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Qu’est-ce que Sievert – Unité de dose équivalente – Définition

En radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace. Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. Dosimétrie des rayonnements

sievert - rayonnementEn radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace. Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. L’unité de sievert est importante en radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Comme cela a été écrit, le sievert est utilisé pour les quantités de dose de rayonnement telles que la dose équivalente et la dose efficace. La dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H T . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

Sievert et Gray

Aux fins de la radioprotection , la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement , w R , pour le type et l’énergie du rayonnement incident sur le corps. Le facteur de pondération du rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. La dose pondérée résultante a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

dose équivalente - équation - définition

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Tableau des facteurs de pondération des rayonnements. Source: CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique

Une dose équivalente d’ un Sievert représente la quantité de dose de rayonnement qui est équivalente, en termes de dommages biologiques spécifiés , à un gris de rayons X ou de rayons gamma . Une dose d’ un Sv causée par un rayonnement gamma équivaut à un dépôt d’énergie d’un joule dans un kilogramme de tissu. Cela signifie qu’un sievert équivaut à un gray de rayons gamma déposés dans certains tissus. D’un autre côté, des dommages biologiques similaires (un sievert) ne peuvent être causés que par 1/20 gray de rayonnement alpha (dû à un w R élevé de rayonnement alpha). Par conséquent, le sievert n’est pas une unité de dose physique. Par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha entraînera une dose équivalente de 20 Sv. Cela peut sembler être un paradoxe. Cela implique que l’énergie du champ de rayonnement incident en joules a augmenté d’un facteur 20, violant ainsi les lois de conservation de l’énergie . Cependant, ce n’est pas le cas. Sievert est dérivé de la quantité physique de dose absorbée, mais prend également en compte l’ efficacité biologique du rayonnement, qui dépend du type de rayonnement et de l’énergie. Le facteur de pondération du rayonnement fait que le sievert ne peut pas être une unité physique.

Un sievert est une grande quantité de dose équivalente. Une personne qui a absorbé une dose corporelle de 1 Sv a absorbé un joule d’énergie dans chaque kg de tissu corporel (en cas de rayons gamma).

Les doses équivalentes  mesurées dans l’industrie et la médecine ont souvent des doses généralement inférieures à un sievert, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

Les conversions des unités SI en d’autres unités sont les suivantes:

  • 1 Sv = 100 rem
  • 1 mSv = 100 mrem

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

Pour le rayonnement photonique et électronique, le facteur de pondération du rayonnement a la valeur 1 indépendamment de l’énergie du rayonnement et pour le rayonnement alpha la valeur 20. Pour le rayonnement neutronique, la valeur dépend de l’énergie et s’élève à 5 à 20.

Facteurs de pondération des rayonnements
Source: ICRP, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité (Q) et facteur de pondération des radiations (wR). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

En 2007, la CIPR a publié un nouvel ensemble de facteurs de pondération des rayonnements (CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique). Ces facteurs sont indiqués ci-dessous.

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Source: CIPR, 2007. Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.

Comme le montre le tableau, aw R de 1 est pour toutes les radiations à faible LET, c’est-à-dire les rayons X et les rayons gamma de toutes les énergies ainsi que les électrons et les muons. Une courbe lisse, considérée comme une approximation, a été ajustée aux valeurs de w R en fonction de l’énergie neutronique incidente. Notez que E n est l’énergie neutronique en MeV.

facteur de pondération de rayonnement - neutrons - ICRP
Le facteur de pondération du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’énergie neutronique (- – -) et de la modification proposée (-).

Ainsi, par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha conduira à une dose équivalente de 20 Sv, et une dose équivalente de rayonnement est estimée avoir le même effet biologique qu’une quantité égale de dose absorbée de rayons gamma, qui est étant donné un facteur de pondération de 1.

Voir aussi: Facteur de qualité

Exemples de doses à Sieverts

Nous devons noter que le rayonnement est tout autour de nous. Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une force d’énergie naturelle qui nous entoure. C’est une partie de notre monde naturel qui est ici depuis la naissance de notre planète. Dans les points suivants, nous essayons d’exprimer d’énormes plages d’exposition aux rayonnements, qui peuvent être obtenues à partir de diverses sources.

  • 0,05 µSv – Dormir à côté de quelqu’un
  • 0,09 µSv – Vivant à moins de 30 miles d’une centrale nucléaire pendant un an
  • 0,1 µSv – Manger une banane
  • 0,3 µSv – Vivant à moins de 50 miles d’une centrale à charbon pendant un an
  • 10 µSv – Dose journalière moyenne reçue du milieu naturel
  • 20 µSv – Radiographie thoracique
  • 40 µSv – Un vol en avion de 5 heures
  • 600 µSv – mammographie
  • 1 000 µSv – Limite de dose pour chaque membre du public, dose efficace totale par an
  • 3 650 µSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel
  • 5 800 µSv – tomodensitométrie thoracique
  • 10 000 µSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel à Ramsar, Iran
  • 20000 µSv – tomodensitométrie complète du corps entier
  • 175 000 µSv – Dose annuelle de rayonnement naturel sur une plage de monazite près de Guarapari, Brésil.
  • 5 000 000 µSv – Dose qui tue un humain avec un risque de 50% dans les 30 jours (DL50 / 30), si la dose est reçue sur une très courte durée .

Comme on peut le voir, les doses faibles sont courantes dans la vie de tous les jours. Les exemples précédents peuvent aider à illustrer les grandeurs relatives. Du point de vue des conséquences biologiques, il est très important de distinguer les doses reçues sur des périodes courtes et prolongées . Une « dose aiguë » est une dose qui se produit sur une courte période de temps, tandis qu’une « dose chronique »»Est une dose qui se prolonge pendant une période de temps prolongée afin d’être mieux décrite par un débit de dose. Des doses élevées ont tendance à tuer les cellules, tandis que de faibles doses ont tendance à les endommager ou à les modifier. De faibles doses réparties sur de longues périodes ne causent pas de problème immédiat à aucun organe du corps. Les effets de faibles doses de rayonnement se produisent au niveau de la cellule et les résultats peuvent ne pas être observés pendant de nombreuses années.

Calcul du débit de dose blindé chez Sieverts

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent . Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

dose équivalente - sievert - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

……………………………………………………………………………………………………………………………….

Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que Roentgen Equivalent Man – rem – Unit – Definition

En radioprotection, le rem (une abréviation de Roentgen Equivalent Man) est l’unité non SI de la dose équivalente, qui est principalement utilisée aux États-Unis. Le rem représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’une centaine d’ergs (un rad) d’énergie des rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. Dosimétrie des rayonnements

roentgen équivalent homme - remEn radioprotection, le rem (une abréviation de Roentgen Equivalent Man ) est l’unité non SI de la dose équivalente , qui est principalement utilisée aux États-Unis. Le rem représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’ une centaine d’ergs ( un rad ) d’énergie des rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. Le rem n’est pas dérivé de l’unité d’ exposition , le roentgen . L’acronyme est maintenant un artefact historique trompeur, car 1 roentgen dépose en fait environ 0,96 rem dans les tissus biologiques mous, lorsque tous les facteurs de pondération sont égaux à l’unité.

Comme cela a été écrit, le rem est utilisé pour les quantités de dose de rayonnement telles que la dose équivalente et la dose efficace . La dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

REM et RAD

Aux fins de la radioprotection , la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement , w R , pour le type et l’énergie du rayonnement incident sur le corps. Le facteur de pondération du rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. La dose pondérée résultante a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

dose équivalente - équation - définition

Une dose équivalente d’ un rem représente la quantité de dose de rayonnement qui est équivalente, en termes de dommages biologiques spécifiés , à un rad de rayons X ou de rayons gamma . Une dose d’ un rem causée par un rayonnement gamma équivaut à un dépôt d’énergie d’une centaine d’ergs d’énergie dans un kilogramme de tissu. Cela signifie qu’un rem équivaut à un rad de rayons gamma déposés dans certains tissus. D’un autre côté, des dommages biologiques similaires (un rem) ne peuvent être causés que par 1/20 rad de rayonnement alpha (dû à un w R élevé de rayonnement alpha). De même que pour les sieverts, les rems ne sont pas non plus une unité de dose physique. Par exemple, une dose absorbée de 1 rad par des particules alpha entraînera une dose équivalente de 20 rems. Cela peut sembler être un paradoxe. Cela implique que l’énergie du champ de rayonnement incident dans les ergs a augmenté d’un facteur 20, violant ainsi les lois de conservation de l’énergie . Cependant, ce n’est pas le cas. Le rem est dérivé de la quantité physique absorbée, mais prend également en compte l’ efficacité biologique du rayonnement, qui dépend du type de rayonnement et de l’énergie. Le facteur de pondération du rayonnement fait que le rem ne peut pas être une unité physique.

Un rem est également une grande quantité de dose équivalente. Une personne qui a absorbé une dose corporelle de 1 rem a absorbé cent ergs d’énergie dans chaque kg de tissu corporel (en cas de rayons gamma).

Les doses équivalentes mesurées dans l’industrie et la médecine ont souvent des doses inférieures à un rem, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mrem (millirem) = 1E-3 rem

1 krem ​​(kilorem) = 1E3 rem

Les conversions des unités SI en d’autres unités sont les suivantes:

  • 1 Sv = 100 rem
  • 1 mSv = 100 mrem

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

Pour le rayonnement photonique et électronique, le facteur de pondération du rayonnement a la valeur 1 indépendamment de l’énergie du rayonnement et pour le rayonnement alpha la valeur 20. Pour le rayonnement neutronique, la valeur dépend de l’énergie et s’élève à 5 à 20.

Facteurs de pondération des rayonnements
Source: ICRP, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité (Q) et facteur de pondération des radiations (wR). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

En 2007, la CIPR a publié un nouvel ensemble de facteurs de pondération des rayonnements (CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique). Ces facteurs sont indiqués ci-dessous.

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Source: CIPR, 2007. Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.

Comme le montre le tableau, aw R de 1 est pour toutes les radiations à faible LET, c’est-à-dire les rayons X et les rayons gamma de toutes les énergies ainsi que les électrons et les muons. Une courbe lisse, considérée comme une approximation, a été ajustée aux valeurs de w R en fonction de l’énergie neutronique incidente. Notez que E n est l’énergie neutronique en MeV.

facteur de pondération de rayonnement - neutrons - ICRP
Le facteur de pondération du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’énergie neutronique (- – -) et de la modification proposée (-).

Ainsi, par exemple, une dose absorbée de 1 rad par des particules alpha conduira à une dose équivalente de 20 rem, et une dose équivalente de rayonnement est estimée avoir le même effet biologique qu’une quantité égale de dose absorbée de rayons gamma, ce qui est étant donné un facteur de pondération de 1.

Voir aussi: Facteur de qualité

Exemples de doses in rems

Nous devons noter que le rayonnement est tout autour de nous. Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une force d’énergie naturelle qui nous entoure. C’est une partie de notre monde naturel qui est ici depuis la naissance de notre planète. Dans les points suivants, nous essayons d’exprimer d’énormes plages d’exposition aux rayonnements, qui peuvent être obtenues à partir de diverses sources.

  • 0,005 mrem – Dormir à côté de quelqu’un
  • 0,009 mrem  – Vivant à moins de 30 miles d’une centrale nucléaire pendant un an
  • 0,01 mrem  – Manger une banane
  • 0,03 mrem  – Vivant à moins de 50 miles d’une centrale à charbon pendant un an
  • 1 mrem  – Dose journalière moyenne reçue du milieu naturel
  • 2 mrem  – Radiographie thoracique
  • 4 mrem  – Un vol en avion de 5 heures
  • 60 mrem  – mammographie
  • 100 mrem  – Limite de dose pour chaque membre du public, dose efficace totale par an
  • 365 mrem  – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel
  • 580 mrem  – tomodensitométrie thoracique
  • 1 000 mrem  – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel à Ramsar, Iran
  • 2 000 mrem  – tomodensitométrie unique
  • 17 500 mrem  – Dose annuelle de rayonnement naturel sur une plage de monazite près de Guarapari, Brésil.
  • 500 000 mrem  – Dose qui tue un humain avec un risque de 50% dans les 30 jours (DL50 / 30), si la dose est reçue sur une très courte durée .

Comme on peut le voir, les doses faibles sont courantes dans la vie de tous les jours. Les exemples précédents peuvent aider à illustrer les grandeurs relatives. Du point de vue des conséquences biologiques, il est très important de distinguer les doses reçues sur des périodes courtes et prolongées . Une « dose aiguë » est une dose qui se produit sur une courte période de temps, tandis qu’une « dose chronique »»Est une dose qui se prolonge pendant une période de temps prolongée afin d’être mieux décrite par un débit de dose. Des doses élevées ont tendance à tuer les cellules, tandis que de faibles doses ont tendance à les endommager ou à les modifier. De faibles doses réparties sur de longues périodes ne causent pas de problème immédiat à aucun organe du corps. Les effets de faibles doses de rayonnement se produisent au niveau de la cellule et les résultats peuvent ne pas être observés pendant de nombreuses années.

