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ISO 8529-3:2023 中性子基準放射線場 — Part 3: 面積線量計および個人線量計の校正と、中性子エネルギーと入射角の関数としてのそれらの応答の決定 | ページ 2

※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。

序文

ISO (国際標準化機構) は、国家標準化団体 (ISO メンバー団体) の世界的な連合体です。国際規格の作成作業は通常、ISO 技術委員会を通じて行われます。技術委員会が設立された主題に関心のある各会員団体は、その委員会に代表される権利を有します。政府および非政府の国際機関も ISO と連携してこの作業に参加しています。 ISO は、電気技術の標準化に関するあらゆる事項について、国際電気標準会議 (IEC) と緊密に協力しています。

この文書の作成に使用される手順と、そのさらなる保守を目的とした手順は、ISO/IEC 指令Part 1 部に記載されています。特に、さまざまなタイプの ISO 文書に必要なさまざまな承認基準に注意する必要があります。この文書は、ISO/IEC 指令Part 2 部の編集規則に従って起草されました ( www.iso.org/directives を参照)

この文書の要素の一部が特許権の対象となる可能性があることに注意してください。 ISO は、かかる特許権の一部またはすべてを特定する責任を負わないものとします。文書の作成中に特定された特許権の詳細は、序論および/または受け取った特許宣言の ISO リストに記載されます ( www.iso.org/patents を 参照)

本書で使用されている商号は、ユーザーの便宜のために提供された情報であり、推奨を構成するものではありません。

規格の自主的な性質、適合性評価に関連する ISO 固有の用語と表現の意味、および貿易の技術的障壁 (TBT) における世界貿易機関 (WTO) 原則への ISO の準拠に関する情報については、以下を参照してください。次の URL: www.iso.org/iso/foreword.html

この文書は、ISO/TC 85 技術委員会、原子力エネルギー、原子力技術、および放射線防護、小委員会 SC 2, 放射線防護によって作成されました。

この第 2 版は、技術的に改訂された第 1 版 (ISO 8529-3:1998) を廃止し、置き換えます。

主な変更点は以下のとおりです。

  • ISO 8529-1:2021 の第 2 版と最終版では、放射性核種源で生成される中性子基準放射線場と単エネルギー中性子で生成される中性子基準放射線場が改訂され、中性子フルエンスから周囲線量当量または個人線量当量への新しい変換係数の計算が必要になりました。

ISO 8529 シリーズのすべての部品のリストは、ISO の Web サイトでご覧いただけます。

序章

この文書は、中性子線の線量計および線量率計の校正に関する ISO 8529-1 および ISO 8529-2 と密接に関連しています。 ISO 8529-1 は、熱から最大 20 MeV までのエネルギー範囲の基準中性子放射場とその生成方法を指定します。 ISO 8529-2 は、放射線場を特徴付ける基本量に関連する放射線防護装置の校正の基本を説明し、外部影響の補正に重点を置いて校正源によって生成される放射線防護装置の校正条件を実現するために使用される手順を指定します。

この文書では、地域および個人のモニタリングのための線量計について説明します。特に指定がない限り、「線量計」という言葉は常に両方を指します。地域線量計はエリアモニターまたはエリアサーベイメーターと呼ばれることが多く、個人モニタリング用の線量計は個人線量計または個人線量計と呼ばれることがよくあります。この文書は、国際放射線単位測定委員会 (ICRU) の運用量の観点から応答を校正および決定する手順について説明します。これらは ICRU レポート 39 [ 1] および ICRU レポート 51 [ 2] で定義されています。放射線防護の目的では、これらの操作量は防護量に対する十分に正確な近似値であると考えられます。この文書では、適切なファントムの変換係数を使用して、体内で定義された深さ 10 mm での操作量の評価に重点を置きます。冷中性子は、線量測定において特別な問題を引き起こす可能性があり、光子と中性子の両方を測定するように設計された機器の光子校正と同様に、この文書の範囲外です。

線量計の応答の決定は、基本的に 3 段階のプロセスです。まず、中性子フルエンスなどの一次量が試験時点で決定されます。次に、校正中のデバイスの基準点をテスト点に配置して、フルエンス応答を決定します。第三に、適切な操作量に対する装置の応答は、物理量 (フルエンス) を操作量 (線量当量) に関連付ける変換係数を適用することによって決定されます。この文書は、中性子のそれぞれの ICRU 運用量に関して、面積線量計および個人線量計の応答を決定するために使用される方法と変換係数について説明します。

