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 , w _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.

Comme cela a été écrit dans le chapitre précédent, une 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 permettre cela, une autre dose appelée  dose efficace doit être utilisé. La dose efficace permet de déterminer les conséquences biologiques d’une irradiation partielle (non uniforme). Cela est dû au fait que divers tissus corporels réagissent aux rayonnements ionisants de différentes manières. Par conséquent, la CIPR a attribué des facteurs de sensibilité à des tissus et organes spécifiés afin que l’effet de l’irradiation partielle puisse être calculé si les régions irradiées sont connues.

Dans la publication 60, la CIPR définit la dose efficace comme la somme doublement pondérée de la dose absorbée dans tous les organes et tissus du corps. Les limites de dose sont fixées en termes de dose efficace et s’appliquent à l’individu à des fins de radioprotection, y compris l’évaluation du risque en termes généraux. Mathématiquement, la dose efficace peut être exprimée comme suit:

La dose équivalente et la dose efficace sont des quantités à utiliser en radioprotection, y compris l’évaluation des risques en termes généraux. Ils fournissent une base pour estimer la probabilité d’effets stochastiques uniquement pour des doses absorbées bien inférieures aux seuils pour les effets déterministes.

Unités de dose efficace :

• 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 (une abréviation pour R oentgen E quivalent M an) est l’unité non SI de dose équivalente et de dose efficace, qui est utilisée principalement 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.

Un sievert est une grande quantité de dose efficace. 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 efficaces dans l’industrie et la médecine ont souvent des doses plus faibles qu’un tamis, 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 tissulaire

Le facteur de pondération tissulaire, w _T , est le facteur par lequel la dose équivalente dans un tissu ou un organe T est pondérée pour représenter la contribution relative de ce tissu ou de cet organe au préjudice total pour la santé résultant d’une irradiation uniforme du corps (ICRP 1991b) . Il représente une mesure du risque d’effets stochastiques qui pourraient résulter de l’exposition de ce tissu spécifique. Les facteurs de pondération tissulaire tiennent compte de la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements.

Les facteurs de pondération tissulaire sont répertoriés dans diverses publications de la CIPR (Commission internationale de protection radiologique). Selon la détermination réelle de la CIPR, les facteurs de risque figurent dans le tableau suivant (tiré de la publication 103 de la CIPR (CIPR 2007)).

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).

A cet effet, le corps a été divisé en 15 différents organes – chacune avec un facteur de pondération w _T . Si seule une partie du corps est irradiée, seules ces régions sont utilisées pour calculer la dose efficace. Les facteurs de pondération tissulaire totalisent 1,0 , de sorte que si un corps entier est irradié avec un rayonnement externe pénétrant uniformément, la dose efficace pour tout le corps est égale à la dose équivalente pour tout le corps.

Si une personne n’est irradiée que partiellement, la dose dépendra fortement du tissu irradié. Par exemple, une dose gamma de 10 mSv pour tout le corps et une dose de 50 mSv pour la thyroïde sont les mêmes, en termes de risque, qu’une dose pour tout le corps de 10 + 0,04 x 50 = 12 mSv.

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 efficace

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

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 efficace 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:

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:

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:

1) Irradiation uniforme

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 (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:

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 w _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:

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:

Le rayonnement ionisant est tout rayonnement ( particules ou ondes électromagnétiques ) qui transporte suffisamment d’énergie pour éliminer les électrons des atomes ou des molécules, les ionisant ainsi. Pour les rayonnements ionisants, l’énergie cinétique des particules ( photons, électrons, etc. ) est suffisante et la particule peut ioniser (pour former des ions en perdant des électrons) des atomes cibles pour former des ions.

La frontière entre les rayonnements ionisants et non ionisants n’est pas clairement définie, car différentes molécules et atomes s’ionisent à différentes énergies. Ceci est typique des ondes électromagnétiques. Parmi les ondes électromagnétiques appartiennent, par ordre croissant de fréquence (énergie) et de longueur d’onde décroissante: les ondes radio, les micro-ondes, le rayonnement infrarouge, la lumière visible, le rayonnement ultraviolet, les rayons X et les rayons gamma. Les rayons gamma , les rayons X , et la partie ultraviolette du spectre plus élevée sont ionisants, alors que l’ultraviolet inférieur, la lumière visible (y compris la lumière laser), infrarouge, micro – ondes et les ondes radio sont considérés comme des rayonnements non ionisants.

Tous  les effets des dommages biologiques  commencent par la conséquence des interactions de rayonnement avec les  atomes  formant les cellules. Tous les êtres vivants sont composés d’une ou plusieurs cellules. Chaque partie de votre corps est constituée de cellules ou a été construite par elles. Bien que nous ayons tendance à penser aux effets biologiques en termes d’effet du rayonnement sur les cellules vivantes, en réalité, le  rayonnement ionisant , par définition, n’interagit qu’avec les atomes par un processus appelé ionisation.

Le danger des rayonnements ionisants réside dans le fait que les rayonnements sont invisibles et non directement détectables par les sens humains. Les gens ne peuvent ni voir ni ressentir le rayonnement, mais il dépose de l’énergie dans les molécules du corps. L’énergie est transférée en petites quantités pour chaque interaction entre le rayonnement et une molécule et il existe généralement de nombreuses interactions de ce type.

Formes de rayonnement ionisant

Les rayonnements ionisants sont classés selon la nature des particules ou des ondes électromagnétiques qui créent l’effet ionisant. Ces particules / ondes ont des mécanismes d’ionisation différents et peuvent être regroupées comme:

• Directement ionisant . Les particules chargées ( noyaux atomiques, électrons, positrons, protons, muons, etc. ) peuvent ioniser les atomes directement par interaction fondamentale à travers la force de Coulomb si elle transporte suffisamment d’énergie cinétique. Ces particules doivent se déplacer à des vitesses relativistes pour atteindre l’énergie cinétique requise. Même les photons (rayons gamma et rayons X) peuvent ioniser les atomes directement (bien qu’ils soient électriquement neutres) grâce à l’effet photoélectrique et à l’effet Compton, mais l’ionisation secondaire (indirecte) est beaucoup plus importante.
  • Rayonnement alpha . Le rayonnement alpha se compose de particules alpha à haute énergie / vitesse. La production de particules alpha est appelée désintégration alpha. Les particules alpha se composent de deux protons et de deux neutrons liés ensemble en une particule identique à un noyau d’hélium. Les particules alpha sont relativement grandes et portent une double charge positive. Ils ne sont pas très pénétrants et un morceau de papier peut les arrêter. Ils ne parcourent que quelques centimètres mais déposent toutes leurs énergies le long de leurs courts trajets.
  • Rayonnement bêta . Le rayonnement bêta se compose d’électrons libres ou de positrons à des vitesses relativistes. Les particules bêta (électrons) sont beaucoup plus petites que les particules alpha. Ils portent une seule charge négative. Ils sont plus pénétrants que les particules alpha, mais un mince métal d’aluminium peut les arrêter. Ils peuvent parcourir plusieurs mètres mais déposent moins d’énergie à n’importe quel point de leur trajet que les particules alpha.
• Ionisant indirectement . Les rayonnements ionisants indirects sont des particules électriquement neutres et n’interagissent donc pas fortement avec la matière. La majeure partie des effets d’ionisation sont dus aux ionisations secondaires.
  • Rayonnement photonique ( rayons gamma ou rayons X). Le rayonnement photonique est constitué de photons de haute énergie . Ces photons sont des particules / ondes (dualité onde-particule) sans masse au repos ni charge électrique. Ils peuvent parcourir 10 mètres ou plus dans les airs. Il s’agit d’une longue distance par rapport aux particules alpha ou bêta. Cependant, les rayons gamma déposent moins d’énergie le long de leurs trajectoires. Le plomb, l’eau et le béton arrêtent le rayonnement gamma. Les photons (rayons gamma et rayons X) peuvent ioniser les atomes directement par l’effet photoélectrique et l’effet Compton, où l’électron relativement énergétique est produit. L’électron secondaire continuera à produire de multiples événements d’ ionisation , donc l’ionisation secondaire (indirecte) est beaucoup plus importante.
  • Rayonnement neutronique . Le rayonnement neutronique se compose de neutrons libres à toutes les énergies / vitesses. Les neutrons peuvent être émis par fission nucléaire ou par désintégration de certains atomes radioactifs. Les neutrons ont une charge électrique nulle et ne peuvent pas provoquer directement l’ionisation. Les neutrons n’ionisent la matière qu’indirectement . Par exemple, lorsque les neutrons frappent les noyaux d’hydrogène, il en résulte un rayonnement protonique (protons rapides). Les neutrons peuvent aller des particules à haute vitesse et haute énergie aux particules à basse vitesse et basse énergie (appelées neutrons thermiques). Les neutrons peuvent parcourir des centaines de mètres dans l’air sans aucune interaction.

