ISO 12789-2:2008 参照放射場—シミュレートされた職場の中性子場—パート2:基本量に関連する校正の基礎 | ページ 5

※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。

2 用語と定義

このドキュメントでは、次の用語と定義が適用されます。

2.1

表示

読む

M

測定器または測定システムによって提供される量の値

注記 1表示は視覚的または音響的形式で提示されるか、または別の装置に転送される場合があります。多くの場合、アナログ出力の場合はディスプレイ上のポインターの位置、デジタル出力の場合は表示または印刷された数値、コード出力の場合はコード パターン、または材料メジャーの場合は割り当てられた数量値によって示されます。

注記2測定される量の表示とそれに対応する値は、必ずしも同種の量の値であるとは限りません。

[出典: ISO/IEC Guide 99:2007, 4.1]

2.2

従来の数量値

量の従来の値

所定の目的のための量への合意によって帰せられる量の値

例 1:

自由落下の標準加速度 (以前は「重力による標準加速度」と呼ばれていました) gn = 9.806 65 m s -2

例 2:

ジョセフソン定数の従来の数量値、 KJ-90 = 483 597.9 GHz V -1

例 3:

与えられた質量標準の従来の量の値、 m = 100.003 47

注記1この概念に対して「従来の真の数量値」という用語が使用されることがあるが,その使用は推奨されない。

注記2従来の数量値が真の数量値の推定値である場合がある。

注記3従来の量の値は,一般に,適切に小さい測定の不確かさ(ゼロの場合もある)に関連するものとして受け入れられている。

[出典: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12]

2.3

中性子フルエンス

Φ

d Nの d aによる商。ここで、d Nは式 (1) で与えられるように、断面積 d aの球に入射する中性子の数です。

(1)

注記1中性子フルエンスの単位はマイナス2(m -2 )まで測定される。

2.4

中性子フルエンス率

φ

d tによる d Φの商。ここで、d Φは、式 (2) で与えられるように、時間間隔 d tにおける中性子フルエンスの増分です。

(2)

注記1:中性子フルエンス率の単位は,負の2倍の逆数秒(m -2 s -1 )まで測定される。

注記2この量は中性子束密度とも呼ばれる。

2.5

中性子フルエンスのエネルギー分布

E

d Eによる d Φの商。ここで、d ΦEE + d Eの間のエネルギー間隔における中性子フルエンスの増分であり、式 (3) で与えられます。

(3)

注記1中性子フルエンスのエネルギー分布の単位は,メートルから負の2倍の逆ジュール(m -2 J -1 )までである。

2.6

中性子フルエンスのエネルギーと方向の分布

ΦEEΩ

(E_EEE___ ):

(4)

注記1中性子フルエンスのエネルギー分布と方向分布の単位は,メートルから負の2×逆数ジュール×逆数ステラジアン(m -2 J -1sr-1 )である。

2.7

深さ 10 mm での周辺線量当量

H* (10)

対応する拡張され整列された照射野によって生成される放射線照射野の点での線量当量。ICRU球において、整列された照射野の方向とは反対の半径で深さ10m

注記 1周囲線量当量の単位は、ジュール×キログラムの逆数 (J kg -1 ) であり、特別な名称のシーベルト (Sv) を使用する。

2.8

深さ 10 mm での個人線量当量

H ( p )

体の特定の点から 10 mm の深さの軟部組織における線量当量。

注記 1個人線量当量の単位は、ジュール×キログラムの逆数 (J kg -1 ) であり、特別な名称であるシーベルト (Sv) がある。

注記 2: ICRU レポート 47 [12]において、ICRU は、個人線量当量の定義に、ICRU 組織の組成を有するファントムの深さdにおける線量当量が含まれると考えています。次に、個人用線量計の校正の H p (10) は、ICRU 組織で構成されたファントムの深さ 10 mm での線量当量ですが、校正に使用したファントムのサイズと形状 (30 cm × 30 cm × 15 cm 平行六面体) および変換係数hp,slab (10) は、この構成に対して計算されます。

2.9

中性子フルエンスから線量当量への換算係数

h_

中性子線量当量Hと放射線場のある点における中性子フルエンスΦとの商であり、式 (5) で与えられます。

(5)

注記1:hから線量hへの換算係数の記述には,線量当量のタイプの記述が必要である.

