ISO 19581:2025
(Main)Measurement of radioactivity — Gamma emitting radionuclides — Rapid screening method using scintillation detector gamma-ray spectrometry
Measurement of radioactivity — Gamma emitting radionuclides — Rapid screening method using scintillation detector gamma-ray spectrometry
This document specifies a screening test method to quantify rapidly the activity concentration of gamma-emitting radionuclides, such as 131I, 132Te, 134Cs and 137Cs, in solid or liquid test samples using gamma-ray spectrometry with lower resolution scintillation detectors as compared with the HPGe detectors (see IEC 61563[7]). This test method can be used for the measurement of any potentially contaminated environmental matrices (including soil), food and feed samples as well as industrial materials or products that have been properly conditioned[8]. Sample preparation techniques used in the screening method are not specified in this document, since special sample preparation techniques other than simple machining (cutting, grinding, etc.) should not be required. Although the sampling procedure is of utmost importance in the case of the measurement of radioactivity in samples, it is out of scope of this document; other International Standards for sampling procedures that can be used in combination with this document are available (see References [ REF Reference_ref_12 \r \h 9 08D0C9EA79F9BACE118C8200AA004BA90B0200000008000000110000005200650066006500720065006E00630065005F007200650066005F00310032000000 ] [10] [11] [12] [13] [14]). The test method applies to the measurement of gamma-emitting radionuclides such as 131I, 134Cs and 137Cs. Using sample sizes of 0,5 l to 1,0 l in a Marinelli beaker and a counting time of 5 min to 20 min, decision threshold of 10 Bq·kg−1 can be achievable using a commercially available scintillation spectrometer [e.g. thallium activated sodium iodide (NaI(Tl)) spectrometer 2” ϕ × 2” (50,8 mm Ø x 50,8 mm) detector size, 7 % resolution (FWHM) at 662 keV, 30 mm lead shield thickness]. This test method also can be performed in a “makeshift” laboratory or even outside a testing laboratory on samples directly measured in the field where they were collected. During a nuclear or radiological emergency, this test method enables a rapid measurement of the activity concentration of potentially contaminated samples to check against operational intervention levels (OILs) set up by decision makers that would trigger a predetermined emergency response to reduce existing radiation risks[2]. Due to the uncertainty associated with the results obtained with this test method, test samples requiring more accurate test results can be measured using high purity germanium (HPGe) detectors gamma-ray spectrometry in a testing laboratory, following appropriate preparation of the test samples[15][16]. This document does not contain criteria to establish the activity concentration of OILs.
Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs gamma — Méthode d'essai de dépistage par spectrométrie gamma utilisant des détecteurs par scintillation
Le présent document spécifie une méthode d’essai de dépistage pour quantifier rapidement la concentration d’activité des radionucléides émetteurs gamma tels que l’131I, le 132Te, le 134Cs et le 137Cs, dans des échantillons pour essai solides ou liquides par spectrométrie gamma à l’aide de détecteurs à scintillation de résolution inférieure à celle des détecteurs HPGe (voir l’IEC 61563[ REF Reference_ref_10 \r \h 7 08D0C9EA79F9BACE118C8200AA004BA90B0200000008000000110000005200650066006500720065006E00630065005F007200650066005F00310030000000 ]). Cette méthode d’essai peut être utilisée pour mesurer les matrices environnementales potentiellement contaminées (y compris le sol), les échantillons d’aliment ainsi que les matériaux ou produits industriels adéquatement conditionnés.[8] Les techniques de préparation des échantillons utilisées dans la méthode de dépistage ne sont pas spécifiées dans le présent document car, hormis un simple traitement (découpage, broyage, etc.), aucune technique spéciale de préparation des échantillons n’est requise. Même si le mode opératoire d’échantillonnage est capital dans le cas du mesurage de la radioactivité dans les échantillons, il ne fait pas partie du domaine d’application du présent document; d’autres normes internationales relatives aux modes opératoires d’échantillonnage utilisables avec le présent document sont disponibles (voir les Références [9] [10] [11] [12] [13] [14]). La méthode d’essai s’applique au mesurage des radionucléides émetteurs gamma tels que l’131I, le 134Cs et le 137Cs. En utilisant des volumes d’échantillon de 0,5 l à 1,0 l dans un bécher Marinelli et une durée de comptage de 5 min à 20 min, un seuil de décision de 10 Bq.kg−1 peut être obtenu à l’aide d’un spectromètre à scintillations disponible dans le commerce [par exemple spectromètre équipé d’un cristal d’iodure de sodium activé au thallium (NaI(Tl)) ayant un détecteur d’une dimension de 2” ϕ × 2” (50,8 mm Ø × 50,8 mm), d’une résolution de 7 % (FWHM) à 662 keV, d’une épaisseur de plomb de 30 mm]. Cette méthode d’essai peut également être effectuée dans un laboratoire «de fortune» voire à l’extérieur d’un laboratoire d’essai sur des échantillons directement mesurés sur leur lieu de prélèvement. Dans une situation d’urgence nucléaire ou radiologique, cette méthode d’essai permet de mesurer rapidement la concentration d’activité d’échantillons potentiellement contaminés pour la comparer aux niveaux opérationnels d’intervention (NOI) définis par les responsables et qui devraient provoquer une intervention d’urgence prédéterminée pour réduire les risques liés aux rayonnements existants[2]. En raison de l’incertitude associée aux résultats obtenus avec cette méthode d’essai, les échantillons pour essai nécessitant des résultats d’essai plus précis peuvent être mesurés par spectrométrie gamma à détecteurs en germanium à haute pureté (HPGe) dans un laboratoire d’essai, après une préparation appropriée des échantillons pour essai[15][16]. Le présent document ne comprend aucun critère permettant d’établir la concentration d’activité des NOI.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
International
Standard
ISO 19581
Second edition
Measurement of radioactivity —
2025-09
Gamma emitting radionuclides
— Rapid screening method using
scintillation detector gamma-ray
spectrometry
Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs
gamma — Méthode d'essai de dépistage par spectrométrie
gamma utilisant des détecteurs par scintillation
Reference number
© ISO 2025
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Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms, definitions . 2
4 Symbols . 3
5 Principle . 4
6 Apparatus . 6
7 Sample container . 7
8 Procedure . 8
8.1 Packaging of samples for measuring purposes .8
8.2 Calibration .8
8.2.1 General .8
8.2.2 Reference source .9
8.2.3 Check source .9
8.2.4 Energy calibration.9
8.2.5 Detection efficiency calibration .10
8.3 Validation of the screening level . 12
8.4 Screening procedure . 12
8.4.1 Total spectrum counting/Single channel analyser counting. 12
8.4.2 Multichannel analyser counting . 13
8.4.3 Effect of sample density . 13
9 Test report . 14
Annex A (informative) Example of application of this document for radio-caesium screening .16
Bibliography .21
iii
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).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use of (a)
patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed patent
rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received notice of (a)
patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are cautioned that
this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent database available at
www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of 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 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, Radiological protection, in collaboration with the European
Committee for Standardization (CEN) Technical Committee CEN/TC 430, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, in accordance with the Agreement on technical cooperation between ISO and
CEN (Vienna Agreement).
This second edition cancels and replaces the first edition (ISO 19581:2017), which has been technically
revised.
The main changes are as follows:
— the updated IAEA Nuclear Safety and Security Glossary was referenced;
— Annex A has been updated with considering recent technological improvements;
— editorial changes have been made.
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body. A
complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
iv
Introduction
Everyone is exposed to natural radiation. The natural sources of radiation are cosmic rays and naturally
occurring radioactive substances which exist in the earth and within the human body. Human activities
involving the use of radiation and radioactive substances add to the radiation exposure from this natural
exposure. Some of those activities, such as the mining and use of ores containing naturally occurring
radioactive materials (NORM) and the production of energy by burning coal that contains such substances,
simply enhance the exposure from natural radiation sources. Nuclear power plants and other nuclear
installations use radioactive materials and produce radioactive effluent and waste during operation and on
their decommissioning. The use of radioactive materials in industry, agriculture and research is expanding
around the globe.
All these human activities give rise to radiation exposures that are only a small fraction of the global average
level of natural exposure. The medical use of radiation is the largest and a growing human-made source of
radiation exposure in developed countries. It includes diagnostic radiology, radiotherapy, nuclear medicine
and interventional radiology.
Radiation exposure also occurs as a result of occupational activities. It is incurred by workers in industry,
medicine and research using radiation or radioactive substances, as well as by crew during air travel and
for astronauts. The average level of occupational exposures is generally similar to the global average level of
[1]
natural radiation exposure .
As uses of radiation increase, so do the potential health risk and the public's concerns. Thus, all these
exposures are regularly assessed in order to
a) improve the understanding of global levels and temporal trends of public and worker exposure,
b) evaluate the components of exposure so as to provide a measure of their relative importance, and
c) identify emerging issues that may warrant more attention and study.
