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ISO 8529-1:2001 参照中性子線  —  パート1：特性と製造方法 | ページ 6

※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。

3 つのテストと定義

ISO 8529 のこの部分の目的のために、ICRU レポート 33 および 51 に記載されている用語と定義、および以下が適用されます。

3.1

中性子フルエンス

φ

d Nを d aで割った商。ここで、d Nは断面積 d aの球に入射する中性子の数です。

注記1中性子フルエンスの単位はm -2である。よく使われる単位は cm -2です。

3.2

中性子フルエンス率

中性子束密度

φ

d tによる d ϕの商。ここで、d ϕは時間間隔 d tにおける 中性子フルエンス (3.1) の増分です。

注記1中性子フルエンス率の単位はm −2 ×s −1である。

3.3

スペクトル中性子フルエンス

中性子フルエンスのエネルギー分布

φEE

d Eによる d ϕの商、ここで d ϕはEとE + 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

注記1スペクトル中性子フルエンスの単位は m −2 ×J −1である。よく使われる単位は cm -2 ×eV -1です。

3.4

スペクトル中性子フルエンス率

スペクトル中性子束密度

φEE

d tによる d ϕEの商、ここで d ϕEは時間間隔 d tにおけるスペクトル中性子フルエンスの増分

注記1スペクトル中性子フルエンス率の単位は m −2 ×s −1 ×J −1である。よく使われる単位は cm -2 ×s -1 ×eV -1です。

3.5

吸収線量

D

の商 d m 、ここで、 は電離放射線によって質量 d mの物質に与えられる平均エネルギー

注記 1吸収線量の単位は J×kg −1であり、特別な名称はグレイ（Gy）である。

3.6

用量当量

H

組織内の点でのQとDの積。ここで、 Dは吸収線量、 Qはその点での線質係数です。
H = QD

注記 1線量当量の単位は J×kg −1で、特別な名称はシーベルト（Sv）である。

3.7

線量当量率

H

d Hを d tで割った商、ここで d Hは時間間隔 d tにおける用量当量の増分

注記 1線量当量率の単位は J×kg -1 ×s -1で、特別な名前は 1 秒あたりのシーベルト (Sv×s -1 ) です。

3.8

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と中性子フルエンスϕの商で、照射対象物によって妨げられていない放射線場の点で

注記 1:フルエンスから線量当量への変換係数の記述には、線量当量の種類の記述が必要です。たとえば、周囲線量当量または個人線量当量です。それらの具体的な定義とそれぞれの変換係数は、ISO 8529-3 に記載されています。

3.9

特定の時間における特定のエネルギー状態にある放射性核種の量の活動

A

d N+の d tによる商。ここで、d N+は、時間間隔 d tにおけるそのエネルギー状態からの自然核遷移の数の期待値です。

注記 1活動の単位は s −1であり，ベクレル (Bq) という特別な名前が付けられている。

3.10

ある時点における中性子源の中性子源強度

B

d N * を d tで割った商。ここで、d N * は、時間間隔 d tで線源から放出される中性子数の期待値です。

注記1ソース強度の単位はs -1である。

3.11

角度ソース強度

B _

d Ωによる d Bの商。ここで、d Bは、立体角 d Ω内で特定の方向に伝搬する単位時間あたりの中性子の数です。

注記1角度源強度の単位はs −1 ×sr −1である。

3.12

スペクトル ソース強度

中性子源強度のエネルギー分布

BE

d Bの d Eによる商。ここで、d BはEとE + d Eの間のエネルギー間隔における中性子源強度の増分です。

注記1スペクトル源強度の単位はs −1 ×J −1である。よく使われる単位は s −1 ×eV −1です。

注記 2源強度BはBEから次のように導出される。

点線源から距離lで、スペクトル中性子線源強度BE (周囲の物質の影響を無視) で点線源から等方的に放出される中性子による スペクトル中性子フルエンス率φE (3.4) は、次の式で与えられます。

3.13

フルエンス平均中性子エネルギー

スペクトル中性子フルエンスで平均化された中性子エネルギー

3.14

線量当量平均中性子エネルギー

線量当量スペクトルで平均化された中性子エネルギー

注記1上式において、 .