2.10

応答

R

表示または読み取り値を、それを引き起こす量の従来の値で割ったもの

注記1:応答のタイプを指定する必要があります。たとえば、式(6)で与えられる「フルエンス応答」です。

(6)


または「用量当量応答」、式 (7) で与えられます。

(7)


Mが速度の測定値である場合、量フルエンスΦと線量当量Hは、それぞれフルエンス率φと線量当量率に置き換えられます。

2.11

校正係数

N

基準条件で応答を求めたときの応答の逆数

注記 1校正係数とは,測定すべき量の値を得るために読み値Mに乗ずる係数である。

2.12

フルエンスに関する応答のエネルギー依存性

RΦ ( E )

中性子エネルギーEの関数としてのフルエンスΦに対する応答R

2.13

用量当量に関する応答のエネルギー依存性

RH ( E )

中性子エネルギーEの関数としての線量当量Hに対する応答R

2.14

テストのポイント

測定される量の従来の値が決定される放射線照射野内の点。

2.15

基準点

校正または試験目的で試験点に配置される点。

参考文献

[1]Thomas、DJおよびK lein、 H.、Eds. (2003): 放射線防護のための中性子および光子分光法。輝く。 Prot.ドシム。 107 号1/3
[2]ICRU レポート 66 (2002): 中性子の運用線量相当量の決定 — 放射線単位および測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[3]Bartlett, DT, Drake , P, dErrico , F, Luszik - Bhadra , M , Matzke, M and T anner , RJ (2002): 中性子フルエンスの方向分布の重要性と決定方法。原子力楽器Meth. in Phys. Res. A 476 , pp. 386-394
[4]Luszik-Bhadra 、M. Reginatto 、M. およびLacoste 、V. (2004): 作業現場における中性子および光子フルエンスのエネルギーおよび方向分布の測定。輝く。 Prot.ドシム。 110 頁 237-241
[5]Siebert , BRL (2002): 中性子分光分析のモンテカルロ粒子輸送計算における感度と不確実性の評価。原子力楽器Meth. in Phys. Res. A 476 , pp. 256-262
[6]Schuhmacher , H.、H ollnagel , R. およびSiebert , BRL (1994): 中性子のフルエンスから周囲線量への等価変換係数の計算に影響を与えるパラメータの感度研究。輝く。 Prot.ドシム。 54, 221-225 ページ
[7]Schuhmacher , H. and Siebert , BRL (1992): 新しい ICRP 勧告に基づく中性子の品質係数と周囲線量当量。輝く。 Prot.ドシム。 40, 85-89 ページ
[8]ISO/IEC Guide 98, 測定における不確かさの表現へのガイド (GUM)
[9]Thomas DJ, Chartier JL 、 KleinH, Naismith OF, PosnyF, およびTaylor GC (1997): Cadarache Moderator Assembly での大規模中性子分光法および線量測定比較演習の結果。輝く。 Prot.ドシム。 70 、いいえ。 1/4, 313~322ページ
[10]Gressier V.、L acoste V.、L ebreton L.、M uller H.、 Pelcot G.、 Bakali 、 Fernández F.、T ómas M.、 Roberts NJ, T homas DJ, Reginatto M. 、W iegel B. および W ittstock J. (2004): IRSN 施設 CANEL/T400 の特性評価、キャリブレーションおよびテスト目的で現実的な中性子場を生成、Radia Prot.ドシム。 110 (1-4), pp. 523-527.
[11]L uszik -B hadra M.、 Bolognese -M ilsztajn T.、 Boschung M.、C oeck M.、 Curzio G.、d' Errico F.、 Fiechtner A.、L acoste V.、 Lindborg L.、 Reginatto M.、 Schuhmacher H.、 Tanner R.、 Vanhavere F. (2005): 中性子の方向分布と作業現場における個人線量当量の基準値。 Radiation Protection Dosimetry, Vienna 2005 Special Issue ( 2007 年 3 月 15 日に公開されたアドバンス アクセス、doi:10.1093/rpd/ncm189)
[12]ICRU レポート 47:1992, 外部光子および電子放射線からの線量当量の測定— 放射線単位および測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[13]ICRP Publication 60:1991, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection - Annals of the ICRP, 21 (1-3) - International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford
[14]ICRP Publication 74:1997, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation — ICRP の年報、 26 (3) — International Commission on Radiological Protection, ペルガモン プレス、オックスフォード
[15]ICRU レポート 39:1985, 外部放射線源に起因する線量当量の決定— 放射線単位および測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[16]ICRU レポート 51:1993, 放射線防護線量測定における量と単位— 放射線単位および測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[17]ICRU レポート 57:1998, 外部放射線に対する放射線防護に使用するための変換係数— 放射線単位および測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[18]ICRU レポート 60:1998, 電離放射線の基本的な量と単位— 放射線単位と測定に関する国際委員会、メリーランド州ベセスダ
[19]ISO 852, 参照中性子放射線
[20]ISO/IEC Guide 99:2007, 計量に関する国際語彙 — 基本的および一般的な概念と関連用語 (VIM)

2 Terms and definitions

For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.