While doses to workers are mostly directly measured, doses to the public are usually assessed by indirect
methods using radioactivity measurements results performed on various sources: waste, effluent and/or
environmental samples.
To ensure that the data obtained from radioactivity monitoring programmes support their intended use,
it is essential that the stakeholders, for example, nuclear site operators, regulatory and local bodies agree
on appropriate methods and procedures for obtaining representative samples and then handling, storing,
preparing and measuring the test samples. An assessment of the overall measurement uncertainty needs
also to be carried out systematically. As reliable, comparable and ‘fit for purpose’ data are an essential
requirement for any public health decision based on radioactivity measurements, International Standards
of tested and validated radionuclide test methods are an important tool for the production of such
measurement results. The application of standards serves also to guarantee comparability over time of
the test results and between different testing laboratories. Laboratories apply them to demonstrate their
technical qualifications and to successfully complete proficiency tests during interlaboratory comparison,
two prerequisites for obtaining national accreditation. Today, over a hundred International Standards,
prepared by Technical Committees of the International Organization for Standardization (ISO), including
those produced by ISO/TC85, and the International Electrotechnical Commission (IEC), are available for
application by testing laboratories to measure the main radionuclides.
Generic standards help testing laboratories to manage the measurement process by setting out the general
requirements and methods to calibrate and validate techniques. These standards underpin specific
standards which describe the test methods to be performed by staff, for example, for different types of
samples. The specific standards cover test methods for:
40 3 14
— Naturally occurring radionuclides (including K, H, C and those originating from the thorium and
226 228 234 238 210
uranium decay series, in particular Ra, Ra, U, U, Pb) which can be found in materials from
natural sources or can be released from technological processes involving naturally occurring radioactive
materials (e.g. the mining and processing of mineral sands or phosphate fertilizer production and use);
v
— Human-made radionuclides, such as transuranium elements (americium, plutonium, neptunium, and
3 14 90
curium), H, C, Sr and gamma emitting radionuclides found in waste, liquid and gaseous effluent, in
environmental matrices (water, air, soil, biota) and food and feed as a result of authorized releases into
the environment and of fallout resulting from the explosion in the atmosphere of nuclear devices and
accidents, such as those that occurred in Chernobyl and Fukushima.
Environmental materials, including foodstuffs, thus may contain radionuclides at activity concentrations
which could present a risk to human health. In order to assess the potential human exposure to radioactivity
and to provide guidance on reducing health risks by taking measures to decrease radionuclide activity
concentrations, the environment and foodstuffs are routinely monitored for radioactivity content as
recommended by the World Health Organization (WHO). Gamma-emitting radionuclides are usually
quantified in environmental and food samples by gamma-ray spectrometry using High Purity Germanium
(HPGe) gamma-ray spectrometry. Following a nuclear accident, a screening approach based on rapid
test methods is recommended to help the decision makers to decide whether activity concentrations in
environmental samples, feed and food samples are above or below operational intervention levels (OILs)
[2]
that are specifically set up to determine the appropriate protective actions. During nuclear emergency
response, these default radionuclide specific OILs for food, milk and water concentrations from laboratory
analysis would be used to measure the effectiveness of protective actions and contribute to determining any
[2][3]
further actions required .
In 1989, following the Chernobyl accident, the first version of the Codex Guideline Levels (GLs) for
Radionuclides in Foods Contaminated Following a Nuclear or Radiological Emergency (in the following
referred to as “Codex GLs”) was adopted. The Codex GLs were reviewed in 2006 and are included in the
[4][5]
General Standard for Contaminants and Toxins in Food and Feeds . During a nuclear emergency situation,
106 106 131 −1
the Codex GLs for gamma-emitting radionuclides such as Ru/ Rh and I is 100 Bq·kg ; the GL for
60 103 137 134 144 −1 −1
Co, Ru, Cs and Cs, Ce is higher at 1 000 Bq·kg but a lower limit of 100 Bq·kg still applies for
foods for infants. Default radionuclide specific OILs for food, milk and water concentrations from laboratory
[6]
analysis set up by FAO, IAEA, ILO, OECD/NEA, PAHO, OCHA, WHO were recently revised .
NOTE The Codex GLs are the activity concentration in foods that would result in an effective dose of 1 mSv/year
for members of the Public (infant and adult) in accordance with the most recent recommendations of the International
Commission on Radiological Protection (ICRP) considering that 550 kg of food is consumed per year by an adult and
200 kg of food and milk is consumed per year by an infant, with 10 % of the diet is of imported food, all of which
is contaminated giving an import to production factor of 0,1. For convenience the GL values were rounded, and
radionuclides with ingestion dose coefficients of similar magnitudes grouped and given similar GLs values. However,
separate GLs were derived for infants and adults due to differences in radionuclide absorption, metabolism and
sensitivity to radiation.
Emergency preparedness should include planning for the implementation of optimized test methods that
can provide rapid estimates of activity concentration to be checked against OILs. Thus, an International
Standard on a screening method using gamma-ray spectrometry is justified for use by testing laboratories
carrying out measurements of gamma-emitting radionuclides during an emergency situation. Such
laboratories are intended to obtain a specific accreditation for radionuclide measurement in environmental
and/or food samples.
This document describes, after proper sampling, sample handling and preparation, a screening method to
quantify rapidly the activity concentration of iodine and caesium in environmental, feedstuffs and foodstuffs
samples using scintillation spectrometer during an emergency situation.
This document is one of a set of generic International Standards on measurement of radioactivity.
vi
International Standard ISO 19581:2025(en)
Measurement of radioactivity — Gamma emitting
radionuclides — Rapid screening method using scintillation
detector gamma-ray spectrometry
WARNING — Persons using this document should be familiar with normal testing laboratory practice.
This document does not purport to address all of the safety problems, if any, associated with its use.
It is the responsibility of the user to establish appropriate safety and health practices and to ensure
compliance with any national regulatory conditions.
IMPORTANT — It is absolutely essential that tests conducted according to this document be carried
out by suitably trained staff.
1 Scope
This document specifies a screening test method to quantify rapidly the activity concentration of gamma-
131 132 134 137
emitting radionuclides, such as I, Te, Cs and Cs, in solid or liquid test samples using gamma-
ray spectrometry with lower resolution scintillation detectors as compared with the HPGe detectors (see
[7] .
IEC 61563 )
This test method can be used for the measurement of any potentially contaminated environmental matrices
(including soil), food and feed samples as well as industrial materials or products that have been properly
[8]
conditioned . Sample preparation techniques used in the screening method are not specified in this
document, since special sample preparation techniques other than simple machining (cutting, grinding,
etc.) should not be required. Although the sampling procedure is of utmost importance in the case of the
measurement of radioactivity in samples, it is out of scope of this document; other International Standards
for sampling procedures that can be used in combination with this document are available (see References
[9] [10] [11] [12] [13] [14]).
131 134 137
The test method applies to the measurement of gamma-emitting radionuclides such as I, Cs and Cs.
Using sample sizes of 0,5 l to 1,0 l in a Marinelli beaker and a counting time of 5 min to 20 min, decision
−1
threshold of 10 Bq·kg can be achievable using a commercially available scintillation spectrometer [e.g.
thallium activated sodium iodide (NaI(Tl)) spectrometer 2” ϕ × 2” (50,8 mm Ø x 50,8 mm) detector size, 7 %
resolution (FWHM) at 662 keV, 30 mm lead shield thickness].
This test method also can be performed in a “makeshift” laboratory or even outside a testing laboratory on
samples directly measured in the field where they were collected.
During a nuclear or radiological emergency, this test method enables a rapid measurement of the activity
concentration of potentially contaminated samples to check against operational intervention levels (OILs)
set up by decision makers that would trigger a predetermined emergency response to reduce existing
[2]
radiation risks .
Due to the uncertainty associated with the results obtained with this test method, test samples requiring
more accurate test results can be measured using high purity germanium (HPGe) detectors gamma-ray
[15][16]
spectrometry in a testing laboratory, following appropriate preparation of the test samples .
This document does not contain criteria to establish the activity concentration of OILs.
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 11929 (all parts), Determination of the characteristic limits (decision threshold, detection limit and limits of
the confidence interval) for measurements of ionizing radiation — Fundamentals and application
ISO 80000-10, Quantities and units — Part 10: Atomic and nuclear physics
IEC 61453, Nuclear instrumentation — Scintillation gamma ray detector systems for the assay of radionuclides
– Calibration and routine tests
3 Terms, definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 80000-10 and the following apply.
ISO and IEC maintain terminology databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
blank sample
sample of a similar material to the test sample but containing radioactive impurities negligible in comparison
with the test sample
[SOURCE: ISO 20042:2019, 3.2]
3.2
emergency
non-routine situation or event that necessitates prompt action, primarily to mitigate a hazard or adverse
consequences for human life and health, property and the environment
[SOURCE: IAEA. IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 edition. Vienna: IAEA, 2022. 248 p.]
