured from the centre of the radiator or target surface from which the radiation
emerges to the point of test. If a range is given for the distance, the values of the conversion coefficients may be
used without modification over this range of distances.
In clauses 5 and 6 and in annex A.2, a notation will be used for the presentation of conversion coefficients which is
explained in the following: The example of h' (0,07;E,a) refers to the conversion coefficient from air kerma K to
K a
directional dose equivalent in a depth of 0,07 mm for photon radiation of energy E, with an angle a between the
reference direction of the dosemeter and the direction of radiation incidence. In other examples, the prime could be
replaced by an asterisk for ambient dose equivalent or by the letter p for personal dose equivalent. For radiation
qualities of finite spectral width, the symbol E is replaced by the letter according to Table 1 denoting a particular
series of reference radiation, i.e. F, L, N, W, H, S or R.
Numerical values of conversion coefficients for mono-energetic radiation [16] given in the Tables 2, 8, 15, 21, 27
and A.3 shall be treated as having no uncertainty. Unless otherwise stated, the conversion coefficients in the
remaining tables of clauses 5 and 6 shall be considered as being associated with a standard uncertainty of ± 2 %.
This uncertainty takes account of differences between the spectrum used for the calculation of the conversion
coefficients [8] and that prevailing at the point of test.
For tube voltages below about 30 kV, and especially for the high air kerma rate series, the numerical values of the
conversion coefficients h *(10;E) and h (10;E,a) actually applicable to a given experimental set-up may differ by
K pK
substantially more than 2 % from the nominal value given in the Tables of clauses 5 and 6. Combinations of
radiation qualities and conversion coefficients which are sensitive to small variations in energy distribution are
marked in the corresponding tables with an exclamation mark. In this case, the 2 % uncertainty may not be
sufficient and a proper estimate of the uncertainty or a more reliable value of the conversion coefficient may be
required. If a radiation quality listed in Table 1 is not contained in one of the tables for the conversion coefficients
h *(10;E) and h (10;E,a), this means that no reliable values may be given.
K pK
NOTE For low photon energies, small differences in the energy distribution can result in significant changes in the
numerical values of these conversion coefficients as the majority contribution to the air kerma originates from the low energy
part of the spectrum, while the majority contribution to H*(10) and H (10) originates from the high energy part of the spectrum
p
[9]. Differences in energy distribution from one experimental arrangement to another can occur due to a great number of
factors, e.g. anode angle, anode roughening, tungsten evaporated on the tube window, presence of a transmission monitor
chamber in the beam, deviation of the thickness of filters from nominal values, length of the air path between focal spot and
point of test and atmospheric pressure at the time of measurement. For fluorescence radiations, it may be necessary to carry
out an optimization in view of bringing the contribution from scattered radiation down to an acceptable level. This may be
achieved by using a thinner radiator and/or by lowering the tube voltage.
4.1.3 Standard test conditions
Calibrations and the determination of response (see also 4.1.4) shall be conducted under standard test conditions.
The range of values of influence quantities within the standard test conditions are given in Tables A.1 and A.2 for
radiation-related and other parameters, respectively.
4.1.4 Variation of influence quantities
For those measurements intended to determine the effects of the variation of one influence quantity on the
response, the other influence quantities should be maintained at fixed values within the standard test conditions,
unless otherwise specified.
NOTE There may be cases in which it is important that an influence quantity is varied in a way that the response of the
instrument under test is constant. For example, if the energy dependence of a dosemeter with a counter tube is to be examined
in a dose rate range where there is a substantial dead time, it may be desirable that the measurements with the various
radiation qualities be carried out at constant indication and not at constant dose rate. The same holds true for
thermoluminescence dosemeters exhibiting a so-called supra-linearity. However, it should be added that it is usually advisable
to carry out the examination of an instrument under conditions in which the response to dose or to dose rate is essentially
linear.
© ISO
4.1.5 Point of test and reference point
Measurements shall be carried out by positioning the reference point of the dosemeter at the point of test. The
reference point and the reference direction of the dosemeter to be tested should be stated by the manufacturer. The
reference point should be marked on the outside of a dosemeter. If this proves impossible, the reference point
should be indicated in the accompanying documents supplied with the instrument. All distances between the
radiation source and the dosemeter shall be taken as the distance between the radiation source and the
dosemeter's reference point.
In the absence of information on the reference point or on the reference direction of the dosemeter to be tested,
these parameters shall be fixed by the testing laboratory. They shall be stated in the test certificate.
NOTE In the case of point sources and in the absence of scattered radiation and photon absorption, the dose rate changes
with the inverse square of the distance l. A misplacement of the dosemeter's reference point in the beam by the amount of Dl in
the direction of the beam will lead to a relative error in the calibration factor of 2Dl/l at the distance l. Misalignment
perpendicular to the beam axis by Dl causes a relative error of (Dl/l) . In the presence of scattered radiation and for sources
of finite dimensions, the above approximations are limited to values of Dl or Dl that are small in comparison to l.
4.1.6 Axes of rotation
For examining the effect of the direction of radiation incidence, a rotation of the area dosemeter or of the
combination of personal dosemeter and phantom may be required. The variation of response with direction of
radiation incidence shall be examined by a rotation around at least two dosemeter axes. The direction of the axes
shall be mutually perpendicular, if two axes are used. The axes of rotation shall pass through the reference point of
the dosemeter. For an illustration of the geometry, see Figure A.1.
4.1.7 Condition of the dosemeter to be calibrated
Before any calibration is made, the dosemeter shall be examined to confirm that it is in good serviceable condition
and free of radioactive contamination. The set-up procedure and the mode of operation of the dosemeter shall be in
accordance with its instruction manual.
4.1.8 Effects associated with electron ranges
Electrons with energies above 65 keV and 2 MeV can penetrate 0,07 mm and 10 mm of ICRU tissue, respectively.
In photon reference radiation fields capable of producing electrons of such energies, or higher effects associated
with electron ranges need to be considered. For a more detailed discussion of this subject, see A.3. The procedure
to be followed in such cases is described as follows.
For the quantities H '(0,07) and H (0,07) and for the energies covered in Tables 2 to 7, 15 to 26 and A.3 to A.8, no
p
special precautions are required. Due to the presence of air and of other materials, e.g. monitor chamber, build-up
is completed in the reference depth in practically all situations where the photon energy is below about
250 keV [10]. For a determination of response at higher energies, a calibration under equilibrium conditions in
photon fields becomes progressively more meaningless. Instead, a calibration in suitable electron reference
radiation fields [19] should be conducted. For further explanations, see A.3.
In the case of photon fields with energies from that of S-Cs to 9 MeV and for the quantities H*(10) and H (10), first
p
the conventional true value of the air kerma shall be determined at the point of test as described in ISO 4037-2.
Then the reference point of the dosemeter shall be brought to the point of test and a plate of
polymethyl-methacrylate (PMMA) of a thickness sufficient to secure completed build-up should be positioned in front
of the dosemeter (for area dosemeters) or in front of the combination of dosemeter and phantom (for personal
dosemeters). The modification of the radiation field by introducing the PMMA plate should be taken into account by
multiplying the conversion coefficient with the correction factor k given in Tables 14 and 33. The
PMMA
cross-sectional area of the plate shall be 30 cm ´ 30 cm and the thickness of the plate shall be as given in Tables
14 and 33.
