ISO 19017:2015
(Main)Guidance for gamma spectrometry measurement of radioactive waste
Guidance for gamma spectrometry measurement of radioactive waste
ISO 19017:2015 is applicable to gamma radiation measurements on radioactive waste. Radioactive waste can be found in different forms and exhibit a wide range of characteristics, including the following: - raw or unconditioned waste, including process waste (filters, resins, control rods, scrap, etc.) and waste from dismantling or decommissioning; - conditioned waste in various forms and matrices (bitumen, cement, hydraulic binder, etc.); - very low level (VLLW), low level (LLW), intermediate level (ILW) and high level radioactive waste (HLW); - different package shapes: cylinders, cubes, parallelepipeds, etc. Guidance is provided in respect of implementation, calibration, and quality control. The diversity of applications and system realizations (ranging from research to industrial systems, from very low level to high level radioactive waste, from small to large volume packages with different shapes, with different performance requirements and allowable measuring time) renders it impossible to provide specific guidance for all instances; the objective of this International Standard is, therefore, to establish a set of guiding principles. Ultimately, implementation is to be performed by suitably qualified and experienced persons and based on a thorough understanding of the influencing factors, contributing variables and performance requirements of the specific measurement application. This International Standard assumes that the need for the provision of such a system will have been adequately considered and that its application and performance requirements will have been adequately defined through the use of a structured requirements capture process, such as data quality objectives (DQO). It is noted that, while outside the scope of this International Standard, many of the principles, measurement methods, and recommended practices discussed here are also equally applicable to gamma measurements of items other than radioactive waste (e.g. bulk food, water, free-standing piles of materials) or to measurements made on radioactive materials contained within non-traditional packages (e.g. in transport containers).
Lignes directrices pour le mesurage de déchets radioactifs par spectrométrie gamma
L'ISO 19017:2015 s'applique aux mesurages des rayonnements gamma dans les déchets radioactifs. Les déchets radioactifs peuvent se présenter sous différentes formes et révéler des caractéristiques extrêmement diverses, notamment: - les déchets bruts ou non conditionnés, y compris les déchets de procédé (filtres, résines, barres de contrôle, rebuts, etc.) et les déchets d'assainissement ou de démantèlement; - les déchets conditionnés sous diverses formes et matrices (bitume, ciment, liant hydraulique, etc.); - les déchets radioactifs de très faible activité (TFA), de faible activité (FA), de moyenne activité (MA) et, de haute activité (HA); - les différentes formes de colis: cylindres, cubes, parallélépipèdes, etc. Les préconisations données portent sur la mise en ?uvre, l'étalonnage et le contrôle qualité. La diversité des applications et des réalisations de systèmes (allant des activités de recherche aux systèmes industriels, des déchets radioactifs de très faible activité aux déchets de haute activité, des colis de faible volume aux colis de gros volume de différentes formes et avec des exigences de performances et des temps de mesure admissibles différents) ne permet pas de donner des préconisations spécifiques pour tous les scénarios possibles. L'objectif de l'ISO 19017:2015 est donc d'établir un ensemble de principes directeurs. En définitive, la mise en ?uvre doit être assurée par du personnel dûment qualifié et expérimenté, et être fondée sur une bonne compréhension des facteurs d'influence, des variables à prendre en compte et des exigences de performances de l'application de mesurage considérée. L'ISO 19017:2015 a été élaborée selon l'hypothèse que le besoin de fournir un tel système a été dûment examiné et que ses exigences d'application et de performances ont été dûment définies selon un processus de collecte des exigences structuré, tel que les objectifs de qualité des données (DQO). L'attention est portée sur le fait que, bien que cela ne relève pas du domaine d'application de l'ISO 19017:2015, nombre des principes, méthodes de mesure et pratiques recommandées décrits dans le présent guide s'appliquent également aux mesurages gamma réalisés sur des éléments autres que les déchets radioactifs (ex. aliments en vrac, eau, matériaux en vrac) ainsi qu'aux mesurages réalisés sur des matières radioactives contenues dans des colis non traditionnels (ex. dans des conteneurs de transport).
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 19017
First edition
2015-12-15
Guidance for gamma spectrometry
measurement of radioactive waste
Lignes directrices pour le mesurage de déchets radioactifs par
spectrométrie gamma
Reference number
©
ISO 2015
© ISO 2015, Published in Switzerland
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www.iso.org
ii © ISO 2015 – All rights reserved
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Terms and definitions . 1
3 Application . 7
3.1 General . 7
3.2 Typical applications . 7
4 Measurement equipment . 8
4.1 General . 8
4.2 Open detector geometry . 8
4.3 Collimated detector geometry .10
4.4 Components of gamma measurement system .13
4.4.1 Mechanical equipment.13
4.4.2 Radiation detection equipment .14
4.4.3 Data acquisition and analysis unit .14
4.4.4 Electrical control .14
4.4.5 Additional equipment . .14
5 Calibration .14
5.1 General .14
5.2 Peak energy and shape calibration of the gamma spectrometry system .15
5.3 Efficiency calibration of the gamma spectrometry system .15
5.4 Attenuation correction techniques .18
6 Data evaluation .18
6.1 Data processing steps.18
6.2 Calculation of net peak count rates .19
6.3 Calculation of gamma activity inventory of the waste package .20
6.4 Calculation of measurement uncertainty .20
6.5 Calculation of detection limit.21
7 Quality assurance .23
7.1 General .23
7.2 Record of calibration, validation, and waste measurements .23
7.3 Documentation and procedures .24
7.4 Quality control .24
7.5 Competence .25
Annex A (informative) Examples of application of the techniques and methods discussed
within this International Standard .26
Bibliography .47
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the
different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or
on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on the meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity
assessment, as well as information about ISO’s adherence to the WTO principles in the Technical
Barriers to Trade (TBT) see the following URL: Foreword - Supplementary information
The committee responsible for this document is ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 5, Nuclear fuel cycle.
This first edition of ISO 19017 cancels and replaces ISO 14850-1:2006, which, in particular, did not
take into account segmented measurements performed with collimators, the possible use of numerical
simulation for calibration and uncertainty assessment, and gamma radiation detectors other than high-
purity germanium semiconductors.
iv © ISO 2015 – All rights reserved
Introduction
A variety of non-destructive assay techniques are routinely used within the nuclear industry to
measure or provide information to otherwise enable quantification of the radionuclide inventory of
packages containing radioactive materials. This International Standard specifically considers gamma
spectrometry measurements made on packages containing radioactive waste.
The methods and techniques discussed within this International Standard find application in the
routine assay of various types of radioactive waste, packaged in a variety of ways, employing a variety
of container sizes, and types. They range from basic techniques, which have been in use for many years,
through to state of the art techniques that have been developed because of the increasing variety and
forms being assayed and the demands to satisfy increasingly challenging performance criteria.
Where guidance is provided, this is viewed as best current practice and is based on experience of
operating quantitative gamma spectrometry measurement systems, within a variety of applications,
for the purpose of providing radionuclide identification and activity information.
The objective of this International Standard is to promote a consistent approach to gamma spectrometry
measurements made on packages containing radioactive waste.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 19017:2015(E)
Guidance for gamma spectrometry measurement of
radioactive waste
1 Scope
This International Standard is applicable to gamma radiation measurements on radioactive waste.
Radioactive waste can be found in different forms and exhibit a wide range of characteristics, including
the following:
— raw or unconditioned waste, including process waste (filters, resins, control rods, scrap, etc.) and
waste from dismantling or decommissioning;
— conditioned waste in various forms and matrices (bitumen, cement, hydraulic binder, etc.);
— very low level (VLLW), low level (LLW), intermediate level (ILW) and high level radioactive waste
(HLW);
— different package shapes: cylinders, cubes, parallelepipeds, etc.
Guidance is provided in respect of implementation, calibration, and quality control. The diversity of
applications and system realizations (ranging from research to industrial systems, from very low
level to high level radioactive waste, from small to large volume packages with different shapes, with
different performance requirements and allowable measuring time) renders it impossible to provide
specific guidance for all instances; the objective of this International Standard is, therefore, to establish
a set of guiding principles. Ultimately, implementation is to be performed by suitably qualified and
experienced persons and based on a thorough understanding of the influencing factors, contributing
variables and performance requirements of the specific measurement application.