Rayonnement à LET élevé et à faible LET

Comme il a été écrit, chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente . Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. Les particules alpha sont assez massives et portent une double charge positive, elles ont donc tendance à parcourir seulement une courte distance et à ne pas pénétrer très loin dans les tissus, voire pas du tout. Cependant, les particules alpha déposeront leur énergie sur un plus petit volume (éventuellement seulement quelques cellules si elles pénètrent dans un corps) et causeront plus de dommages à ces quelques cellules.

Les particules bêta (électrons) sont beaucoup plus petites que les particules alpha. Ils portent une seule charge négative. Ils sont plus pénétrants que les particules alpha. Ils peuvent parcourir plusieurs mètres mais déposent moins d’énergie à n’importe quel point de leur trajet que les particules alpha. Cela signifie que les particules bêta ont tendance à endommager plus de cellules, mais avec moins de dommages à chacune. 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 biologiques des 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)) est bien supérieure à celle des 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. Bien sûr, à des niveaux d’exposition très élevés, les rayons gamma peuvent encore causer beaucoup de dommages aux tissus.

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 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 (EBR) et de facteur de pondération des rayonnements (wR).

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:

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 . 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».

Énergie d’ionisation

L’énergie d’ionisation , également appelée potentiel d’ionisation , est l’énergie nécessaire pour retirer un électron de l’atome neutre.

Énergie X + → X ⁺ + e ^–

où X est n’importe quel atome ou molécule capable d’être ionisé, X ⁺ est cet atome ou molécule avec un électron retiré (ion positif), et e ^– est l’électron retiré.

Un atome d’azote, par exemple, nécessite l’énergie d’ionisation suivante pour éliminer l’électron le plus à l’extérieur.

N + IE → N ⁺ + e ^–        IE = 14,5 eV

L’énergie d’ionisation associée à l’élimination du premier électron est la plus couramment utilisée. La n e énergie d’ionisation se réfère à la quantité d’énergie nécessaire pour retirer un électron de l’espèce avec une charge de ( n -1).

1ère énergie d’ionisation

X → X ⁺ + e ^–

2ème énergie d’ionisation

X ⁺ → X ²⁺ + e ^–

3e énergie d’ionisation

X ²⁺ → X ³⁺ + e ^–

Énergie d’ionisation pour différents éléments

Il existe une énergie d’ionisation pour chaque électron successif retiré. Les électrons qui entourent le noyau se déplacent sur des orbites assez bien définies. Certains de ces électrons sont plus étroitement liés dans l’atome que d’autres. Par exemple, seulement 7,38 eV sont nécessaires pour retirer l’électron le plus à l’extérieur d’un atome de plomb, tandis que 88 000 eV sont requis pour éliminer l’électron le plus à l’intérieur. Aide à comprendre la réactivité des éléments (en particulier les métaux, qui perdent des électrons).

En général, l’énergie d’ionisation augmente en remontant un groupe et en se déplaçant de gauche à droite sur une période. De plus:

• L’énergie d’ionisation est la plus faible pour les métaux alcalins qui ont un seul électron à l’extérieur d’une coquille fermée.
• L’énergie d’ionisation augmente à travers une rangée sur le maximum périodique pour les gaz nobles qui ont des coquilles fermées

Par exemple, le sodium ne nécessite que 496 kJ / mol ou 5,14 eV / atome pour l’ioniser. Par contre le néon, le gaz noble, qui le précède immédiatement dans le tableau périodique, nécessite 2081 kJ / mol ou 21,56 eV / atome.

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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

Rayonnement cosmique

Le rayonnement cosmique fait référence aux sources de rayonnement sous forme de rayons cosmiques qui proviennent du Soleil ou de l’espace. La Terre a toujours été bombardée par des particules de haute énergie provenant de l’espace extra-atmosphérique qui génèrent des averses de particules secondaires dans la basse atmosphère. Les particules chargées (en particulier les protons de haute énergie) du soleil et de l’espace interagissent avec l’atmosphère et le champ magnétique de la Terre pour produire une pluie de radiations (c’est-à-dire une douche d’air), généralement des radiations bêta et gamma . Si vous vivez à des altitudes plus élevées ou si vous êtes un passager fréquent des compagnies aériennes, cette exposition peut être considérablement plus élevée, car l’atmosphère est plus mince ici. Les effets du champ magnétique terrestredétermine également la dose de rayonnement cosmique .

Au niveau du sol, les muons , dont les énergies se situent principalement entre 1 et 20 GeV, contribuent à environ 75% du débit de dose absorbé dans l’air libre. Le reste provient d’électrons produits par les muons ou présents dans la cascade électromagnétique. La dose annuelle de rayons cosmiques au niveau de la mer est d’environ 0,27 mSv (27 mrem).

Composition du rayonnement cosmique

Le rayonnement cosmique primaire est constitué d’un mélange de protons de haute énergie (~ 87%), de particules alpha (~ 11%), d’électrons de haute énergie (~ 1%) et d’une trace de noyaux plus lourds (~ 1%). L’énergie de ces particules se situe entre 10 ⁸ eV et 10 ²⁰ eV. Une très petite fraction est constituée de particules stables d’ antimatière , telles que des positons ou des antiprotons . La nature précise de cette fraction restante est un domaine de recherche active.

Par la suite, un grand nombre de particules secondaires , en particulier des neutrons et des pions chargés, sont produits à la suite des interactions entre les particules primaires et l’atmosphère terrestre. Comme les pions sont des particules subatomiques à courte durée de vie, la désintégration ultérieure des pions entraîne la production de muons de haute énergie . Au niveau du sol, les muons , dont les énergies se situent principalement entre 1 et 20 GeV, contribuent à environ 75% du débit de dose absorbé dans l’air libre. Le débit de dose du rayonnement cosmique varie dans différentes parties du monde et il dépend fortement du champ géomagnétique , de l’ altitude et du cycle solaire. Le débit de dose de rayonnement cosmique dans les avions est si élevé que, selon le rapport UNSCEAR 2000 des Nations Unies, les travailleurs des équipages de conduite aérienne reçoivent en moyenne plus de dose que tout autre travailleur, y compris ceux des centrales nucléaires.

Nous devons également inclure les neutrons au niveau du sol. Les rayons cosmiques interagissent avec les noyaux de l’atmosphère et produisent également des neutrons de haute énergie . Selon l’UNSCEAR, la fluidité des neutrons est de 0,0123 cm ^-2 s ^–1 au niveau de la mer pour une latitude géomagnétique de 45 N. Sur cette base, la dose annuelle effective des neutrons au niveau de la mer et à 50 degrés de latitude est estimée à 0,08 mSv (8 mrem). Il convient de noter qu’à proximité d’objets plus gros et plus lourds, par exemple des bâtiments ou des navires, le flux neutronique mesure plus haut. Cet effet est connu sous le nom de «signature neutronique induite par les rayons cosmiques» ou « effet navire».»Car il a été détecté pour la première fois avec des navires en mer. Les rayons cosmiques créent des douches dans l’atmosphère qui incluent un large spectre de neutrons secondaires, de muons et de protons. Les neutrons secondaires peuvent être d’une énergie très élevée et peuvent induire des événements de spallation dans les matériaux au niveau du sol. Par conséquent, à proximité d’objets plus gros et plus lourds, ces multiples neutrons produits lors d’événements de spallation sont appelés neutrons à «effet navire» .