Note 1 to entry: This includes nuclear and radiological emergencies and conventional emergencies such as fires,
release of hazardous chemicals, storms or earthquakes. It includes situations for which prompt action is warranted to
[2]
mitigate the effects of a perceived hazard .
3.3
operational intervention level
OIL
set level of a measurable quantity that corresponds to a generic criterion
[SOURCE: IAEA. IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 edition. Vienna: IAEA, 2022. 248 p.]
Note 1 to entry: OILs are typically expressed in terms of dose rates or of activity of radioactive material released, time
integrated air activity concentrations, ground or surface concentrations, or activity concentrations of radionuclides
in environmental, food or water samples. An OIL is used immediately and directly (without further assessment) to
[2]
determine the appropriate protective actions on the basis of an environmental measurement .
3.4
reference level
level of dose, risk or activity concentration
above which it is not appropriate to plan to allow exposures to occur and below which optimization of
protection and safety would continue to be implemented
[SOURCE: IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 edition. Vienna: IAEA, 2022. 248 p.]
Note 1 to entry: The value chosen for a reference level will depend upon the prevailing circumstances for the exposure
under consideration.
3.5
response
R
ratio of the indicated value of a meter to the conventional true value (reference activity).
Note 1 to entry: In many cases, the net count rate can serve as the indicated value. The response is also applicable to
equipment that provides direct indicated value of activity or activity concentration.
3.6
screening level
SL
values that are set up by the laboratory taking into account the characteristics of the measuring equipment
and the test method to guarantee that the test result and its uncertainty obtained are fit for purpose for
comparison with the operational intervention levels(OILs) (3.3)
Note 1 to entry: The screening level is less than the operational intervention level.
Note 2 to entry: Food is safe for consumption if the screening level is not exceeded.
4 Symbols
For the purposes of this document, the following symbols apply.
A Activity of each radionuclide in reference source, at the measurement time, in becquerels.
c Activity concentration of each radionuclide expressed in becquerels per kilogram.
A
c Activity concentration that corresponds to the screening level of each radionuclide expressed
A,SL
in becquerels per kilogram.
c Activity concentration that corresponds to the reference level of each radionuclide expressed
A,RL
in becquerels per kilogram.
*
Decision threshold, without and with corrections, in becquerels per kilogram.
c
A
#
Detection limit, without and with corrections, in becquerels per kilogram.
c
A
Upper limits of the confidence interval, in becquerels per kilogram.
c
A
R Response of specific radionuclide, i.
i
ε Counting efficiency of the detector at energy, E.
E
ε Radionuclide-specific counting efficiency of the detector at energy, E, of specific radionuclide, i.
i,E
n , Number of net counts in the gamma-ray energy region of interest, at energy E, in the sample
N,E
spectrum, in the calibration spectrum and in the spectrum obtained from the measurement
n ,
Ns,E
of reference sample having activity that corresponds to the screening level, respectively.
n
N,SL,E
n , n , Number of gross counts in the gamma-ray energy region of interest, at energy E, in the sample
g,E gb,E
spectrum, in the background spectrum, in the calibration spectrum and in the spectrum
n , n
gs,E g,SL,E
obtained from the measurement of reference sample having activity that corresponds to
the screening level, respectively.
P Probability of the emission (emission intensity) of a gamma ray with energy, E, of each ra-
E
dionuclide, per decay.
t Sample counting live time, in seconds.
g
t Background counting live time, in seconds.
b
t Reference source counting live time, in seconds.
s
t Counting live time, in seconds, of a reference sample with an activity corresponding to a
SL
screening level.
t The two sided t-distribution with k − 1 degree of freedom and α two sides probability.
k-1,α
u(c ) Standard uncertainty associated with the measurement result c , without and with correc-
A A
tions, in becquerels per kilogram.
U Expanded uncertainty calculated by U = k∙u(c ) with k = 1, 2., in becquerels per kilogram.
A
m Mass of the sample for test, in kilograms.
α, β Probability of a false positive and false negative decision, respectively.
1 − γ Probability for the coverage interval of the measurand.
5 Principle
During a nuclear or radiological emergency, it is essential to measure rapidly the activity concentration in
samples from the environment and potentially contaminated foodstuffs and feed to protect workers and
[3]
the public, in accordance with International Standards, by keeping doses below the dose reference levels .
It is recognized among organizations responsible for emergency management that good preparedness
can substantially improve the emergency response. Thus default OILs for food are set up by national
authorities, and measurement procedures using commonly available contamination screening equipment
are implemented to meet the OILs criteria. This should be carried out as part of the emergency preparedness
process. The process of assessing radionuclide concentrations in food, milk and water is shown in Figure 1.
During the process of assessing radionuclide concentrations in food, milk and water the potentially
contaminated food should be screened over a wide area and analysed to determine promptly the activity
concentration of gross and/or individual radionuclides. If the OILs are not exceeded, the food, milk and
water are safe for consumption during the emergency phase. If an OIL is exceeded, the radionuclide specific
concentrations in the food, milk or water should be determined. Finally, as soon as possible the guidance
in Reference [21] should be used to determine whether the food, milk or water is suitable for international
[22]
trade, and national criteria or WHO guidance should be used to determine whether the food, milk or
[6]
water is suitable for long term consumption after the emergency phase .
Figure 1 — Example of process of assessing radionuclide concentrations in food
(see explanations in the text and modified from Reference [6])
Laboratories shall make the necessary arrangements to be able to perform appropriate and reliable analyses
of environmental and food/feed samples for the purposes of an emergency response. Thus, a screening
approach is required, using a fast test method that rapidly provides test results to the decision maker in
order to determine whether food or feed is suitable for either human or animal consumption during the post
nuclear or radiological emergency monitoring period and for international trade.
The main radioactive materials released into the atmosphere during a power plant nuclear accident
131 132 133 134 136 137
are volatile elements including iodine isotopes ( I, I, I), caesium isotopes ( Cs, Cs, Cs) and
tellurium ( Te). Samples taken from the environment, the foodstuffs and feed can initially contain high
131 [23]
activity concentrations of I relative to the caesium isotopes . Although often activity released is also
dominated by noble gases, these cannot end up in food.
Therefore, the monitoring that shall be implemented immediately following a nuclear or radiological
emergency requires a test method designed for the screening of I activity concentration of environmental
and food samples. When using a test method with a scintillation detector system incorporating a
spectrometer (hereinafter referred to as scintillation spectrometer) or a portable gamma-ray detector (e.g.
survey meter) with no radionuclide discrimination function, I is not determined separately from other
iodine isotopes and caesium isotopes due to poor detector energy resolution. When using a test method with
131 134 137
a scintillation spectrometer I, Cs and Cs can be discriminated and potentially quantified. However,
using a multichannel analyser (MCA) with a peak deconvolution programme does not avoid the contributions
in the energy region of interest of other radionuclides, including short-lived iodine isotopes, caesiums and
naturally occurring radionuclides. The I activity concentration may be therefore overestimated but this
is considered as acceptable during the immediate phase following a nuclear or radiological emergency to
rapidly assess the contamination.
A few months after the nuclear or radiological emergency, the short-lived radionuclides, including iodine
134 137
isotopes, have decayed. Longer-lived radionuclides including Cs and Cs become predominant in
environmental and food samples. During this later period, when using a test method with a portable
134 137
gamma-ray detector (e.g. survey meter) with no radionuclide discrimination function, Cs and Cs
activity concentration cannot be quantified separately and the test result is considered as the gross activity
134 137
of both Cs and Cs. With a scintillation spectrometer, individual nuclide activity concentrations can
be determined. However, contributions from naturally occurring radionuclides might be unavoidable even
during this later period.
134 137
NOTE In the later stage, the radionuclide composition is usually known, including the ratio of Cs to Cs; it
allows to estimate the activity concentration of the individual caesium isotopes using the gross activity results.
Direct measurement without iodine retention treatment, evaporation or ashing can be used to measure the
activity concentration rapidly during the nuclear or radiological emergency and post nuclear or radiological
emergency monitoring period. The test sample is measured directly without any preparation, preferably in
a Marinelli beaker type container.
As the tests are performed to check the activity concentration of the sample against OILs set up by national
authority, screening levels should be set in a range from half of these OILs to close to the OILs in order to
avoid false-positives.
Upper limit of confidence interval of the best estimate of the true value for the screening level, C , shall be
A,SL
below that for the reference level, C , with a 95 % confidence level (α = 0,05, k = 2) as shown in the
A,RL
following Formula (1):
CC=+tu⋅ CC< (1)
()
AA,,SL SL kA−1,,α SL A,RL
where
t is the two sided t-distribution;
uC() is the uncertainty of the best estimate of the true value for the screening level.