This International Standard assumes that the need for the provision of such a system will have
been adequately considered and that its application and performance requirements will have been
adequately defined through the use of a structured requirements capture process, such as data quality
objectives (DQO).
It is noted that, while outside the scope of this International Standard, many of the principles,
measurement methods, and recommended practices discussed here are also equally applicable to
gamma measurements of items other than radioactive waste (e.g. bulk food, water, free-standing piles
of materials) or to measurements made on radioactive materials contained within non-traditional
packages (e.g. in transport containers).
2 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
NOTE Definitions presented here are confined mainly to those terms not defined in common nuclear
material glossaries or whose use is specific to this document. Important key terms are repeated here for the
convenience of the reader.
2.1
assay
procedure to determine quantitatively the amount of one or more radionuclides of interest
contained in a package
2.2
attenuation
physical process based on interaction between a radiation source and matter placed in the path of the
radiation that results in a decrease in the intensity of the emitted radiation
Note 1 to entry: Attenuation experienced in non-destructive assay (NDA)(2.27) of waste packages includes self-
attenuation (2.37) by the radioactive material itself as well as attenuation effects in the waste matrix (2.23),
internal barrier(s) and external container(s).
2.3
attenuation correction factor
used to correct (compensate) for the effect of attenuation within an NDA measurement equal to the
ratio between the un-attenuated and the attenuated radiation flux
Note 1 to entry: After attenuation correction the measured quantity is considered to be representative of the un-
attenuated activity of the radioactive substance assayed.
2.4
bias
estimate of a systematic measurement error
2.5
calibration standard
primary standard
designated or widely acknowledged as having the highest metrological qualities and whose value is
accepted without reference to other standards of the same quantity
Note 1 to entry: The calibration standard should be physically, radiologically, and chemically similar to the items
to be assayed, for which the activity of the radionuclide(s) of interest and all relevant properties to which the
measurement technique is sensitive are known with sufficient accuracy.
[SOURCE: www.french-metrology.com]
2.6
calibration
set of operations that establish, under specific conditions, the relationship between values of quantities
indicated by a measuring system, or values represented by a material measure or a reference material
and the corresponding values realized by Standards
Note 1 to entry: The result of a calibration permits either the assignment of values of measurands to the
indications or the determination of indications with respect to indications.
Note 2 to entry: A calibration may also determine other metrological properties such as the effect of
influence quantities.
Note 3 to entry: The result of a calibration may be recorded in a document, sometimes called a calibration
certificate or a calibration report.
[SOURCE: www.french-metrology.com]
2.7
collimation
method to restrict the field of view of the detector to specific parts of the item to be measured
Note 1 to entry: A shield around the side of the detector that still allows the detector to view the entire item is
technically not a collimator. Such shielding does not change the efficiency of the detector due to its presence.
2.8
collimator
device for collimating the radiation beam, usually constructed from highly attenuating material(s) such
as tungsten or lead. Collimators can be of parallel wall type or divergent
2 © ISO 2015 – All rights reserved
2.9
collimated (detection) geometry
measurement configuration where only a part of a waste package can contribute to the response of the
detection system
Note 1 to entry: The whole activity is measured by scanning the entire package, or by assuming that the part
of the package within the detector’s field of view during one or more measurements is representative of the
entire package.
2.10
compton continuum
continuous pulse amplitude spectrum due to Compton electrons released in a detector
Note 1 to entry: The full-energy peaks are superimposed to this continuum and their “net areas” are determined
by subtracting the average Compton level estimated below each peak, as detailed in ISO 11929 for instance.
[SOURCE: IEC 60050-395:2014]
2.11
container
vessel into which the waste form (2.41) is placed for handling, transport, storage and/or eventual disposal
Note 1 to entry: Also the outer barrier protecting the waste from external intrusions.
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.12
coverage factor
although the combined standard deviation is used to express the uncertainty of many measurement
results, for some commercial, industrial, and regulatory applications (e.g. when health and safety
are concerned), what is often required is a measure of uncertainty that defines an interval about the
measurement result within which the value of the measurand can be confidently asserted to lie
Note 1 to entry: The measure of uncertainty intended to meet this requirement is termed expanded uncertainty
and is obtained by multiplying the standard deviation by a coverage factor, suggested symbol k. In general, the
value of the coverage factor k is chosen on the basis of the desired level of confidence to be associated with the
interval within which the true value is supposed to lie.
[SOURCE: http://physics.nist.gov/cuu/Uncertainty/coverage.html]
2.13
data quality objectives process
DQO
seven stage requirements capture process used to determine the type, quantity, and quality of data
needed to support a decision
Note 1 to entry: The purpose of this process (published by the US Environmental Protection Agency) is to
provide general guidance to organizations on developing data quality criteria and performance specifications for
decision making.
2.14
dead time
non-operative time of the detection system during the measurement period
Note 1 to entry: The length of time, directly following an instance of detection, associated with signal processing,
during which the system is not able to process further gamma events. This is a system performance parameter
which is usually expressed as a percentage of the measurement period. The measured counts would be less than
the actual counts due to the dead time and hence needs to be corrected.
2.15
decision threshold
DT
value of the estimator of the measurand, which when exceeded by the result of an actual measurement
using a given measurement procedure of a measurand quantifying a physical effect, one decides that
the physical effect is present
Note 1 to entry: The decision threshold is defined, such that in cases, where the measurements result, y, exceeds
the decision threshold, y*, the probability that the true value of the measurand is zero is less or equal to a chosen
probability, α.
Note 2 to entry: If the result, y, is below the decision threshold, y*, the result cannot be attributed to the physical
effect; nevertheless it cannot be concluded that it is absent.
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.6]
2.16
detection geometry
describe the extent of detector collimation with respect to the item to be measured
Note 1 to entry: Two principle assay configurations are distinguished in this guideline: collimated geometry and
open geometry.
2.17
detection limit
DL
smallest true value of the measurand which ensures a specified probability of being detectable by the
measurement procedure
Note 1 to entry: With the decision threshold defined above, the detection limit is the smallest true value of the
measurand for which the probability of wrongly deciding that the true value of the measurand is zero is equal to
a specified value, β, when, in fact, the true value of the measurand is not zero.
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.7]
2.18
emission computed tomography
ECT
NDA method which allows the distribution of nuclide activity to be determined within sections of the
waste package
Note 1 to entry: The technique is based upon the measurement spectra from segments of the waste matrix which
the detector views through a collimator. In order to obtain accurate results, it is necessary to know the matrix
density distribution within the section (or in 3D), typically by Transmission Computed Tomography (TCT) (2.38).
Note 2 to entry: ECT is also referred to as Tomographic Gamma Scanning (TGS) (2.39).
2.19
full-energy peak
peak of the gamma spectrum corresponding to the complete deposition of the energy of a photon
emitted by a radionuclide
Note 1 to entry: No energy loss has occurred by photon interaction in the waste package or by the escape of
secondary photons from the detector following the interaction(s) of the primary photon leading to its detection.
2.20
full width at half maximum
FWHM
width of a gamma-ray peak at half of the maximum of the peak distribution
Note 1 to entry: This parameter is used to describe energy resolution. FWHM is often quoted when defining
detector performance (e.g. FWHM for a given energy, such as 662 keV). FWHM can be given in energy units (e.g.
keV) or in % if normalized to the gamma-ray energy.