Les neutrons produits dans la haute atmosphère sont également responsables de la production de carbone 14 radioactif, qui est le radionucléide cosmogénique le plus connu. Le carbone 14 est formé en continu dans la haute atmosphère par l’interaction des rayons cosmiques avec l’azote atmosphérique. En moyenne, seulement un sur 1,3 x 10 ¹²les atomes de carbone dans l’atmosphère est un atome de carbone 14 radioactif. En conséquence, toutes les substances biologiques vivantes contiennent la même quantité de C-14 par gramme de carbone, soit 0,3 Bq d’activité de carbone-14 par gramme de carbone. Tant que le système biologique est vivant, le niveau est constant en raison de l’apport constant de tous les isotopes de carbone. Lorsque le système biologique meurt, il arrête d’échanger du carbone avec son environnement, et à partir de là, la quantité de carbone 14 qu’il contient commence à diminuer à mesure que le carbone 14 subit une décroissance radioactive.

Énergie des rayons cosmiques

On a observé que les énergies des rayons cosmiques à ultra-haute énergie (UHECR) les plus énergétiques approchent de 3 x 10 ²⁰ eV, environ 40 millions de fois l’énergie des particules accélérée par le Grand collisionneur de hadrons. L’origine des particules de haute énergie vient de l’espace. On suppose que les particules d’une énergie allant jusqu’à environ 10 ¹⁵ eV proviennent de notre propre galaxie, tandis que celles dont les énergies sont les plus élevées ont probablement une origine extragalactique.

Classification du rayonnement cosmique

Le rayonnement cosmique peut être divisé en différents types selon son origine. Il existe trois principales sources de rayonnement:

• Rayonnement cosmique solaire . Le rayonnement cosmique solaire fait référence aux sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie (principalement des protons) émises par le soleil, principalement lors d’événements de particules solaires (SPE).
• Rayonnement cosmique galactique . Le rayonnement cosmique galactique, GCR, fait référence à des sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie provenant de l’extérieur du système solaire, mais généralement de l’intérieur de notre galaxie de la Voie lactée.
• Rayonnement des ceintures de rayonnement de la Terre (ceintures de van Allen ). Les ceintures de rayonnement de Van Allen sont des zones de particules de haute énergie (en particulier des protons) piégées par le champ magnétique terrestre.

Rayonnement cosmique galactique

Rayonnement cosmique galactique , GCR, fait référence aux sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie provenant de l’extérieur du système solaire. Les GCR sont des noyaux de haute énergie dont tous les électrons environnants ont été éliminés lors de leur passage à grande vitesse dans la galaxie. L’incident GCR sur la haute atmosphère est constitué d’une composante nucléonique, qui représente 98% du total (2% sont des électrons). Le composant nucléonique est alors constitué d’un mélange de protons de haute énergie (~ 86%), de particules alpha (~ 12%) et d’une trace de noyaux plus lourds (~ 1%). Les GCR sont piégés par le champ magnétique galactique, ils ont donc probablement été accélérés au cours des derniers millions d’années et ont voyagé à plusieurs reprises à travers la galaxie. Leur mécanisme d’accélération est incertain, mais l’un des mécanismes possibles est que les particules sont accélérées par des ondes de choc qui se propagent à partir des supernovas. L’énergie de ces particules varie entre 10⁸ eV et 10 ²⁰ eV. Une très petite fraction est constituée de particules stables d’antimatière, telles que des positons ou des antiprotons.

La nature précise de cette fraction restante est un domaine de recherche active. Le taux de fluence GCR varie avec l’activité solaire, étant plus faible lorsque l’activité solaire est plus élevée. Au minimum solaire, en raison de la baisse du blindage du champ magnétique solaire, la fluence est significativement plus élevée qu’au maximum solaire.

Rayonnement cosmique solaire – Événement de particules solaires

Le rayonnement cosmique solaire fait référence aux sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie (principalement des protons) émises par le Soleil , principalement lors d’événements de particules solaires (SPE). Le rayonnement solaire incident dans la haute atmosphère est principalement constitué de protons (99%), avec des énergies généralement inférieures à 100 MeV. Les événements de particules solaires, par exemple, se produisent lorsque les protons émis par le Soleil s’accélèrent près du Soleil lors d’une éruption ou dans l’espace interplanétaire par des chocs d’éjection de masse coronale. Notez que le Soleil a un cycle de 11 ans, ce qui aboutit à une augmentation spectaculaire du nombre et de l’intensité des éruptions solaires, en particulier pendant les périodes où il y a de nombreuses taches solaires.

Le rayonnement solaire est un risque de rayonnement important pour les vaisseaux spatiaux et les astronautes, il produit également des débits de dose importants à haute altitude, mais seul le rayonnement le plus énergétique contribue aux doses au niveau du sol. Notez que quiconque avait été à la surface de la Lune lors d’une éruption solaire particulièrement violente en 2005 aurait reçu une dose mortelle .

Rayonnement des ceintures de rayonnement de la Terre – ceintures de Van Allen

Les ceintures de rayonnement de Van Allen sont des zones de particules de haute énergie (en particulier des protons) piégées par le champ magnétique terrestre . La plupart de ces particules de haute énergie proviennent du vent solaire, qui ont été capturées et maintenues autour d’une planète par le champ magnétique terrestre. La ceinture de van Allen est formée comme un tore au-dessus de l’équateur. Il existe deux ceintures de rayonnement van Allen, une ceinture interne est centrée à environ 3 000 kilomètres et une ceinture externe est centrée à environ 22 000 kilomètres de la surface de la Terre. Il contient principalement des protons énergétiques dans la gamme 10-100 MeV.

Les engins spatiaux voyageant au-delà de l’orbite terrestre basse entrent dans la zone de rayonnement des ceintures de Van Allen. Au-delà des ceintures, ils sont confrontés à des risques supplémentaires dus aux rayons cosmiques et aux événements de particules solaires. Une région entre les ceintures intérieure et extérieure de Van Allen se situe entre deux et quatre rayons terrestres et est parfois appelée la «zone de sécurité».

Débit de dose dans l’avion – rayonnement en vol

L’exposition au rayonnement cosmique augmente rapidement avec l’altitude. En vol, il y a deux sources principales de rayonnement naturel à considérer: les rayons cosmiques galactiques qui sont toujours présents et les événements de protons solaires, parfois appelés événements de rayons cosmiques solaires (SCR), qui se produisent de façon sporadique. Le débit de dose du rayonnement cosmique varie dans différentes parties du monde et il dépend fortement du champ géomagnétique, de l’altitude et du cycle solaire. Le champ de rayonnement à l’altitude de l’avion est constitué de neutrons, de protons et de pions. En vol, les neutrons représentent 40 à 80% de la dose équivalente, en fonction du champ géomagnétique, de l’altitude et du cycle solaire. Le débit de dose de rayonnement cosmique dans les avions est si élevé (mais pas dangereux) que, selon le rapport UNSCEAR 2000 des Nations Unies, les travailleurs des équipages de conduite aérienne reçoivent en moyenne plus de doses que tout autre travailleur, y compris ceux des centrales nucléaires.

Le débit de dose au niveau du sol est en moyenne d’environ 0,10 μSv / h, mais à l’altitude de vol maximale (8,8 km ou 29 000 ft), il peut atteindre environ 2,0 μSv / h (voire des valeurs plus élevées). Un débit de dose de 4 μSv / h peut être utilisé pour représenter le débit de dose moyen pour tous les vols long-courriers (en raison des altitudes plus élevées). Il faut ajouter, pour les avions supersoniques comme le Concorde, qui pourraient effectuer un vol transatlantique en 3,5 heures, le taux d’exposition (environ 9 μSv / h ) à leur altitude de 18 km a été suffisamment augmenté pour aboutir à la même exposition aux rayons cosmiques par traversée comme pour les jets conventionnels qui filent à environ 8 km.

Blindage du rayonnement cosmique

Le champ magnétique terrestre fournit un bouclier de rayonnement vital du rayonnement cosmique. En plus d’une atmosphère protectrice, nous avons également de la chance que la Terre ait un champ magnétique. Le champ magnétique s’étend sur plusieurs dizaines de milliers de kilomètres dans l’espace, protégeant la Terre des particules chargées du vent solaire et des rayons cosmiques qui, autrement, dépouilleraient la haute atmosphère, y compris la couche d’ozone qui protège la Terre des rayonnements ultraviolets nocifs. Il nous protège des pleins effets du vent solaire et du GCR. Sans cette protection, la biosphère terrestre pourrait ne pas exister comme elle le fait aujourd’hui, ou serait au moins limitée à la subsurface. Le champ magnétique terrestre fournit également un bouclier de rayonnement pour les astronautes et l’ISS lui-même, car il est en orbite terrestre basse.

