ISO 8529-3:1998 参照中性子線—パート3:面積および個人線量計の校正、およびエネルギーと入射角の関数としての応答の決定 | 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 つの定義

この国際規格の目的のために、次の定義が適用されます。

3.1 数量と単位

3.1.1

用量当量

H

組織のある点でのQDの積。ここで、 Dはその点での吸収線量、 Qは品質係数です。
H = QD

[出典: ICRU 51, 1993 [6] ]

注記 1線量当量の単位はジュール毎キログラム (J kg -1 ) で、特別な名称はシーベルト (Sv) である。

3.1.2

周囲線量当量

H *( 10)

対応する拡張され整列された ICRU 球内の照射野によって生成される放射線照射野内の点における線量当量。整列照射野の方向とは反対の半径上で 10 mm の深さ

注記 1周囲線量当量の単位はジュール毎キログラム (J kg −1 ) であり、特別な名前はシーベルト (Sv) である。

注記2:拡張され整列されたフィールドでは,フルエンスとそのエネルギー分布は,実際のフィールドでのテスト時点と同じ値を対象ボリューム全体で持ちます。フィールドは単方向です。

3.1.3

個人線量当量

H ( p )

体の特定の点から 10 mm の深さでの軟部組織における線量当量 (ICRU 51, 1993 [6] )

注記 1個人線量当量の単位はジュール毎キログラム (J kg −1 ) で、特別な名称はシーベルト (Sv) である。

注記 2:レポート 47 [5]で、ICRU は個人線量当量の定義に、ICRU 組織の組成を持つファントムの深さdでの線量当量を含めることを検討しました。次に、個人線量計の校正用のHp (10) は、ICRU 組織 (6.1 を参照) で構成されるファントムの深さ 10 mm での線量当量ですが、校正に使用されるファントムのサイズと形状 (6.2 を参照) です。 2)

3.2 校正係数と応答の決定

3.2.1

影響量

測定の対象ではなくても、測定の結果に影響を与える可能性がある量。

注記1影響量のリストは附属書Aに記載されている。

3.2.2

基準条件

校正係数が補正なしで有効な影響量値のセットを表します

[出典: 3.2.3 の注記も参照]

注記1測定する量の値は,校正する機器の特性に合わせて自由に選択することができる。測定する量は 影響量(3.2.1) ではありません。

3.2.3

標準試験条件

キャリブレーションまたは応答の決定が実行される一連の影響量の値の範囲を表します

注記 1:理想的には、校正は基準条件下で実施する必要があります。これは常に達成可能または便利であるとは限らないため、基準値の周りの (小さな) 間隔を使用できます。これらの偏差によって引き起こされる基準条件下での値からの校正係数の偏差は、原則として補正する必要があります。実際には、対象となる不確実性が基準として機能します。つまり、影響量を明示的な修正によって考慮に入れる必要があるかどうか、またはその影響を不確実性に組み込むことができるかどうかです。型式試験中、試験対象外の影響量のすべての値は、標準試験条件の範囲内で固定されます。標準試験条件は、ISO 8529 のこの部分に適用される参照条件とともに、附属書 A に記載されています。

3.2.4

校正条件

校正中に実際に一般的な標準試験条件の範囲内のもの

3.2.5

テストのポイント

測定すべき 量(3.2.9)の通常の真の値 が知られている放射線場の点。

3.2.6

基準点

校正または試験目的で、試験点に配置される線量計の点。

注記1:測定距離とは、放射線源の対称軸と線量計の基準点との間の距離を指す。詳細については、4.1.5 を参照してください。

3.2.7

基準方向

線量計の座標系における方向。一方向電磁界で放射線入射方向の角度が測定される。

3.2.8

基準方向

入射放射線の方向が線量計の基準方向と一致する線量計の向き。

3.2.9

量の従来の真の値

一次標準または二次標準によって、または一次標準または二次標準に対して校正された参照機器によって決定される、測定される量の値の最良の推定値。

注記 1従来の真の値は,一般に,その差が所与の目的にとって重要でないほど真の値に十分近いと見なされる。

3.2.10

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」(フルエンスΦに関する応答):

または「用量当量応答」(用量当量Hに関する応答):

注記2応答の値は、測定する量の大きさによって異なる場合があります。このような場合、楽器は非線形であると言われます。

注記 3:応答R (フルエンスまたは線量当量に関する) は通常、入射中性子のエネルギーおよび方向分布によって変化します。したがって、入射単色中性子のエネルギーEと入射単方向中性子の方向の関数として応答を考慮することは有用です。 R ( E ) は、応答の「エネルギー依存性」と「角度依存性」を表します。後者の場合、デバイスの基準方向と外部の一方向場の方向との間の角度αで表すことができます。