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2.21
intrinsic detection efficiency
number of counts in the full-energy peak (2.19) at a given energy E (net area after subtraction of the
Compton continuum and other sources of background in the gamma spectrum) divided by the number
of photons at that energy that enter the detector
2.22
live time
difference between the measurement period and the dead-time
2.23
matrix
waste matrix
non-radioactive materials inside a waste package (2.29) in which the radioactive substances are dispersed
2.24
measurand
particular quantity subject to measurement
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.2]
2.25
measurement accuracy
closeness of agreement between a measured quantity value and a true quantity value of a measurand
2.26
measurement period
time frame over which the measurement is made
2.27
non-destructive assay
NDA
procedure based on the observation of spontaneous or stimulated nuclear radiation, interpreted to
estimate the content of one or more radionuclides in the item which is under investigation, without
affecting the physical or chemical form of the material
2.28
open (detection) geometry
measurement configuration where all parts of a waste package (2.29) can contribute to the response of
the detection system
2.29
package
waste package
product of conditioning that includes the waste form (2.41) and any container(s) and internal barriers
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.5.2]
2.30
precision
statistical precision
generic term used to describe the dispersion of a set of measured values under reproducible
measurement conditions
2.31
radioactive waste
material for which no further use is foreseen that contains or is contaminated with radionuclides
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.7.1]
2.32
radioactivity
phenomenon whereby atoms undergo spontaneous random disintegration, usually accompanied by the
emission of radiation
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.33
radionuclide
nucleus (of an atom) that possesses properties of spontaneous disintegration (radioactivity (2.32))
Note 1 to entry: Nuclei are distinguished by their mass and atomic number.
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.34
scanning profile
distribution of recorded system responses as a function of successive scan positions
2.35
segment (gamma) spectrum
emission gamma spectrum collected from only a part of a waste package (2.29)
2.36
segmented gamma scanning
SGS
procedure to measure one or more segment spectra (2.35) of a waste package
Note 1 to entry: Segmented gamma scanning requires the use of a collimated detection geometry (2.9). There are
several manifestations of SGS which are currently in use. For this International Standard we distinguish vertical,
horizontal and angular scanning, see Figure 3, which can be combined or used partly (in practice SGS usually
refers to the combination of vertical scanning and continuous rotation).
— vertical scanning [see Figure 3 a)] consists in acquiring vertically segmented gamma spectra representative
of stacked slices of the package. The mechanical movement can be step-by-step, with an acquisition for each
slice, or continuous with a time-segmented acquisition (mechanics is simpler and measurement time is
shorter, but interpretation is more complex). Vertical scanning is most commonly used in combination with
continuous rotation.
— horizontal scanning [see Figure 3 b)], is most commonly used in combination with angular and vertical
scanning for TGS, and also for objects without rotational symmetry in combination with vertical scanning.
— angular scanning [see Figure 3 c)], is rarely used alone but as part of TGS systems. This can be functionally
accomplished with a single detector or multiple detectors to limit acquisition time (as shown), and with step
rotation or continuous rotation with timely segmented acquisition.
2.37
self-attenuation
self-absorption
attenuation of the gamma radiation in a nuclear material itself (like Pu or U)
Note 1 to entry: This effect is here distinguished from the attenuation of the gamma radiation in nonnuclear
materials like the waste matrix, internal shields, container, external shields, collimators, etc.
2.38
transmission computed tomography
TCT
gamma or X-ray transmission technique to determine the matrix density distribution within sections
of the waste package, by angular and horizontal scanning, as for ECT and in 3D with an additional
vertical scanning
Note 1 to entry: 3D densitometry allows more accurate corrections for attenuation of gamma radiation within
non-uniform matrices.
6 © ISO 2015 – All rights reserved
Note 2 to entry: Both in ECT and TCT, 2D sections can be reconstructed by angular and horizontal scanning,
and the complete 3D information can be obtained by superimposing the slices vertically or by performing a
continuous helical scan.
2.39
tomographic gamma scanning
TGS
typically a combination of emission computed tomography (ECT) and transmission computed
tomography (TCT)
2.40
total detection efficiency
number of counts in the full-energy peak (net area) per photon of energy (E) emitted in the waste package
2.41
waste form
physical and chemical form after treatment or conditioning prior to packaging and which is a component
of the waste package (2.29)
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.7.6]
3 Application
3.1 General
Measurement of gamma radiation emissions provides a non-destructive method of establishing the
inventory of gamma-emitting radionuclides inside a waste package.
Gamma measurements can be performed using relatively unsophisticated techniques (such as Open
Detector Geometry, see 4.2) and measurement procedures where the waste and matrix are well
understood or where source and matrix can be considered to be uniformly distributed (such that a
simple form of measurement can provide a representative result).
Alternatively, there may be little or no knowledge of the sources present, the activity distributions,
the matrix composition or homogeneity; in these cases, it is often necessary to consider more complex
techniques (such as Collimated Detector Geometries, see 4.3).
Depending on gamma irradiation level, shields and/or a collimated geometry may also be necessary to
keep the detector and acquisition system count rates within operating limits.
3.2 Typical applications
Gamma radiation measurement systems are currently employed in a variety of radioactive waste
package measurement applications, such as the following:
— inventory assignment ahead of waste processing, storage or transport;
— inventory verification ahead of waste processing, storage or transport;
— waste inspection during interim storage or final disposal,
— quality checking of waste conditioning processes;
— free release measurements.
NOTE Gamma spectroscopy is used in many applications beyond the scope of this International Standard,
such as process control, radioactivity assessment of environmental media (soil, vegetation, water, etc.),
characterization of post-accident clean-up debris, bulk material measurements, etc. The same principles and
good practices may often apply in these fields.
Radionuclides to be detected by this method must emit gamma radiation with sufficient intensity and
energy to penetrate the surrounding materials and escape the containment before they can be measured.
The useful energy range is dependent on a number of factors such as the composition and distribution
of the matrix; the source position and/or source distribution inside the package and the type and
dimension of the container. For most applications, the gamma radiation energies of interest in waste
assay lie within the range from a few tens keV to 3 MeV. The energy of the gamma radiations that may be
successfully detected in different applications and under different conditions may have a reduced range.
4 Measurement equipment
4.1 General
A number of different types of system are currently used to perform gamma radiation measurements on
packages containing radioactive waste. It is not the intention of this International Standard to focus on
the specific design of any type of system. The objective is to concentrate on the general aspects relevant
for implementation in specific measurement configurations and for performance assessment. Some
examples of measurement systems, currently in use in assay applications are given in Annex A. The
contents of Annex A are provided for information only; they should not be considered to be mandatory;
neither should they be considered exhaustive.
In instances where measurements are made on packages containing radioactive waste, the objective
of the measurement is generally to enable the operator to establish the activity of radionuclides of
interest within the package, within the context of the application. The information required can vary
from application to application. For instance, the information required for criticality control within
the confines of the site of origin may be a sub-set of the total radionuclide inventory of the package
235 239 241
including only fissile isotopes (e.g. U, Pu, Pu); a more complete radionuclide inventory may be
required to enable transport through the public domain (e.g. a number of beta and alpha activities) and
this may be different from the information required for ultimate disposal (whole inventory including
for instance long-lives isotopes). Equally, the performance requirements of the system may vary from
application to application. However, in all instances, the functionality and performance requirements
for the system shall be established prior to development of the system.
This Clause describes the basic characteristics of systems currently employed to perform gamma radiation
measurements on packages containing nuclear waste. Systems currently in use range from simple
systems (incorporating a single, uncollimated detector) through to complex systems (incorporating
multiple detectors, advanced scanning techniques, and state of the art counting equipment).
For waste packages with revolution symmetry, a common feature of most gamma measurement systems
is a turntable to rotate the package during the measurement. Box-shaped packages are commonly
measured several times from multiple locations and sides. These multiple measurements and rotation
are primarily performed to average variations in system response from non-homogeneous waste.
Measurement systems can be broadly classified according to the detection geometry and
measurement procedure as
— open detector geometry, and
— collimated detector geometry.
Gamma spectrometry systems may use single detectors or multiple detectors, to increase system
throughput. Throughout this International Standard, reference will only be given to single-detector
instruments because the performance characteristics of both types show no principal differences
despite the superior efficiency of multiple-detector systems.
4.2 Open detector geometry
The basic configuration for this type of measurement involves one or more detectors, which are located
in a fixed position relative to the waste package. The open geometry configuration is set-up so that all
8 © ISO 2015 – All rights reserved
parts of a package contribute to the response of the detector (see Figure 1). The package may be rotated
during the measurement or multiple measurements made from different directions can be averaged to
reduce the measurement uncertainty in case of non-uniform radioactivity in the package. The decision
to rotate the package or to perform multiple view acquisitions depends on the heterogeneity of the
waste (materials and activity) and its impact on uncertainty. The choice may be the result of a trade-off
between uncertainty objectives and practical limitations (e.g. for cylindrical packages, rotation is the
most common practice, while for cubic or parallelepipedic packages each face is generally measured).