NOTE For irradiations on a phantom and for some area dosemeters, it may be practical to position the PMMA plate a
certain distance away from the dosemeter or dosemeter phantom combination so that it is not necessary to also rotate the plate
when the variation of response with the direction of radiation incidence is examined (see Figure A.1).
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4.2 Methods for the determination of the calibration factor and the response
4.2.1 Operation of the standard instrument
The mode of operation of the standard instrument shall be in accordance with its calibration certificate and the
instrument instruction manual, e.g. set zero control, warm-up time, battery check, application of range or scale
correction factors. The time interval between periodic calibrations of the standard instrument shall be within the
period defined by national regulations. Where no such regulations exist, the time interval should not exceed three
years.
Measurements shall be made regularly, using either a radioactive check source or a calibrated radiation field, to
determine that the reproducibility of the standard instrument is within ± 2 % of the certificate value. Corrections shall
be applied for the radioactive decay of the source and for deviations in air density from its reference value, when
necessary.
In the case of a sequential irradiation of the standard instrument and of the dosemeter under test, a decision shall
be made as to whether a monitor has to be used (see 4.2.3.1 and 4.2.3.2) or not (see 4.2.2.1 and 4.2.2.2). This
decision shall be based on the stability of the output of the radiation source.
There may be two types of standard instruments: ones which measure a more basic dosimetric quantity like, for
example, air kerma and others which directly measure the quantity in which the calibration is to be performed. For
the first kind of instruments, the suitable conversion coefficient h shall be used in the formulas of subclauses 4.2.2
to 4.2.5 while h is equal to unity for the second kind of instruments.
4.2.2 Measurements without a monitor for the source output
In general, a monitor is not needed in reference radiation fields produced by radioactive sources. For X-radiation
reference fields, the use of a monitor is usually recommended.
4.2.2.1 Calibration
This procedure may be adopted, if the air kerma rate in the radiation field is stable over a time span corresponding
to the duration of the calibration to the extent necessary to achieve results of the desired accuracy. The calibration
factor, N , of a dosemeter whose detector is subsequently positioned at the point of test for the same time as the
B
detector of the standard instrument shall be obtained by
hN M
AA
N = (5)
B
M
B
h kerma-to-dose-equivalent conversion coefficient;
N calibration factor of the standard instrument;
A
N calibration factor of the dosemeter under calibration;
B
M measured value of the standard instrument, i.e. reading multiplied by the correction factor for differences in
A
air density, where applicable;
M measured value of the dosemeter under calibration, i.e. reading multiplied by the correction factor for
B
differences in air density, where applicable.
© ISO
4.2.2.2 Determination of the response as a function of energy and angle of incidence
Under conditions not necessarily identical to the reference conditions, the response of a dosemeter is determined
by
ME(,a)
B
RE,a (6)
()=
hE(,a)N M k k
AA E a
where the symbols are defined as in 4.2.2.1 and k and k are the correction factors to be applied to the reading of
E a
the standard instrument to take into account the differences in radiation quality and direction of radiation incidence
between the reference conditions and those prevailing at the time of measurement.
Often, the response of the dosemeter is given as its relative response, r, with respect to its response under
reference conditions.
R
r= (7)
R
r
where
R is the response under reference conditions.
r
NOTE The relative response can be a useful quantity for describing the variation of response as a function of photon
energy or angle of incidence (see also 3.2.10).
4.2.3 Measurements with a monitor for the source output
4.2.3.1 Calibration
Moderate variations in the air kerma rate with time can be corrected for by using a monitor and by irradiating the
standard instrument and dosemeter sequentially. This technique is often employed with X-ray units in order to
correct for variations in air kerma rate when the standard and dosemeter are placed alternately at the point of test.
The measured values M and M for the standard instrument and the dosemeter whose detectors are located one
A B
after the other at the point of test shall be related to the values for the monitor. The calibration factor N shall be
B
obtained by
æ öæ ö
M m
A B
Nh = N (8)
ç ÷ç ÷
BA
m M
è øè ø
A B
where
m is the measured value of the monitor for the irradiation of the standard instrument;
A
m
is the measured value of the monitor for the irradiation of the dosemeter to be calibrated.
B
h and N are defined as in 4.2.2.1.
A
NOTE 1 In practice, if the irradiations of the standard instrument and the dosemeter to be calibrated are performed shortly
one after another, the ambient conditions of the monitor remain the same and corrections of the indicated value of the monitor
to reference conditions are unnecessary.
NOTE 2 In cases where the monitor has a good long-term stability (see also 4037-2:1997, subclause 8.2) it may serve as the
reference instrument after having been calibrated by the standard instrument.
4.2.3.2 Determination of the response as a function of energy and angle of incidence (see 4.2.2.2)
Under conditions not necessarily identical to the reference conditions, the response of a dosemeter is determined
by
© ISO
m M E
( ,a)
A B
R Ea(9)
( , ) =
h(E,a)N m M k k
A B A Ea
The relative response is obtained using equation (7).
4.2.4 Measurements by simultaneous irradiation of standard instrument and dosemeter
4.2.4.1 Calibration
In some circumstances (see note below) calibrations may also be performed by simultaneous irradiation of the
standard instrument and the dosemeter under test in a field by locating them symmetrically to the axis of the
radiation field at the same distance from the source. The distance between the two detectors shall be sufficiently
large so that the reading of either instrument is not influenced by the presence of the other to an extent exceeding
2 %.
To eliminate the influence of asymmetry of the radiation field, the measurements shall be repeated after exchanging
the positions of the two instruments and the geometrical mean of the readings shall be determined. The calibration
factor N shall be obtained by
B
æ M ö æ M ö
A A
Nh=N (10)
ç ÷ ç ÷
BA
è M ø è M ø
B B
where the symbols are as defined in 4.2.2.1 and the indices 1 and 2 refer to the two irradiations.
NOTE Primarily, this procedure will be applicable to those cases in which no phantom is required, i.e. for area dosemeters.
This technique is used particularly in reference radiations produced by accelerators or when using uncollimated sources (see
ISO 4037-1).
4.2.4.2 Determination of the response as a function of energy and angle of incidence
Under conditions not necessarily identical to the reference conditions, the response of a dosemeter is determined
by
æ ö æ ö
1 ME(,aa) ME( , )
B B
RE(,a) (11)
= ç ÷ ç ÷
hE(,a)N k k è M ø è M ø
a
AE A A
1 2
where the symbols are as defined in 4.2.2.1 and 4.2.2.2 and the indices 1 and 2 refer to the two irradiations.
The relative response is obtained by using equation (7).
4.2.5 Determination of the calibration factor and the response in a known gamma radiation field
For a gamma radiation field in which the air kerma rate at the point of test is known, the calibration factor of a
dosemeter under calibration, N , is obtained by
B
hK
a
N = (12)
B
M
B
K
is the air kerma;
a
M measured value (under reference conditions) of the dosemeter under calibration;
B
h is as defined in 4.2.2.1.