Calcul du débit de dose blindé en rems

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent en sieverts et rems. Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

rem - débit de dose - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que le calcul du débit de dose blindé chez Sieverts – Définition

Calculez le débit de dose de photons primaires, en sievert par heure (Sv.h-1), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Dosimétrie des rayonnements

sievert - rayonnementEn radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace. Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. L’unité de sievert est importante en radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Calcul du débit de dose blindé chez Sieverts

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent . Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

dose équivalente - sievert - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que le facteur de pondération des rayonnements – Définition

En radioprotection, le facteur de pondération de rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. Dosimétrie des rayonnements

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRPLa dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H T . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Comme il a été écrit, à des fins de radioprotection , la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement , w R , pour le type et l’énergie de rayonnement incident sur le corps. Le facteur de pondération du rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. La dose pondérée résultante a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

dose équivalente - équation - définition

dose équivalente - définition

De la dose absorbée à la dose équivalente

Notez que le sievert n’est pas une unité de dose physique . Par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha entraînera une dose équivalente de 20 Sv. Cela peut sembler être un paradoxe. Cela implique que l’énergie du champ de rayonnement incident en joules a augmenté d’un facteur 20, violant ainsi les lois de conservation de l’énergie . Cependant, ce n’est pas le cas. Sievert est dérivé de la quantité physique de dose absorbée, mais prend également en compte l’ efficacité biologique du rayonnement, qui dépend du type de rayonnement et de l’énergie. Le facteur de pondération du rayonnement fait que le sievert ne peut pas être une unité physique.

Comme cela a été écrit, chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente et provoque des dommages biologiques différents. Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. D’autre part, les particules électriquement neutres n’interagissent qu’indirectement, mais peuvent également transférer une partie ou la totalité de leurs énergies à la matière. Cela simplifierait certainement les choses si les effets biologiquesdes rayonnements étaient directement proportionnels à la dose absorbée. Malheureusement, les effets biologiques dépendent également de la façon dont la dose absorbée est distribuée le long du trajet du rayonnement. Des études ont montré que le rayonnement alpha et neutronique cause des dommages biologiques plus importants pour un dépôt d’énergie donné par kg de tissu que le rayonnement gamma. Il a été découvert que les effets biologiques de tout rayonnement augmentent avec le transfert d’énergie linéaire (LET). En bref, les dommages biologiques causés par les rayonnements à LET élevé ( particules alpha , protons ou neutrons ) sont beaucoup plus importants que ceux causés par les rayonnements à faible LET ( rayons gamma). En effet, les tissus vivants peuvent plus facilement réparer les dommages causés par les rayonnements qui sont répartis sur une grande surface que ceux qui sont concentrés sur une petite zone. Parce que plus de dommages biologiques sont causés pour la même dose physique (c’est-à-dire la même énergie déposée par unité de masse de tissu), un gray de rayonnement alpha ou neutronique est plus nocif qu’un gray de rayonnement gamma. Ce fait que les rayonnements de différents types (et énergies) donnent des effets biologiques différents pour la même dose absorbée est décrit en termes de facteurs connus sous le nom d’ efficacité biologique relative (RBE) et de facteur de pondération des radiations (w R ).

Facteur de pondération de rayonnement

En radioprotection, le facteur de pondération de rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. Dans le passé, un facteur similaire appelé facteur de qualité était utilisé à cette fin. Le facteur de pondération du rayonnement est une estimation de l’efficacité par dose unitaire du rayonnement donné par rapport à une norme à faible LET.

Avant 1990, les quantités équivalentes à la dose étaient définies en termes d’un facteur de qualité, Q (L), qui était appliqué à la dose absorbée en un point afin de prendre en compte les différences dans les effets des différents types de rayonnement. Dans ses recommandations de 1990, la CIPR a introduit un concept modifié. Aux fins de la radioprotection, la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement, w R , pour le type et l’énergie du rayonnement incident sur le corps.

La raison du remplacement du facteur de qualité, c’est-à-dire la relation Q – L, par les valeurs w R dans la définition des doses équivalentes aux organes et de la dose efficace était que la Commission pensait:

«que le détail et la précision inhérents à l’utilisation d’une relation Q – L formelle pour modifier la dose absorbée afin de refléter la probabilité plus élevée de préjudice résultant de l’exposition à des composants de rayonnement à LET élevé ne sont pas justifiés en raison des incertitudes dans les informations radiologiques».

Il convient de noter que ces deux facteurs, le facteur de pondération des rayonnements et le facteur de qualité, sont limités à la plage de doses présentant un intérêt pour la radioprotection, c’est-à-dire à l’amplitude générale des limites de dose. Dans des circonstances particulières où l’on traite des doses plus élevées qui peuvent provoquer des effets déterministes, les valeurs pertinentes de l’EBR sont appliquées pour obtenir une dose pondérée.

Référence spéciale : CIPR, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité ( Q ) et facteur de pondération des radiations ( R ). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

Pour le rayonnement photonique et électronique, le facteur de pondération du rayonnement a la valeur 1 indépendamment de l’énergie du rayonnement et pour le rayonnement alpha la valeur 20. Pour le rayonnement neutronique, la valeur dépend de l’énergie et s’élève à 5 à 20.

Facteurs de pondération des rayonnements
Source: ICRP, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité (Q) et facteur de pondération des radiations (wR). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

En 2007, la CIPR a publié un nouvel ensemble de facteurs de pondération des rayonnements (CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique). Ces facteurs sont indiqués ci-dessous.

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Source: CIPR, 2007. Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.

Comme le montre le tableau, aw R de 1 est pour toutes les radiations à faible LET, c’est-à-dire les rayons X et les rayons gamma de toutes les énergies ainsi que les électrons et les muons. Une courbe lisse, considérée comme une approximation, a été ajustée aux valeurs de w R en fonction de l’énergie neutronique incidente. Notez que E n est l’énergie neutronique en MeV.

facteur de pondération de rayonnement - neutrons - ICRP
Le facteur de pondération du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’énergie neutronique (- – -) et de la modification proposée (-).

Ainsi, par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha conduira à une dose équivalente de 20 Sv, et une dose équivalente de rayonnement est estimée avoir le même effet biologique qu’une quantité égale de dose absorbée de rayons gamma, qui est étant donné un facteur de pondération de 1.

Facteur de qualité

facteur de qualité - rayonnementLe facteur de qualité d’un type de rayonnement est défini comme le rapport des dommages biologiques produits par l’absorption de 1 Gy de ce rayonnement aux dommages biologiques produits par 1 Gy de rayons X ou de rayons gamma.

Le Q d’un certain type de rayonnement est lié à la densité des traces d’ions qu’il laisse derrière lui dans les tissus. Les facteurs de qualité pour les différents types de rayonnement sont répertoriés dans le tableau.