Systems based on this type of configuration have the advantage of simpler hardware and generally
higher detection efficiency compared to systems that employ collimated geometry and a scanning
system. Practical experience is that open geometry measurement systems usually yield significantly
lower detection limits; however, the results from this method are generally more sensitive to the
distribution of activity and variations in the density of the waste matrix.
If waste material and activity distributions are known to be quite homogeneous, a gamma transmission
technique can be used to correct for matrix attenuation (density and composition effects). The clause of
the waste interrogated by the transmission source shall be as representative as possible of the entire
volume. Representation can be improved by using multiple external transmission sources, placed so as
to interrogate the upper portion, at half height, and the bottom portion of the package; alternatively,
a continuous vertical scan can be implemented (however, this complicates both hardware and
software). The package may be rotated during the transmission measurement; alternatively, multiple
measurements can be made from different directions, and averaged.
Key
1 shielding
2 detector
NOTE A background reduction shield, surrounding the side and sometimes the back of the detector is
desirable. However, this is to be designed to keep the entire package within the field of view of the detector.
Figure 1 — Open detector geometry (transmission correction source not shown)
Open detector geometry is applicable when variations in activity distribution within the package
and other waste characteristics (in particular density distribution) will not result in punitively large
1)
measurement uncertainty.
If the waste is heterogeneous, the measurement uncertainty may be punitively large, even with package
rotation or multiple measurements made from different directions, and with gamma transmission
1) Rotating the package during acquisition allows reducing the uncertainty due to radial heterogeneity.
measurement. In this instance, collimated detector geometry coupled with techniques like segmented
gamma scanning (SGS) or tomographic gamma scanning (TGS) discussed below may be more appropriate.
NOTE Measurement uncertainty is discussed in 6.4.
4.3 Collimated detector geometry
Collimation may be used to restrict the field of view of the detector, or detectors, to specific parts of the
waste package (see Figure 2). It restricts the size and angle of the beam of radiation falling on the detector.
Key
1 shielding
2 detector
3 collimator
4 measured volume
Figure 2 — Collimated detector geometry
2)
This technique is an essential component of SGS, which requires the field of view of the detector to
be restricted such that the spectrum collected is the result of the activity contributions from species
present in specific portions (segments) of the package, rather than the package as a whole.
Since collimated geometries only view a small portion of the package, they are almost always combined
with some other method to obtain a representative view of the full package. These methods include
horizontal scanning, vertical scanning, angular scanning, or continuous rotation and multiple detectors
in fixed positions. Combinations of these methods are frequently used.
The geometry of the collimator is a function of the type of scanning employed and the positional
resolution required.
There are several manifestations of SGS2 which are currently in use:
— vertical scanning [see Figure 3 a)], consists of acquiring vertically segmented gamma spectra,
representative of stacked slices of the package. The mechanical movement can be step-by-step,
with an acquisition for each slice, or continuous with a time-segmented acquisition (mechanics are
simpler and measurement time is shorter, but interpretation is more complex). Vertical scanning is
most commonly used in combination with continuous rotation2; which are also typically coupled to
a gamma transmission measurement, to correct for (variable) matrix attenuation;
2) In practice, the term “SGS” usually refers to the simple combination of vertical scanning and continuous rotation
(contrary to the step rotation of angular scanning) of the package. We use here this term in its general sense.
10 © ISO 2015 – All rights reserved
— horizontal scanning [see Figure 3 b)], either continual or step-wise, is most commonly in combination
with rotation and vertical scanning for TGS; it is also commonly used for objects without rotational
symmetry such as box-shaped containers;
— angular scanning [see Figure 3 c)], rarely used alone but as part of TGS systems. This can be
functionally accomplished with a single detector or multiple detectors to limit acquisition time (as
shown), and with step rotation or continuous rotation with timely segmented acquisition.
The uncertainty due to heterogeneity in rotationally symmetric objects can be reduced by continuously
rotating the package. The uncertainty can also be reduced by multiple measurements, made at
different locations on the package. Identification of the presence of hot spots, or the confirmation of
homogeneity, is possible by observing the instantaneous count rate during the rotation or at the
separate measurement locations.
The major advantage of an SGS, as compared to an open detector geometry measurement of a rotating
drum, is when the segment emission data are combined with a transmission measurement of the
segment, as this allows correction for different vertical layers of density in the item. This is especially
important where the radionuclide emits low energy gamma radiation, and where there are medium-
high atomic number materials in the waste (e.g. iron, lead, uranium).
The scanning geometries described above can be utilized in combination, depending on waste
heterogeneity and required measurement uncertainty.
When the rotational segments fully cover 360° plus when there is both lateral and vertical scanning,
and when the emission and the transmission of each small segment are determined separately, then 3D
coupled emission-transmission computed tomography (ECT-TCT also referred to as TGS) is possible.
This reduces the measurement uncertainty when there are spatially distinct areas of both radioactivity
and attenuation.
Tomography has the benefit of greatly reducing measurement uncertainty because the location of the
radioactivity and matrix non-homogeneities can be established more precisely and therefore more
precise efficiency corrections can be applied.
However, this technology comes at an increased level of complexity, cost and measurement time.
Figure 3 — Alternative approaches to segmented gamma scanning commonly in use
NOTE 1 Figures 1, 2, 3 a) and 3 c) depict typical scanning configurations for waste packages within cylindrical
containers (such as drums). There may be differences in detector numbers and configurations employed for the
assay of waste packaged within cuboid containment, like the box of Figure 3 b). Size and shape may be preclusive
of using a turntable; so configurations which employ detectors which view each face may be employed (this
alternative configuration is not represented in the diagrams above).
12 © ISO 2015 – All rights reserved
NOTE 2 Scanning may be achieved either by moving the waste package, or by a combination of detector
and waste package movements. For instance, in many SGS systems the drum is in continuous rotation, while
the detector/collimator assembly scans the drum vertically. In compact TGS systems, the drum is generally in
translation and rotation while the detector scans the package vertically. Additionally, an array of collimated
detectors can be used to reduce measurement time, and possibly to avoid the necessity for some mechanical
movements (e.g. a vertical array covering the whole height of the package can be used as an alternative to a
mechanical device to raise and lower the detector).
The acquisition of segment spectra can be performed continuously, as the waste package is rotated,
or at a predefined, discrete set of positions. The activity of the package, as a whole, is reconstructed
by summing the results of the individual segments, rather than as the result of a single measurement.
In this way, a higher degree of precision can be obtained since each individual spectrum need only be
considered representative of the volume of the segment from which it was acquired, rather than volume
of the entire waste package.
The SGS measurement procedure can be combined with a segment specific determination of attenuation
factors (i.e. transmission measure
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 19017
Première édition
2015-12-15
Lignes directrices pour le mesurage
de déchets radioactifs par
spectrométrie gamma
Guidance for gamma spectrometry measurement of radioactive waste
Numéro de référence
©
ISO 2015
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Fax +41 22 749 09 47
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Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Termes et définitions . 1
3 Application . 8
3.1 Généralités . 8
3.2 Applications habituelles . 8
4 Équipement de mesurage . 9
4.1 Généralités . 9
4.2 Géométrie de détection ouverte . 9
4.3 Géométrie de détection avec collimateur .11
4.4 Composants d’un système de mesurage gamma .14
4.4.1 Dispositifs mécaniques . .15
4.4.2 Équipements de détection des rayonnements .15
4.4.3 Unité d’acquisition et d’analyse des données .15
4.4.4 Commande électrique .15
4.4.5 Équipement supplémentaire .16
5 Étalonnage .16
5.1 Généralités .16
5.2 Étalonnage en énergie et en forme des pics du système de spectrométrie gamma .16
5.3 Étalonnage en rendement de détection du système de spectrométrie gamma .16
5.4 Techniques de correction de l’atténuation .19
6 Évaluation des données .20
6.1 Étapes du traitement des données .20
6.2 Calcul des taux de comptage de pics nets .20
6.3 Calcul de l’inventaire d’activité gamma du colis de déchets .22
6.4 Calcul de l’incertitude de mesure .22
6.5 Calcul de la limite de détection .23
7 Assurance qualité .25
7.1 Généralités .25
7.2 Enregistrement des étalonnages, des validations et des mesures des déchets .25
7.3 Documentation et procédures .26
7.4 Contrôle qualité .26
7.5 Compétence .27
Annexe A (informative) Exemples d’application des techniques et méthodes présentées
dans la présente Norme internationale .28
Bibliographie .49
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux.