A,SL
The probability distribution function associated with the test results can be obtained by repeating the tests
on the same samples. uC should be determined by repeated measurement with the minimum counting
()
A,SL
time of a reference source or reference material with an activity close to the screening level of the
radionuclide tested and containing no other radionuclide. C should specify the number of repeated
A,SL
measurements which would enable the use of a t-distribution (see 8.3). This document recommends to
repeat the measurements of the same sample a minimum of 4 times.
In order to ensure the reliability of the screening test, the decision threshold, see ISO 11929 (series), is
defined taking into consideration that the counting time shall be shortened to obtain the test results rapidly
for a large number of samples. This document recommends that one-fourth of the OIL value is an appropriate
value for the decision threshold.
NOTE False negatives are not considered in this document. In many cases, however, it is expected that the
probability of false negatives occurring at the SL determined by Formula (1) could be equal to the probability of false
positives occurring. The probability of false negatives occurring can also be reduced by setting a lower SL than the SL
determined by Formula (1).
6 Apparatus
Several types of scintillation spectrometers can be used for sample screening. Commercially available
scintillation crystals that would be useful for the screening test are shown in Table 1.
Table 1 — Examples of commercially available scintillation crystals with typical detector size and
its resolution
Crystal Detector size Resolution at 662 keV
50,8 mm ϕ ×50,8 mm
a
NaI(Tl) <8 %
127 mm ϕ ×127 mm
b
CsI(Tl) 110 mm ϕ ×25 mm 10 %
c
LaBr (Ce) 38,1 mm ϕ ×38,1 mm 3 %
d
SrI(Eu) 25,4 mm ϕ ×25,4 mm <4 %
e,f
CeBr 50,8 mm ϕ ×50,8 mm <4 %
g
GAGG(Ce) 50,8 mm ϕ ×50,8 mm <7 %
h
BGO 50,8 mm ϕ ×50,8 mm 10 %
i
CLYC 50,8 mm ϕ ×50,8 mm <5 %
a
Alpha Spectra, Inc., Large Volume Detectors Data Sheet. https:// alphaspectra .com/ wp -content/ uploads/ ASI -Large -Volume
-Detectors -Data -Sheet .pdf
b
Hamamatsu Photonics K.K., C12137 series. https:// www .hamamatsu .com/ content/ dam/ hamamatsu -photonics/ sites/
documents/ 99 _SALES _LIBRARY/ ssd/ c12137 _series _kacc1196e .pdf
c
Mirion Technologies, Inc. Lanthanum Bromide Scintillation Detector. https:// www .mirion .com/ products/ technologies/
spectroscopy -scientific -analysis/ gamma -spectroscopy/ detectors/ scintillation -czt -detectors -accessories/ labr3 -15 -x -15
-lanthanum -bromide -scintillation -detector
d
RADIATION MONITORING DEVICES, Gamma Scintillator Properties SrI2. https:// www .rmdinc .com/ assets/ Strontium -Iodide
-SrI2 -Gamma -Scintillator -Properties .pdf
e
Scionix Holland B.V., Properties and use of scintillation materials. https:// scionix .nl/ scintillation -crystals/ #tab -id -5
f
Hellma Materials, Radiation Detection Materials. https:// www .hellma .com/ fileadmin/ fos/ Website/ Broschueren _Flyer
_Handhabung/ Hellma _Materials/ Englisch/ Radiation _Detection _Materials .pdf
g
Corporation, Products information of GAGG. https:// www .c -and -a .jp/ products _details/ products _detail _GAGG .html
h
Alpha Spectra, Inc., BGO Detectors Data Sheet. https:// alphaspectra .com/ wp -content/ uploads/ ASI -BGO -Detectors -Data
-Sheet -1 .pdf
i
RADIATION MONITORING DEVICES, Gamma Scintillator Properties CLYC. https:// www .rmdinc .com/ assets/ CLYC -Gamma
-Neutron -Scintillator -Properties .pdf
NOTE These are examples of a suitable product available. This information is given for the convenience of users of this
document and does not constitute an endorsement by ISO of these products.
A spectrometry apparatus consists of two parts: the scintillation detector with plug-on or external
electronics and multi-channel analyser and the device which handles, stores, and analyses the measured
spectra. The instrument is typically connected to a PC for control or analysis when installed and used in a
laboratory. Digital signal processing electronics are commonly used. Portable scintillation spectrometers
(e.g. survey meter) for in situ measurements are also available. For screening, a simple total spectrum
counting system that counts all pulses above a low-energy threshold or single-channel analyser (SCA)
counting system that counts all pulses between upper and lower energy boundaries can be also used.
A portable gamma-ray detector (e.g. survey meter that cannot provide spectrum information) which has
sufficient sensitivity can also be used for screening as a simple total spectrum counting system that counts
all pulses above a low-energy threshold instead of a spectrometer. For screening measurements, a survey
may be simpler to use than spectrometers if a sufficiently low decision threshold is achievable within an
appropriate counting time. However, when low OILs are implemented, either a radiation shield and/or large
scintillator crystal may be required to reduce the background level and larger crystals leads to a higher
detection efficiency and the ratio of signal to background is more favourable.
7 Sample container
Sample containers that are suited to gamma spectrometry have the recommended characteristics:
— be made of materials with low absorption of gamma radiation;
— be made of transparent or semi-transparent material to see the level of content;
— have volumes and geometries adapted to the shape of the detector to ensure maximum detection
efficiency;
— be watertight and not react with the test sample constituents;
— have a wide-necked opening and a close-fitting lid to facilitate filling;
— highly resistant to breakage.
In order to verify easily that the content of the container conforms to the standard counting geometry, a
transparent container with a clearly discernible mark to indicate the fill level should be used.
To avoid contamination of the container or in order to reuse it, the sample can be placed in a plastic bag in
the container.
To prevent contamination of the detector, it is advisable to place the container with the sample in a plastic
bag and also put a plastic bag over the detector.
The test sample in the plastic bag shall have the same geometry as in the sample container.
8 Procedure
8.1 Packaging of samples for measuring purposes
Test samples submitted to screening by gamma spectrometry measurement are usually rough test samples
without any preparation.
The procedure shall be carried out as follows:
a) Choose the container type that is best suited to the largest quantity of the test sample and determine
the mass of the empty container (tare).
b) Fill the container to the level of the filling mark and measure the gross mass of the container. Visually
check the surface level of the test sample in the container and ensure that it is horizontal before
measuring.
c) Measure and note the test sample mass or volume. This information is needed to calculate the activity
−1 −1
concentration (Bq·kg or Bq·l ).
d) Hermetically seal the container if volatile radionuclides are being measured.
e) Clean the outside of the container to remove potential contamination due to the filling process.
NOTE 1 To avoid contamination, it is also effective to fill the sample by lining the container with a thin plastic bag.
NOTE 2 In the event of an emergency, there can be a step in which the sample material is checked for safety by
means of a survey meter or equivalent device prior to packaging.
8.2 Calibration
8.2.1 General
The calibration procedure is presented for two types of apparatus:
a) gross-count type apparatus.
An apparatus that counts all the signals with pulse heights higher than a threshold.
b) single-channel or multi-channel pulse height analysing type apparatus.
An apparatus that analyses pulse heights of signals using a single-channel or multi-channel pulse height
analysing function.
All apparatus shall be operated in accordance with the manufacturer's instructions.
8.2.2 Reference source
137 133 131
Use of commercially available solid sealed sources of Cs, Ba (mock I) of appropriate geometry are
recommended. These solid sources with known density may be more useful when working in the field
condition during an emergency situation.
A liquid reference solution can also be used for the calibration.
The activity content of reference sources, solid or in solutions shall be traceable to the national or
International Standards of radioactivity.
8.2.3 Check source
A check source is used for the instrument operability check, as well as for carrying out the tests to verify/
evaluate the stability and the influence of ambient factors. Solid sealed sources of long-lived gamma-emitting
137 133 40
radionuclide (e.g. Cs, Ba, K) of appropriate geometry can be used and are commercially available.
8.2.4 Energy calibration
8.2.4.1 General
Since the energy calibration of a scintillation spectrometer is temperature dependent, the temperature
should be recorded before the test sample measurements and the energy calibration should be corrected
by temperature variations. When the temperature is not measured, the energy calibration should be
carried out immediately before the test sample measurements. Energy calibration shall be carried out in
accordance with IEC 61453 or other appropriate method (see 8.2.4.2 and 8.2.4.3). The energy calibration of
the spectrometer shall be established over the desired energy region at a fixed gain. Energy region ranging
from 100 keV to 1 500 keV would be sufficient to perform the tests in accordance with this do
...