Ces facteurs de qualité sont limités à la gamme de doses présentant un intérêt pour la radioprotection, c’est-à-dire à l’amplitude générale des limites de dose. Dans des circonstances particulières où l’on traite des doses plus élevées qui peuvent provoquer des effets déterministes, les valeurs pertinentes de l’EBR sont appliquées pour obtenir une dose pondérée.

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que le calcul de la dose équivalente – Problème – Définition

Calculez le débit de dose de photons primaires, en gray par heure (Gy.h-1), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent. Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Dosimétrie des rayonnements

dose équivalente - définitionLa dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H T . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Calcul du débit de dose équivalent

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent . Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

dose équivalente - sievert - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Qu’est-ce qu’une dose équivalente – Formule – Équation – Définition

Formule de dose équivalente – Équation. Cet article résume les formules et les équations clés qui peuvent être utilisées pour des calculs de dose équivalente. Dosimétrie des rayonnements

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRPLa dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H T . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). La dose pondérée a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

dose équivalente - équation - définition

dose équivalente - définition

Une dose d’  un Sv  causée par un rayonnement gamma équivaut à un dépôt d’énergie d’un joule dans un kilogramme de tissu. Cela signifie qu’un sievert équivaut à un gray de rayons gamma déposés dans certains tissus. D’un autre côté, des dommages biologiques similaires (un sievert) ne peuvent être causés que par 1/20 gray de rayonnement alpha.

Un sievert est une grande quantité de dose équivalente. Une personne qui a absorbé une dose de 1 Sv pour tout le corps a absorbé un joule d’énergie dans chaque kg de tissu corporel (en cas de rayons gamma).

Les doses équivalentes  mesurées dans l’industrie et la médecine ont souvent des doses généralement inférieures à un sievert, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

Les conversions des unités SI en d’autres unités sont les suivantes:

  • 1 Sv = 100 rem
  • 1 mSv = 100 mrem

Débit de dose équivalent

Le débit de dose équivalent est le débit auquel une dose équivalente est reçue. Il s’agit d’une mesure de l’intensité (ou de la force) de la dose de rayonnement. Le débit de dose équivalent est donc défini comme:

débit de dose équivalent - définition

Dans les unités conventionnelles, elle est mesurée en mSv / s ,  Sv / h, mrem / s ou rem / h. Étant donné que la quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement, la dose absorbée est égale à la force du champ de rayonnement (débit de dose) multipliée par la durée du temps passé dans ce champ. L’exemple ci-dessus indique qu’une personne peut s’attendre à recevoir une dose de 25 millirems en restant dans un champ de 50 millirems / heure pendant trente minutes.

Calcul du débit de dose blindé

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent . Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

dose équivalente - sievert - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce qu’une dose équivalente – Définition

La dose équivalente (symbole HT) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’efficacité du type de rayonnement. Dosimétrie des rayonnements

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRPLa dose équivalente (symbole T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H T . L’unité SI de T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Comme il a été écrit, à des fins de radioprotection , la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement , w R , pour le type et l’énergie de rayonnement incident sur le corps. Le facteur de pondération du rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. La dose pondérée résultante a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

dose équivalente - équation - définition

dose équivalente - définitionUne dose équivalente d’ un Sievert représente la quantité de dose de rayonnement qui est équivalente, en termes de dommages biologiques spécifiés , à un gray de rayons X ou de rayons gamma . La dose équivalente est une quantité non physique (w R est dérivée des conséquences biologiques des rayonnements ionisants) largement utilisée en dosimétrie mesurée par des dosimètres. La dose équivalente est désignée par la CIPR comme une «quantité limite»; spécifier des limites d’exposition pour garantir que «la survenue d’effets stochastiques sur la santé soit maintenue en dessous de niveaux inacceptables et que les réactions tissulaires soient évitées»

La dose équivalente , H T , est utilisée pour évaluer le risque sanitaire stochastique dû aux champs de rayonnement externes qui pénètrent uniformément dans tout le corps. Cependant, il a besoin de corrections supplémentaires lorsque le champ n’est appliqué qu’à une ou plusieurs parties du corps ou de manière non uniforme pour mesurer le risque stochastique global pour la santé du corps. Pour ce faire, une dose supplémentaire appelée dose efficace doit être utilisée. La dose efficace est définie comme la somme des doses équivalentes aux organes pondérées par les facteurs de pondération des organes de la CIPR, w T , qui tient compte de la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements.

Unités de dose équivalente :

  • Sievert . Le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace et représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain.
  • REM . Le rem (abréviation de R oentgen E quivalent M an) est l’unité non SI de la dose équivalente, qui est principalement utilisée aux États-Unis. C’est un terme pour l’équivalence de dose et est égal aux dommages biologiques qui seraient causés par un rad de dose.

Une dose d’  un Sv  causée par un rayonnement gamma équivaut à un dépôt d’énergie d’un joule dans un kilogramme de tissu. Cela signifie qu’un sievert équivaut à un gris de rayons gamma déposés dans certains tissus. D’un autre côté, des dommages biologiques similaires (un sievert) ne peuvent être causés que par 1/20 gris de rayonnement alpha.

Un sievert est une grande quantité de dose équivalente. Une personne qui a absorbé une dose de 1 Sv pour tout le corps a absorbé un joule d’énergie dans chaque kg de tissu corporel (en cas de rayons gamma).

Les doses équivalentes  mesurées dans l’industrie et la médecine ont souvent des doses généralement inférieures à un sievert, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

Les conversions des unités SI en d’autres unités sont les suivantes:

  • 1 Sv = 100 rem
  • 1 mSv = 100 mrem

De la dose absorbée à la dose équivalente

Notez que le sievert n’est pas une unité de dose physique . Par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha entraînera une dose équivalente de 20 Sv. Cela peut sembler être un paradoxe. Cela implique que l’énergie du champ de rayonnement incident en joules a augmenté d’un facteur 20, violant ainsi les lois de conservation de l’énergie . Cependant, ce n’est pas le cas. Sievert est dérivé de la quantité physique absorbée, mais prend également en compte l’ efficacité biologique du rayonnement, qui dépend du type de rayonnement et de l’énergie. Le facteur de pondération du rayonnement fait que le sievert ne peut pas être une unité physique.