© ISO
5 Particular procedures for area dosemeters
5.1 General principles
These principles apply to the calibration of portable and installed area dosemeters in reference radiations, where
the term area dosemeter comprises both active and passive devices. They do not apply to in-situ calibrations of
installed area dosemeters. Dosemeters for area monitoring shall be irradiated in free air (without a phantom).
Measurements of the response may be necessary in the photon energy range 8 keV to 9 MeV, and, depending on
the equipment for the irradiation, at various irradiation distances. Subclauses 5.3.1 and 5.3.2 contain, for the ISO
reference radiations, conversion coefficients h to convert air kerma to the operational quantities H*(10) and H '(0,07)
defined in clause 3. Conversion coefficients for mono-energetic photons for a broad parallel beam and in the
absence of scattered radiation are given in 5.3.1.1 and 5.3.2.1.
In practice, calibrations are always performed in divergent beams. This is taken account of by referring the
conversion coefficients to a reference distance between the radiation source and point of test. In cases where a
reference distance is given together with an angle a of the direction of radiation incidence, a is the angle between
the reference and a
...


NORME ISO
INTERNATIONALE 4037-3
Première édition
1999-06-15
Rayonnements X et gamma de référence
pour l’étalonnage des dosimètres et des
débitmètres et pour la détermination de leur
réponse en fonction de l’énergie des
photons —
Partie 3:
Étalonnage des dosimètres de zone
(ou d’ambiance) et individuels et mesurage de
leur réponse en fonction de l’énergie et de
l’angle d’incidence
X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate
meters and for determining their response as a function of photon energy —
Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and the measurement
of their response as a function of energy and angle of incidence
A
Numéro de référence
Sommaire
1 Domaine d’application .1
2 Références normatives .1
3 Définitions .2
3.1 Grandeurs et unités.2
3.2 Détermination du facteur d’étalonnage et de la réponse .3
4 Procédures applicables à tous les dosimètres, individuels et de zone .6
4.1 Principes généraux.6
4.2 Méthodes de détermination du facteur d’étalonnage et de la réponse.9
5 Procédures particulières aux dosimètres de zone.12
5.1 Principes généraux.12
5.2 Grandeurs à mesurer.12
5.3 Coefficients de conversion.12
6 Procédures particulières aux dosimètres individuels .23
6.1 Principes généraux.23
6.2 Grandeurs à mesurer.24
6.3 Conditions expérimentales.24
6.4 Coefficients de conversion.26
7 Présentation des résultats.37
7.1 Fiches et certificats .37
7.2 Expression des incertitudes.38
(informative)
Annexe A Informations supplémentaires.39
Bibliographie.49
©  ISO 1999
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or mechanical, including photocopying and microfilm, without permission in writing from the publisher.
International Organization for Standardization
Case postale 56 • CH-1211 Genève 20 • Switzerland
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Printed in Switzerland
ii
© ISO
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 (CEI) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les Normes internationales sont rédigées conformément aux règles données dans les Directives ISO/CEI, Partie 3.
Les projets de Normes internationales adoptés par les comités techniques sont soumis aux comités membres pour
vote. Leur publication comme Normes internationales requiert l'approbation de 75 % au moins des comités
membres votants.
La Norme internationale ISO 4037-3 a été élaborée par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, sous-
comité SC 2, Radioprotection.
L’ISO 4037 comprend les parties suivantes, présentées sous le titre général Rayonnements X et gamma de
référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction
de l’énergie des photons:
 Partie 1: Caractéristiques des rayonnements et leurs méthodes de production
 Partie 2: Dosimétrie pour la radioprotection dans les gammes d’énergie de 8 keV à 1,3 MeV et de 4 MeV à 9
MeV
 Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone (ou d'ambiance) et individuels et mesurage de leur réponse en
fonction de l'énergie et de l'ange d’incidence
iii
© ISO
Introduction
La présente partie de l'ISO 4037 est en relation directe avec deux autres partes. L'ISO 4037-1, décrit les méthodes
de production et de caractérisation des rayonnements de référence, l'ISO 4037-2 décrit la dosimétrie des
rayonnements de référence.
La présente partie de l'ISO 4037 est la troisième de la série, et elle décrit les procédures d’étalonnage et de
détermination de la réponse des dosimètres et des débitmètres en utilisant les grandeurs opérationnelles [1,2,3,4]
définies par la Commission internationale des unités et mesures de rayonnements (ICRU: International Commission
on Radiation Units and Measurements) à des fins de radioprotection [5]. L’utilisation des grandeurs opérationnelles
repose sur le fait que la dose efficace, définie dans l’ICRP 60 [6], n’est pas directement mesurable. Les grandeurs
opérationnelles fournissent une approximation raisonnable et majorante de la dose efficace pour la plupart des
rayonnements photoniques.
La détermination de la réponse des dosimètres et des débitmètres est essentiellement un processus à trois étapes.
Premièrement, une grandeur fondamentale telle que le kerma dans l’air est mesuré en champ non perturbé (free-in-
air) au point de mesure. Ensuite, la grandeur opérationnelle appropriée s’en déduit par application du coefficient de
conversion qui relie la grandeur mesurée à la grandeur opérationnelle choisie. Finalement, l’instrument soumis à
essai est placé au même point pour la détermination de sa réponse. Selon le type de dosimètre en essai,
l’irradiation est effectuée, soit sur un fantôme, soit dans l’air, selon qu’il s’agit de dosimètres individuels ou de
dosimètres de zone. La présente partie de l'ISO 4037 décrit, pour les surveillances de zone et individuelle des
photons, les méthodes et les coefficients de conversion à utiliser pour la détermination de la réponse des
dosimètres et des débitmètres en fonction des grandeurs opérationnelles de l’ICRU.
iv
©
NORME INTERNATIONALE  ISO ISO 4037-3:1999(F)
Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des
dosimètres et des débitmètres et pour la détermination de leur
réponse en fonction de l’énergie des photons —
Partie 3:
Étalonnage des dosimètres de zone (ou d’ambiance) et individuels et
mesurage de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle
d’incidence
1 Domaine d’application
La présente partie de l'ISO 4037 traite de l’étalonnage des dosimètres et débitmètres, utilisés pour les surveillances
individuelle et de zone, dans des champs de rayonnements photoniques de référence d’énergies moyennes
comprises entre 8 keV et 9 MeV (voir ISO 4037-1). Pour la surveillance individuelle, les dosimètres «corps entier»
et d’extrémités sont concernés, tandis que pour la surveillance de zone, les dosimètres portables et à poste fixe
sont considérés. La présente partie de l'ISO 4037 traite aussi de la détermination de la réponse en fonction de
l’énergie des photons et de l’angle d’incidence du rayonnement. De tels mesurages peuvent représenter une partie
d’un essai de type au cours duquel on examine l’effet d’autres grandeurs d’influence sur la réponse.
La présente partie de l'ISO 4037 ne traite pas de l’étalonnage in situ de dosimètres de zone à poste fixe, qui fera
l'objet d’une Norme internationale ultérieure.