注記 4:線量計がさまざまなエネルギーと入射角の放射線の組み合わせによって照射される場合、多元素検出器のいくつかの評価アルゴリズムは加算できない場合があります。例えば、線量当量へのそのような2つの寄与、 HおよびHがある場合、対応する2つの読み取り値の合計は、 HH 、すなわちMH,1による単一照射によって引き起こされる読み取り値とは異なる可能性がある。 MH,2MH1 + H2 .このような場合、前の注記で扱った機能は、すべての放射線照射野で線量計を特徴付けるのに十分ではありません。

3.2.11

較正

管理された一連の標準試験条件の下で、測定される量の値の関数として線量計によって与えられる読み取り値の定量的決定。

注記 1:通常、校正条件は、標準試験条件の完全なセットです (附属書 A を参照)定期的な校正は、単純な条件下で行うことができます。これは、メーカーによって実施された校正を確認するため、または線量計の継続的な長期使用中に校正係数が十分に安定しているかどうかを確認するためです。一般に、定期校正の方法は、型式試験の結果に基づいて作成されるか、型式試験の目的の 1 つである可能性があります。ルーチン校正の結果は、標準テスト条件下での校正に可能な限り近似しています。

3.2.12

校正係数

N

計器が測定しようとする量の従来の真の値を計器の読みMで割ったもの(必要に応じて修正)。

例:

個人線量当量に関する線量計の校正係数は、次の式で与えられます。

注記1計器が測定すべき量を示すとき,校正係数Nは無次元である。従来の真の値を正しく示す線量計は、校正係数が 1 です。

注記2:線量計の校正係数の逆数は、基準条件下での応答に等しい。基準条件のみを参照する校正係数とは対照的に、応答は一般的な条件を参照します。

注記3校正係数の値は、測定する量の大きさによって異なる場合があります。このような場合、線量計の応答は非線形であると言われます。

3.2.13

正規化

影響量の特定の範囲にわたって、測定される量のより良い推定値を達成するために、較正係数に係数を乗じる手順。

注記1:基準条件とは異なる条件下で線量計が主に使用される場合は、正規化が実用的である可能性があります。この場合、正規化では、基準条件下と通常の動作条件下での応答の違いが考慮されます。

3.3

中性子フルエンスから線量への換算係数

h_

放射線場のある点における線量当量HとフルエンスΦの商:

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、線量当量のタイプの記述が必要です。たとえば、周囲または個人の線量当量などです。周囲線量当量の変換係数と個人線量当量のhp Φ (10) は、どちらも中性子エネルギーによって大きく変化します。 hp Φ (10) の場合、入射放射の方向によって追加の変動があります。したがって、変換係数を、いくつかの入射角における単色エネルギー中性子のエネルギーEの関数h Φ ( E ) として考えることが有用です。この一連の基本データは、変換関数と呼ばれることがよくあります。

参考文献

[1]BIPM/IEC/IFCC/ISO/IUPAC/IUPAP/OIML:1993, 測定における不確かさの表現に関するガイド。
[2]ICRU レポート 33:1990, 放射線の量と単位。 ICRU, ワシントン DC
[3]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 — ICRU, Bethesda, M
[4]ICRU レポート 43:1988, 外部放射線源からの線量当量の決定 — 2. ICRU, ベセスダ、M
[5]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。 ICRU, ベセスダ、M
[6]ICRU レポート 51:1993, 放射線防護線量測定における数量と単位。 ICRU, ベセスダ、M
[7]IEC 1005:1990, 放射線防護に使用するポータブル中性子周囲線量当量率計。ジュネーブ。
[8]IEC 1525:1996, 放射線防護計装 —X, ガンマ、高エネルギー ベータおよび中性子放射線 — 直読個人線量当量および/または線量当量レート モニター。
[9]ICRP Publication 21:1971, 外部ソースからの電離放射線に対する保護のためのデータ。
[10]ICRP Publication 60:1990, 国際放射線防護委員会の勧告。 ICRP の年報、21, 1-3 ( 1991 年)
[11]ICRP Publication 74:1995, 外部放射線に対する放射線防護に使用する変換係数。 ICRP の年報、27, 4 ( 1996 年)
[12]McDonald 、JC, Tanner 、JE, Stewart 、RD, Michel 、R, Murphy 、MK およびTraub 、RJ: 中性子c読み取りに対するファントムのサイズと組成の影響。放射線防護線量測定 59 (1995), pp. 263-268.