Comme cela a été écrit, chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente et provoque des dommages biologiques différents. Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. D’autre part, les particules électriquement neutres n’interagissent qu’indirectement, mais peuvent également transférer une partie ou la totalité de leurs énergies à la matière. Cela simplifierait certainement les choses si les effets biologiquesdes rayonnements étaient directement proportionnels à la dose absorbée. Malheureusement, les effets biologiques dépendent également de la façon dont la dose absorbée est distribuée le long du trajet du rayonnement. Des études ont montré que le rayonnement alpha et neutronique cause des dommages biologiques plus importants pour un dépôt d’énergie donné par kg de tissu que le rayonnement gamma. Il a été découvert que les effets biologiques de tout rayonnement augmentent avec le transfert d’énergie linéaire (LET). En bref, les dommages biologiques causés par les rayonnements à haut LET ( particules alpha , protons ou neutrons ) sont beaucoup plus importants que ceux causés par les rayonnements à faible LET ( rayons gamma). En effet, les tissus vivants peuvent plus facilement réparer les dommages causés par les rayonnements qui sont répartis sur une grande surface que ceux qui sont concentrés sur une petite zone. Parce que plus de dommages biologiques sont causés pour la même dose physique (c.-à-d. La même énergie déposée par unité de masse de tissu), un gris de rayonnement alpha ou neutronique est plus nocif qu’un gris de rayonnement gamma. Ce fait que les rayonnements de différents types (et énergies) donnent des effets biologiques différents pour la même dose absorbée est décrit en termes de facteurs connus sous le nom d’ efficacité biologique relative (RBE) et de facteur de pondération des radiations (w R ).

Facteur de pondération de rayonnement

En radioprotection, le facteur de pondération de rayonnement est un facteur sans dimension utilisé pour déterminer la dose équivalente à partir de la dose absorbée moyenne sur un tissu ou un organe et est basé sur le type de rayonnement absorbé. Dans le passé, un facteur similaire appelé facteur de qualité était utilisé à cette fin. Le facteur de pondération du rayonnement est une estimation de l’efficacité par dose unitaire du rayonnement donné par rapport à une norme à faible LET.

Avant 1990, les quantités équivalentes à la dose étaient définies en termes d’un facteur de qualité, Q (L), qui était appliqué à la dose absorbée en un point afin de prendre en compte les différences dans les effets des différents types de rayonnement. Dans ses recommandations de 1990, la CIPR a introduit un concept modifié. À des fins de radioprotection, la dose absorbée est calculée en moyenne sur un organe ou un tissu, T, et cette moyenne de dose absorbée est pondérée pour la qualité du rayonnement en termes de facteur de pondération du rayonnement, w R , pour le type et l’énergie du rayonnement incident sur le corps.

La raison pour laquelle le facteur de qualité, c’est-à-dire la relation Q – L, était remplacé par les valeurs w R dans la définition des doses équivalentes aux organes et de la dose efficace était que la Commission pensait:

«que le détail et la précision inhérents à l’utilisation d’une relation Q – L formelle pour modifier la dose absorbée afin de refléter la probabilité plus élevée de préjudice résultant de l’exposition à des composants de rayonnement avec une LET élevée ne sont pas justifiés en raison des incertitudes dans les informations radiologiques».

Il convient de noter que ces deux facteurs, le facteur de pondération des rayonnements et le facteur de qualité, sont limités à la gamme de doses présentant un intérêt pour la radioprotection, c’est-à-dire à l’amplitude générale des limites de dose. Dans des circonstances particulières où l’on traite des doses plus élevées qui peuvent provoquer des effets déterministes, les valeurs pertinentes de l’EBR sont appliquées pour obtenir une dose pondérée.

Référence spéciale : CIPR, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité ( Q ) et facteur de pondération des radiations ( R ). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

Pour le rayonnement photonique et électronique, le facteur de pondération du rayonnement a la valeur 1 indépendamment de l’énergie du rayonnement et pour le rayonnement alpha la valeur 20. Pour le rayonnement neutronique, la valeur dépend de l’énergie et s’élève à 5 à 20.

Facteurs de pondération des rayonnements
Source: ICRP, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité (Q) et facteur de pondération des radiations (wR). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

En 2007, la CIPR a publié un nouvel ensemble de facteurs de pondération des rayonnements (CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique). Ces facteurs sont indiqués ci-dessous.

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Source: CIPR, 2007. Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique.

Comme le montre le tableau, aw R de 1 est pour toutes les radiations à faible LET, c’est-à-dire les rayons X et les rayons gamma de toutes les énergies ainsi que les électrons et les muons. Une courbe lisse, considérée comme une approximation, a été ajustée aux valeurs de w R en fonction de l’énergie neutronique incidente. Notez que E n est l’énergie neutronique en MeV.

facteur de pondération de rayonnement - neutrons - ICRP
Le facteur de pondération du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’énergie neutronique (- – -) et de la modification proposée (-).

Ainsi, par exemple, une dose absorbée de 1 Gy par des particules alpha conduira à une dose équivalente de 20 Sv, et une dose équivalente de rayonnement est estimée avoir le même effet biologique qu’une quantité égale de dose absorbée de rayons gamma, qui est étant donné un facteur de pondération de 1.

Facteur de qualité

facteur de qualité - rayonnementLe facteur de qualité d’un type de rayonnement est défini comme le rapport des dommages biologiques produits par l’absorption de 1 Gy de ce rayonnement aux dommages biologiques produits par 1 Gy de rayons X ou de rayons gamma.

Le Q d’un certain type de rayonnement est lié à la densité des traces d’ions qu’il laisse derrière lui dans les tissus. Les facteurs de qualité pour les différents types de rayonnement sont répertoriés dans le tableau.

Ces facteurs de qualité sont limités à la gamme de doses présentant un intérêt pour la radioprotection, c’est-à-dire à l’amplitude générale des limites de dose. Dans des circonstances particulières où l’on traite des doses plus élevées qui peuvent provoquer des effets déterministes, les valeurs pertinentes de l’EBR sont appliquées pour obtenir une dose pondérée.

Exemples de doses à Sieverts

Nous devons noter que le rayonnement est tout autour de nous. Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une force d’énergie naturelle qui nous entoure. C’est une partie de notre monde naturel qui est ici depuis la naissance de notre planète. Dans les points suivants, nous essayons d’exprimer d’énormes plages d’exposition aux rayonnements, qui peuvent être obtenues à partir de diverses sources.

  • 0,05 µSv – Dormir à côté de quelqu’un
  • 0,09 µSv – Vivant à moins de 30 miles d’une centrale nucléaire pendant un an
  • 0,1 µSv – Manger une banane
  • 0,3 µSv – Vivant à moins de 50 miles d’une centrale à charbon pendant un an
  • 10 µSv – Dose journalière moyenne reçue du milieu naturel
  • 20 µSv – Radiographie thoracique
  • 40 µSv – Un vol en avion de 5 heures
  • 600 µSv – mammographie
  • 1 000 µSv – Limite de dose pour chaque membre du public, dose efficace totale par an
  • 3 650 µSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel
  • 5 800 µSv – tomodensitométrie thoracique
  • 10 000 µSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel à Ramsar, Iran
  • 20000 µSv – tomodensitométrie complète du corps entier
  • 175 000 µSv – Dose annuelle de rayonnement naturel sur une plage de monazite près de Guarapari, Brésil.
  • 5 000 000 µSv – Dose qui tue un humain avec un risque de 50% dans les 30 jours (DL50 / 30), si la dose est reçue sur une très courte durée .