2.1

indication

reading

M

quantity value provided by a measuring instrument or a measuring system

Note 1 to entry: An indication may be presented in visual or acoustic form or may be transferred to another device. An indication is often given by the position of a pointer on the display for analog outputs, a displayed or printed number for digital outputs, a code pattern for code outputs, or an assigned quantity value for material measures.

Note 2 to entry: An indication and a corresponding value of the quantity being measured are not necessarily values of quantities of the same kind.

[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 4.1]

2.2

conventional quantity value

conventional value of a quantity

quantity value attributed by agreement to a quantity for a given purpose

EXAMPLE 1:

Standard acceleration of free fall (formerly called “standard acceleration due to gravity”) gn = 9,806 65 m·s−2.

EXAMPLE 2:

Conventional quantity value of the Josephson constant, KJ-90 = 483 597,9 GHz V−1.

EXAMPLE 3:

Conventional quantity value of given mass standard, m = 100,003 47 g.

Note 1 to entry: The term “conventional true quantity value” is sometimes used for this concept, but its use is discouraged.

Note 2 to entry: Sometimes a conventional quantity value is an estimate of a true quantity value.

Note 3 to entry: A conventional quantity value is generally accepted as being associated with a suitably small measurement uncertainty, which might be zero.

[SOURCE: ISO/IEC Guide 99:2007, 2.12]

2.3

neutron fluence

Φ

quotient of d N by d a , where d N is the number of neutrons incident on a sphere of cross-sectional area d a , as given in Equation (1):

(1)

Note 1 to entry: The unit of the neutron fluence is metres to the negative 2 (m−2).

2.4

neutron fluence rate

φ

quotient of dΦ by d t , where dΦ is the increment of neutron fluence in the time interval d t , as given in Equation (2):

(2)

Note 1 to entry: The unit of neutron fluence rate is metres to the negative 2 times reciprocal seconds (m−2 s−1).

Note 2 to entry: This quantity is also termed neutron flux density.

2.5

energy distribution of the neutron fluence

Φ E

quotient of dΦ by d E , where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + d E , as given in Equation (3):

(3)

Note 1 to entry: The unit of the energy distribution of the neutron fluence is metres to the negative 2 times reciprocal joules (m−2·J−1)

2.6

energy and direction distribution of the neutron fluence

ΦE ,Ω

quotient of dΦ by d E and dΩ, where dΦ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + d E and the solid angle interval between Ω and Ω + dΩ, as given in Equation (4):

(4)

Note 1 to entry: The unit of the energy and direction distribution of the neutron fluence is metres to the negative 2 times reciprocal joules times reciprocal steradians (m−2 J−1sr−1).

2.7

ambient dose equivalent at 10 mm depth

H*(10)

dose equivalent at a point in the radiation field that would be produced by the corresponding expanded and aligned field, in the ICRU sphere at a depth of 10 mm on the radius opposite the direction of the aligned field

Note 1 to entry: The unit of ambient dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J kg−1) with the special name of sievert (Sv).

2.8

personal dose equivalent at 10 mm depth

Hp(10)

dose equivalent in soft tissue at a depth of 10 mm below a specified point on the body

Note 1 to entry: The unit of personal dose equivalent is joules times reciprocal kilograms (J kg−1) with the special name of sievert (Sv).

Note 2 to entry: In ICRU Report 47 [12] , the ICRU considers the definition of the personal dose equivalent to include the dose equivalent at a depth, d , in a phantom having the composition of ICRU tissue. Then, Hp(10) for the calibration of personal dosemeters is the dose equivalent at a depth of 10 mm in a phantom composed of ICRU tissue, but of the size and shape of the phantom used for calibration (30 cm × 30 cm × 15 cm parallelepiped) and the conversion coefficients, hp,slab(10), are calculated for this configuration.

2.9

neutron fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient

hΦ

quotient of the neutron dose equivalent, H , by the neutron fluence, Φ, at a point in the radiation field, as given in Equation (5):

(5)

Note 1 to entry: Any statement of a fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient requires a statement of the type of dose equivalent, e.g. ambient dose equivalent h*Φ or personal dose equivalent hp,slab Φ .

