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※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。
1 スコープ
ISO 8529 のこの部分では、放射線防護の目的で使用される中性子測定装置を校正し、中性子エネルギーの関数としての応答を決定するために、熱から 20 MeV までのエネルギー範囲で参照中性子放射線を指定します。参照放射線は、最大 1 × 10 9 m -2 s -1の中性子フルエンス率に対して与えられ、1 MeV の中性子エネルギーで、最大 100 mSv h -1の線量当量率に対応します。
ISO 8529 のこの部分は、中性子参照放射線の生成方法と特性評価方法のみに関係しています。これらの放射線を校正に適用する手順は、ISO 8529-2 および ISO 8529-3 に記載されています。
指定された参照放射線は次のとおりです。
- 減速材の源からの中性子を含む、放射性核種源からの中性子;
- 加速器からの荷電粒子との核反応によって生成される中性子。
- 原子炉からの中性子。
それらの生成方法と使用方法を考慮して、これらの参照放射線は、ISO 8529 のこの部分の目的のために、次の 2 つの別個のセクションに分割されます。
- 箇条 4 では、中性子測定装置の校正用に広いスペクトルを持つ放射性核種中性子源が指定されています。これらの線源は、中性子測定装置の定期的な校正に携わる研究所で使用されるべきであり、その特定の設計はすでに型式試験が行われています。
- 箇条 5 では、中性子エネルギーの関数として中性子測定装置の応答を決定するために、加速器で生成された単色エネルギー中性子と、広いまたは準単色エネルギースペクトルをもつ原子炉で生成された中性子が指定されています。これらの参照放射線は、専門の設備の整った研究所で生成されるため、最小限の実験の詳細のみが示されています。
中性子フルエンスを放射線防護の目的で推奨される量に変換するために、変換係数は、規範附属書 A に示されているスペクトルに基づいて計算され、フルエンスから線量に相当する変換係数を中性子エネルギーの関数として使用して計算されています。 ICRP 刊行物 74 および ICRU レポート 5
1 Scope
This part of ISO 8529 specifies the reference neutron radiations, in the energy range from thermal up to 20 MeV, for calibrating neutron-measuring devices used for radiation protection purposes and for determining their response as a function of neutron energy. Reference radiations are given for neutron fluence rates of up to 1 × 109 m−2·s−1, corresponding, at a neutron energy of 1 MeV, to dose-equivalent rates of up to 100 mSv·h−1.
This part of ISO 8529 is concerned only with the methods of producing and characterizing the neutron reference radiations. The procedures for applying these radiations for calibrations are described in ISO 8529-2 and ISO 8529-3.
The reference radiations specified are the following:
- neutrons from radionuclide sources, including neutrons from sources in a moderator;
- neutrons produced by nuclear reactions with charged particles from accelerators;
- neutrons from reactors.
In view of the methods of production and use of them, these reference radiations are divided, for the purposes of this part of ISO 8529, into the following two separate sections.
- In clause 4, radionuclide neutron sources with wide spectra are specified for the calibration of neutron-measuring devices. These sources should be used by laboratories engaged in the routine calibration of neutron-measuring devices, the particular design of which has already been type tested.
- In clause 5, accelerator-produced monoenergetic neutrons and reactor-produced neutrons with wide or quasi monoenergetic spectra are specified for determining the response of neutron-measuring devices as a function of neutron energy. Since these reference radiations are produced at specialized and well equipped laboratories, only the minimum of experimental detail is given.
For the conversion of neutron fluence into the quantities recommended for radiation protection purposes, conversion coefficients have been calculated based on the spectra presented in normative annex A and using the fluence-to-dose-equivalent conversion coefficients as a function of neutron energy as given in ICRP Publication 74 and ICRU Report 57.