3.15

応答

R

測定器の読みMと測定量の従来の真値との商

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、「フルエンス応答」( Fに関する応答):

または「用量当量反応」（用量当量Hに関する反応）：

参考文献

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[23]ICRP Publication 60, 1990 年、国際放射線防護委員会の勧告、Annals of the ICRP 、Vol. 2.

3 Tests and definitions

For the purposes of this part of ISO 8529, the terms and definitions given in ICRU Reports 33 and 51 and the following apply.

3.1

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

Note 1 to entry: The unit of the neutron fluence is m−2; a frequently used unit is cm−2.

3.2

neutron fluence rate

neutron flux density

φ

quotient of dϕ by d t , where dϕ is the increment of neutron fluence (3.1) in the time interval d t

Note 1 to entry: The unit of the neutron fluence rate is m−2×s−1.

3.3

spectral neutron fluence

energy distribution of the neutron fluence

ϕE

quotient of dϕ by d E , where dϕ is the increment of neutron fluence in the energy interval between E and E + d E

Note 1 to entry: The unit of the spectral neutron fluence is m−2×J−1; a frequently used unit is cm−2×eV−1.

3.4

spectral neutron fluence rate

spectral neutron flux density

φE

quotient of dϕE by d t , where dϕE is the increment of spectral neutron fluence in the time interval d t

Note 1 to entry: The unit for the spectral neutron fluence rate is m−2×s−1×J−1; a frequently used unit is cm−2×s−1×eV−1.

3.5

absorbed dose

D

quotient of by d m , where is the mean energy imparted by ionizing radiation to matter of mass d m

Note 1 to entry: The unit of the absorbed dose is J×kg−1 with the special name gray (Gy).

3.6

dose equivalent

H

product of Q and D at a point in tissue, where D is the absorbed dose and Q is the quality factor at that point
H = QD

Note 1 to entry: The unit for the dose equivalent is J×kg−1 with the special name sievert (Sv).

3.7

dose-equivalent rate

Ḣ

quotient of d H by d t , where d H is the increment of dose equivalent in the time interval d t

Note 1 to entry: The unit for the dose-equivalent rate is J×kg−1×s−1 with the special name sievert per second (Sv×s−1).

3.8

neutron fluence-to-dose-equivalent conversion coefficient

h ϕ

quotient of the neutron dose equivalent, H , and the neutron fluence, ϕ, at a point in the radiation field, undisturbed by the irradiated object

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 or personal dose equivalent. Their specific definitions and respective conversion coefficients are given in ISO 8529-3.

3.9

activity of an amount of radioactive nuclide in a particular energy state at a given time

A

quotient of d N+ by dt, where d N+ is the expectation value of the number of spontaneous nuclear transitions from that energy state in the time interval d t

Note 1 to entry: The unit of the activity is s−1 with the special name Becquerel (Bq).

3.10

neutron source strength of a neutron source at a given time

B

quotient of d N * by d t , where d N * is the expectation value of the number of neutrons emitted by the source in the time interval d t

Note 1 to entry: The unit of the source strength is s−1.

3.11

angular source strength

B Ω

quotient of d B by dΩ, where d B is the number of neutrons per unit time propagating in a specified direction within the solid angle dΩ

Note 1 to entry: The unit of the angular source strength is s−1×sr−1.

3.12

spectral source strength

energy distribution of neutron source strength

BE

quotient of d B by d E , where d B is the increment of neutron source strength in the energy interval between E and E + d E

Note 1 to entry: The unit of the spectral source strength is s−1×J−1; a frequently used unit is s−1×eV−1.

Note 2 to entry: The source strength B is derived from BE as follows:

At a distance l from a point source, the spectral neutron fluence rateφE(3.4) , due to neutrons emitted isotropically from the point source with a spectral neutron source strength BE (neglecting the influence of surrounding material), is given by

3.13

fluence-average neutron energy

neutron energy averaged over the spectral neutron fluence

3.14

dose-equivalent-average neutron energy

neutron energy averaged over the dose-equivalent spectrum

Note 1 to entry: In the above equation, .

3.15

response

R

quotient of the reading, M , of a measuring instrument and the conventional true value of the measured quantity

Note 1 to entry: The type of response should be specified, e.g. “fluence response” (response with respect to F ):

or “dose-equivalent response” (response with respect to dose equivalent H ):

Bibliography

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