Comme on peut le voir, les doses faibles sont courantes dans la vie de tous les jours. Les exemples précédents peuvent aider à illustrer les grandeurs relatives. Du point de vue des conséquences biologiques, il est très important de distinguer les doses reçues sur des périodes courtes et prolongées . Une « dose aiguë » est une dose qui se produit sur une courte période de temps, tandis qu’une « dose chronique »»Est une dose qui se prolonge pendant une période de temps prolongée afin d’être mieux décrite par un débit de dose. Des doses élevées ont tendance à tuer les cellules, tandis que de faibles doses ont tendance à les endommager ou à les modifier. De faibles doses réparties sur de longues périodes ne causent pas de problème immédiat à aucun organe du corps. Les effets de faibles doses de rayonnement se produisent au niveau de la cellule et les résultats peuvent ne pas être observés pendant de nombreuses années.

Débit de dose équivalent

Le débit de dose équivalent est le débit auquel une dose équivalente est reçue. Il s’agit d’une mesure de l’intensité (ou de la force) de la dose de rayonnement. Le débit de dose équivalent est donc défini comme:

débit de dose équivalent - définition

Dans les unités conventionnelles, elle est mesurée en mSv / s ,  Sv / h, mrem / s ou rem / h. Étant donné que la quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement, la dose absorbée est égale à la force du champ de rayonnement (débit de dose) multipliée par la durée du temps passé dans ce champ. L’exemple ci-dessus indique qu’une personne peut s’attendre à recevoir une dose de 25 millirems en restant dans un champ de 50 millirems / heure pendant trente minutes.

Calcul du débit de dose blindé

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en gris par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite le débit de dose équivalent . Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gris par heure est alors:

débit de dose absorbé - gris - calcul

Étant donné que le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme, nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent à partir du débit de dose absorbé comme suit:

dose équivalente - sievert - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que la dose absorbée – Formule – Équation – Définition

Cet article résume les formules et les équations clés pour le calcul de la dose absorbée et du débit de dose absorbé. Dose absorbée – Formule – Équation

Dose absorbée – Équation

La dose absorbée est définie comme la quantité d’énergie déposée par les rayonnements ionisants dans une substance. La dose absorbée est donnée le symbole D . La dose absorbée est généralement mesurée dans une unité appelée le gris (Gy), qui est dérivée du système SI. Le rad non-SI est parfois également utilisé, principalement aux États-Unis.

dose absorbée - définition

Unités de dose absorbée:

  • Gris . Une dose d’un gray équivaut à une unité d’énergie (joule) déposée dans un kilogramme d’une substance.
  • RAD . Une dose d’un rad équivaut au dépôt d’une centaine d’ergs d’énergie dans un gramme de tout matériau.

Débit de dose absorbée – Équation

Le débit de dose absorbée est le débit auquel une dose absorbée est reçue. Il s’agit d’une mesure de l’intensité (ou de la force) de la dose de rayonnement. Le débit de dose absorbé est donc défini comme:

débit de dose absorbé - définition

Dans les unités conventionnelles, elle est mesurée en mrad / sec ,  rad / h, mGy / sec ou Gy / h. Étant donné que la quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement, la dose absorbée est égale à la force du champ de rayonnement (débit de dose) multipliée par la durée du temps passé dans ce champ. L’exemple ci-dessus indique qu’une personne peut s’attendre à recevoir une dose de 25 millirems en restant dans un champ de 50 millirems / heure pendant trente minutes.

Calcul du débit de dose absorbée

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Déterminer le débit de dose de photons primaires , en gray par heure (Gy.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce qu’une dose efficace – Calcul – Exemple – Définition

Dose efficace – Calcul – Exemple. Calculez le débit de dose de photons primaires, en sieverts par heure (Sv.h-1), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite les débits de dose équivalents et effectifs pour deux cas. Dosimétrie des rayonnements

En radioprotection, la dose efficace est une quantité de dose définie comme la somme des doses équivalentes aux tissus pondérées par les facteurs de pondération des organes (tissus) de la CIPR , T , qui prend en compte la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements . La dose efficace est donnée le symbole E . L’unité SI de E est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Dose efficace – Calcul du débit de dose blindé

Supposons la source isotrope ponctuelle qui contient 1,0 Ci de 137 Cs , qui a une demi-vie de 30,2 ans . Notez que la relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’ un curie est indiquée ci-dessous. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ, qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Environ 94,6 pour cent se désintègre par émission bêta vers un isomère nucléaire métastable du baryum: le baryum-137m. Le pic photonique principal de Ba-137m est de 662 keV . Pour ce calcul, supposons que toutes les désintégrations passent par ce canal.

Calculez le débit de dose de photons primaires , en sieverts par heure (Sv.h -1 ), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Calculez ensuite les débits de dose équivalents et effectifs pour deux cas.

  1. Supposons que ce champ de rayonnement externe pénètre uniformément dans tout le corps. Cela signifie: calculer le débit de dose efficace pour tout le corps .
  2. Supposons que ce champ de rayonnement externe ne pénètre que dans les poumons et que les autres organes soient complètement protégés. Cela signifie: calculer le débit de dose efficace .

Notez que le débit de dose de photons primaires néglige toutes les particules secondaires. Supposons que la distance effective de la source au point de dose soit de 10 cm . Nous supposerons également que le point de dose est un tissu mou et qu’il peut raisonnablement être simulé par l’eau et nous utilisons le coefficient d’absorption d’énergie de masse pour l’eau.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

Le débit de dose des photons primaires est atténué de façon exponentielle , et le débit de dose des photons primaires, en tenant compte du blindage, est donné par:

calcul du débit de dose

Comme on peut le voir, nous ne tenons pas compte de l’accumulation de rayonnement secondaire. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, l’atténuation effective sera alors beaucoup moins importante. Cette hypothèse sous-estime généralement le véritable débit de dose, en particulier pour les écrans épais et lorsque le point de dose est proche de la surface de l’écran, mais cette hypothèse simplifie tous les calculs. Dans ce cas, le véritable débit de dose (avec l’accumulation de rayonnement secondaire) sera plus de deux fois plus élevé.