Norme
internationale
ISO 19581
Deuxième édition
Mesurage de la radioactivité —
2025-09
Radionucléides émetteurs gamma
— Méthode d'essai de dépistage par
spectrométrie gamma utilisant des
détecteurs par scintillation
Measurement of radioactivity — Gamma emitting radionuclides
— Rapid screening method using scintillation detector gamma-
ray spectrometry
Numéro de référence
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y compris la photocopie, ou la diffusion sur l’internet ou sur un intranet, sans autorisation écrite préalable. Une autorisation peut
être demandée à l’ISO à l’adresse ci-après ou au comité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
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CH-1214 Vernier, Genève
Tél.: +41 22 749 01 11
E-mail: copyright@iso.org
Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 2
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles . 3
5 Principe. 4
6 Appareillage . 6
7 Récipient à échantillon . 8
8 Mode opératoire . 8
8.1 Emballage des échantillons pour le mesurage .8
8.2 Étalonnage .9
8.2.1 Généralités .9
8.2.2 Source de référence .9
8.2.3 Source de contrôle .9
8.2.4 Étalonnage en énergie .9
8.2.5 Étalonnage du rendement de détection .10
8.3 Validation du niveau de dépistage . 12
8.4 Mode opératoire de dépistage . 13
8.4.1 Comptage du spectre total/par analyseur monocanal. 13
8.4.2 Comptage par analyseur multicanaux . 13
8.4.3 Effet de la masse volumique de l’échantillon.14
9 Rapport d’essai .15
Annexe A (informative) Exemple d’application de l’ISO 19581 pour le dépistage du césium
radioactif . 17
Bibliographie .22
iii
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes nationaux
de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des normes internationales est en général
confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire
partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux. L’ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a
été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir
www.iso.org/directives).
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l’utilisation
d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l’applicabilité de
tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l’ISO n’avait pas
reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois,
il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations
plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à l’adresse
www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié tout ou partie de
tels droits de propriété.
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données pour
information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l’ISO liés à l’évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l’adhésion de
l’ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles techniques au
commerce (OTC), voir www.iso.org/avant-propos.html.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection, en collaboration avec le comité technique
du Comité européen de normalisation (CEN), CEN/TC 430, Énergie nucléaire, technologies nucléaires et
protection radiologique, conformément à l’Accord de coopération technique entre l’ISO et le CEN (Accord de
Vienne).
Cette deuxième édition annule et remplace la première édition (ISO 19581:2017), qui a fait l’objet d’une
révision technique.
Les principales modifications sont les suivantes:
— référence au glossaire de la sûreté et de la sécurité nucléaires de l’AIEA mis à jour;
— mise à jour de l’Annexe A avec intégration des récentes évolutions technologiques;
— modifications rédactionnelles.
Il convient que l’utilisateur adresse tout retour d’information ou toute question concernant le présent
document à l’organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes se
trouve à l’adresse www.iso.org/members.html.
iv
Introduction
Tout individu est exposé à des rayonnements naturels. Les sources naturelles de rayonnement sont les
rayons cosmiques et les substances radioactives naturelles présentes dans la terre et à l’intérieur du corps
humain. À cette exposition naturelle aux rayonnements s’ajoute celle issue des activités anthropiques
mettant en œuvre des rayonnements et des substances radioactives. Certaines de ces activités, dont
l’exploitation minière et l’utilisation de minerais contenant des matières radioactives naturelles (MRN),
ainsi que la production d’énergie par combustion de charbon contenant ces substances, ne font qu’augmenter
l’exposition aux sources naturelles de rayonnement. Les centrales électriques et autres installations
nucléaires emploient des matières radioactives et génèrent des effluents et des déchets radioactifs dans le
cadre de leur exploitation puis de leur déclassement. L’utilisation de matières radioactives dans les secteurs
de l’industrie, de l’agriculture et de la recherche connaît un essor mondial.
Toutes ces activités anthropiques provoquent des expositions aux rayonnements qui ne représentent
qu’une petite fraction du niveau moyen d’exposition naturelle dans le monde. Dans les pays développés,
la plus importante source anthropique d’exposition aux rayonnements, qui ne cesse d’augmenter, vient
de l’utilisation des rayonnements à des fins médicales. Ces applications médicales englobent la radiologie
diagnostique, la radiothérapie, la médecine nucléaire et la radiologie interventionnelle.
L’exposition aux rayonnements découle également d’activités professionnelles. C’est le cas des employés des
secteurs de l’industrie, de la médecine et de la recherche qui utilisent des rayonnements ou des substances
radioactives, ou encore du personnel navigant pendant les voyages aériens et des astronautes. Le niveau
moyen des expositions professionnelles est généralement similaire au niveau moyen mondial des expositions
[1]
naturelles aux rayonnements .
Du fait de l’utilisation croissante des rayonnements, le risque pour la santé et les préoccupations du public
augmentent. Par conséquent, toutes ces expositions sont régulièrement évaluées pour:
a) mieux comprendre les niveaux mondiaux et les tendances temporelles de l’exposition du public et des
travailleurs;
b) évaluer les composantes de l’exposition de manière à mesurer leur impact relatif; et
c) identifier les problèmes émergents qui peuvent nécessiter une attention plus soutenue et une étude
complémentaire.
Alors que les doses reçues par les travailleurs sont pour la plupart mesurées directement, celles reçues par
le public sont généralement évaluées par des méthodes indirectes utilisant des mesurages de la radioactivité
obtenus sur différentes sources: déchets, effluents et/ou échantillons d’environnement.
Afin de garantir que les données obtenues dans le cadre de programmes de surveillance de la radioactivité
permettent de répondre à l’objectif de l’évaluation, il est primordial que les parties prenantes (les exploitants
de site nucléaire, les organismes de réglementation, les autorités locales, etc.) conviennent des méthodes et
des modes opératoires appropriés pour obtenir des échantillons représentatifs ainsi que pour le prélèvement,
la manipulation, le stockage, la préparation et le mesurage des échantillons pour essai. Il est également
nécessaire de procéder systématiquement à une évaluation de l’incertitude globale de mesure. Pour toute
décision en matière de santé publique s’appuyant sur des mesures de la radioactivité, il est capital que les
données soient fiables, comparables et adéquates par rapport à l’objectif de l’évaluation. C’est pourquoi les
normes internationales, qui spécifient des méthodes d’essai des radionucléides vérifiées par des essais puis
validées, constituent des outils fondamentaux dans l’obtention de tels résultats de mesure. L’application de
normes permet également de garantir la comparabilité des résultats d’essai dans le temps et entre différents
laboratoires d’essai. L’application de normes sert également à garantir la comparabilité dans le temps des
résultats d’essai et entre différents laboratoires d’essai qui peuvent appliquer ces normes pour démontrer
leurs compétences techniques et réaliser des essais d’aptitude lors de comparaisons interlaboratoires,
deux préalables à l’obtention de l’accréditation nationale. Aujourd’hui, plus d’une centaine de normes
internationales, élaborées par les comités techniques de l’Organisation internationale de normalisation, y
compris celles préparées par l’ISO/TC 85, et par la Commission électrotechnique internationale (IEC), sont
disponibles afin d’être appliquées par les laboratoires d’essai pour mesurer les principaux radionucléides.
v
Les normes génériques aident les laboratoires d’essai à maîtriser leur processus de mesure en définissant
les exigences générales et des méthodes d’étalonnage et de validation des techniques. Ces normes étayent
les normes spécifiques qui décrivent les méthodes d’essai que le personnel doit effectuer, par exemple, pour
différents types d’échantillon. Les normes spécifiques s’appliquent aux méthodes d’essai pour:
40 3 14
— les radionucléides naturels (notamment K, H, C et ceux issus de la chaîne de désintégration du
226 228 234 238 210
thorium et de l’uranium, en particulier l Ra, Ra, U, U, Pb), qui peuvent être présents
dans n’importe quelle matière d’origine naturelle ou qui peuvent être produits par des processus
technologiques impliquant des matières radioactives naturelles (des procédés technologiques mettant
en œuvre des matières radioactives naturelles (par exemple l’exploitation minière et le traitement des
sables minéraux ou la production et l’utilisation d’engrais phosphaté);
— les radionucléides anthropiques, notamment les éléments transuraniens (américium, plutonium,
3 14 90
neptunium, curium), H, C, Sr et les radionucléides émetteurs gamma présents dans les déchets, les
effluents liquides et gazeux et les matrices environnementales (eau, air, sol, biote) et les aliments en
raison de rejets autorisés dans l’environnement et des retombées radioactives engendrées par l’explosion
dans l’atmosphère de dispositifs nucléaires et résultant d’accidents de réacteurs nucléaires tels que ceux
qui se sont produits à Tchernobyl et à Fukushima.