2.10

response

R

indication or reading divided by the conventional value of the quantity causing it

Note 1 to entry: The type of response should be specified, e.g., “fluence response”, as given in Equation (6):

(6)


or “dose equivalent response”, as given in Equation (7):

(7)


If M is a measurement of a rate, then the quantities fluence, Φ, and dose equivalent, H , are replaced by fluence rate, φ, and dose equivalent rate, , respectively.

2.11

calibration factor

N

reciprocal of the response when the response is determined under reference conditions

Note 1 to entry: The calibration factor is the coefficient by which the reading, M , is multiplied to obtain the value of the quantity to be measured.

2.12

energy dependence of response with respect to fluence

RΦ (E)

response, R , with respect to fluence, Φ, as a function of neutron energy, E

2.13

energy dependence of response with respect to dose equivalent

RH (E)

response, R , with respect to dose equivalent, H , as a function of neutron energy, E

2.14

point of test

point in the radiation field at which the conventional value of a quantity being measured is determined.

2.15

reference point

point placed at the point of test for calibrating or testing purposes

Bibliography

[1]Thomas, D.J. and Klein, H., Eds. (2003): Neutron and photon spectrometry techniques for radiation protection. Radiat. Prot. Dosim. 107 Nos. 1/3
[2]ICRU Report 66 (2002): Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons — International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[3]Bartlett, D.T., Drake, P., d'Errico, F., Luszik-Bhadra, M., Matzke, M. and Tanner, R.J. (2002): The importance of the direction distribution of neutron fluence, and methods of determination. Nucl. Instrum. Meth. in Phys. Res. A 476 , pp. 386-394
[4]Luszik-Bhadra, M. Reginatto, M. and Lacoste, V. (2004): Measurement of energy and direction distribution of neutron and photon fluences in workplace fields. Radiat. Prot. Dosim. 110 , pp. 237-241
[5]Siebert, B.R.L. (2002): Assessment of sensitivities and uncertainties in Monte Carlo particle transport calculations for neutron spectrometry. Nucl. Instrum. Meth. in Phys. Res. A 476 , pp. 256-262
[6]Schuhmacher, H., Hollnagel, R. and Siebert, B.R.L. (1994): Sensitivity Study of Parameters Influencing Calculations of Fluence-to-Ambient Dose Equivalent Conversion Coefficients for Neutrons. Radiat. Prot. Dosim. 54 , pp. 221-225
[7]Schuhmacher, H. and Siebert, B.R.L. (1992): Quality Factors and Ambient Dose Equivalent for Neutrons Based on the New ICRP Recommendation. Radiat. Prot. Dosim. 40 , pp. 85-89
[8]ISO/IEC Guide 98, Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM)
[9]Thomas, D.J., Chartier, J.-L., Klein, H., Naismith, O.F., Posny, F. and Taylor, G.C. (1997): Results of a Large Scale Neutron Spectrometry and Dosimetry Comparison Exercise at the Cadarache Moderator Assembly. Radiat. Prot. Dosim. 70 , No. 1/4, pp. 313-322
[10]Gressier V., Lacoste V., Lebreton L., Muller H., Pelcot G., Bakali ., Fernández F., Tómas M., Roberts N.J., Thomas D.J., Reginatto M., Wiegel B. and Wittstock J. (2004): Characterization of the IRSN Facility CANEL/T400 producing realistic neutron fields for calibration and test purposes, Radiat. Prot. Dosim. 110 (1-4), pp. 523-527.
[11]Luszik-Bhadra M., Bolognese-Milsztajn T., Boschung M., Coeck M., Curzio G., d’Errico F., Fiechtner A., Lacoste V., Lindborg L., Reginatto M., Schuhmacher H., Tanner R. and Vanhavere F. (2005): Direction distributions of neutrons and reference values of the personal dose equivalent in workplace fields. Radiation Protection Dosimetry, Vienna 2005 Special Issue (Advance Access published on March 15, 2007, doi:10.1093/rpd/ncm189)
[12]ICRU Report 47:1992, Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations — International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[13]ICRP Publication 60:1991, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection — Annals of the ICRP, 21 (1-3) — International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford
[14]ICRP Publication 74:1997, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation — Annals of the ICRP, 26 (3) — International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford
[15]ICRU Report 39:1985, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources —International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[16]ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry — International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[17]ICRU Report 57:1998, Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation— International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[18]ICRU Report 60:1998, Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation— International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD
[19]ISO 8529 (all parts), Reference neutron radiations
[20]ISO/IEC Guide 99:2007, International vocabulary of metrology — Basic and general concepts and associated terms (VIM)