Les calculs de la perte de dioxyde de carbone de l’atmosphère de Mars, résultant du piégeage des ions par le vent solaire, indiquent que la dissipation du champ magnétique de Mars a provoqué une perte presque totale de son atmosphère.

Rayonnement cosmique – Est-ce dangereux?

Nous devons insister sur le fait que manger des bananes, travailler en tant qu’équipage de conduite ou vivre dans des endroits avec augmente votre débit de dose annuel. Mais cela ne signifie pas que cela doit être dangereux. Dans chaque cas, l’intensité du rayonnement est également importante. Il est très similaire à la chaleur d’un feu (moins de rayonnement énergétique). Si vous êtes trop près, l’intensité du rayonnement thermique est élevée et vous pouvez vous brûler. Si vous êtes à la bonne distance, vous pouvez y résister sans aucun problème et en plus c’est confortable. Si vous êtes trop loin d’une source de chaleur, l’insuffisance de chaleur peut également vous blesser. Cette analogie, dans un certain sens, peut être appliquée au rayonnement provenant également de sources de rayonnement.

En cas de rayonnement des rayons cosmiques , nous parlons de soi-disant «faibles doses» . Une faible dose signifie ici de petites doses supplémentaires comparables au rayonnement de fond normal ( 10 µSv = dose quotidienne moyenne reçue du fond naturel). Les doses sont très très faibles et donc la probabilité d’induction d’un cancer pourrait être presque négligeable. Deuxièmement, et c’est crucial, la vérité sur les effets sur la santé des rayonnements à faible dose reste à découvrir. On ne sait pas exactement si ces faibles doses de rayonnement sont nuisibles ou bénéfiques (et où est le seuil). Le gouvernement et les organismes de réglementation adoptent un modèle LNT au lieu d’un seuil ou d’une hormesienon pas parce que c’est la plus convaincante scientifiquement, mais parce que c’est l’ estimation la plus conservatrice . Le problème de ce modèle est qu’il néglige un certain nombre de processus biologiques de défense qui peuvent être cruciaux à faibles doses . Les recherches menées au cours des deux dernières décennies sont très intéressantes et montrent que de petites doses de rayonnement administrées à faible débit de dose stimulent les mécanismes de défense . Par conséquent, le modèle LNT n’est pas universellement accepté, certains proposant une relation dose-réponse adaptative où les faibles doses sont protectrices et les doses élevées sont préjudiciables. De nombreuses études ont contredit le modèle LNT et beaucoup d’entre elles ont montré une réponse adaptative aux rayonnements à faible dose entraînant une réduction des mutations et des cancers. Ce phénomène est connu sous le nom dehormesis de radiation .

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 là depuis la naissance de notre planète. Toutes les créatures vivantes, depuis le début des temps, ont été et sont encore exposées aux rayonnements ionisants . Les rayonnements ionisants sont générés par des réactions nucléaires , la décroissance nucléaire , par des températures très élevées ou par l’accélération de particules chargées dans des champs électromagnétiques.

Rayonnement de fond naturel

Le rayonnement de fond naturel est un rayonnement ionisant, qui provient de diverses sources naturelles. Toutes les créatures vivantes, depuis le début des temps, ont été et sont encore exposées aux rayonnements ionisants . Ce rayonnement n’est associé à aucune activité humaine. Il y a des isotopes radioactifs dans notre corps, nos maisons, l’air, l’eau et le sol. Nous sommes tous également exposés aux rayonnements de l’espace.

Sources de rayonnement de fond naturel

Nous divisons toutes ces sources de rayonnement naturel en trois groupes:

• Rayonnement cosmique
• Rayonnement terrestre
• Rayonnement interne

Rayonnement cosmique

Le rayonnement cosmique fait référence aux sources de rayonnement sous forme de rayons cosmiques qui proviennent du soleil ou de l’espace. Au niveau du sol, les  muons , dont l’énergie est principalement comprise entre 1 et 20 GeV, contribuent à environ 75% du débit de dose absorbé dans l’air libre. Le reste provient d’électrons produits par les muons ou présents dans la cascade électromagnétique. La dose annuelle de rayons cosmiques   au niveau de la mer est d’environ  0,27 mSv  (27 mrem). Si vous vivez à des altitudes plus élevées ou si vous êtes un passager fréquent des compagnies aériennes, cette exposition peut être considérablement plus élevée, car l’atmosphère est plus mince ici. Les effets du  champ magnétique terrestre  déterminent également la dose du  rayonnement cosmique .

Le rayonnement cosmique peut être divisé en différents types selon son origine. Il existe trois principales sources de rayonnement:

• Rayonnement cosmique solaire . Le rayonnement cosmique solaire fait référence aux sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie (principalement des protons) émises par le soleil, principalement lors d’événements de particules solaires (SPE).
• Rayonnement cosmique galactique . Le rayonnement cosmique galactique, GCR, fait référence à des sources de rayonnement sous forme de particules de haute énergie provenant de l’extérieur du système solaire, mais généralement de l’intérieur de notre galaxie de la Voie lactée.
• Rayonnement des ceintures de rayonnement de la Terre (ceintures de van Allen ). Les ceintures de rayonnement de Van Allen sont des  zones de particules de haute énergie (en particulier des protons) piégées par le champ magnétique terrestre.

Fond naturel dans l’avion – rayonnement en vol

L’exposition au  rayonnement cosmique  augmente rapidement avec l’altitude. En vol, il y a deux sources principales de rayonnement naturel à considérer: les  rayons cosmiques galactiques  qui sont toujours présents et les événements de protons solaires, parfois appelés événements de rayons cosmiques solaires (SCR), qui se produisent de façon sporadique. Le débit de dose du rayonnement cosmique varie dans différentes parties du monde et il dépend fortement du champ géomagnétique, de l’altitude et du cycle solaire. Le champ de rayonnement à l’altitude de l’avion est constitué de neutrons, de protons et de pions. En vol, les  neutrons représentent 40 à 80%  de la  dose équivalente, en fonction du champ géomagnétique, de l’altitude et du cycle solaire. Le débit de dose de rayonnement cosmique dans les avions est si élevé (mais pas dangereux) que, selon le rapport UNSCEAR 2000 des Nations Unies, les travailleurs des équipages de conduite aérienne reçoivent en moyenne plus de doses que tout autre travailleur, y compris ceux des centrales nucléaires.

Le débit de dose au niveau du sol est en moyenne d’environ 0,10 μSv / h, mais à l’altitude de vol maximale (8,8 km ou 29 000 ft), il peut atteindre environ  2,0 μSv / h  (voire des valeurs plus élevées). Un débit de dose de  4 μSv / h  peut être utilisé pour représenter le débit de dose moyen pour tous les vols long-courriers (en raison des altitudes plus élevées). Il faut ajouter, pour les avions supersoniques comme le Concorde, qui pourraient effectuer un vol transatlantique en 3,5 heures, le taux d’exposition (environ  9 μSv / h ) à leur altitude de 18 km a été suffisamment augmenté pour aboutir à la même exposition aux rayons cosmiques par traversée comme pour les jets conventionnels qui filent à environ 8 km.

Le champ magnétique terrestre comme bouclier de rayonnement

Le champ magnétique terrestre  fournit un bouclier de rayonnement vital du rayonnement cosmique. En plus d’une atmosphère protectrice, nous avons également de la chance que la Terre ait un champ magnétique. Le champ magnétique s’étend sur plusieurs dizaines de milliers de kilomètres dans l’espace, protégeant la Terre des particules chargées du vent solaire et des rayons cosmiques qui, autrement, dépouilleraient la haute atmosphère, y compris la couche d’ozone qui protège la Terre des rayonnements ultraviolets nocifs. Il nous protège des pleins effets du vent solaire et du GCR. Sans cette protection, la biosphère terrestre pourrait ne pas exister comme elle le fait aujourd’hui, ou serait au moins limitée à la subsurface. Le champ magnétique terrestre fournit également un bouclier de rayonnement pour les astronautes et l’ISS lui-même, car il est en orbite terrestre basse.

Les calculs de la perte de dioxyde de carbone de l’atmosphère de Mars, résultant du piégeage des ions par le vent solaire, indiquent que la dissipation du champ magnétique de Mars a provoqué une perte presque totale de son atmosphère.