Les matériaux environnementaux, y compris les aliments, peuvent donc contenir des radionucléides à
des concentrations d’activité susceptibles de présenter un risque pour la santé humaine. Pour évaluer
l’exposition potentielle des individus à la radioactivité et pour donner des conseils en vue de réduire les
risques sanitaires en prenant des mesures visant à diminuer les concentrations d’activité des radionucléides,
le taux de radioactivité de l’environnement et des aliments fait l’objet de contrôles de routine, conformément
aux recommandations de l’Organisation Mondiale pour la Santé (OMS). Les radionucléides émetteurs gamma
sont généralement quantifiés dans les échantillons d’environnement et d’aliment par spectrométrie gamma
au germanium de haute pureté (HPGe). À la suite d’un accident nucléaire, il est recommandé d’appliquer
une approche de dépistage reposant sur des méthodes d’essai rapides. Cette approche a pour but d’aider les
responsables à décider si les concentrations d’activité dans les échantillons d’environnement et d’aliment
[2]
sont supérieures ou inférieures aux niveaux opérationnels d’intervention (NOI) , qui sont spécialement
définis pour déterminer les actions protectrices à mettre en place. Dans une situation d’urgence nucléaire,
ces NOI spécifiques aux radionucléides pour les concentrations en aliments, lait et eau, déterminées en
laboratoire, seraient utilisés pour mesurer l’efficacité des actions de protection et déterminer si d’autres
[2][3]
actions sont nécessaires .
En 1989, suite à l’accident de Tchernobyl, la première version des Niveaux de Référence (NR) du codex pour
les radionucléides dans les aliments contaminés suite à une urgence nucléaire ou radiologique (ci-après
appelés «NR du codex») a été adoptée. Les NR du codex ont été revus en 2006 et sont inclus dans la norme
[4][5]
générale pour les contaminants et les toxines dans les aliments. Dans une situation d’urgence nucléaire,
106 106 131
les NR du codex pour les radionucléides émetteurs gamma tels que le Ru/ Rh et l’ I sont de 100 Bq
−1 60 103 137 134 144 −1
kg . Le NR pour le Co, le Ru, le Cs, le Cs et le Ce est supérieur à 1 000 Bq kg mais une limite
−1
basse de 100 Bq kg demeure applicable aux aliments pour bébés. Les NOI spécifiques des radionucléides
par défaut applicables aux concentrations en aliment, lait et eau résultant de l’analyse en laboratoire définis
[6]
par la FAO, l’AIEA, l’OIT, l’OCDE/AEN, l’OPS, l’OCHA et l’OMS ont été récemment revus .
NOTE Les NR du codex représentent les concentrations d’activité dans les aliments qui devaient produire une
dose efficace de 1 mSy/an pour les individus (bébés et adultes) conformément aux dernières recommandations de
la Commission Internationale sur la Radioprotection (CIRP) si l’on considère que 550 kg d’aliments sont consommés
chaque année par un adulte et 200 kg d’aliments et de lait sont consommés chaque année par un bébé, 10 % du régime
alimentaire étant des aliments importés dont la totalité est contaminée, ce qui donne un facteur de production importé
de 0,1. Pour plus de commodité, les valeurs NR ont été arrondies et les radionucléides ayant des coefficients de dose
par ingestion similaires ont été regroupés et ont donné des valeurs NR similaires. Cependant, différents NR ont été
obtenus pour les bébés et les adultes, en raison des différences d’absorption des radionucléides, de métabolisme et de
sensibilité aux rayonnements.
Il convient que la préparation aux situations d’urgence inclue la planification de la mise en œuvre de
méthodes d’essai optimisées permettant de fournir des estimations rapides de la concentration d’activité à
comparer aux NOI. Ainsi, il est justifié que les laboratoires d’essai effectuant les mesurages des radionucléides
émetteurs gamma pendant une situation d’urgence utilisent une norme internationale relative à une méthode
de dépistage par spectrométrie gamma. Ces laboratoires doivent obtenir une accréditation spécifique pour
mesurer les radionucléides dans les échantillons d’environnement et/ou d’aliment.
vi
Le présent document décrit, après un échantillonnage adéquat, une manipulation et une préparation
appropriées de l’échantillon, une méthode de dépistage pour quantifier rapidement la concentration
d’activité de l’iode et du césium dans les échantillons d’environnement et d’aliment à l’aide d’un spectromètre
à scintillation dans une situation d’urgence.
Le présent document fait partie d’une série de normes internationales génériques sur le mesurage de la
radioactivité.
vii
Norme internationale ISO 19581:2025(fr)
Mesurage de la radioactivité — Radionucléides émetteurs
gamma — Méthode d'essai de dépistage par spectrométrie
gamma utilisant des détecteurs par scintillation
AVERTISSEMENT — Il convient que l’utilisateur du présent document connaisse bien les pratiques
courantes des laboratoires d’essai. Le présent document n’a pas pour but de traiter de tous les
problèmes de sécurité qui sont, le cas échéant, liés à son utilisation. Il incombe à l’utilisateur du
présent document d’établir des pratiques appropriées en matière d’hygiène et de sécurité, et de
s’assurer de la conformité à la réglementation nationale en vigueur.
IMPORTANT — Il est indispensable que les essais menés selon le présent document soient effectués
par un personnel ayant reçu une formation adéquate.
1 Domaine d’application
Le présent document spécifie une méthode d’essai de dépistage pour quantifier rapidement la concentration
131 132 134 137
d’activité des radionucléides émetteurs gamma tels que l’ I, le Te, le Cs et le Cs, dans des
échantillons pour essai solides ou liquides par spectrométrie gamma à l’aide de détecteurs à scintillation de
[7]
résolution inférieure à celle des détecteurs HPGe (voir l’IEC 61563 ).
Cette méthode d’essai peut être utilisée pour mesurer les matrices environnementales potentiellement
contaminées (y compris le sol), les échantillons d’aliment ainsi que les matériaux ou produits industriels
[8]
adéquatement conditionnés. Les techniques de préparation des échantillons utilisées dans la méthode de
dépistage ne sont pas spécifiées dans le présent document car, hormis un simple traitement (découpage,
broyage, etc.), aucune technique spéciale de préparation des échantillons n’est requise. Même si le mode
opératoire d’échantillonnage est capital dans le cas du mesurage de la radioactivité dans les échantillons, il
ne fait pas partie du domaine d’application du présent document; d’autres normes internationales relatives
aux modes opératoires d’échantillonnage utilisables avec le présent document sont disponibles (voir les
Références [9] [10] [11] [12] [13] [14]).
131 134
La méthode d’essai s’applique au mesurage des radionucléides émetteurs gamma tels que l’ I, le Cs et
le Cs. En utilisant des volumes d’échantillon de 0,5 l à 1,0 l dans un bécher Marinelli et une durée de
−1
comptage de 5 min à 20 min, un seuil de décision de 10 Bq.kg peut être obtenu à l’aide d’un spectromètre
à scintillations disponible dans le commerce [par exemple spectromètre équipé d’un cristal d’iodure de
sodium activé au thallium (NaI(Tl)) ayant un détecteur d’une dimension de 2” ϕ × 2” (50,8 mm Ø × 50,8 mm),
d’une résolution de 7 % (FWHM) à 662 keV, d’une épaisseur de plomb de 30 mm].
Cette méthode d’essai peut également être effectuée dans un laboratoire «de fortune» voire à l’extérieur
d’un laboratoire d’essai sur des échantillons directement mesurés sur leur lieu de prélèvement.
Dans une situation d’urgence nucléaire ou radiologique, cette méthode d’essai permet de mesurer rapidement
la concentration d’activité d’échantillons potentiellement contaminés pour la comparer aux niveaux
opérationnels d’intervention (NOI) définis par les responsables et qui devraient provoquer une intervention
[2]
d’urgence prédéterminée pour réduire les risques liés aux rayonnements existants .
En raison de l’incertitude associée aux résultats obtenus avec cette méthode d’essai, les échantillons
pour essai nécessitant des résultats d’essai plus précis peuvent être mesurés par spectrométrie gamma
à détecteurs en germanium à haute pureté (HPGe) dans un laboratoire d’essai, après une préparation
[15][16]
appropriée des échantillons pour essai .
Le présent document ne comprend aucun critère permettant d’établir la concentration d’activité des NOI.
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences du présent document. Pour les références datées, seule l’édition citée s’applique. Pour
les références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y compris les éventuels
amendements).
ISO 11929 (toutes les parties), Détermination des limites caractéristiques (seuil de décision, limite de détection
et extrémités de l’intervalle de confiance) pour mesurages de rayonnements ionisants — Principes fondamentaux
et applications
ISO 80000-10, Grandeurs et unités — Partie 10: Physique atomique et nucléaire
IEC 61453, Instrumentation nucléaire — Équipements avec détecteurs à scintillation de rayonnement gamma
pour le dosage des radionucléides — Étalonnage et essais individuels
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions donnés dans l’ISO 80000-10 ainsi que les
suivants s’appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en normalisation,
consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/
3.1
blanc
échantillon d’un matériau similaire à l’échantillon pour essai, mais contenant des impuretés radioactives en
quantités négligeables par rapport à l’échantillon
[SOURCE: ISO 20042:2019, 3.2]
3.2
situation d’urgence
situation inhabituelle qui nécessite une action rapide, principalement pour atténuer un danger ou des
conséquences néfastes pour la santé et la sécurité des personnes, les biens et l’environnement
[SOURCE: AIEA. Glossaire de la sûreté et de la sécurité nucléaire de l’AIEA: édition de 2022. Vienne: AIEA,
2022. 248 p.]