L’ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été
rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir www.
iso.org/directives).
L’attention est appelée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l’ISO (voir www.iso.org/brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la signification des termes et expressions spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation
de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion de l’ISO aux principes de l’Organisation
mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles techniques au commerce (OTC), voir le lien
suivant: www.iso.org/iso/fr/avant-propos.html
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 5, Cycle du combustible nucléaire.
La première édition de l’ISO 19017 annule et remplace l’ISO 14850-1:2006, qui ne tenait compte ni des
mesurages segmentés effectués à l’aide de collimateurs ni de l’utilisation possible d’une simulation
numérique à des fins d’étalonnage et d’évaluation de l’incertitude, et qui couvrait uniquement les
détecteurs de rayonnement gamma de type semi-conducteur en germanium hyper-pur.
iv © ISO 2015 – Tous droits réservés
Introduction
Diverses techniques d’essai non destructif sont communément utilisées dans l’industrie nucléaire
pour mesurer, ou fournir des informations permettant de quantifier d’une autre manière, l’inventaire
des radionucléides présents dans les colis contenant des matières radioactives. La présente Norme
internationale s’attache plus spécifiquement aux mesurages par spectrométrie gamma effectués sur les
colis contenant des déchets radioactifs.
Les méthodes et techniques qui y sont présentées trouvent leur application dans la mesure de
divers types de déchets radioactifs, emballés de diverses manières à l’aide de divers types et tailles
de conteneurs. Celles-ci couvrent aussi bien les techniques de base utilisées depuis de nombreuses
années, que les techniques de pointe élaborées dans le but de faire face à la diversité croissante et
aux nombreuses formes des colis faisant l’objet d’essais et de répondre à la nécessité de satisfaire des
critères de performances de plus en plus complexes.
Les préconisations données reflètent les meilleures pratiques actuelles et reposent sur l’expérience de
l’utilisation de systèmes de mesurage quantitatif par spectrométrie gamma, dans diverses applications,
dans le but de fournir des informations relatives à l’activité et à l’identification des radionucléides.
La présente Norme internationale vise à promouvoir une approche cohérente des mesurages par
spectrométrie gamma effectués sur les colis contenant des déchets radioactifs.
NORME INTERNATIONALE ISO 19017:2015(F)
Lignes directrices pour le mesurage de déchets radioactifs
par spectrométrie gamma
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale s’applique aux mesurages des rayonnements gamma dans les déchets
radioactifs.
Les déchets radioactifs peuvent se présenter sous différentes formes et révéler des caractéristiques
extrêmement diverses, notamment:
— les déchets bruts ou non conditionnés, y compris les déchets de procédé (filtres, résines, barres de
contrôle, rebuts, etc.) et les déchets d’assainissement ou de démantèlement;
— les déchets conditionnés sous diverses formes et matrices (bitume, ciment, liant hydraulique, etc.);
— les déchets radioactifs de très faible activité (TFA), de faible activité (FA), de moyenne activité (MA)
et, de haute activité (HA);
— les différentes formes de colis: cylindres, cubes, parallélépipèdes, etc.
Les préconisations données portent sur la mise en œuvre, l’étalonnage et le contrôle qualité. La diversité
des applications et des réalisations de systèmes (allant des activités de recherche aux systèmes
industriels, des déchets radioactifs de très faible activité aux déchets de haute activité, des colis de
faible volume aux colis de gros volume de différentes formes et avec des exigences de performances et
des temps de mesure admissibles différents) ne permet pas de donner des préconisations spécifiques
pour tous les scénarios possibles. L’objectif de la présente Norme internationale est donc d’établir un
ensemble de principes directeurs. En définitive, la mise en œuvre doit être assurée par du personnel
dûment qualifié et expérimenté, et être fondée sur une bonne compréhension des facteurs d’influence,
des variables à prendre en compte et des exigences de performances de l’application de mesurage
considérée.
La présente Norme internationale a été élaborée selon l’hypothèse que le besoin de fournir un tel
système a été dûment examiné et que ses exigences d’application et de performances ont été dûment
définies selon un processus de collecte des exigences structuré, tel que les objectifs de qualité des
données (DQO).
L’attention est portée sur le fait que, bien que cela ne relève pas du domaine d’application de la présente
Norme internationale, nombre des principes, méthodes de mesure et pratiques recommandées décrits
dans le présent guide s’appliquent également aux mesurages gamma réalisés sur des éléments autres que
les déchets radioactifs (par exemple aliments en vrac, eau, matériaux en vrac) ainsi qu’aux mesurages
réalisés sur des matières radioactives contenues dans des colis non traditionnels (par exemple dans des
conteneurs de transport).
2 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
NOTE Les définitions ci-après se limitent essentiellement aux termes qui ne sont pas définis dans les
glossaires courants des matières nucléaires ou qui ont une utilisation spécifique au présent document. Les
termes clés sont répétés afin de faciliter la compréhension du lecteur.
2.1
mesure
procédure permettant de déterminer, de manière quantitative, la teneur d’un colis en radionucléides
d’intérêt
2.2
atténuation
processus physique consistant en l’interaction entre une source de rayonnement et une matière placée
sur la trajectoire du rayonnement, qui entraîne une diminution de l’intensité du rayonnement émis
Note 1 à l’article: L’atténuation rencontrée dans les essais non destructifs (END) (2.27) de colis de déchets
comprend l’auto-atténuation (2.37) par la matière radioactive elle-même, ainsi que les effets d’atténuation au
niveau de la matrice de déchets (2.23) et de la ou des paroi(s) interne(s) et externe(s) du conteneur.
2.3
facteur de correction de l’atténuation
facteur utilisé pour corriger (compenser) l’effet d’atténuation dans un mesurage non destructif,
équivalant au rapport entre le flux de rayonnement non atténué et le flux de rayonnement atténué
Note 1 à l’article: Après correction de l’atténuation, la grandeur mesurée est considérée comme représentative de
l’activité non atténuée de la substance radioactive soumise à essai.
2.4
biais
estimation d’une erreur de mesurage systématique
2.5
étalon de référence
étalon primaire
étalon qui est désigné ou largement reconnu comme présentant les plus hautes qualités métrologiques
et dont la valeur est établie sans se référer à d’autres étalons de la même grandeur
Note 1 à l’article: Il convient que l’étalon de référence présente des similitudes physiques, radiologiques et
chimiques avec les éléments soumis à essai, pour lequel l’activité du ou des radionucléides d’intérêt ainsi que
l’ensemble des propriétés importantes influençant la technique de mesurage peuvent être déterminés avec une
exactitude suffisante.
[SOURCE: www.french-metrology.com]
2.6
étalonnage
ensemble d’opérations qui établit, dans des conditions spécifiques, le lien entre des valeurs de quantités
obtenues grâce à un système de mesure ou à des valeurs représentées par une mesure matérialisée ou
un matériau de référence, et les valeurs correspondantes d’une quantité obtenues à partir d’étalons
Note 1 à l’article: Le résultat d’un étalonnage permet soit d’affecter des valeurs de mesurandes aux indications,
soit de déterminer des indications par rapport à d’autres indications.
Note 2 à l’article: Un étalonnage peut également permettre de déterminer d’autres propriétés métrologiques,
telles que l’effet des quantités d’influence.
Note 3 à l’article: Le résultat d’un étalonnage peut être consigné dans un document, parfois appelé certificat
d’étalonnage ou rapport d’étalonnage.