Rayonnement terrestre

Le rayonnement terrestre fait référence aux sources de rayonnement présentes dans le sol, l’eau et la végétation. Les principaux isotopes préoccupants pour le rayonnement terrestre sont l’uranium et les produits de désintégration de l’uranium, tels que le thorium, le radium et le radon. Le débit de dose moyen provenant des nucléides terrestres (à l’exception de l’exposition au radon) est d’environ  0,057 µGy / h. Les valeurs maximales ont été mesurées sur du sable de monazite à Guarapari, Brésil (jusqu’à 50 µGy / h et au Kerala, Inde (environ 2 µGy / h), et sur des roches à forte concentration de radium à Ramsar, Iran (de 1 à 10). µGy / h).

La dose de rayonnement annuelle moyenne à une personne provenant du radon est d’environ  2 mSv / an  et elle peut varier sur plusieurs ordres de grandeur d’un endroit à l’autre. Le radon est si important qu’il est généralement traité séparément. Le radon  est un gaz noble incolore, inodore et insipide  , qui s’infiltre en continu du substratum rocheux mais peut, en raison de sa densité élevée, s’accumuler dans les maisons mal ventilées. Le fait que le  radon soit un gaz  joue un rôle crucial dans la propagation de tous ses noyaux filles. Simplement, le radon est un moyen de transport du substratum rocheux à l’atmosphère (ou à l’intérieur des bâtiments) pour ses produits de désintégration de courte durée ( Pb-210  et  Po-210 ), qui présente beaucoup plus de risques pour la santé.

Rayonnement interne

En plus des sources cosmiques et terrestres, toutes les personnes ont également des isotopes radioactifs de potassium-40, de carbone-14, de plomb-210 et d’autres à l’intérieur de leur corps depuis leur naissance.

Ces isotopes sont notamment le  potassium-40 , le carbone-14 ainsi que les isotopes de l’uranium et du thorium. La variation de la dose de rayonnement d’une personne à une autre n’est pas aussi grande que la variation de la dose provenant de sources cosmiques et terrestres. La dose annuelle moyenne de rayonnement à une personne provenant de matières radioactives internes autres que le radon est d’environ  0,3 mSv / an,  dont:

• 0,2 mSv / an provient du potassium-40,
• 0,12 mSv / an provient des séries uranium et thorium,
• 12 μSv / an proviennent du carbone 40.

Rayonnement de fond et danger pour la santé

Vous ne pouvez pas vivre sans rayonnement. Le danger des rayonnements ionisants réside dans le fait que les rayonnements sont invisibles et non directement détectables par les sens humains. Les gens ne peuvent ni voir ni ressentir le rayonnement, mais il dépose de l’énergie dans les molécules du corps.

Mais ne vous inquiétez pas , les doses de rayonnement de fond sont généralement  très faibles (sauf exposition au radon). Une faible dose signifie ici de petites doses supplémentaires comparables au rayonnement de fond normal   ( 10 µSv  = dose quotidienne moyenne reçue du fond naturel). Le problème est qu’à de très faibles doses, il est pratiquement impossible de corréler une quelconque irradiation avec certains effets biologiques. En effet, le taux de cancer de base est déjà très élevé et le risque de développer un cancer fluctue de 40% en raison du style de vie individuel et des effets environnementaux, masquant les effets subtils des rayonnements de faible intensité.

Deuxièmement, et c’est crucial, la vérité sur les effets sur la santé des rayonnements à faible dose reste à découvrir. On ne sait pas exactement si ces faibles doses de rayonnement sont nuisibles ou bénéfiques (et où est le seuil). Le gouvernement et les organismes de réglementation supposent un modèle LNT au lieu d’un seuil ou d’une hormesis non pas parce qu’il est le plus scientifiquement convaincant, mais parce que c’est l’ estimation la plus conservatrice . Le problème de ce modèle est qu’il néglige un certain nombre de processus biologiques de  défense  qui peuvent être cruciaux  à faibles doses . Les recherches menées au cours des deux dernières décennies sont très intéressantes et montrent que de petites doses de rayonnement administrées à faible débit de dose  stimulent les mécanismes de défense. Par conséquent, le modèle LNT n’est pas universellement accepté, certains proposant une relation dose-réponse adaptative où les faibles doses sont protectrices et les doses élevées sont préjudiciables. De nombreuses études ont contredit le modèle LNT et beaucoup d’entre elles ont montré une réponse adaptative aux rayonnements à faible dose entraînant une réduction des mutations et des cancers. Ce phénomène est appelé  hormesis par rayonnement .

Selon l’ hypothèse de l’ hormèse du rayonnement , une exposition au rayonnement comparable et juste au-dessus du niveau de fond naturel du rayonnement n’est pas nocive mais bénéfique, tout en acceptant que des niveaux de rayonnement beaucoup plus élevés sont dangereux. Les arguments en faveur de l’hormèse sont centrés sur certaines études épidémiologiques à grande échelle et les preuves tirées d’expériences d’irradiation animale, mais plus particulièrement sur les progrès récents de la connaissance de la réponse adaptative. Les partisans de l’hormèse des radiations affirment généralement que les réponses radioprotectrices dans les cellules et le système immunitaire non seulement neutralisent les effets nocifs des radiations mais agissent en outre pour inhiber le cancer spontané non lié à l’exposition aux radiations.

Voir aussi: Modèle LNT

Contamination de surface

La contamination de surface signifie que des matières radioactives ont été déposées sur des surfaces (comme des murs, des sols). Il peut se déposer librement, un peu comme la poussière ordinaire, ou il peut être assez fermement fixé par réaction chimique. Cette distinction est importante et nous classons la contamination de surface en fonction de sa facilité d’élimination:

• Contamination gratuite . En cas de contamination libre (ou de contamination lâche), les matières radioactives peuvent se répandre. Il s’agit d’une contamination de surface qui peut être facilement éliminée avec des méthodes de décontamination simples. Par exemple, si des particules de poussière contenant divers radio-isotopes atterrissent sur la peau ou les vêtements de la personne, nous pouvons la nettoyer ou enlever les vêtements. Une fois qu’une personne a été décontaminée, toutes les sources de radioactivité particulaire sont éliminées et l’individu n’est plus contaminé. La contamination libre est également un danger plus grave que la contamination fixe, car les particules de poussière peuvent se disséminer dans l’air et être facilement ingérées. Cela conduit à une exposition interne par des contaminants radioactifs. Bien que presque tous les contaminants soient radioactifs bêta avec accompagnementémission gamma , mais il y a aussi la possibilité de contamination alpha dans toutes les zones de manutention du combustible nucléaire.
• Contamination fixe . En cas de contamination fixe, la matière radioactive ne peut pas se répandre, car elle est liée chimiquement ou mécaniquement aux structures. Il ne peut pas être retiré par des méthodes de nettoyage normales. La contamination fixe est un danger moins grave que la contamination libre, elle ne peut pas être remise en suspension ou transférée sur la peau. Par conséquent, le danger est généralement externe uniquement. En revanche, cela dépend du niveau de contamination. Bien que presque tous les contaminants soient radioactifs bêta avec émission gamma associée, mais il existe également la possibilité d’une contamination alpha dans toutes les zones de manutention du combustible nucléaire. À moins que le niveau de contamination ne soit très sévère, le débit de dose de rayonnement gamma sera faible et l’exposition externe ne sera importante qu’au contact ou très près des surfaces contaminées. Étant donné que les particules bêta pénètrent moins que les rayons gamma , le débit de dose bêta ne peut être élevé qu’au contact. Une valeur de 1 mSv / h au contact pour un niveau de contamination de 400 à 500 Bq / cm ² est assez représentative.

Calcul du débit de dose blindé chez les Sieverts à partir d’une surface contaminée

Supposons une surface contaminée par 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs . Supposons que ce contaminant puisse être aproximé par 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:

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. Ensuite, calculez les débits de dose équivalents et efficaces 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:

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:

1) Irradiation uniforme

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 (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:

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 w _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:

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:

La contamination est généralement désignée comme la présence d’un constituant indésirable, d’une substance nocive ou d’une impureté dans un endroit (matériel, corps physique, environnement naturel, lieu de travail) où elle n’est pas prévue ou souhaitée. La contamination a une signification beaucoup plus générale, car elle peut être définie dans des disciplines telles que la chimie, la protection de l’environnement, la radioprotection ou l’agriculture.