Pour calculer le débit de dose absorbé , nous devons utiliser dans la formule:

  • k = 5,76 x 10 -7
  • S = 3,7 x 10 10 s -1
  • E = 0,662 MeV
  • μ t / ρ =  0,0326 cm 2 / g (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • μ = 1,289 cm -1 (les valeurs sont disponibles au NIST)
  • D = 5 cm
  • r = 10 cm

Résultat:

Le débit de dose absorbé résultant en gray par heure est alors:

débit de dose absorbé - gray - calcul

1) Irradiation uniforme

Puisque le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme (le facteur de pondération tissulaire est également égal à l’unité), nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent et le débit de dose efficace (E = H T ) à partir du débit de dose absorbé:

calcul - dose efficace - uniforme

2) Irradiation partielle

Dans ce cas, nous supposons une irradiation partielle des poumons uniquement. Ainsi, nous devons utiliser le facteur de pondération tissulaire , qui est égal à T = 0,12 . Le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un. En conséquence, nous pouvons calculer le débit de dose efficace comme suit:

calcul - dose efficace - non uniforme

Notez que si une partie du corps (par exemple, les poumons) reçoit une dose de rayonnement, cela représente un risque pour un effet particulièrement dommageable (par exemple, le cancer du poumon). Si la même dose est administrée à un autre organe, elle représente un facteur de risque différent.

Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation. La formule étendue pour le débit de dose est alors:

débit de dose absorbé - gris

 

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: [email protected] ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

Qu’est-ce que la mesure et la surveillance des doses de rayonnement – Quantités opérationnelles – Définition

rayonnement ionisant - symbole de danger
rayonnement ionisant – symbole de danger

Dans les chapitres précédents, nous avons décrit la dose équivalente et la dose efficace . Mais ces doses ne sont pas directement mesurables . À cet effet, la CIPR a introduit et défini un ensemble de grandeurs opérationnelles , mesurables et destinées à fournir une estimation raisonnable des grandeurs de protection. Ces quantités visent à fournir une estimation prudente de la valeur des quantités de protection liées à une exposition en évitant à la fois une sous-estimation et une surestimation excessive.

Les liens numériques entre ces quantités sont représentés par des coefficients de conversion , qui sont définis pour une personne de référence. Il est très important qu’un ensemble de coefficients de conversion, internationalement accepté, soit disponible pour une utilisation générale dans la pratique de la radioprotection pour les expositions professionnelles et les expositions du public. Pour le calcul des coefficients de conversion pour l’exposition externe, des fantômes de calcul sont utilisés pour l’évaluation de la dose dans divers champs de rayonnement. Pour le calcul des coefficients de dose à partir des apports de radionucléides , des modèles biocinétiques pour les radionucléides, des données physiologiques de référence et des fantômes de calcul sont utilisés.

Un ensemble de données évaluées des coefficients de conversion pour la protection et des quantités opérationnelles pour l’exposition externe aux photons monoénergétiques, aux neutrons et aux rayonnements électroniques dans des conditions d’irradiation spécifiques est publié dans des rapports (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Surveillance de la dose de rayonnement - Quantités opérationnellesEn général, la CIPR définit les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone et individuelle des expositions externes. Les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone sont:

  • Équivalent de dose ambiante , H * (10). L’équivalent de dose ambiant est une quantité opérationnelle pour la surveillance de zone de rayonnement fortement pénétrant.
  • Équivalent de dose directionnel , H ‘(d, Ω). L’équivalent de dose directionnel est une quantité opérationnelle pour la surveillance de zone de rayonnement faiblement pénétrant.

Les quantités opérationnelles pour le suivi individuel sont:

  • Équivalent de dose personnel , p (0,07) . L’ équivalent de dose p (0,07) est une quantité opérationnelle pour la surveillance individuelle pour l’évaluation de la dose pour la peau et pour les mains et les pieds.
  • Équivalent de dose personnel , p (10) . L’ équivalent de dose p (10) est une quantité opérationnelle pour la surveillance individuelle pour l’évaluation de la dose efficace.

Référence spéciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Publication 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Mesure et surveillance du rayonnement - Quantités et limites

Surveillance de zone

Équivalent de dose ambiante – H * (10)

L’ équivalent de dose ambiant est une quantité opérationnelle pour la surveillance de la zone. Selon la CIPR, l’équivalent de dose ambiant est défini comme:

Publication 103 de la CIPR:

« L’équivalent de dose à un point dans un champ de rayonnement qui serait produit par le champ élargi et aligné correspondant dans la sphère ICRU à une profondeur de 10 mm sur le vecteur de rayon opposé à la direction du champ aligné. »

L’ équivalent de dose ambiant porte le symbole H * (10) . L’unité SI de H * (10) est le sievert (Sv). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie. Pour tous les types de rayonnement externe, les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone sont définies sur la base d’une valeur d’équivalent de dose en un point d’un simple fantôme, la sphère ICRU , qui est une sphère de matériau équivalent tissu (30 cm de diamètre, ICRU (tissus mous) avec densité: 1 g / cm 3 et composition massique: 76,2% d’oxygène, 11,1% de carbone, 10,1% d’hydrogène et 2,6% d’azote).

Comme cela a été écrit, les quantités opérationnelles sont mesurables contrairement à une dose efficace, et les instruments de surveillance des rayonnements sont calibrés en fonction de ces quantités. En surveillance, les valeurs de ces grandeurs opérationnelles sont considérées comme une évaluation suffisamment précise de la dose efficace et de la dose cutanée, respectivement, en particulier, si leurs valeurs sont inférieures aux limites de protection. Les liens numériques entre les quantités opérationnelles et la dose efficace sont représentés par des coefficients de conversion conservateurs, qui sont définis pour une personne de référence.

Équivalent de dose directionnelle – H ‘(d, Ω)

L’ équivalent de dose directionnel est une quantité opérationnelle pour la surveillance de zone de rayonnement faiblement pénétrant. L’équivalent de dose directionnel, H ‘(d, Ω), est la quantité opérationnelle pour la détermination de la dose équivalente à la peau, au cristallin, etc., également pour le rayonnement bêta et les photons de faible énergie.

Selon la CIPR, l’équivalent de dose directionnel est défini comme:

Publication 103 de la CIPR:

« L’équivalent de dose en un point d’un champ de rayonnement qui serait produit par le champ élargi correspondant dans la sphère ICRU à une profondeur, d, sur un rayon dans une direction spécifiée, Ω « 

L’ équivalent de dose directionnel porte le symbole H ‘(0,07, Ω) ou, dans de rares cas, H’ (3, Ω). L’unité SI de H ‘(d, Ω) est le sievert (Sv). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie. Pour tous les types de rayonnement externe, les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone sont définies sur la base d’une valeur d’équivalent de dose en un point d’un simple fantôme, la sphère ICRU, qui est une sphère de matériau équivalent tissu (30 cm de diamètre, ICRU (tissus mous) avec densité: 1 g / cm 3 et composition massique: 76,2% d’oxygène, 11,1% de carbone, 10,1% d’hydrogène et 2,6% d’azote

Comme cela a été écrit, les quantités opérationnelles sont mesurables contrairement à une dose efficace, et les instruments de surveillance des rayonnements sont calibrés en fonction de ces quantités. En surveillance, les valeurs de ces grandeurs opérationnelles sont considérées comme une évaluation suffisamment précise de la dose efficace et de la dose cutanée, respectivement, en particulier, si leurs valeurs sont inférieures aux limites de protection. Les liens numériques entre les quantités opérationnelles et la dose efficace sont représentés par des coefficients de conversion conservateurs, qui sont définis pour une personne de référence.