La présente partie de l'ISO 4037 décrit les procédures à suivre pour les différents types de dosimètres et donne des
recommandations sur le fantôme à utiliser et les coefficients de conversion à appliquer. De plus, elle donne des
indications sur l’analyse des incertitudes et sur la préparation des fiches et certificats d’étalonnage.
NOTE 1 Le terme dosimètre est utilisé en tant que terme générique qualifiant tout dosimètre ou débitmètre pour les
surveillances individuelle et de zone.
NOTE 2 Dans la présente partie de l'ISO 4037, sauf indication contraire, le terme kerma signifie kerma dans l’air en champ
non perturbé (free in air).
2 Références normatives
Les documents normatifs suivants contiennent des dispositions qui, par suite de la référence qui y est faite,
constituent des dispositions valables pour la présente partie de l'ISO 4037. Pour les références datées, les
amendements ultérieurs ou les révisions de ces publications ne s’appliquent pas. Toutefois, les parties prenantes
des accords fondés sur la présente partie de l'ISO 4037 sont invitées à rechercher la possibilité d'appliquer les
éditions les plus récentes des documents normatifs indiqués ci-après. Pour les références non datées, la dernière
édition du document normatif en référence s’applique. Les membres de la CEI et de l'ISO possèdent le registre des
Normes internationales en vigueur.
ISO 4037-1:1996, Rayonnements X et gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres,
et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons — Partie 1: Caractéristiques des
rayonnements et méthodes de production.
© ISO
ISO 4037-2:1998, Rayonnements X et Gamma de référence pour l’étalonnage des dosimètres et des débitmètres,
et pour la détermination de leur réponse en fonction de l’énergie des photons — Partie 2: Dosimétrie pour la
radioprotection dans les gammes d’énergie de 8 keV à 1,3 MeV et de 4 MeV à 9 MeV.
Guide ISO pour l'expression de l'incertitude d'une mesure, 1995.
3 Définitions
Pour les besoins de la présente partie de l'ISO 4037, les définitions suivantes s’appliquent.
3.1 Grandeurs et unités
3.1.1
équivalent de dose
H
produit de Q et de D en un point dans le tissu, dans lequel D, est la dose absorbée en ce point et Q est le facteur de
qualité
H = QD (1)
(ICRU 51 [7])
-1
NOTE 1 L’unité d’équivalent de dose est le joule par kilogramme (J·kg ). Son nom spécial est le sievert (Sv).
NOTE 2 Pour l’application de la présente partie de l'ISO 4037, la valeur 1 est attribuée au facteur de qualité des électrons et
des photons.
3.1.2 Grandeurs opérationnelles
3.1.2.1
équivalent de dose ambiant
H*(10)
équivalent de dose qui, en un point d’un champ de rayonnement, serait produit par le champ correspondant
expansé et unidirectionnel dans la sphère ICRU, à la profondeur de 10 mm sur le rayon faisant face à la direction
du champ unidirectionnel
-1
NOTE 1 L’unité d’équivalent de dose ambiant est le joule par kilogramme (J·kg ). Son nom spécial est le sievert (Sv).
NOTE 2 Dans le champ expansé et unidirectionnel, la fluence et sa distribution en énergie ont la même valeur dans tout le
volume d’intérêt qu’au point de mesure; le champ est unidirectionnel.
3.1.2.2
équivalent de dose directionnel
H’ (0,07; W)
équivalent de dose qui, en un point d’un champ de rayonnement, serait produit par le champ expansé
correspondant dans la sphère ICRU, à la profondeur de 0,07 mm, sur un rayon dont la direction W est spécifiée
-1
NOTE 1 L’unité d’équivalent de dose directionnel est le joule par kilogramme (J·kg ). Son nom spécial est le sievert (Sv).
NOTE 2 Dans un champ unidirectionnel, la direction peut être repérée par l’angle a entre le rayon faisant face au champ
incident et un rayon spécifié. Lorsque a = 0, la grandeur H’ (0,07; 0) peut s’écrire H’ (0,07).
NOTE 3 Dans le champ expansé, la fluence ainsi que ses distributions énergétique et angulaire ont les mêmes valeurs dans
tout le volume d’intérêt que dans le champ réel au point de mesure.
3.1.2.3
équivalent de dose individuel
H (d)
p
équivalent de dose dans le tissu mou défini dans l’ICRU 51 [7] à une profondeur appropriée d au dessous d’un point
spécifié à la surface du corps
© ISO
-1
NOTE 1 L’unité d’équivalent de dose individuel est le joule par kilogramme (J·kg ). Son nom spécial est le sievert (Sv).
NOTE 2 Tout énoncé de l’équivalent de dose individuel doit être accompagné d’une spécification de la profondeur, d,
exprimée en millimètres. Pour les rayonnements faiblement pénétrants, une profondeur de 0,07 mm est utilisée pour la peau.
L’équivalent de dose individuel à cette profondeur est noté H (0,07). Pour les rayonnements fortement pénétrants, une
p
profondeur de 10 mm est fréquemment utilisée avec une notation analogue.
NOTE 3 Dans le Rapport ICRU 47 [4], l’ICRU inclut dans la définition de l’équivalent de dose individuel l’équivalent de dose
à la profondeur d dans un fantôme ayant la composition du tissu ICRU. Alors H (d) pour l’étalonnage des dosimètres
p
individuels, est l’équivalent de dose à une profondeur d dans un fantôme de tissu ICRU (voir 6.2), mais ayant la taille et la
forme du fantôme utilisé pour l’étalonnage (voir 6.3.1).
3.2 Détermination du facteur d’étalonnage et de la réponse
3.2.1
grandeur d’influence
paramètre d’influence
grandeur qui peut avoir un effet sur le résultat d’un mesurage sans être l’objet du mesurage
EXEMPLE  L’indication d’un dosimètre possédant une chambre d’ionisation non scellée est influencée par la température et la
pression de l’atmosphère environnante. Bien que nécessaire pour déterminer la valeur de la dose, la détermination de ces
deux grandeurs n’est pas l’objectif fondamental.
3.2.2
conditions de référence
les conditions de référence représentent la série des grandeurs d’influence pour lesquelles le facteur d’étalonnage
est valable sans effectuer de correction
(Voir aussi la note en 3.2.3.)
NOTE La valeur de la grandeur à mesurer peut être choisie librement en fonction des propriétés de l’instrument à
étalonner. La grandeur à mesurer n’est pas une grandeur d’influence (voir 3.2.1).
3.2.3
conditions normales d’essai
les conditions normales d’essai représentent le domaine des valeurs d’une série de grandeurs d’influence pour
lesquelles un étalonnage ou une détermination de la réponse est réalisée
NOTE L’idéal serait d’effectuer les étalonnages dans les conditions de référence. Comme cela n’est pas toujours
réalisable (par exemple, pour la pression atmosphérique ambiante) ou commode (par exemple, pour la température ambiante)
un (petit) intervalle encadrant les valeurs de référence peut être mis à profit. En principe, on devrait, en raison de ces écarts,
corriger les variations du facteur d’étalonnage par la valeur qu’il aurait dans les conditions de référence. En pratique,
l’incertitude vers laquelle on tend sert de critère; soit que l’on prenne en compte de façon explicite la grandeur d’influence par
un facteur correctif, soit que l’on puisse intégrer son effet à l’incertitude. Pendant les essais de type, toutes les valeurs des
grandeurs d’influence qui ne sont pas l’objet de l’essai sont fixées dans le domaine des conditions normales d’essai. Les
conditions normales d’essai ainsi que les conditions de référence applicables à la présente partie de l'ISO 4037 sont listées
aux Tableaux A.1 et A.2 de l’Annexe A.