[SOURCE: www.french-metrology.com]
2 © ISO 2015 – Tous droits réservés
2.7
collimation
méthode consistant à restreindre le champ de vue du détecteur à des parties spécifiques de l’élément
à mesurer
Note 1 à l’article: Un blindage placé sur le pourtour du détecteur qui n’empêche pas ce dernier de visualiser
l’intégralité de l’élément n’est pas considéré techniquement comme un collimateur. Ce type de blindage n’altère
en rien, par sa simple présence, le rendement de détection du détecteur.
2.8
collimateur
dispositif utilisé pour la collimation du faisceau de rayonnement, généralement fabriqué en matériau
hautement absorbant comme le plomb ou le tungstène. Les collimateurs peuvent être de type à canaux
parallèles ou de type divergent
2.9
géométrie (de détection) avec une collimation
configuration de mesurage dans laquelle seulement une partie d’un colis de déchets peut contribuer à la
réponse du système de détection
Note 1 à l’article: L’activité globale est mesurée par balayage du colis dans son ensemble, ou à partir de l’hypothèse
que la partie du colis qui se trouve dans le champ de vue du détecteur au cours d’un ou plusieurs mesurages est
représentative du colis dans son ensemble.
2.10
spectre continu Compton
spectre continu d’impulsions dues aux électrons Compton produits dans le détecteur
Note 1 à l’article: Les pics d’absorption totale en énergie sont superposés sur ce spectre continu et leurs «surfaces
nettes» sont déterminées par soustraction du niveau Compton moyen estimé sous chaque pic, comme indiqué
dans l’ISO 11929, par exemple.
[SOURCE: IEC 60050-395:2014]
2.11
conteneur
récipient dans lequel est placé le bloc de déchets (2.41) à des fins de manutention, de transport,
d’entreposage et/ou d’élimination
Note 1 à l’article: Désigne également l’enveloppe externe servant à protéger les déchets des intrusions externes.
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.12
facteur d’élargissement
bien que l’écart-type combiné soit utilisé pour exprimer l’incertitude de nombreux résultats de
mesurage, certaines applications commerciales, industrielles et réglementaires (par exemple, lorsque
la santé et la sécurité sont en jeu) nécessitent souvent une mesure d’incertitude définissant un
intervalle autour du résultat de mesurage dans lequel on peut raisonnablement supposer que la valeur
du mesurande se trouve
Note 1 à l’article: La mesure d’incertitude répondant à cette exigence est appelée «incertitude élargie». On
l’obtient en multipliant l’écart-type par un facteur d’élargissement, pour lequel on suggère d’utiliser le symbole k.
En général, la valeur du facteur d’élargissement k est choisie en fonction du niveau de confiance souhaité devant
être associé à l’intervalle dans lequel la valeur vraie est supposée se trouver.
[SOURCE: http://physics.nist.gov/cuu/Uncertainty/coverage.html]
2.13
processus d’objectifs de qualité des données
DQO
processus de collecte des exigences en sept étapes, utilisé pour déterminer le type, la quantité et la
qualité des données nécessaires à la prise d’une décision
Note 1 à l’article: Ce processus (publié par l’U.S Environmental Protection Agency) a pour but de donner aux
organisations des préconisations générales concernant l’élaboration de critères de qualité des données et de
spécifications de performances sur lesquels fonder leurs décisions.
2.14
temps mort
durée non opérationnelle du système de détection au cours de la durée de mesurage
Note 1 à l’article: Il s’agit de la période succédant directement à la détection d’un rayonnement, associée au
traitement du signal, au cours de laquelle le système ne peut traiter d’autres événements gamma. Ce paramètre
de performances du système est généralement exprimé en pourcentage de la durée de mesurage. Le temps mort
a pour effet de produire des valeurs mesurées inférieures aux valeurs réelles, qui devront par conséquent être
corrigées.
2.15
seuil de décision
SD
valeur de l’estimateur du mesurande telle que, quand le résultat d’une mesure réelle utilisant une
procédure de mesure donnée d’un mesurande quantifiant le phénomène physique lui est supérieur, on
décide que le phénomène physique est présent
Note 1 à l’article: Le seuil de décision est défini de manière que, dans le cas où le résultat du mesurage, y, dépasse
le seuil de décision, y*, la probabilité que la valeur vraie du mesurande soit nulle est inférieure ou égale à la
probabilité choisie, α.
Note 2 à l’article: Si le résultat, y, est inférieur au seuil de décision, y*, le résultat ne peut pas être attribué à l’effet
physique; néanmoins, il ne peut être conclu qu’il est absent.
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.6]
2.16
géométrie de détection
terme décrivant l’étendue de la collimation du détecteur par rapport à l’élément à mesurer
Note 1 à l’article: Le présent guide distingue deux configurations d’essai: la géométrie avec collimateur et la
géométrie ouverte.
2.17
limite de détection
LD
plus petite valeur vraie du mesurande qui garantit une probabilité spécifiée qu’il soit détectable par la
méthode de mesure
Note 1 à l’article: Avec le seuil de décision défini ci-dessus, la limite de détection est la plus petite valeur vraie du
mesurande pour laquelle la probabilité de décider de façon erronée que la valeur vraie du mesurande est nulle est
égale à une valeur spécifiée, β, quand, en réalité, la valeur vraie du mesurande n’est pas nulle.
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.7]
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2.18
tomographie d’émission gamma
ECT (Emission Computed Tomography)
méthode d’essai non destructif permettant de déterminer la distribution de l’activité des radionucléides
à l’intérieur de certaines sections du colis de déchets
Note 1 à l’article: La technique repose sur les spectres de mesure des segments de la matrice de déchets visualisés
par le détecteur au travers d’un collimateur. Afin d’obtenir de meilleurs résultats, il est nécessaire de connaître la
répartition de densité de la matrice au sein de la section (ou en 3D), généralement déterminée par tomographie de
transmission photonique (TCT pour Transmission Computed Tomography) (2.38).
Note 2 à l’article: L’ECT couplée avec la TCT est également appelée Tomographie Gamma Scanner (TGS) (2.39).
2.19
pic d’absorption totale en énergie
pic du spectre gamma correspondant au dépôt complet de l’énergie d’un photon émis par un
radionucléide
Note 1 à l’article: Aucune perte d’énergie ne survient par l’interaction des photons dans le colis de déchets ou par
l’échappement de photons secondaires du détecteur suite aux interactions du photon primaire conduisant à sa
détection
2.20
largeur totale à mi-hauteur
LTMH
largeur d’un pic de rayons gamma à la moitié de la valeur maximale de la distribution du pic
Note 1 à l’article: Ce paramètre est utilisé pour décrire la résolution en énergie. La largeur totale à mi-hauteur
est souvent citée lors de la définition des performances d’un détecteur (par exemple largeur totale à mi-hauteur
pour une énergie donnée, telle que 662 keV). Elle peut être exprimée en unités d’énergie (par exemple keV) ou en
% si elle est normalisée en fonction de l’énergie des photons gamma.
2.21
rendement de détection intrinsèque
nombre d’impulsions dans le pic d’absorption totale en énergie (2.19) à une énergie donnée E (surface
nette après soustraction du spectre continu Compton et des autres sources de bruit de fond dans le
spectre gamma), divisé par le nombre de photons entrant dans le détecteur à cette énergie
2.22
temps effectif
différence entre la durée de mesurage et la durée non opérationnelle engendrée par le temps mort
2.23
matrice
matrice de déchets
matières non radioactives à l’intérieur d’un colis de déchets (2.29), au sein desquelles sont dispersées les
substances radioactives
2.24
mesurande
grandeur que l’on veut mesurer
[SOURCE: ISO 11929:2010, 3.2]
2.25
exactitude de mesure
étroitesse de l’accord entre une valeur mesurée et une valeur vraie d’un mesurande
2.26
durée de mesurage
période au cours de laquelle le mesurage est effectué
2.27
essai non destructif
END
procédure basée sur l’observation du rayonnement nucléaire spontané ou stimulé, interprétée pour
estimer la teneur d’un ou de plusieurs radionucléides, sans modifier la forme physique ou chimique de
la matière
2.28
géométrie (de détection) ouverte
configuration de mesurage dans laquelle toutes les parties d’un colis de déchets (2.29) peuvent
contribuer à la réponse du système de détection
2.29
colis
colis de déchets
objet de conditionnement comprenant le bloc de déchets (2.41) ainsi que tout conteneur et toute
paroi interne
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.5.2]
2.30
exactitude
exactitude statistique
terme générique employé pour décrire la dispersion d’un ensemble de valeurs mesurées dans des
conditions de mesurage reproductibles
2.31
déchet radioactif
matériau contenant des radionucléides ou contaminé par des radionucléides, qui n’est pas destiné à être
réutilisé
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.7.1]
2.32
radioactivité
phénomène au cours duquel des atomes subissent une désintégration aléatoire spontanée, généralement
accompagnée de l’émission d’un rayonnement
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.33
radionucléide
noyau (atomique) possédant des propriétés de désintégration spontanée (radioactivité (2.32))
Note 1 à l’article: Les noyaux sont désignés par leur nombre de masse et leur nombre atomique.