1 スコープ

この文書は、中性子線野を参照して地域および個人のモニタリングのために防護レベル線量計および線量率計を校正する人のためのガイダンスを提供します。これには、中性子のエネルギーと入射角の関数としての応答の決定が含まれます。 ICRU レポート 51 [ 2] で推奨されている運用量が考慮されます。手順の説明に加えて、この文書には適切な定義と変換係数が含まれており、測定の不確かさの記述に関するガイダンスが提供されます。

2 規範的参照

以下の文書は、その内容の一部またはすべてがこの文書の要件を構成する形で本文中で参照されています。日付が記載された参考文献については、引用された版のみが適用されます。日付のない参照については、参照文書の最新版 (修正を含む) が適用されます。

  • ISO 8529-1, 中性子基準放射線場 — Part 1: 製造の特性と方法
  • ISO 8529-2, 基準中性子放射線 - Part 2: 放射線場を特徴付ける基本量に関連する放射線防護装置の校正の基礎
  • ISO 12789-1, 基準放射線場 — 模擬職場中性子場 — Part 1: 生成の特性と方法
  • ISO 12789-2, 基準放射線場 — 模擬職場中性子場 — Part 2: 基本量に関連する校正の基礎
  • ISO 29661, 放射線防護のための基準放射線フィールド - 定義と基本概念
  • ISO/IEC Guide 98-3, 測定の不確かさ — Part 3: 測定における不確かさの表現に関するガイド (GUM:1995)

3 用語と定義

この文書の目的のために、ISO 29661 および以下の用語と定義が適用されます。

ISO と IEC は、標準化に使用する用語データベースを次のアドレスで維持しています。

3.1

自由場中性子フルエンス

Φ

線量計が存在しない場合に存在するフルエンス、校正ファントムが存在する場合、室内および空気からの散乱

3.2

均一な照射

フルエンスまたはそのエネルギー分布の違いによってもたらされる不確実性成分が校正手順全体の不確実性に大きな影響を与えない領域（個人線量計を備えた面線量計またはファントム上に広がる）の照射。

注記 1:重要とみなせる影響は校正機関が判断します。

参考文献

1ICRU レポート 39:1985, 外部放射線源から生じる線量当量の決定。 ICRU, ベセスダ、メリーランド州。
2ICRU 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、メリーランド州。
3ICRU 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。 ICRU, ベセスダ、メリーランド州。
4Králík M, Vykydal Z 中性子個人線量測定の実践的な計量的側面。輝く。プロトコル線量測定。 2016, 170, 54–57 ページ
5Hawkes NP, Thomas DJ, Taylor GC, 中性子個人線量計のファントム上での校正に関連する修正。輝く。プロトコル線量測定。 2016, 170, 35–38 ページ
6Biattari C, Manfredi G, Silari M 放射線検出器の校正のためのスキャン手順。科学牧師。楽器1995, 66, 4198-4203ページ
7Luszik-Bhadra M, Reginatto M, Wershofen H, Wiegel B, Zimbal A 新しい PTB 熱中性子校正施設: 最初の結果。輝く。プロトコル線量測定。 2014, 161, 352–356ページ
8Thomas DJ, Kolkowski P.、NPL における熱フルエンスおよび線量当量基準、NPL REPORT DQL RN008 200
9Bartlett D. 論説: 個人線量当量、 H p ( d )、および校正の基準点。輝く。プロトコル線量測定。 2006, 121, 209–210ページ
10シューマッハ H, ノルテ R, ヴィーゲル B, ジンバル A 中性子と光子の混合場における個人線量計の校正: いくつかの問題とその解決策。輝く。 Prot.線量測定。 2007, 126, 482–486 ページ

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 voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following URL: www.iso.org/iso/foreword.html .

This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies, and radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiation protection.

This second edition cancels and replaces the first edition (ISO 8529-3:1998), which has been technically revised.

The main changes are as follows:

  • The second and last edition of ISO 8529-1:2021 revised the neutron reference radiation fields produced with radionuclide sources as well as those produced with monoenergetic neutrons, thus requiring calculation of new conversion coefficients from neutron fluence to ambient dose equivalent or personal dose equivalent.

A list of all parts in the ISO 8529 series can be found on the ISO website.

Introduction

This document is closely related to ISO 8529-1 and ISO 8529-2 concerning the calibration of dosemeters and doserate meters for neutron radiation. ISO 8529-1 specifies the reference neutron radiation fields, in the energy range from thermal up to 20 MeV, and their production methods. ISO 8529-2 describes the calibration fundamentals of radiation protection devices related to basic quantities characterising the radiation field and specifies the procedures to be used for realising the calibration conditions of radiation protection devices produced by calibration sources with emphasis on correction for extraneous effects.