3.2.4
conditions d’étalonnage
conditions dans le domaine des conditions normales d’essai, celles qui existent effectivement pendant l’étalonnage
3.2.5
point de référence
ád’un dosimètreñ le point que l’on place au point de mesure, à des fins d’étalonnage ou d’essai
NOTE Par définition, la distance de mesurage est la distance comprise entre la source de rayonnement et le point de
référence du dosimètre.
© ISO
3.2.6
point de mesure
le point du champ de rayonnement où l’on place le point de référence du dosimètre à des fins d’étalonnage ou
d’essai, et où la valeur conventionnellement vraie (voir 3.2.9) de la grandeur à mesurer est connue
3.2.7
direction de référence
dans le système des coordonnées du dosimètre, la direction par rapport à laquelle l’angle de la direction d’incidence
du rayonnement est repéré dans des champs unidirectionnels
3.2.8
orientation de référence
ád’un dosimètreñ orientation pour laquelle la direction du rayonnement incident coïncide avec la direction de
référence du dosimètre
3.2.9
valeur conventionnellement vraie d’une grandeur
la meilleure estimation de la valeur de la grandeur à mesurer, déterminée à l’aide d’un étalon primaire ou
secondaire ou par un instrument de référence qui a été étalonné par rapport à un étalon primaire ou secondaire
NOTE Une valeur conventionnellement vraie est, en général, considérée comme étant suffisamment proche de la valeur
vraie pour admettre que la différence est négligeable vis-à-vis d’un objectif donné.
EXEMPLE  Au sein d’une organisation, le résultat d’un mesurage obtenu à l’aide d’un étalon secondaire peut être pris comme
valeur conventionnellement vraie de la grandeur à mesurer.
3.2.10
réponse
R
ád’un dosimètreñ le quotient de l’indication M du dosimètre et de la valeur conventionnellement vraie de la grandeur
mesurée; il convient de spécifier le type de réponse
EXEMPLE  La réponse en fonction de l’équivalent de dose ambiant H*(10):
R = M / H*(10) (2)
NOTE 1 La valeur de la réponse peut varier selon l’ordre de grandeur de la grandeur à mesurer. Dans de tels cas on dit que
le dosimètre n’est pas linéaire.
NOTE 2 La réponse varie habituellement avec les distributions énergétique et directionnelle du rayonnement incident. C’est
pourquoi il est utile de considérer la réponse comme une fonction R(E,W) de l’énergie E du rayonnement monoénergétique
incident et de la direction W du rayonnement incident unidirectionnel. R(E) décrit la «dépendance énergétique», et R(W) la
«dépendance angulaire» de la réponse; pour cette dernière, W peut s’exprimer par l’angle a entre l’orientation de référence du
dispositif dosimétrique et la direction d’un champ externe unidirectionnel.
NOTE 3 Certains algorithmes d’exploitation des détecteurs multi-éléments peuvent ne pas être additifs lorsque le dosimètre
est irradié par une combinaison de rayonnements dont les énergies et les angles d’incidence sont différents. Par exemple, s’il y
a deux contributions à l’équivalent de dose, H et H , la somme des deux indications correspondantes peut être différente de
1 2
l’indication résultant d’une irradiation unique par H + H , à savoir M + M „ M . Dans de tels cas la fonction R(E,W),
1 2 H1 H2 H1+H2
mentionnée dans la note précédente, ne suffit pas à caractériser le dosimètre dans tous les champs de rayonnement.
3.2.11
étalonnage
détermination quantitative, dans une série contrôlée de conditions normales d’essai, de l’indication donnée par un
dosimètre en fonction de la valeur de la grandeur à mesurer
(Voir aussi note 2 en 3.2.12.)
NOTE Normalement, les conditions d’étalonnage sont celles de toute la série des conditions normales d’essai (A.1). Il est
possible d’effectuer un étalonnage de routine, dans des conditions simplifiées, soit pour vérifier l’étalonnage réalisé par le
fabricant, soit pour contrôler si le facteur d’étalonnage est suffisamment stable pendant une utilisation continue de longue
durée du dosimètre. En général, les méthodes d’étalonnage de routine seront mises en œuvre d’après les résultats d’un essai
de type. L’un des objectifs d’un essai de type peut être d’élaborer les procédures des étalonnages de routine, de façon que le
© ISO
résultat d’un étalonnage de routine soit aussi proche que possible de celui d’un étalonnage effectué dans des conditions
normales d’essai (voir aussi 6.3.1). Un étalonnage de routine est souvent utilisé pour obtenir des facteurs d’étalonnage
individuels ou d’un groupe d’éléments.
3.2.12
facteur d’étalonnage
N
la valeur conventionnellement vraie que le dosimètre doit mesurer, H, divisée par l’indication du dosimètre, M,
(corrigée si nécessaire)
EXEMPLE  Le facteur d’étalonnage d’un dosimètre en fonction de l’équivalent de dose individuel est donné par
N = H / M (3)
p
NOTE 1 Le facteur d’étalonnage est sans dimension quand l’instrument indique la grandeur à mesurer. Un dosimètre
indiquant la valeur conventionnellement vraie a un facteur d’étalonnage égal à 1.
NOTE 2 L’inverse du facteur d’étalonnage est égal à la réponse dans les conditions de référence. Contrairement au facteur
d’étalonnage qui se réfère uniquement aux conditions de référence, la réponse se réfère aux conditions existant au moment de
la mesure.
NOTE 3 La valeur du facteur d’étalonnage peut varier avec l’ordre de grandeur de la grandeur à mesurer. Dans de tels cas,
on dit que le dosimètre a une réponse non linéaire.
3.2.13
normalisation
procédure qui consiste à multiplier le facteur d’étalonnage par un facteur, de manière à réaliser, pour un certain
domaine des grandeurs d’influence, une meilleure estimation de la grandeur à mesurer
NOTE Une normalisation peut s’avérer pratique lorsqu’un dosimètre est surtout utilisé dans des conditions s’écartant des
conditions de référence. Dans ce cas, la normalisation prend en compte les différences de réponse entre les conditions de
référence et les conditions normales d’utilisation.
3.2.14
coefficient de conversion kerma-équivalent de dose
h
K
le quotient de l’équivalent de dose, H, et du kerma dans l’air K , en un point du champ de rayonnement:
a
h = H / K (4)
K a
NOTE 1 Les coefficients de conversion des articles 5 et 6, moyennés sur les distributions spectrales sont basés sur les
données monoénergétiques de l’ICRP Publication 74 [17].