[SOURCE: IAEA Radioactive Waste Management Glossary 2003 Edition]
2.34
profil de balayage
enregistrement de la répartition des réponses du système en fonction des positions de balayage
successives
2.35
spectre (gamma) d’un segment
spectre gamma d’émission collecté à partir d’une seule partie du volume total d’un colis de déchets (2.29)
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2.36
balayage gamma segmenté
SGS (Segmented Gamma Scanning)
procédure permettant de mesurer un ou plusieurs spectres de segment (2.35) d’un colis de déchets
Note 1 à l’article: Le balayage gamma segmenté nécessite l’utilisation d’une géométrie de détection avec une
collimation (2.9). Plusieurs modes de balayage sont actuellement utilisés. Aux fins de la présente Norme
internationale, on distingue les balayages vertical, horizontal et angulaire (voir Figure 3), qui peuvent être
combinés ou utilisés partiellement (dans la pratique, le balayage gamma segmenté SGS se réfère habituellement à
la combinaison d’un balayage vertical et d’une rotation continue).
— le balayage vertical [voir Figure 3 a)] consiste à acquérir des spectres gamma verticalement segmentés,
représentatifs des tranches empilées du colis. Le mouvement mécanique peut se faire palier par palier,
avec une acquisition pour chaque tranche, ou en continu, avec une acquisition segmentée dans le temps (la
mécanique est simplifiée et le temps de mesurage réduit, mais l’interprétation est plus complexe). Le balayage
vertical est le plus souvent utilisé conjointement à une rotation continue.
— le balayage horizontal [voir Figure 3 b)] est le plus souvent utilisé conjointement à un balayage angulaire et
vertical pour la tomographie gamma, mais également sans balayage angulaire pour les objets sans symétrie
de rotation conjointement à un balayage vertical;
— le balayage angulaire [voir Figure 3 c)] est rarement utilisé seul, mais plutôt pour la tomographie gamma
scanner. Il peut être effectué au moyen d’un ou plusieurs détecteurs afin de limiter la durée d’acquisition
(comme indiqué), et avec une rotation par paliers ou une rotation continue avec acquisition segmentée dans
le temps.
2.37
auto-atténuation
auto-absorption
atténuation du rayonnement gamma dans une matière nucléaire proprement dite (comme le plutonium
ou l’uranium)
Note 1 à l’article: Une distinction est ici faite avec l’atténuation du rayonnement gamma dans les matières non
nucléaires, telles que la matrice de déchets, les blindages internes, le conteneur, les blindages externes, les
collimateurs, etc.
2.38
tomographie de transmission photonique
TCT (Transmission Computed Tomography)
technique de transmission de rayons gamma ou de rayons X visant à déterminer la répartition de densité
de la matrice dans les sections du colis de déchets, par balayage angulaire et horizontal, comme dans le
cas de la tomographie d’émission gamma (ECT), et en 3D à l’aide d’un balayage vertical additionnel
Note 1 à l’article: La densitométrie 3D permet de corriger de manière plus précise l’atténuation du rayonnement
gamma dans les matrices non homogènes.
Note 2 à l’article: Dans les techniques de tomographie d’émission et de transmission, il est possible de reconstruire
les sections 2D par balayage angulaire et horizontal, et d’obtenir les informations 3D complètes en superposant
les tranches verticalement ou en effectuant un balayage hélicoïdal continu.
2.39
tomographie gamma scanner
TGS (Tomographic Gamma Scanning)
terme général pouvant désigner la combinaison des méthodes de tomographie d’émission gamma (ECT)
et de transmission photonique (TCT)
2.40
rendement de détection total
nombre d’impulsions dans le pic d’absorption totale en énergie (surface nette) par photon d’énergie E
émis dans le colis de déchets
2.41
bloc de déchets
déchet proprement dit dans sa forme physique et chimique, après traitement ou conditionnement et
avant emballage; le déchet est un élément du colis de déchets (2.29)
[SOURCE: ISO 12749-3:2015, 3.7.6]
3 Application
3.1 Généralités
Le mesurage des émissions de rayonnement gamma offre une méthode non destructive permettant
d’établir l’inventaire des radionucléides émetteurs gamma à l’intérieur d’un colis de déchets.
Les mesurages gamma peuvent être effectués au moyen de techniques relativement simples (par
exemple, une géométrie de détection ouverte, voir 4.2) et de procédures de mesurage reposant sur une
bonne connaissance des déchets et de la matrice ou sur l’hypothèse que la source et la matrice sont
uniformément réparties (de sorte qu’une mesure simple puisse produire un résultat représentatif).
Il arrive aussi que les sources présentes, la distribution de l’activité, la composition et l’homogénéité de
la matrice soient peu, voire pas du tout connues; dans ces situations, il est souvent nécessaire de faire
appel à des techniques plus complexes (par exemple, avec un collimateur, voir 4.3).
Selon le niveau d’irradiation aux rayons gamma, l’emploi de blindages et/ou d’une géométrie avec
collimateur peut également être nécessaire pour maintenir les taux de comptage du détecteur et du
système d’acquisition dans les limites opérationnelles.
3.2 Applications habituelles
Les systèmes de mesurage du rayonnement gamma sont actuellement employés dans diverses
applications de mesurage des colis de déchets radioactifs. Par exemple:
— inventaire radiologique en amont des activités de traitement, entreposage ou transport des déchets;
— contrôles de l’inventaire radiologique en amont des activités de traitement, entreposage ou transport
des déchets;
— inspection des déchets au cours de leur entreposage intermédiaire ou de leur stockage final;
— contrôle de la qualité des processus de conditionnement des déchets;
— mesure des rejets radioactifs.
NOTE La spectrométrie gamma est utilisée dans de nombreuses applications non couvertes par la
présente Norme internationale, telles que le contrôle de procédé, l’évaluation de la radioactivité des milieux
environnementaux (sol, végétation, eau, etc.), la caractérisation des débris de nettoyage post-accidentel, la
mesure de matériaux en vrac, etc. Les mêmes principes et bonnes pratiques peuvent souvent s’appliquer dans ces
domaines.
Les radionucléides devant être détectés selon cette méthode doivent émettre un rayonnement gamma
avec une intensité et une énergie suffisantes pour pénétrer les matériaux environnants et échapper aux
barrières de confinement du déchet avant de pouvoir être mesurés.
La plage d’énergie utile dépend d’un certain nombre de facteurs, notamment la composition et la
répartition de la matrice, la position de la source et/ou la répartition de la source à l’intérieur du colis,
ou encore le type et les dimensions du conteneur. Pour la plupart des applications, les énergies de
rayonnement gamma intéressantes dans la mesure des déchets radioactifs peuvent aller de quelques
dizaines de keV à 3 MeV. La plage d’énergie des rayonnements gamma peut être réduite selon les
applications et conditions de détection.
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4 Équipement de mesurage
4.1 Généralités
Différents types de systèmes sont actuellement utilisés pour mesurer les rayonnements gamma
issus de colis contenant des déchets radioactifs. La présente Norme internationale n’a pas vocation
à s’attacher à la conception spécifique de tous les types de systèmes possibles. L’objectif est de se
concentrer sur les aspects généraux pertinents tant pour la mise en œuvre dans des configurations de
mesurage spécifiques que pour l’évaluation des performances. L’Annexe A fournit quelques exemples de
systèmes de mesurage actuellement utilisés dans des applications de mesures de déchets. Le contenu de
l’Annexe A est fourni uniquement à titre d’information; il n’a aucun caractère obligatoire ou exhaustif.