3 Definitions

For the purposes of this International Standard, the following definitions apply:

3.1 quantities and units

3.1.1

dose equivalent

H

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

[SOURCE: ICRU 51, 1993 [6] ]

Note 1 to entry: The unit of the dose equivalent is joule per kilogram (J·kg−1) with the special name sievert (Sv).

3.1.2

ambient dose equivalent

H*( 10)

dose equivalent at a point in a 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 opposing the direction of the aligned field

Note 1 to entry: The unit of the ambient dose equivalent is joule per kilogram (J·kg−1 ) with the special name sievert (Sv).

Note 2 to entry: In the expanded and aligned field, the fluence and its energy distribution have the same value throughout the volume of interest as at the point of test in the actual field; the field is unidirectional.

3.1.3

personal dose equivalent

Hp(10)

dose equivalent in soft tissue (ICRU 51, 1993 [6] ) at a depth of 10 mm below a specified point on the body

Note 1 to entry: The unit of the personal dose equivalent is joule per kilogram (J·kg−1) with the special name sievert (Sv).

Note 2 to entry: In Report 47 [5] , the ICRU has considered the definition of the personal dose equivalent to include the dose equivalent at a depth d in a phantom having the composition of ICRU tissue. Then Hp(10), for the calibration of personal dosimeters, is the dose equivalent at 10 mm depth in a phantom composed of ICRU tissue (see 6.1), but of the size and shape of the phantom used for calibration (see 6.2.2).

3.2 calibration factor and response determination

3.2.1

influence quantity

quantity that may have a bearing on the result of a measurement without being the subject of the measurement

Note 1 to entry: A list of influence quantities is given in annex A.

3.2.2

reference conditions

represent the set of influence quantity values for which the calibration factor is valid without any correction

[SOURCE: See also the note to 3.2.3.]

Note 1 to entry: The value for the quantity to be measured may be chosen freely in agreement with the properties of the instrument to be calibrated. The quantity to be measured is not an influence quantity (3.2.1) .

3.2.3

standard test conditions

represent the range of values of a set of influence quantities under which a calibration or a determination of the response is carried out

Note 1 to entry: Ideally, calibrations should be carried out under reference conditions. As this is not always achievable or convenient, a (small) interval around the reference values can be used. The deviations of the calibration factor from its value under reference conditions caused by these deviations should in principle be corrected for. In practice, the uncertainty aimed at serves as a criterion: whether the influence quantity has to be taken into account by an explicit correction or whether its effect may be incorporated into the uncertainty. During type tests, all values of influence quantities which are not the subject of the test are fixed within the interval of the standard test conditions. The standard test conditions, together with the reference conditions applicable to this part of ISO 8529, are given in annex A.

3.2.4

calibration conditions

those within the range of standard test conditions actually prevailing during the calibration

3.2.5

point of test

point in the radiation field at which the conventional true value of a quantity (3.2.9) to be measured is known

3.2.6

reference point

point of a dosimeter which is placed at the point of test, for calibration or test purposes

Note 1 to entry: The distance of measurement refers to the distance between the axis of symmetry of the radiation source and the reference point of the dosimeter. For further explanation see 4.1.5.

3.2.7

reference direction

direction in the coordinate system of the dosimeter, with respect to which the angle of the direction of radiation incidence is measured in unidirectional fields

3.2.8

reference orientation

orientation of a dosimeter for which the direction of incident radiation coincides with the reference direction of the dosimeter

3.2.9

conventional true value of a quantity

best estimate of the value of the quantity to be measured, determined by a primary or secondary standard or by a reference instrument that has been calibrated against a primary or secondary standard

Note 1 to entry: A conventional true value is, in general, regarded as being sufficiently close to the true value for the difference to be insignificant for the given purpose.

3.2.10

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 fluence Φ):

or"dose equivalent response" (response with respect to dose equivalent H):

Note 2 to entry: The value of the response may vary with the magnitude of the quantity to be measured. In such cases an instrument is said to be non-linear.

Note 3 to entry: The response R (with respect to fluence or dose equivalent) usually varies with the energy and directional distribution of the incident neutrons. It is, therefore, useful to consider the response as a function of the energy E of incident monoenergetic neutrons and of the direction of incident monodirectional neutrons. R(E) describes the"energy dependence" and the"angle dependence" of the response; for the latter, may be expressed by the angle α between the reference orientation of the device and the direction of an external monodirectional field.