Surveillance individuelle

Équivalent de dose personnel – H p (10) – H p (0,07)

Généralement, l’ équivalent de dose personnel , p (d), est une quantité opérationnelle pour la surveillance individuelle. Selon la CIPR, l’équivalent de dose personnel est défini comme:

Publication 103 de la CIPR:

«L’équivalent de dose dans les tissus mous (communément interprété comme la« sphère ICRU ») à une profondeur appropriée, d, en dessous d’un point spécifié sur le corps humain. « 

L’équivalent de dose personnel porte le symbole p (d). Deux grandeurs opérationnelles communes pour la surveillance individuelle définies par la CIPR sont:

  • Équivalent de dose personnel , p (0,07) . L’ équivalent de dose p (0,07) est une quantité opérationnelle pour la surveillance individuelle pour l’évaluation de la dose pour la peau et pour les mains et les pieds.
  • Équivalent de dose personnel , p (10) . L’ équivalent de dose p (10) est une quantité opérationnelle pour la surveillance individuelle pour l’évaluation de la dose efficace.

Comme on peut le voir, différentes profondeurs peuvent être utilisées. L’ équivalent de dose personnel , H p (d), peut être évalué indirectement avec un détecteur mince équivalent tissu ( dosimètre de rayonnement ) qui est porté à la surface du corps et recouvert d’une épaisseur appropriée de matériau équivalent tissu. Le point spécifié, d, est normalement considéré comme l’endroit où le dosimètre de rayonnement est porté.

Pour l’évaluation des organes superficiels et le contrôle de la dose équivalente, des profondeurs de 0,07 mm pour la peau et de 3 mm pour le cristallin de l’œil sont utilisées, et les équivalents de dose personnelle pour ces profondeurs sont indiqués par H p (0,07) et H p ( 3), respectivement. H p (0,07) est également appelé équivalent de dose peu profonde .

Pour l’évaluation des organes profonds et le contrôle de la dose efficace , p (10) avec une profondeur d = 10 mm est choisi. H p (10) est également appelé équivalent de dose profonde . Si le dosimètre personnel est porté sur une position du corps représentative de son exposition, à faibles doses et dans l’hypothèse d’une exposition uniforme de tout le corps, la valeur de Hp (10) fournit une valeur de dose efficace suffisamment précise pour la protection radiologique . Les rayonnements neutroniques et gamma contribuent à la fois à des doses profondes et peu profondes, mais les rayonnements bêta sont complètement absorbés par la peau et ne contribuent donc qu’à des doses peu profondes.

L’unité SI de p (d) est le sievert (Sv). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie. Pour tous les types de rayonnement externe, les grandeurs opérationnelles pour la surveillance individuelle sont définies sur la base d’une valeur d’équivalent de dose en un point d’un simple fantôme, la sphère ICRU, qui est une sphère de matériau équivalent tissu (30 cm de diamètre, ICRU (tissus mous) avec densité: 1 g / cm 3 et composition massique: 76,2% d’oxygène, 11,1% de carbone, 10,1% d’hydrogène et 2,6% d’azote).

Comme cela a été écrit, les quantités opérationnelles sont mesurables contrairement à une dose efficace, et les instruments de surveillance des rayonnements sont calibrés en fonction de ces quantités. En surveillance, les valeurs de ces grandeurs opérationnelles sont considérées comme une évaluation suffisamment précise de la dose efficace et de la dose cutanée, respectivement, en particulier, si leurs valeurs sont inférieures aux limites de protection. Les liens numériques entre les quantités opérationnelles et la dose efficace sont représentés par des coefficients de conversion conservateurs, qui sont définis pour une personne de référence. Dans la plupart des situations pratiques, les dosimètres fournissent des approximations raisonnables de l’équivalent de dose personnel, H p(d), au moins à l’emplacement du dosimètre. Il faut noter que l’équivalent de dose personnel surestime généralement la dose efficace. En revanche, cette procédure n’est valable qu’à faibles doses et sous l’hypothèse d’une exposition uniforme de tout le corps . Cependant, pour des doses personnelles élevées approchant ou dépassant la limite de dose annuelle, ou dans des champs de rayonnement fortement inhomogènes, cette procédure peut ne pas être suffisante.

Exposition professionnelle – Dose efficace

Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace, E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:

Exposition professionnelle - externe et interne.

La  dose engagée  est une quantité de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique dû à un  apport de matières radioactives  dans le corps humain.

Limites de dose

Voir aussi: Limites de dose

Les limites de dose sont divisées en deux groupes, le public et les travailleurs exposés professionnellement. Selon la CIPR, l’exposition professionnelle fait référence à toute exposition subie par les travailleurs au cours de leur travail, à l’exception des

  1. expositions exclues et expositions d’activités exonérées impliquant des rayonnements ou des sources exonérées
  2. toute exposition médicale
  3. le rayonnement de fond naturel local normal.

Le tableau suivant résume les limites de dose pour les travailleurs exposés professionnellement et pour le public:

limites de dose - rayonnement
Tableau des limites de dose pour les travailleurs exposés professionnellement et pour le public.
Source de données: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Publication 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).

Selon la recommandation de la CIPR dans sa déclaration sur les réactions tissulaires du 21 avril 2011, la limite de dose équivalente pour le cristallin de l’exposition professionnelle dans les situations d’exposition planifiée a été réduite de 150 mSv / an à 20 mSv / an, moyenne sur des périodes définies de 5 ans, sans dose annuelle sur une seule année supérieure à 50 mSv.

Les limites de dose efficace correspondent à la somme des doses efficaces pertinentes provenant de l’exposition externe au cours de la période spécifiée et de la dose efficace engagée provenant des apports de radionucléides au cours de la même période. Pour les adultes, la dose efficace engagée est calculée pour une période de 50 ans après la prise, tandis que pour les enfants, elle est calculée pour la période allant jusqu’à 70 ans. La limite de dose efficace pour le corps entier de 20 mSv est une valeur moyenne sur cinq ans. La limite réelle est de 100 mSv en 5 ans, avec pas plus de 50 mSv en une année.

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