La contamination radioactive est désignée par la présence de substances radioactives indésirables sur les surfaces, ou dans les solides (y compris le corps humain), les liquides ou les gaz, où leur présence est involontaire ou indésirable. La contamination radioactive est constituée d’atomes radioactifs (matière) qui se sont échappés du système ou de la structure qui les contiendrait normalement. La contamination radioactive étant une matière radioactive, des rayonnements ionisants sont émis par la contamination. Il est très important de savoir quel matériau (quel radio-isotope) est le contaminant radioactif. Il est également très important de faire la distinction entre la contamination radioactive et le rayonnement lui-même .

Contamination contre rayonnement

La contamination radioactive est constituée de matières radioactives qui génèrent des rayonnements ionisants. C’est la source de rayonnement, pas le rayonnement lui-même. Chaque fois que des matières radioactives ne se trouvent pas dans un conteneur de source radioactive scellé et peuvent se propager à d’autres objets, une contamination radioactive est une possibilité. La contamination radioactive peut être caractérisée par les points suivants:

• La contamination radioactive est constituée de matières radioactives (contaminants), qui peuvent être solides, liquides ou gazeuses. Les gros contaminants peuvent même être visibles, mais vous ne pouvez pas voir le rayonnement produit.
• Une fois libérés, les contaminants peuvent se propager par l’air, l’eau ou simplement par contact mécanique.
• Nous ne pouvons pas protéger la contamination.
• Nous pouvons atténuer la contamination en protégeant l’intégrité des barrières (conteneur source, gaine de combustible, cuve du réacteur , bâtiment de confinement )
• Étant donné que les contaminants interagissent chimiquement, ils peuvent être contenus dans des objets tels que le corps humain.
• Nous pouvons nous débarrasser de la contamination par de nombreux processus mécaniques, chimiques (décontaminer les surfaces) ou biologiques ( demi-vie biologique ).
• Il est de la plus haute importance, quel matériau est le contaminant radioactif ( demi-vie , mode de désintégration, énergie).

Le rayonnement ionisant est formé par des particules de haute énergie ( photons , électrons , etc. ), qui peuvent pénétrer dans la matière et ioniser (pour former des ions en perdant des électrons) des atomes cibles pour former des ions. L’exposition aux rayonnements est la conséquence de la présence à proximité de la source de rayonnement. L’exposition aux rayonnements en tant que quantité est définie comme une mesure de l’ionisation du matériau due aux rayonnements ionisants. Le danger des rayonnements ionisants réside dans le fait que le rayonnement est invisibleet non directement détectable par les sens humains. Les gens ne peuvent ni voir ni ressentir le rayonnement, mais il dépose de l’énergie dans les molécules du corps. L’énergie est transférée en petites quantités pour chaque interaction entre le rayonnement et une molécule et il existe généralement de nombreuses interactions de ce type. Contrairement à la contamination radioactive, le rayonnement peut être caractérisé par les points suivants:

• Le rayonnement consiste en des particules de haute énergie qui peuvent pénétrer la matière et ioniser (pour former des ions en perdant des électrons) les atomes cibles. Le rayonnement est invisible et n’est pas directement détectable par les sens humains. Il faut noter que le rayonnement bêta est indirectement visible en raison du rayonnement cherenkov .
• Contrairement à la contamination, le rayonnement ne peut se propager par aucun moyen. Il parcourt les matériaux jusqu’à perdre son énergie. Nous pouvons protéger le rayonnement (par exemple en nous tenant au coin de la rue).
• L’exposition à l’ionisation ne signifie pas nécessairement que l’objet devient radioactif (à l’exception de très rares rayonnements neutroniques).
• Le rayonnement peut pénétrer les barrières, mais une barrière suffisamment épaisse peut minimiser tous les effets.
• Contrairement aux contaminants, le rayonnement ne peut pas interagir chimiquement avec la matière et ne peut pas être lié à l’intérieur du corps.
• Peu importe quel matériau est à l’origine de certains rayonnements. Seul le type de rayonnement et d’énergie compte.

Il y a une caractéristique commune, le rayonnement naturel et les contaminants naturels sont 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. Toutes les créatures vivantes, depuis le début des temps, ont été et sont encore exposées aux rayonnements ionisants . Le rayonnement de fond naturel est un rayonnement ionisant, qui provient de diverses sources naturelles. Toutes les créatures vivantes, depuis le début des temps, ont été et sont toujours exposées aux rayonnements ionisants. Ce rayonnement n’est associé à aucune activité humaine. Il y a des isotopes radioactifs dans notre corps, nos maisons, l’air, l’eau et le sol. Nous sommes tous également exposés aux rayonnements de l’espace.

Types de contamination

Des matières radioactives peuvent exister sur des surfaces ou dans des volumes de matière ou d’air, et des techniques spécialisées sont utilisées pour mesurer les niveaux de contamination par détection du rayonnement émis. On peut distinguer les types de contamination suivants:

Contamination de surface

La contamination de surface signifie que des matières radioactives ont été déposées sur des surfaces (comme des murs, des sols). Il peut être déposé de manière lâche, un peu comme la poussière ordinaire, ou il peut être assez fermement fixé par réaction chimique. Cette distinction est importante et nous classons la contamination de surface en fonction de sa facilité d’élimination:

• Contamination gratuite . En cas de contamination libre (ou de contamination lâche), les matières radioactives peuvent se répandre. Il s’agit d’une contamination de surface qui peut être facilement éliminée avec des méthodes de décontamination simples. Par exemple, si des particules de poussière contenant divers radio-isotopes atterrissent sur la peau ou les vêtements de la personne, nous pouvons la nettoyer ou enlever les vêtements. Une fois qu’une personne a été décontaminée, toutes les sources de radioactivité particulaire sont éliminées et l’individu n’est plus contaminé. La contamination libre est également un danger plus grave que la contamination fixe, car les particules de poussière peuvent se disséminer dans l’air et être facilement ingérées. Cela conduit à une exposition interne par des contaminants radioactifs. Bien que presque tous les contaminants soient radioactifs bêta avec accompagnementémission gamma , mais il existe également la possibilité d’une contamination alpha dans toutes les zones de manutention du combustible nucléaire.
• Contamination fixe . En cas de contamination fixe, la matière radioactive ne peut pas se répandre, car elle est liée chimiquement ou mécaniquement aux structures. Il ne peut pas être retiré par des méthodes de nettoyage normales. La contamination fixe est un danger moins grave que la contamination libre, elle ne peut pas être remise en suspension ou transférée sur la peau. Par conséquent, le danger est généralement externe uniquement. En revanche, cela dépend du niveau de contamination. Bien que presque tous les contaminants soient radioactifs bêta avec émission gamma associée, mais il existe également la possibilité d’une contamination alpha dans toutes les zones de manutention du combustible nucléaire. À moins que le niveau de contamination ne soit très sévère, le débit de dose de rayonnement gamma sera faible et l’exposition externe ne sera importante qu’au contact ou très près des surfaces contaminées. Étant donné que les particules bêta pénètrent moins que les rayons gamma , le débit de dose bêta ne peut être élevé qu’au contact. Une valeur de 1 mSv / h au contact pour un niveau de contamination de 400 à 500 Bq / cm ² est assez représentative.