Note 4 to entry: Some evaluation algorithms of multi-element detectors may not be additive, if the dosimeter is irradiated by a combination of radiations of various energies and angles of incidence. For example, if there are two such contributions to the dose equivalent, H1 and H2, the sum of the two corresponding readings may differ from the reading caused by a single irradiation with H1 + H2, i. e. MH,1 + MH,2MH1 + H2. In such cases, the function , dealt with in the previous note is not sufficient to characterize the dosimeter in all radiation fields.

3.2.11

calibration

quantitative determination, under a controlled set of standard test conditions, of the reading given by a dosimeter as a function of the value of the quantity to be measured

Note 1 to entry: Normally, the calibration conditions are the full set of standard test conditions (see annex A). A routine calibration can be performed, under simplified conditions, either to check the calibration carried out by the manufacturer or to check whether the calibration factor is sufficiently stable during a continued long-term use of a dosimeter. In general, the methods of a routine calibration will be worked out on the basis of the results of a type test or it may be one of the objectives of a type test, to establish the procedures for a routine calibration in a way that the result of a routine calibration approximates that of a calibration under standard test conditions as closely as possible.

3.2.12

calibration factor

N

conventional true value of the quantity the instrument is intended to measure, divided by the instrument's reading, M (corrected if necessary)

EXAMPLE:

The calibration factor of a dosimeter with respect to personal dose equivalent is given by:

Note 1 to entry: The calibration factor N is dimensionless when the instrument indicates the quantity to be measured. A dosimeter indicating the conventional true value correctly has a calibration factor of unity.

Note 2 to entry: The reciprocal of the calibration factor of a dosimeter is equal to the response under reference conditions. In contrast to the calibration factor which refers to the reference conditions only, the response refers to any conditions prevailing.

Note 3 to entry: The value of the calibration factor may vary with the magnitude of the quantity to be measured. In such cases, the dosimeter is said to have a non-linear response.

3.2.13

normalization

procedure in which the calibration factor is multiplied with a factor in order to achieve, over a certain range of influence quantities, a better estimate of the quantity to be measured

Note 1 to entry: A normalization may be practical when a dosimeter will be used mostly under conditions differing from the reference conditions. In this case, the normalization takes account of differences in response under reference conditions and under conditions of normal operation.

3.3

neutron fluence-to-dose equivalent conversion coefficient

hΦ

quotient of the dose equivalent, H, and the fluence, Φ, at a point in the radiation field:

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 or personal dose equivalent. The conversion coefficients for the ambient dose equivalent and hpΦ (10) for the personal dose equivalent both vary strongly with neutron energy. For hpΦ (10), there is an additional variation with the direction of the incident radiation. It is, therefore, useful to consider the conversion coefficient as a function hΦ (E) of the energy E of monoenergetic neutrons at several angles of incidence. This set of basic data is frequently called a conversion function.

Bibliography

[1]BIPM/IEC/IFCC/ISO/IUPAC/IUPAP/OIML:1993, Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement.
[2]ICRU Report 33:1990, Radiation Quantities and Units. ICRU, Washington, D.C.
[3]ICRU Report 39:1985, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources — ICRU, Bethesda, MD.
[4]ICRU Report 43:1988, Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources — 2. ICRU, Bethesda, MD.
[5]ICRU Report 47:1992, Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations. ICRU, Bethesda, MD.
[6]ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. ICRU, Bethesda, MD.
[7]IEC 1005:1990, Portable neutron ambient dose equivalent rate-meters for use in radiation protection. Geneva.
[8]IEC 1525:1996, Radiation protection instrumentation —X, gamma, high energy beta and neutron radiations — Direct reading personal dose equivalent and/or dose equivalent rate monitors.
[9]ICRP Publication 21:1971, Data for Protection against Ionizing Radiation from External Sources.
[10]ICRP Publication 60:1990, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, 21 , 1-3 (1991).
[11]ICRP Publication 74:1995, Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation. Annals of the ICRP, 27 , 4 (1996).
[12]McDonald, J.C., Tanner, J.E., Stewart, R.D., Michel, R., Murphy, M.K. and Traub, R.J.: Effect of Phantom Size and Composition on Neutron Dosemeter Reading. Radiation Protection Dosimetry 59 (1995), pp. 263-268.