This document deals with dosemeters for area and individual monitoring. Unless differently specified, the word"dosemeter" always refers to both. Area dosemeters are often called area monitors or area survey meters, and dosemeters for individual monitoring are often called personal dosemeters or personal dosimeters. This document describes procedures for calibrating and determining the response in terms of the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) operational quantities. These are defined in ICRU Report 39[1] and ICRU Report51[2]. For radiation protection purposes, these operational quantities are considered to be a sufficiently accurate approximation to the protection quantities. For the purposes of this document, the emphasis will be on the evaluation of the operational quantities at 10 mm depth defined in the body using conversion coefficients in the appropriate phantom. Cold neutrons may present special problems in dosimetry and are outside the scope of this document, as are the photon calibrations of instruments designed to measure both photons and neutrons.

The determination of the response of dosemeters is essentially a three-step process. First, a primary quantity such as the neutron fluence is determined at the point of test. Second, the reference point of the device being calibrated is then placed at the point of test to determine the fluence response. Third, the response of the device with respect to the appropriate operational quantity is then determined by the application of conversion coefficients that relate the physical quantity (the fluence) to the operational quantity (the dose equivalent). This document describes the methods and the conversion coefficients to be used for the determination of the response of area and personal dosemeters in terms of the respective ICRU operational quantities for neutrons.

1 Scope

This document provides guidance for those who calibrate protection-level dosemeters and doserate meters for area and individual monitoring with reference neutron radiation fields. This includes the determination of the response as a function of neutron energy and angle of incidence. The operational quantities recommended in ICRU Report 51[2] are considered. In addition to the description of procedures, this document includes appropriate definitions and conversion coefficients and provides guidance on the statement of measurement uncertainties.

2 Normative references

The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.

  • ISO 8529-1, Neutron reference radiations fields — Part 1: Characteristics and methods of production
  • ISO 8529-2, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field
  • ISO 12789-1, Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 1: Characteristics and methods of production
  • ISO 12789-2, Reference radiation fields — Simulated workplace neutron fields — Part 2: Calibration fundamentals related to the basic quantities
  • ISO 29661, Reference radiation fields for radiation protection — Definitions and fundamental concepts
  • ISO/IEC Guide 98-3, Uncertainty of measurement — Part 3: Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM:1995)

3 Terms and definitions

For the purposes of this document, the terms and definitions of ISO 29661 and the following apply.

ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:

3.1

free-field neutron fluence

Φ

fluence that would be present at a point in absence of any dosemeter, calibration phantom if present, and scattering from the room and the air

3.2

uniform irradiation

irradiation of an area (extending over an area dosemeter or phantom with personal dosemeter) in which the uncertainty component introduced by differences in fluence or its energy distribution does not significantly impact the overall uncertainty of the calibration procedure

Note 1 to entry: The calibration laboratory determines the impact that can be regarded as significant.

Bibliography

1ICRU Report 39:1985, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources. ICRU, Bethesda, MD.
2ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. ICRU, Bethesda, MD.
3ICRU Report 57:1998, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against External Radiation. ICRU, Bethesda, MD.
4Králík M., Vykydal Z., Practical metrological aspects of neutron personal dosimetry. Radiat. Prot. Dosimetry. 2016, 170 pp. 54–57
5Hawkes N.P., Thomas D.J., Taylor G.C., Corrections associated with on-phantom calibrations of neutron personal dosemeters. Radiat. Prot. Dosimetry. 2016, 170 pp. 35–38
6Birattari C., Manfredi G., Silari M., Scanning procedures for calibration of radiation detectors. Rev. Sci. Instrum. 1995, 66 pp. 4198–4203
7Luszik-Bhadra M., Reginatto M., Wershofen H., Wiegel B., Zimbal A., New PTB thermal neutron calibration facility: first results. Radiat. Prot. Dosimetry. 2014, 161 pp. 352–356
8Thomas D. J., Kolkowski P., Thermal fluence and dose equivalent standards at NPL, NPL REPORT DQL RN008 2005.
9Bartlett D., Editorial: Personal dose equivalent, Hp(d), and reference point for calibration. Radiat. Prot. Dosimetry. 2006, 121 pp. 209–210
10Schuhmacher H., Nolte R., Wiegel B., Zimbal A., Calibration of Personal Dosemeters in Mixed Neutron-Photon Fields: Some Problems and their Solution. Radiat. Prot. Dosimetry. 2007, 126 pp. 482–486

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