Note 1 à l'article: Il s’agit aussi bien de situations d’urgence nucléaire ou radiologique que de situations d’urgence
classique telles que les incendies, les rejets de produits chimiques dangereux, les tempêtes ou les séismes. Sont
incluses les situations dans lesquelles il est justifié d’entreprendre une action rapide pour atténuer les effets d’un
[2]
danger ressenti .
3.3
niveau opérationnel d’intervention
NOI
niveau fixé pour une grandeur mesurable, qui correspond à un critère générique
[SOURCE: AIEA. Glossaire de la sûreté et de la sécurité nucléaire de l’AIEA: édition de 2022. Vienne: AIEA,
2022. 248 p.]
Note 1 à l'article: Les NOI sont habituellement exprimés en termes de débits de dose ou d’activité de matières
radioactives rejetées, de concentrations dans l’air intégrées sur le temps, de concentrations sur le sol ou les surfaces, ou
d’activités massique ou volumiques des radionucléides dans des échantillons d’environnement, d’aliment ou d’eau. Un
niveau opérationnel d’intervention est utilisé immédiatement et directement (sans autre évaluation) pour déterminer
[2]
les actions protectrices appropriées sur la base de mesurages environnementaux .
3.4
niveau de référence
ou de concentration d’activité au-dessus duquel il est inapproprié de prévoir d’autoriser des expositions et
au-dessous duquel l’optimisation de la protection et de la sûreté continuerait d’être mise en œuvre
[SOURCE: Glossaire de la sûreté et de la sécurité nucléaire de l’AIEA: édition de 2022. Vienne: AIEA, 2022. 248 p.]
Note 1 à l'article: La valeur retenue pour le niveau de référence dépendra des circonstances qui prévalent pour les
expositions considérées.
3.5
réponse
R
rapport de la valeur indiquée d’un appareil de mesure à la valeur vraie conventionnelle (activité de référence)
Note 1 à l'article: Le taux de comptage net peut souvent servir de valeur indiquée. La réponse est également applicable
à l’équipement qui fournit une valeur indiquée directe de l’activité ou de la concentration d’activité.
3.6
niveau de dépistage
ND
valeurs définies par le laboratoire, tenant compte des caractéristiques de l’équipement de mesure et de la
méthode d’essai pour garantir que le résultat d’essai et son incertitude obtenue sont adaptés à la comparaison
avec les niveaux opérationnels d’intervention (NOI) (3.3)
Note 1 à l'article: Le niveau de dépistage est inférieur au niveau opérationnel d’intervention.
Note 2 à l'article: L’aliment est propre à la consommation si le niveau de dépistage n’est pas dépassé.
4 Symboles
Pour les besoins du présent document, les symboles suivants s’appliquent.
A Activité de chaque radionucléide dans la source de référence, lors du mesurage, en becquerels.
c Concentration d’activité de chaque radionucléide, exprimée en becquerels par kilogramme.
A
c Concentration d’activité qui correspond au niveau de dépistage de chaque radionucléide,
A,SL
exprimée en becquerels par kilogramme.
c Concentration d’activité qui correspond au niveau de référence de chaque radionucléide,
A,RL
exprimée en becquerels par kilogramme.
*
Seuil de décision, avec et sans corrections, en becquerels par kilogramme.
c
A
#
Limite de détection, avec et sans corrections, en becquerels par kilogramme.
c
A
Limites hautes de l’intervalle de confiance, en becquerels par kilogramme.
c
A
R Réponse du radionucléide spécifique, i.
i
ε Rendement de comptage du détecteur à l’énergie, E.
E
ε Rendement de comptage spécifique du radionucléide du détecteur à l’énergie, E, du radio-
i,E
nucléide spécifique, i.
n , Nombre de coups nets dans la gamme d’énergie des rayonnements gamma étudiée, à l’énergie
N,E
E, dans le spectre de l’échantillon, dans le spectre d’étalonnage et dans le spectre obtenu
n
Ns,E,
à partir du mesurage de l’échantillon de référence dont l’activité correspond au niveau de
n
N,SL,E
dépistage, respectivement.
n , n , Nombre de coups bruts dans la gamme d’énergie des rayonnements gamma étudiée, à l’éner-
g,E gb,E
gie E, dans le spectre de l’échantillon, dans le spectre de fond, dans le spectre d’étalonnage
n n
gs,E g,SL,E
et dans le spectre obtenu à partir du mesurage de l’échantillon de référence dont l’activité
correspond au niveau de dépistage, respectivement.
P Probabilité d’émission (intensité d’émission) d’un rayonnement gamma avec l’énergie, E, de
E
chaque radionucléide, par désintégration.
t Durée active de comptage de l’échantillon, en secondes.
g
t Durée active de comptage de fond, en secondes.
b
t Durée active de comptage de la source de référence, en secondes.
s
t Durée active de comptage, en secondes, d’un échantillon de référence dont l’activité corres-
SL
pond à un niveau de dépistage.
t Distribution t bilatérale avec k − 1 représentant le degré de liberté et α la probabilité aux
k-1,α
deux côtés.
u(c ) Incertitude-type associée au résultat de mesure c , avec et sans corrections, en becquerels
A A
par kilogramme.
U Incertitude élargie, calculée par U = k∙u(c ) où k = 1, 2., en becquerels par kilogramme.
A
m Masse de l’échantillon pour essai, en kilogrammes.
α, β Probabilité d’un faux positif et d’un faux négatif, respectivement.
1 − γ Probabilité relative à l’intervalle élargi du mesurande.
5 Principe
Pendant une situation d’urgence nucléaire ou radiologique, il est essentiel de mesurer rapidement la
concentration d’activité dans des échantillons d’environnement et d’aliments potentiellement contaminés
pour protéger les opérateurs et le public, conformément aux normes internationales, en maintenant les doses
[3]
en dessous des niveaux de dose. Les organismes responsables de la gestion des situations d’urgence savent
qu’une bonne préparation peut sensiblement améliorer l’intervention d’urgence. Ainsi, les NOI par défaut
pour les aliments sont définis par les autorités nationales, et les modes opératoires de mesure utilisant un
matériel de détection de la contamination courant sont mis en œuvre pour remplir les critères des NOI.
Il convient que cela soit effectué dans le cadre du processus de préparation aux situations d’urgence. Le
processus d’évaluation des concentrations en radionucléides dans les aliments, le lait et l’eau est illustré à la
Figure 1. Pendant le processus d’évaluation des concentrations en radionucléides dans les aliments, le lait et
l’eau, il convient de dépister les aliments potentiellement contaminés sur une large zone et de les analyser
pour déterminer rapidement la concentration d’activité des radionucléides totaux et/ou individuels. Si les
NOI ne sont pas dépassés, les aliments, le lait et l’eau sont propres à la consommation pendant la phase
d’urgence. Si un NOI est dépassé, il convient de déterminer les concentrations spécifiques en radionucléides
dans les aliments, le lait et l’eau. Enfin, dès que possible, il convient de suivre les conseils donnés dans la
Référence [21] pour déterminer si les aliments, le lait ou l’eau peuvent être commercialisés au niveau
[22]
international et il convient d’appliquer les critères nationaux ou les conseils de l’OMS pour déterminer si
[6]
les aliments, le lait ou l’eau peuvent être consommés sur le long terme après la phase d’urgence .
Figure 1 — Exemple de processus d’évaluation des concentrations en radionucléides dans les
aliments (voir les explications dans le texte et modifiées par rapport à la Référence [6])
Les laboratoires doivent prendre les dispositions nécessaires pour effectuer des analyses appropriées
et fiables des échantillons d’environnement et d’aliments en vue d’une intervention d’urgence. Ainsi, il
est nécessaire d’appliquer une approche de dépistage utilisant une méthode d’essai rapide qui fournit
rapidement des résultats d’essai aux responsables. Cette approche a pour but, pendant la période de contrôle
consécutive à la situation d’urgence nucléaire ou radiologique, de déterminer si les aliments destinés à la
consommation humaine ou animale sont consommables et s’ils peuvent être commercialisés au niveau
international.
Les principales matières radioactives rejetées dans l’atmosphère lors d’un accident nucléaire sont des
131 132 133 134 136 137
éléments volatils tels que les isotopes de l’iode ( I, I, I), les isotopes du césium ( Cs, Cs, Cs)
et le tellure ( Te). Les échantillons d’environnement, d’aliments et d’aliments pour animaux peuvent au
131 [23]
départ contenir des concentrations d’activité élevées de l’ I par rapport aux isotopes du césium. Bien
que les rejets soient souvent également dominés par les gaz nobles, ceux-ci ne se retrouvent pas dans les
aliments.