Contamination aéroportée

Ce type de contamination est particulièrement important dans les centrales nucléaires , où il doit être surveillé. Les contaminants peuvent se dissiper dans l’air, en particulier lors de l’enlèvement de la tête du réacteur, du ravitaillement du réacteur et lors des manipulations dans la piscine de combustible usé. L’air peut être contaminé par des isotopes radioactifs, en particulier sous forme particulaire, ce qui présente un risque d’inhalation particulier . Cette contamination se compose de divers produits de fission et d’activation qui pénètrent dans l’air sous forme gazeuse, vapeur ou particulaire. Il existe quatre types de contamination par l’air dans les centrales nucléaires, à savoir:

• Particules . L’activité particulaire est un danger interne, car elle peut être inhalée. Les matières particulaires transportables introduites dans le système respiratoire entreront dans la circulation sanguine et seront transportées dans toutes les parties du corps. Les particules non transportables resteront dans les poumons avec une certaine demi-vie biologique. Par exemple, Sr-90, Ra-226 et Pu-239 sont des radionucléides appelés radionucléides à recherche d’os. Ces radionucléides ont de longues demi-vies biologiques et constituent de graves dangers internes. Une fois déposés dans l’os, ils y restent essentiellement inchangés pendant la durée de vie de l’individu. L’action continue des particules alpha émises peut causer des blessures importantes: pendant de nombreuses années, elles déposent toute leur énergie dans un petit volume de tissu, car la gamme des particules alpha est très courte.
• Gaz nobles . Des gaz nobles radioactifs, tels que le xénon 133 , le xénon 135 et le   krypton 85, sont présents dans le liquide de refroidissement du réacteur, en particulier en cas de fuite de combustible. Lorsqu’ils apparaissent dans le liquide de refroidissement, ils deviennent aéroportés et peuvent être inhalés. Ils sont expirés juste après avoir été inhalés, car le corps ne réagit pas chimiquement avec eux. Si les travailleurs travaillent dans un nuage de gaz noble, la dose externe qu’ils recevront est environ 1000 fois supérieure à la dose interne. Pour cette raison, nous ne sommes préoccupés que par les débits de dose externes bêta et gamma.
• Radioiodine . L’ iode radioactif , l’ iode 131 , est un radio-isotope important de l’iode. L’iode radioactif joue un rôle majeur en tant qu’isotope radioactif présent dans les produits de fission nucléaire , et il est un contributeur majeur aux risques pour la santé lorsqu’il est rejeté dans l’atmosphère lors d’un accident. L’iode 131 a une demi-vie de 8,02 jours. Le tissu cible pour l’exposition à l’iode radioactif est la glande thyroïde. La dose externe bêta et gamma de radio-iode présente dans l’air est assez négligeable par rapport à la dose engagée à la thyroïde qui résulterait de la respiration de cet air. La demi-vie biologiquepour l’iode à l’intérieur du corps humain est d’environ 80 jours (selon la CIPR). L’iode contenu dans les aliments est absorbé par le corps et concentré de préférence dans la thyroïde où il est nécessaire au fonctionnement de cette glande. Lorsque le ¹³¹ I est présent à des niveaux élevés dans l’environnement à cause des retombées radioactives, il peut être absorbé par les aliments contaminés et s’accumuler également dans la thyroïde. ¹³¹ I se désintègre avec une demi-vie de 8,02 jours avec des émissions de particules bêta et gamma. En se décomposant, il peut endommager la thyroïde. Le risque principal d’une exposition à des niveaux élevés de ¹³¹ I est la survenue accidentelle d’un cancer radiogène de la thyroïde plus tard dans la vie. Pour ¹³¹ I, la CIPR a calculé que si vous inspirez 1 x 10 ⁶Bq, vous recevrez une dose thyroïdienne de H _T = 400 mSv (et une dose pondérée du corps entier de 20 mSv).
• Tritium. Le tritium est un sous-produit des réacteurs nucléaires . La source la plus importante (en raison des rejets d’eau tritiée) de tritium dans les centrales nucléaires provient de l’acide borique , qui est couramment utilisé comme cale chimiquepour compenser un excès de réactivité initiale. Notez que le tritium émet des particules bêta de faible énergie avec une courte portée dans les tissus corporels et, par conséquent, pose un risque pour la santé en raison de l’exposition interne uniquement après ingestion dans l’eau potable ou la nourriture, ou par inhalation ou absorption par la peau. Le tritium absorbé par l’organisme est uniformément réparti entre tous les tissus mous. Selon la CIPR, une mi-temps biologique de tritium est de 10 jours pour HTO et de 40 jours pour OBT (tritium lié organiquement) formé à partir de HTO dans le corps des adultes. Par conséquent, pour un apport de 1 x 10 ⁹ Bq de tritium (HTO), un individu recevra une dose de 20 mSv pour tout le corps (égale à l’apport de 1 x 10 ⁶ Bq de ¹³¹ I). Alors que pour les REP, le tritium présente un risque mineur pour la santé,réacteurs à eau lourde , il contribue de manière significative à la dose collective de travailleurs d’usine. Notez que «L’air saturé d’eau de modérateur à 35 ° C peut donner 3 000 mSv / h de tritium à un travailleur non protégé (Voir aussi: JUBurnham. Radiation Protection). La meilleure protection contre le tritium peut être obtenue en utilisant un respirateur à adduction d’air. Les respirateurs à cartouche de tritium ne protègent les travailleurs que par un facteur de 3. La seule façon de réduire l’absorption cutanée est de porter des plastiques. Dans les centrales PHWR, les travailleurs doivent porter des plastiques pour travailler dans des atmosphères contenant plus de 500 μSv / h.

Les respirateurs avec des filtres à air appropriés ou des combinaisons entièrement autonomes avec leur propre alimentation en air peuvent atténuer les dangers de contamination par l’air. La contamination par l’air est généralement mesurée par des instruments radiologiques spéciaux qui pompent en continu l’air prélevé à travers un filtre. Les instruments qui le font sont appelés moniteurs d’air continus (CAM). Les particules radioactives dans l’air s’accumulent sur le filtre, où l’activité est mesurée par un détecteur placé à proximité du filtre.

Voir aussi: Concentration dérivée d’air

Voir aussi: Limite annuelle d’admission

Décontamination

La décontamination est un processus utilisé pour réduire ou éliminer la contamination radioactive afin de réduire le risque d’exposition aux radiations. L’élimination de la contamination des zones occupées, de l’équipement et du personnel est importante pour maintenir une dose de rayonnement ionisant aussi faible que raisonnablement possible (ALARA). La décontamination réduit également les niveaux de rayonnement de fond, l’inventaire des matières radioactives et la propagation de la contamination dans les zones, les équipements et le personnel non contrôlés.

La décontamination peut être effectuée en nettoyant ou en traitant les surfaces pour réduire ou éliminer la contamination. Elle peut également être accomplie en filtrant l’air ou l’eau contaminés ou en couvrant la contamination pour protéger ou absorber le rayonnement. Le processus peut également simplement laisser suffisamment de temps pour que la désintégration radioactive naturelle diminue la radioactivité.

Dans les centrales nucléaires , il est inévitable que de nombreux équipements, ainsi que des outils, des vêtements, des zones de travail et même des personnes soient contaminés. Ceci est assez courant, une partie des matières radioactives se fixant aux surfaces (par exemple la semelle d’une chaussure). Dans ce cas, les travailleurs sont surveillés en permanence et dans ce cas, la contamination de surface doit être éliminée. On peut se débarrasser de la contamination par de nombreuses mécaniques, chimiques (décontaminer les surfaces). Processus biologiques ( demi-vie biologique) fonctionnent toujours en cas de contamination interne. Une personne devient «radioactive» si des particules de poussière contenant divers radio-isotopes atterrissent sur la peau ou les vêtements de la personne. Une fois qu’une personne a été décontaminée par le retrait des vêtements et le lavage cutané, toutes les sources de radioactivité particulaire sont éliminées et l’individu n’est plus contaminé.

Techniques de décontamination

En général, il existe de nombreuses techniques et équipements utilisés pour la décontamination des surfaces et des personnes. Dans tous les cas, le type de contamination et les matières contaminées sont importants. Par exemple, il est très difficile de décontaminer des matériaux poreux. À titre d’orientation générale pour le lecteur, ces techniques de décontamination et leurs principales applications sont mises en évidence dans:

Référence spéciale: Technologie de pointe pour la décontamination et le démantèlement des installations nucléaires, AIEA. AIEA Vienne, 1999. ISBN 92–0–102499–1.

• Décontamination chimique . La décontamination chimique est l’une des meilleures méthodes pour la plupart des opérations de décontamination consiste à nettoyer avec de l’eau à laquelle un ou plusieurs agents de nettoyage chimiques appropriés ont été ajoutés. Ces méthodes comprennent la décontamination à l’aide de solutions chimiques, de gels chimiques, de décontamination par mousse, etc. La suppression de la contamination du personnel doit être effectuée avec soin pour s’assurer que la peau n’est pas endommagée et pour empêcher la contamination de pénétrer dans le corps ou une plaie.
• Décontamination mécanique . La décontamination mécanique peut être utilisée notamment pour la décontamination industrielle. Il existe des méthodes de décontamination dans lesquelles la couche externe de la surface contaminée est enlevée par la force physique. De telles méthodes sont efficaces, mais elles sont quelque peu grossières et destructrices, et il peut ne pas être possible de les utiliser sur des objets délicats. Ces méthodes comprennent la décontamination à l’aide d’un nettoyage à la vapeur, d’un nettoyage abrasif, d’un sablage, d’un nettoyage sous vide, d’un nettoyage par ultrasons, etc.