NOTE 2 Toute expression d’un coefficient de conversion kerma-équivalent de dose requiert la mention du type d’équivalent
de dose, par exemple: équivalent de dose ambiant, directionnel ou individuel. Le coefficient de conversion h dépend de la
K
distribution énergétique du rayonnement incident. Pour H (10;a) et H’(0,07;a), ce coefficient dépend aussi de la distribution
p
directionnelle. C’est pourquoi il est utile de considérer le coefficient de conversion comme une fonction h (E) de l’énergie E des
K
photons monoénergétiques à plusieurs angles d’incidence. Cette série de données de base est souvent dénommée fonction
de conversion.
3.2.15
facteur de rétrodiffusion
le rapport du kerma dans l’air à la surface du fantôme, et du kerma dans l’air, au même point, en l’absence de
fantôme
NOTE 1 On considère le champ de rayonnement comme unidirectionnel, de direction d’incidence perpendiculaire à la
surface du fantôme
NOTE 2 La valeur du facteur de rétrodiffusion dépend du point de mesure (repéré par ses distances à la surface du fantôme
et à l’axe du faisceau), du diamètre du faisceau, de la taille du fantôme, du matériau dont il est constitué ainsi que de l’énergie
du rayonnement.
© ISO
4 Procédures applicables à tous les dosimètres, individuels et de zone
4.1 Principes généraux
4.1.1 Qualités de rayonnements
Toutes les qualités de rayonnements doivent être choisies et produites comme spécifiées dans l’ISO 4037-1. En
général, il sera judicieux de choisir une qualité de rayonnement adéquate prenant en compte des domaines
spécifiques d’énergies, de doses ou de débits de dose du dosimètre à tester. Pour simplifier, des abréviations ont
été introduites dans la présente partie de l'ISO 4037 pour qualifier les qualités de rayonnement de l’ISO 4037-1.
Pour les rayonnements X, les lettres F, L, N, W ou H caractérisent la qualité des rayonnements, à savoir les séries
de «fluorescence», «à faible débit de kerma dans l’air» (low air kerma rate), «à spectres étroits» (narrow), «à
spectres larges» (wide), «à fort débit de kerma dans l’air» (high). Elles sont suivies respectivement par le symbole
chimique du radiateur pour le rayonnement de fluorescence et de la tension du tube radiogène pour les
rayonnements X de filtration.
Les rayonnements de référence produits par les sources radioactives sont repérés par la lettre S, combinée au
symbole chimique du radionucléide; les rayonnements de référence produits par des réactions nucléaires sont
repérés par la lettre R suivie du symbole chimique de l’élément de la cible responsable de l’émission de
rayonnement.
Le Tableau 1 contient toutes les qualités de rayonnements relatives à la présente Norme, ainsi que leurs énergies
moyennes E , moyennées sur le spectre en fluence. La dosimétrie de ces champs de rayonnement doit être menée
selon les recommandations formulées par l’ISO 4037-2.
Tableau 1 — Qualités des rayonnements concernés par la présente partie de l'ISO 4037
Qualité Énergie Qualité Qualité Qualité Qualité
E E E E
du du du du du
rayonnement keV rayonnement rayonnement rayonnement rayonnement
keV keV keV keV
F-Zn 8,6 L-10 8,5 N-10 8 W-60 45 H-10 7,5
F-Ge 9,9 L-20 17 N-15 12 W-80 57 H-20 12,9
F-Zr 15,8 L-30 26 N-20 16 W-110 79 H-30 19,7
F-Mo 17,5 L-35 30 N-25 20 W-150 104 H-60 37,3
F-Cd 23,2 L-55 48 N-30 24 W-200 137 H-100 57,4
F-Sn 25,3 L-70 60 N-40 33 W-250 173 H-200 102
F-Cs 31,0 L-100 87 N-60 48 W-300 208 H-250 122
F-Nd 37,4 L-125 109 N-80 65 H-280 146
F-Sm 40,1 L-170 149 N-100 83 H-300 147
F-Er 49,1 L-210 185 N-120 100
F-W 59,3 L-240 211 N-150 118
F-Au 68,8 N-200 164
F-Pb 75,0 N-250 208
F-U 98,4 N-300 250
Radionucléides Rayonnements photoniques de haute énergie
Qualité du Radio- Qualité du Réaction
E E
rayonnement nucléide keV rayonnement MeV
241 12 12
S-Am 59,5 R-C a
Am C (p,p’g) C
4,36
137 19 16
S-Cs 662 R-F a
Cs F (p, ) O
ag6,61
a
S-Co 1250 R-Ti capture(n,g) dans Ti
Co
5,14
a
R-Ni capture(n,g) dans Ni
6,26
16 16
a
R-O
O (n,p) N
6,61
a
Moyenné sur la fluence spectrale.
© ISO
4.1.2 Coefficients de conversion
En ce qui concerne les tableaux des articles 5 et 6 et A.2, la distance d’irradiation est mesurée entre le foyer du
tube radiogène (émetteur de rayons X) (ou le centre géométrique de la source de radionucléide) et le point de
mesure, où le point de référence du dosimètre doit être positionné. Dans le cas des rayonnements X de
fluorescence et des rayonnements R-C, R-F et R-O, la distance d’irradiation est mesurée à partir du centre du
radiateur ou de la surface de la cible, d’où est émis le rayonnement jusqu’au point de mesure. Si un domaine de
distances est mentionné, alors les mêmes valeurs des coefficients de conversion peuvent être utilisées dans tout ce
domaine.
Aux articles 5 et 6, ainsi que A.2, on utilisera la notation particulière suivante pour la présentation des coefficients
de conversion: l’exemple h’ (0,07;E,a) se réfère au coefficient de conversion du kerma dans l’air K à l’équivalent
a
K
de dose directionnel à la profondeur 0,07 mm pour le rayonnement photonique d’énergie E, dont la direction
d’incidence fait un angle a avec la direction de référence du dosimètre. Dans d’autres exemples, le «prime» peut
être remplacé par un astérisque pour l’équivalent de dose ambiant ou par la lettre «p» pour l’équivalent de dose
individuel. Pour les qualités de rayonnements présentant une largeur spectrale finie, le symbole E est remplacé par
la lettre figurant dans le tableau 1, pour repérer une série particulière de rayonnements de référence, c’est-à-dire: F,
L, N, W, H, S ou R.
Les valeurs numériques des coefficients de conversion pour les rayonnements monoénergétiques [16], qui sont
données dans les Tableaux 2, 8, 15, 21, 27 et A.3, doivent être considérées comme n’étant affectées d’aucune
incertitude. A moins que cela ne soit mentionné différemment, une incertitude homogène de ± 2 % doit être
associée aux coefficients de conversion figurant dans les tableaux restants des articles 5 et 6. Cette incertitude tient
compte des différences entre le spectre utilisé pour le calcul des coefficients de conversion [8] et celui présent au
point de mesure.