Dans les situations où des mesurages sont réalisés sur des colis contenant des déchets radioactifs,
l’objectif du mesurage est généralement de permettre à l’opérateur de déterminer l’activité des
radionucléides d’intérêt à l’intérieur du colis, dans le contexte de l’application. Les informations requises
peuvent varier d’une application à l’autre. Par exemple, les informations nécessaires au contrôle
de la criticité dans le périmètre du site d’origine peuvent former un sous-ensemble de l’inventaire
total des radionucléides présents dans le colis en comprenant uniquement les isotopes fissiles (par
235 239 241
exemple U, Pu, Pu); un inventaire plus complet des radionucléides peut être nécessaire pour
permettre le transport sur la voie publique (par exemple les activités beta et alpha). Des informations
supplémentaires peuvent encore être demandées pour le stockage final des colis de déchets (inventaire
radiologique complet y compris, par exemple, les isotopes de période radioactive longue). De même,
les exigences de performances du système peuvent varier d’une application à l’autre. Dans tous les cas,
cependant, les exigences de fonctionnalité et de performances du système doivent être établies avant le
développement du système.
Ce paragraphe décrit les caractéristiques de base des systèmes actuellement employés pour procéder
aux mesurages des rayonnements gamma sur les colis contenant des déchets nucléaires. La gamme des
systèmes actuellement utilisés commence à partir de systèmes simples (intégrant un seul détecteur,
sans collimation) jusqu’à des systèmes complexes (intégrant plusieurs détecteurs, des techniques de
balayage avancées et des équipements de comptage à la pointe de la technologie).
Pour les colis de déchets présentant une symétrie de révolution, la plupart des systèmes de mesurage
gamma disposent d’une table tournante qui permet de faire tourner le colis pendant le mesurage. Les
colis de forme parallélépipédique sont généralement mesurés plusieurs fois à partir de plusieurs points
et côtés. Ces mesurages multiples et ces rotations sont essentiellement effectués dans le but d’obtenir
les variations moyennes de la réponse du système face à des déchets non homogènes.
Les systèmes de mesurage peuvent être grossièrement classés comme suit, en fonction de leur
géométrie de détection et de leur procédure de mesurage:
— géométrie de détection ouverte; et
— géométrie de détection avec collimateur.
Les systèmes de spectrométrie gamma peuvent utiliser des détecteurs simples ou des détecteurs
multiples pour augmenter les cadences de mesure. La présente Norme internationale fait uniquement
référence aux instruments à détecteur simple, car les caractéristiques de performances des deux types
ne présentent aucune différence majeure malgré le rendement supérieur des systèmes à détecteurs
multiples.
4.2 Géométrie de détection ouverte
La configuration de base pour ce type de mesurage implique un ou plusieurs détecteurs, placés en
position fixe par rapport au colis de déchets. La configuration de géométrie ouverte est telle que toutes
les parties d’un colis contribuent à la réponse du détecteur (voir Figure 1). Il est admis de faire tourner
le colis pendant le mesurage ou de faire la moyenne de plusieurs mesurages relevés dans des directions
différentes afin de réduire l’incertitude de mesure liée à l’absence d’homogénéité de la radioactivité dans
le colis. La décision de faire tourner le colis ou d’effectuer plusieurs acquisitions sous différents angles
de vue dépend de l’hétérogénéité des déchets (matériaux et activité) et de son impact sur l’incertitude.
Le choix peut être le résultat d’un compromis entre les objectifs d’incertitude et les limitations d’ordre
pratique (par exemple, la rotation est couramment utilisée pour les colis cylindriques, contrairement
aux colis cubiques ou parallélépipédiques pour lesquels chaque face est généralement mesurée).
Les systèmes reposant sur ce type de configuration ont l’avantage d’utiliser un matériel plus simple
et d’offrir un rendement de détection généralement supérieur à celui des systèmes employant une
géométrie avec collimateur associé à un système de balayage. L’expérience pratique montre que
les systèmes de mesurage à géométrie ouverte produisent généralement des limites de détection
sensiblement inférieures; en revanche, les résultats de cette méthode sont généralement plus sensibles
à la répartition de l’activité et aux variations de densité de la matrice de déchets.
Si le matériau du déchet et la répartition de l’activité sont connus pour être relativement homogènes,
une technique de transmission gamma peut être utilisée pour corriger l’atténuation de la matrice (effets
de densité et de composition). La partie des déchets interrogée par la source de transmission doit être
autant que possible représentative du volume total. Cette représentativité peut être améliorée au moyen
de plusieurs sources de transmission externes, disposées de manière à interroger la partie supérieure,
à mi-hauteur, et la partie inférieure du colis. Il est également possible d’appliquer un balayage vertical
continu (bien que cette technique s’accompagne d’une configuration matérielle et logicielle plus
complexe). Il est aussi possible de faire tourner le colis pendant le mesurage par transmission gamma
ou de relever plusieurs mesurages dans des directions différentes et d’en faire la moyenne.
Légende
1 blindage
2 détecteur
NOTE Il est recommandé d’utiliser un blindage de réduction du bruit de fond entourant les côtés et parfois
l’arrière du détecteur. En revanche, ce blindage doit être conçu de manière à maintenir l’ensemble du colis dans le
champ de vue du détecteur.
Figure 1 — Géométrie de détection ouverte (source de correction de transmission non
illustrée)
La géométrie de détection ouverte s’applique lorsque les variations de la répartition de l’activité dans
le colis et les autres caractéristiques des déchets (en particulier les hétérogénéités de densité) ne
1)
conduisent pas à une incertitude de mesure trop importante .
En présence de déchets hétérogènes, l’incertitude de mesure peut être excessivement élevée, même
avec une rotation du colis, avec la réalisation de plusieurs mesurages dans différentes directions et
avec un mesurage par transmission gamma. Dans ce cas, l’utilisation d’une géométrie de détection avec
1) La rotation du colis pendant l’acquisition permet de réduire l’incertitude liée à l’hétérogénéité radiale.
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collimateur combinée à des techniques de balayage gamma segmenté (SGS) ou de tomographie gamma
scanner (TGS), voir ci-après, peut se révéler plus adaptée.
NOTE L’incertitude de mesure est abordée en 6.4.
4.3 Géométrie de détection avec collimateur
La collimation peut être utilisée pour limiter le champ de vue du ou des détecteurs à certaines parties
spécifiques du colis de déchets (voir Figure 2). Elle permet de restreindre la taille et l’angle du faisceau
de rayonnement pénétrant dans le détecteur.
Légende
1 blindage
2 détecteur
3 collimateur
4 volume mesuré
Figure 2 — Géométrie de détection avec collimateur
2)
Cette technique est une composante essentielle du balayage gamma segmenté SGS , qui suppose de
restreindre le champ de vue du détecteur de sorte que le spectre obtenu soit le résultat des contributions
de l’activité des radionucléides présents dans des parties spécifiques (segments) du colis, et non du colis
dans son intégralité.
Dans la mesure où les géométries avec collimateur ne voient qu’une petite partie du colis, elles sont
pratiquement toujours associées à une autre méthode afin d’obtenir une vision représentative du colis
complet. Ces méthodes comprennent le balayage horizontal, le balayage vertical, le balayage angulaire
ou la rotation continue, et l’utilisation de plusieurs détecteurs en positions fixes. Ces méthodes sont
souvent employées de façon combinée.
La géométrie du collimateur est fonction du type de balayage employé et de la résolution spatiale
requise.
Plusieurs modes de balayage SGS sont actuellement utilisés:
— le balayage vertical [voir Figure 3 a)], qui consiste à acquérir des spectres gamma verticalement
segmentés, représentatifs des tranches empilées du colis. Le mouvement mécanique peut se faire
2) Dans la pratique, le terme «SGS» fait généralement référence à la simple combinaison d’un balayage vertical et
d’une rotation continue (par opposition à la rotation segmentée, par paliers, du balayage angulaire) du colis. Ici ce
terme est utilisé au sens général.
...
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