Par conséquent, le contrôle à mettre en place immédiatement après une situation d’urgence nucléaire ou
radiologique requiert une méthode d’essai conçue pour dépister la concentration d’activité de l’ I dans
les échantillons d’environnement et d’aliments. Lors de l’utilisation d’une méthode d’essai avec un système
de détecteur à scintillation intégrant un spectromètre (ci-après appelé spectromètre à scintillation) ou un
détecteur portable de rayonnements gamma (par exemple radiamètre) sans fonction de discrimination des
radionucléides, l’ I n’est pas déterminé séparément des autres isotopes de l’iode et du césium en raison
de la mauvaise résolution en énergie des détecteurs. Lors de l’utilisation d’une méthode d’essai avec un
131 134 137
spectromètre à scintillation, l’ I, le Cs et le Cs peuvent être discriminés et potentiellement quantifiés.
Cependant, l’utilisation d’un analyseur multicanaux (AMC) équipé d’un programme de déconvolution des
pics n’évite pas les contributions dans la gamme étudiée d’autres radionucléides, notamment les isotopes de
l’iode à courte durée de vie, les césiums et les radionucléides naturels. La concentration d’activité de l’ I
peut donc être surestimée mais cela est considéré comme acceptable pendant la phase immédiatement
consécutive à une situation d’urgence nucléaire ou radiologique pour évaluer rapidement la contamination.
Quelques mois après la situation d’urgence nucléaire ou radiologique, les radionucléides à courte durée de
vie, notamment les isotopes de l’iode, se sont désintégrés. Les radionucléides dont la durée de vie est plus
134 137
longue, notamment le Cs et le Cs, deviennent prédominants dans les échantillons d’environnement
et d’aliments. Pendant cette dernière période, lors de l’utilisation d’une méthode d’essai avec un détecteur
portable de rayonnements gamma (par exemple radiamètre) sans fonction de discrimination des
134 137
radionucléides, la concentration d’activité du Cs et du Cs ne peut pas être quantifiée séparément et le
134 137
résultat d’essai est considéré comme l’activité brute du Cs et du Cs. Avec un spectromètre à scintillation,
les concentrations d’activité des radionucléides individuels peuvent être déterminées. Toutefois, les
contributions des radionucléides naturels peuvent être inévitables, même pendant cette dernière période.
NOTE Dans la dernière étape, la composition du radionucléide est généralement connue, notamment le rapport
134 137
du Cs au Cs; cela permet d’estimer la concentration d’activité des isotopes individuels du césium à l’aide des
résultats de l’activité brute.
Le mesurage direct sans traitement de rétention, évaporation ou calcination de l’iode, peut être utilisé pour
mesurer la concentration d’activité rapidement pendant la situation d’urgence nucléaire ou radiologique et
durant la période de contrôle qui lui succède. L’échantillon pour essai est mesuré directement sans aucune
préparation, de préférence dans un récipient tel qu’un bécher Marinelli.
Lorsque les essais sont effectués pour contrôler la concentration d’activité de l’échantillon en fonction des
NOI définis par l’autorité nationale, il convient d’établir les niveaux de dépistage dans une gamme allant de la
moitié de ces NOI à une valeur proche des NOI afin d’éviter les faux positifs.
La limite haute de l’intervalle de confiance de la meilleure estimation de la valeur vraie pour le niveau de
dépistage, C , doit être inférieure à celle du niveau de référence, C , avec un intervalle de confiance de
A,SL A,RL
95 % (α = 0,05, k = 2) comme indiqué dans la Formule (1) suivante:
CC=+tu⋅ CC< (1)
()
AA,,SL SL kA−1,,α SL A,RL
où
t est la distribution t bilatérale;
uC est l’incertitude de la meilleure estimation de la valeur vraie pour le niveau de dépistage.
()
A,SL
La fonction de distribution de probabilité associée aux résultats d’essai peut être obtenue en répétant les
essais sur les mêmes échantillons. Il convient de déterminer uC en effectuant des mesurages répétés
()
A,SL
avec la durée de comptage minimale d’une source ou d’un matériau de référence ayant une activité proche du
niveau de dépistage du radionucléide soumis à essai et ne contenant pas d’autres radionucléides. Il convient
que C spécifie le nombre de mesurages répétés qui permettraient d’utiliser une distribution t (voir 8.3).
A,SL
Le présent document recommande de répéter les mesurages d’un même échantillon au moins 4 fois.
Pour s’assurer de la fiabilité de l’essai de dépistage, le seuil de décision [voir l’ISO 11929 (série)] est défini
en tenant compte du fait que la durée de comptage doit être raccourcie pour obtenir les résultats d’essai
rapidement pour un grand nombre d’échantillons. Le présent document spécifie qu’un quart de la valeur NOI
est une valeur appropriée pour le seuil de décision.
NOTE Les faux négatifs ne sont pas couverts par le présent document. Néanmoins, il arrive fréquemment que la
probabilité d’un faux négatif concernant le niveau de dépistage, déterminé par la Formule (1), s’avère égale à celle d’un
faux positif. La probabilité d’un faux négatif peut également être réduite en abaissant le niveau de dépistage à une
valeur inférieure à celle déterminé par la Formule (1).
6 Appareillage
Plusieurs types de spectromètres à scintillation peuvent être utilisés pour dépister l’échantillon. Les cristaux
scintillateurs disponibles dans le commerce qui seraient utiles pour l’essai de dépistage sont indiqués dans
le Tableau 1.
Tableau 1 — Exemples de cristaux scintillateurs disponibles dans le commerce, avec les dimensions
types et la résolution du détecteur
Cristal Dimensions du détecteur Résolution à 662 keV
50,8 mm ϕ × 50,8 mm
a
NaI(Tl) <8 %
127 mm ϕ × 127 mm
b
CsI(Tl) 110 mm ϕ × 25 mm 10 %
c
LaBr (Ce) 38,1 mm ϕ × 38,1 mm 3 %
d
SrI(Eu) 25,4 mm ϕ × 25,4 mm <4 %
e,f
CeBr 50,8 mm ϕ × 50,8 mm <4 %
g
GAGG(Ce) 50,8 mm ϕ × 50,8 mm <7 %
h
BGO 50,8 mm ϕ × 50,8 mm 10 %
i
CLYC 50,8 mm ϕ × 50,8 mm <5 %
a
Alpha Spectra, Inc., Large Volume Detectors Data Sheet. https:// alphaspectra .com/ wp -content/ uploads/ ASI -Large -Volume
-Detectors -Data -Sheet .pdf
b
Hamamatsu Photonics K.K., C12137 series. https:// www .hamamatsu .com/ content/ dam/ hamamatsu -photonics/ sites/
documents/ 99 _SALES _LIBRARY/ ssd/ c12137 _series _kacc1196e .pdf
c
Mirion Technologies, Inc. Lanthanum Bromide Scintillation Detector. https:// www .mirion .com/ products/ technologies/
spectroscopy -scientific -analysis/ gamma -spectroscopy/ detectors/ scintillation -czt -detectors -accessories/ labr3 -15 -x -15
-lanthanum -bromide -scintillation -detector
d
RADIATION MONITORING DEVICES, Gamma Scintillator Properties SrI2. https:// www .rmdinc .com/ assets/ Strontium -Iodide
-SrI2 -Gamma -Scintillator -Properties .pdf
e
Scionix Holland B.V., Properties and use of scintillation materials. https:// scionix .nl/ scintillation -crystals/ #tab -id -5
f
Hellma Materials, Radiation Detection Materials. https:// www .hellma .com/ fileadmin/ fos/ Website/ Broschueren _Flyer
_Handhabung/ Hellma _Materials/ Englisch/ Radiation _Detection _Materials .pdf
g
Corporation, Products information of GAGG. https:// www .c -and -a .jp/ products _details/ products _detail _GAGG .html
h
Alpha Spectra, Inc., BGO Detectors Data Sheet. https:// alphaspectra .com/ wp -content/ uploads/ ASI -BGO -Detectors -Data
-Sheet -1 .pdf
i
RADIATION MONITORING DEVICES, Gamma Scintillator Properties CLYC. https:// www .rmdinc .com/ assets/ CLYC -Gamma
-Neutron -Scintillator -Properties .pdf
NOTE Il s’agit d’exemples de produits appropriés disponibles. Cette information est donnée à l’intention des utilisateurs du
présent document et ne signifie nullement que l’ISO approuve ou recommande l’emploi exclusif des produits ainsi désignés.
Un appareil de spectrométrie est constitué de deux parties: le détecteur à scintillation avec électronique
enfichable ou externe et analyseur multicanaux, et le dispositif qui gère le stockage et l’analyse des spectres
mesurés. L’instrument est généralement raccordé à un ordinateur personnel pour le contrôle et l’analyse en
cas d’installation et d’utilisation dans un laboratoire. L’électronique de traitement des signaux numériques
est généralement utilisée. Les spectromètres à scintillation porta
...
Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
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