Pour les tensions de tubes radiogènes inférieures à 30 kV, et en particulier pour les séries à fort débit de kerma
dans l’air, les valeurs numériques des coefficients de conversion h* (10;E) et h (10;E,a) effectivement applicables
K pK
à un montage expérimental particulier peuvent s’écarter de beaucoup plus que 2 % de leur valeur nominale donnée
dans les tableaux des articles 5 et 6. Des combinaisons de qualité de rayonnement et de coefficients de conversion
sensibles à de petites variations de distributions en énergie sont repérées dans les tableaux correspondants par un
point d’exclamation (!). Dans ce cas l’incertitude de 2 % peut ne pas être suffisante, et une estimation spécifique de
l’incertitude ou encore une valeur plus fiable du coefficient de conversion peut être requise. Si l’une des qualités de
rayonnements mentionnée dans le tableau 1 n’apparaît pas dans l’un des tableaux des coefficients de conversion
de h* (10;E) et de h (10;E,a), cela signifie qu’aucune valeur fiable ne peut être recommandée.
K pK
NOTE Aux faibles énergies de photons, de petites différences de distributions en énergie peuvent entraîner des
changements significatifs des valeurs numériques de ces coefficients de conversion puisque la contribution dominante au
kerma dans l’air provient de la partie basse énergie du spectre, tandis que la contribution dominante à H*(10) et H (10)
p
provient de la partie haute énergie du spectre [9]. Des différences entre les distributions en énergie produites par différentes
installations résultent d’un grand nombre de facteurs, par exemple: l’angle d’anode, l’érosion de l’anode, la présence de
tungstène évaporé sur la fenêtre du tube, la mise en place d’une chambre moniteur à transmission dans le faisceau, les écarts
d’épaisseur des filtres par rapport aux valeurs nominales, la longueur du trajet du rayonnement dans l’air entre le foyer du tube
et le point de mesure ainsi que la pression atmosphérique au moment de la mesure. Il peut être nécessaire, pour les
rayonnements de fluorescence, d’effectuer une optimisation dans le but de réduire la contribution du rayonnement diffusé à un
niveau acceptable. Ceci peut s’obtenir en utilisant un radiateur plus mince et/ou en abaissant la tension du tube radiogène.
4.1.3 Conditions normales d’essai
On doit réaliser les étalonnages et la détermination de la réponse (voir aussi 4.1.4) avec les conditions normales
d’essai. Les domaines des valeurs des grandeurs d’influence compatibles avec les conditions normales d’essai
sont donnés dans les Tableaux A.1 et A.2, respectivement pour les paramètres radiologiques et pour les autres
paramètres.
4.1.4 Variation des grandeurs d’influence
Lors des mesures destinées à déterminer les effets de la variation d’une grandeur d’influence sur la réponse, les
autres grandeurs d’influence doivent être maintenues à des valeurs fixes compatibles avec celles des conditions
normales d’essai. Dans le cas contraire, cela doit être spécifié.
© ISO
NOTE Il peut exister des cas pour lesquels il est difficile ou peu réalisable de faire varier une seule grandeur d’influence à
la fois. Par exemple, si la dépendance en énergie d’un dosimètre équipé d’un tube compteur doit être étudiée dans un domaine
de débit de dose pour lequel le temps mort est notable, il peut être préférable que les mesurages soient effectués avec les
différentes qualités de rayonnements soient réalisés à indication constante et non pas à débit de dose constant. La même
remarque est valable pour les dosimètres thermoluminescents qui sont affectés de la caractéristique de «supralinéarité».
Cependant, il est généralement recommandé d’effectuer l’étude d’un instrument dans des conditions pour lesquelles la
réponse en dose ou en débit de dose est essentiellement linéaire.
4.1.5 Point de mesure et point de référence
Les mesurages doivent être effectués en positionnant le point de référence du dosimètre au point de mesure. Le
point de référence et la direction de référence du dosimètre à tester doivent être fixés par le constructeur. Le point
de référence doit être matérialisé sur l’extérieur du dosimètre. Si cela s’avère impossible, le point de référence doit
être indiqué dans le document d’accompagnement fourni avec l’instrument. Toutes les distances entre la source de
rayonnement et le dosimètre doivent être prises entre l’axe de symétrie de la source de rayonnement et le point de
référence du dosimètre.
En absence d’information sur le point de référence ou sur la direction de référence du dosimètre à tester, ces
paramètres doivent être fixés par le laboratoire d’essai. Ils doivent être mentionnés dans le certificat d’essai.
NOTE Dans le cas de sources ponctuelles, et en absence de rayonnement diffusé et d’absorption des photons, le débit de
dose change selon l’inverse du carré de la distance l. Une erreur de positionnement du point de référence du dosimètre dans
le faisceau d’une quantité Dl dans la direction du faisceau entraînera une erreur relative du facteur d’étalonnage de 2Dl/l à la
distance l. Un défaut d’alignement de Dl dans une direction perpendiculaire à l’axe du faisceau produit une erreur relative de
(Dl/l) . En présence de rayonnement diffusé et pour des sources de dimensions finies, les approximations qui viennent d’être
citées se limitent aux valeurs de Dl ou Dl petites par rapport à l.
4.1.6 Axes de rotation
Pour étudier l’effet de la direction d’incidence du rayonnement, on effectue une rotation du dosimètre de zone ou de
l’ensemble dosimètre individuel-fantôme. La variation de la réponse avec la direction d’incidence du rayonnement
doit être examinée par rotation autour d’au moins deux axes du dosimètre. Si deux axes sont utilisés, les directions
des axes doivent être mutuellement perpendiculaires. Les axes de rotation doivent passer par le point de référence
du dosimètre. La géométrie est décrite dans la Figure A.1.
4.1.7 État du dosimètre à étalonner
Avant d’entreprendre toute opération d’étalonnage, le dosimètre doit être vérifié pour s’assurer qu’il est en bon état
de fonctionnement et exempt de toute contamination radioactive. La procédure de mise en service et le mode
opératoire de l’instrument de mesure doivent être réalisés conformément à la notice d’utilisation.
4.1.8 Effets associés aux parcours des électrons
Les énergies 65 keV et 2 MeV sont celles des électrons pouvant traverser respectivement 0,07 mm et 10 mm de
tissu ICRU. Dans les champs de rayonnements de référence photoniques capables de produire des électrons de
ces énergies ou supérieures, les effets associés aux parcours des électrons doivent être pris en compte. Pour une
discussion plus détaillée de ce sujet, se reporter à A.3. La procédure à suivre dans de tels cas est décrite ci-après.
Pour les grandeurs H ’(0,07) et H (0,07) et les énergies mentionnées dans les Tableaux 2 à 7, 15 à 20 et A.3 à A.6,
p
il n’y a pas lieu de prendre de précautions spéciales. En raison de la présence d’air et d’autres matériaux, la
chambre-moniteur par exemple, l’équilibre électronique (build-up) est assuré à la profondeur de référence
pratiquement dans toutes les situations où l’énergie des photons est inférieure à environ 250 keV [10]. Lors d’une
détermination de la réponse à des énergies plus élevées, un étalonnage dans des champs de rayonnements
photoniques assurant les conditions d’équilibre devient progressivement sans signification. À la place, un
étalonnage dans des champs d’électrons, de référence et adéquats, doit être réalisé [19]. Pour plus de détails, voir
A.3.
Dans le cas de champs de rayonnements photoniques dont l’énergie se situe entre celle du S-Cs et 9 MeV, et pour
les grandeurs H*(10 et H (10), la valeur conventionnellement vraie du kerma dans l’air doit être déterminée au point
p
de mesure en conformité avec l’ISO 4037-2. Ensuite le point de référence du dosimètre doit être positionné au point
© ISO
de mesure et un écran de polyméthyl-méthacrylate (PMMA) d’épaisseur suffisante pour assurer l’équilibre
électronique (build-up) doit être positionné devant le dosimètre (pour les dosimètres de zone) ou devant l’ensemble
dosimètre-fantôme (pour les dosimètres individuels). La modification du champ de rayonnement résultant de la
mise en place de l’écran de PMMA doit être prise en compte en multipliant le coefficient de conversion par le facteur
de correction k donné dans les Tableaux 14 et 33. La section droite de l’écran doit être de 30 cm ´ 30 cm et
PMMA
son épaisseur celle mentionnée dans les Tableaux 14 et 33.
NOTE Pour les irradiations sur fantôme et pour certains dosimètres de zone, il peut être pratique de positionner l’écran de
PMMA à une certaine distance du dosimètre ou de l’ensemble dosimètre-fantôme de façon qu’une rotation de l’écran ne soit
pas nécessaire lorsqu’on étudie la variation de la réponse avec la direction d’incidence du rayonnement (voir Figure A.1).
4.2 Méthodes de détermination du facteur d’étalonnage et de la réponse
4.2.1 Mise en œuvre de l’instrument-étalon
La mise en œuvre de l’instrument-étalon doit se faire en conformité avec son certificat d’étalonnage et son manuel
d’instructions; en particulier: contrôle du réglage du zéro, temps de mise en chauffe, vérification de la batterie,
application des facteurs de correction d’échelles et de gammes. L’intervalle de temps entre les étalonnages
périodiques de l’instrument-étalon doit respecter la fréquence définie par les réglementations nationales. Lorsque
de telles réglementations n’existent pas, l’intervalle de temps ne devrait pas dépasser trois ans.
Des mesurages doivent être effectués régulièrement, soit avec une source radioactive, soit dans un champ de
rayonnement étalonné, pour s’assurer que la reproductibilité de l’instrument-étalon vérifie à ± 2 % la valeur figurant
dans le certificat. Lorsque cela s’avère nécessaire, des corrections de décroissance radioactive de la source ou de
variations de masse volumique de l’air par rapport aux conditions de référence doivent être appliquées.
Dans le cas d’irradiation séquentielle de l’instrument-étalon et du dosimètre en cours d’essai, il est nécessaire de
décider de la pertinence (voir 4.2.3.1 et 4.2.3.2) ou non (voir 4.2.2.1 et 4.2.2.2) de l’utilisation d’un moniteur. Cette
décision doit être basée sur le constat de la stabilité de l’émission de la source de rayonnement.
Il peut y avoir deux types d’instruments-étalons. Les uns mesurent une grandeur dosimétrique fondamentale
comme par exemple le kerma dans l’air et d’autres mesurent directement la grandeur dans laquelle l’étalonnage
doit être effectué. Pour le premier type d’instruments, le coefficient de conversion approprié h doit être utilisé dans
les expressions données de 4.2.2 à 4.2.5, tandis que h est égal à 1 pour le second type d’instruments.
4.2.2 Mesurages sans monitorage de l’émission de la source
En général un moniteur n’est pas nécessaire dans les champs de rayonnements de référence produits par les
sources radioactives. Pour les champs de rayonnements X de référence, l’utilisation d’un moniteur est habituelle-
ment recommandée.
4.2.2.1 Étalonnage
La présente procédure peut être mise en œuvre si, dans le champ de rayonnement, le débit de kerma dans l’air est
stable sur un intervalle de temps correspondant à la durée nécessaire à l’étalonnage pour obtenir les résultats avec
la précision recherchée. Le facteur d’étalonnage, N , d’un dosimètre dont le détecteur est ultérieurement
B
positionné au point de mesure pendant le même temps que le détecteur de l’instrument-étalon se déduira de
hN M
AA
N = (5)
B
M
B

h est le coefficient de conversion kerma-équivalent de dose;
N est le facteur d’étalonnage de l’instrument-étalon;
A
N est le facteur d’étalonnage du dosimètre en cours d’étalonnage;
B
© ISO
M est la valeur mesurée de l’instrument-étalon, à savoir indication multipliée par le facteur de correction
A
résultant de variations de mase volumique de l’air, si nécessaire;
M est la valeur mesurée du dosimètre en cours d’étalonnage, c’est-à-dire l’indication multipliée, si
B
nécessaire, par le facteur de correction résultant de variations de masse volumique de l’air.
4.2.2.2 Détermination de la réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence
Dans des conditions qui ne sont pas nécessairement identiques aux conditions de référence, la réponse d’un
dosimètre est donnée par:
ME(,a)
B
a (6)
RE(), =
hE(,a)N M k k
a
AAE
Les symboles sont définis en 4.2.2.1 et k et k sont les facteurs de correction à appliquer à l’indication de
E a
l’instrument-étalon pour prendre en compte les différences de qualité du rayonnement et de direction d’incidence du
rayonnement entre les conditions de référence et celles existant au moment du mesurage.
On exprime souvent la réponse d’un dosimètre par sa réponse relative, r, en fonction de sa réponse dans les
conditions de référence.
R
(7)
r =
R
r

R est la réponse dans les conditions de référence.
r
NOTE La réponse relative peut être une grandeur utile pour décrire la variation de la réponse en fonction de l’énergie ou
de l’angle d’incidence des photons (voir aussi 3.2.10).
4.2.3 Mesurages avec monitorage de l’émission de la source
4.2.3.1 Étalonnage
On peut corriger des variations modérées du débit de kerma dans l’air en fonction du temps en utilisant un moniteur
et en irradiant l’un après l’autre l’instrument-étalon et le dosimètre. Cette technique est fréquemment utilisée sur
des installations à rayons X pour corriger les variations du débit de kerma dans l’air lorsque l’instrument-étalon et le
dosimètre sont placés au point de mesure. Les valeurs mesurées M et M par l’instrument-étalon et le dosimètre,
A B
dont les détecteurs sont successivement positionnés au point de mesure, doivent être reliées aux valeurs
enregistrées par le moniteur. Le facteur d’étalonnage N se déduit de
B
æ öæ ö
M m
A B
= (8)
NhN ç ÷ç ÷
BA
è m øè M ø
A B

m est la valeur mesurée par le moniteur lors de l’irradiation de l’instrument-étalon;
A
m est la valeur mesurée par le moniteur lors de l’irradiation du dosimètre à étalonner;
B
h et N sont définis en 4.2.2.1.
A
© ISO
NOTE 1 Dans la pratique, si les irradiations de l’instrument-étalon et du dosimètre ont lieu successivement et dans un court
délai, les conditions ambiantes ne changent pas pour le moniteur et des corrections de son indication pour la normaliser aux
conditions de référence sont inutiles.
NOTE 2 Dans les cas où le moniteur possède une bonne stabilité à long terme (voir aussi l'ISO 4037-2:1997,
paragraphe 8.2), celui-ci peut servir d’instrument de référence après avoir été étalonné par comparaison à l’instrument-étalon.
4.2.3.2
...

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