Un compteur à scintillation ou un détecteur à scintillation est un détecteur de rayonnement qui utilise l’effet connu sous le nom de scintillation . La scintillation est un éclair de lumière produit dans un matériau transparent par le passage d’une particule (un électron, une particule alpha, un ion ou un photon à haute énergie). La scintillation se produit dans le scintillateur, qui est un élément clé d’un détecteur de scintillation. En général, un détecteur à scintillation comprend:

• Scintillateur . Un scintillateur génère des photons en réponse au rayonnement incident.
• Photodétecteur . Un photodétecteur sensible (généralement un tube photomultiplicateur (PMT), une caméra à dispositif à couplage de charge (CCD) ou une photodiode), qui convertit la lumière en un signal électrique et électronique pour traiter ce signal.

Le principe de base du fonctionnement implique que le rayonnement réagit avec un scintillateur, ce qui produit une série d’éclairs d’intensité variable. L’intensité des éclairs est proportionnelle à l’énergie du rayonnement. Cette fonctionnalité est très importante. Ces compteurs sont adaptés pour mesurer l’énergie du rayonnement gamma ( spectroscopie gamma ) et, par conséquent, peuvent être utilisés pour identifier les isotopes émetteurs gamma.

Les compteurs à scintillation sont largement utilisés dans la radioprotection , le dosage des matériaux radioactifs et la recherche en physique car ils peuvent être fabriqués à peu de frais mais avec une bonne efficacité, et peuvent mesurer à la fois l’intensité et l’énergie du rayonnement incident. Les hôpitaux du monde entier ont des gamma caméras basées sur l’effet de scintillation et, par conséquent, elles sont aussi appelées caméras à scintillation.

Les avantages d’un compteur à scintillation sont son efficacité et la haute précision et les taux de comptage qui sont possibles. Ces derniers attributs sont la conséquence de la durée extrêmement courte des éclairs lumineux, d’environ 10 ^-9  (scintillateurs organiques) à 10 ^-6 (scintillateurs inorganiques) secondes. L’ intensité des flashs et l’amplitude de l’impulsion de tension de sortie sont proportionnelles à l’énergie du rayonnement . Par conséquent, les compteurs à scintillation peuvent être utilisés pour déterminer l’énergie, ainsi que le nombre, des particules excitantes (ou photons gamma). Pour la spectrométrie gamma, les détecteurs les plus courants comprennent les compteurs à scintillation à l’iodure de sodium (NaI) et les détecteurs au germanium de haute pureté.

Compteur à scintillation – Principe de fonctionnement

Le fonctionnement des compteurs à scintillation est résumé dans les points suivants:

• 

  Le rayonnement ionisant pénètre dans le scintillateur et interagit avec le matériau du scintillateur. Cela provoque la montée des électrons à un état excité .

  • Pour les particules chargées, la piste est le chemin de la particule elle-même.
  • Pour les rayons gamma (non chargés), leur énergie est convertie en un électron énergétique via l’ effet photoélectrique , la diffusion Compton ou la production de paires .
• Les atomes excités du matériau scintillateur se désexcitent et émettent rapidement un photon dans la gamme de lumière visible (ou presque visible). La quantité est proportionnelle à l’énergie déposée par la particule ionisante. Le matériau serait fluorescent.
• Trois classes de luminophores sont utilisées:
  • cristaux inorganiques,
  • cristaux organiques,
  • phosphores plastiques.
• La lumière créée dans le scintillateur frappe la photocathode d’un tube photomultiplicateur , libérant au plus un photoélectron par photon.
• En utilisant un potentiel de tension, ce groupe d’ électrons primaires est accéléré et concentré électrostatiquement de sorte qu’ils frappent la première dynode avec suffisamment d’énergie pour libérer des électrons supplémentaires.
• Ces électrons secondaires sont attirés et frappent une seconde dynode libérant plus d’électrons. Ce processus se produit dans le tube photomultiplicateur.
• Chaque impact de dynode suivant libère d’autres électrons, et il y a donc un effet d’amplification de courant à chaque étage de dynode. Chaque étage a un potentiel plus élevé que le précédent pour fournir le champ d’accélération.
• Le signal primaire est multiplié et cette amplification se poursuit sur 10 à 12 étages.
• À la dynode finale , suffisamment d’électrons sont disponibles pour produire une impulsion d’une amplitude suffisante pour une amplification supplémentaire. Cette impulsion transporte des informations sur l’énergie du rayonnement incident d’origine. Le nombre de ces impulsions par unité de temps donne également des informations sur l’intensité du rayonnement.

Un détecteur à scintillation ou un compteur à scintillation est obtenu lorsqu’un scintillateur est couplé à un capteur de lumière électronique tel que:

• un tube photomultiplicateur (PMT),
• une caméra à dispositif à couplage de charge (CCD),
• photodiode

Tous ces appareils peuvent être utilisés dans des compteurs à scintillation et tous convertissent la lumière en un signal électrique et contiennent des composants électroniques pour traiter ce signal. Un tube photomultiplicateur (PMT) absorbe la lumière émise par le scintillateur et la réémet sous forme d’électrons via l’effet photoélectrique. Depuis lors, le PMT est le principal choix pour la détection de photons en raison de son efficacité quantique élevée et de son amplification élevée. Dernièrement, cependant, les semi-conducteurs ont commencé à concurrencer le PMT, la photodiode, par exemple, qui a une efficacité quantique plus élevée dans la gamme visible et au-dessus, une consommation d’énergie inférieure et une taille plus petite.

Les photodiodes à vide sont similaires mais n’amplifient pas le signal tandis que les photodiodes au silicium, d’autre part, détectent les photons entrants par l’excitation de porteurs de charge directement dans le silicium.

Un certain nombre de caméras gamma portables pour l’imagerie médicale utilisent des détecteurs basés sur un scintillateur-CCD . Dans ce cas, un scintillateur convertit le rayonnement incident (rayons X généralement) en photons de longueur d’onde visible, qui peuvent ensuite être directement détectés par la caméra CCD.

Notez que le terme efficacité quantique (QE) peut s’appliquer au rapport photon incident / électron converti (IPCE) d’un appareil photosensible. L’efficacité quantique de la photodiode est élevée (60-80%) par rapport au PMT (20-30%) qui donne une résolution énergétique plus élevée.

Matériaux de scintillation – Scintillateurs

Les scintillateurs sont des types de matériaux qui fournissent des photons détectables dans la partie visible du spectre lumineux, après le passage d’une particule chargée ou d’un photon. Le scintillateur est constitué d’un cristal transparent , généralement un phosphore, un plastique ou un liquide organique qui émet une fluorescence lorsqu’il est frappé par un rayonnement ionisant. Le scintillateur doit également être transparent à ses propres émissions lumineuses et il doit avoir un temps de décroissance court. Le scintillateur doit également être protégé de toute lumière ambiante afin que les photons externes ne submergent pas les événements d’ionisation provoqués par le rayonnement incident. Pour y parvenir, une feuille mince opaque, telle que du mylar aluminisé, est souvent utilisée, bien qu’elle doive avoir une masse suffisamment faible pour minimiser l’ atténuation indue du rayonnement incident mesuré.

Il existe principalement deux types de scintillateurs couramment utilisés en physique nucléaire et en physique des particules: les scintillateurs organiques ou plastiques et les scintillateurs inorganiques ou cristallins.

Scintillateurs inorganiques

Les scintillateurs inorganiques sont généralement des cristaux cultivés dans des fours à haute température. Ils comprennent l’iodure de lithium (LiI), l’iodure de sodium (NaI) , l’iodure de césium (CsI) et le sulfure de zinc (ZnS). Le matériau de scintillation le plus utilisé est le NaI (Tl) (iodure de sodium dopé au thallium). L’iode fournit la plupart du pouvoir d’arrêt dans l’iodure de sodium (car il a un Z élevé = 53). Ces scintillateurs cristallins sont caractérisés par une densité élevée, un nombre atomique élevé et des temps de décroissance d’impulsion d’environ 1 microseconde ( ~ 10 ^-6 s). La scintillation dans les cristaux inorganiques est généralement plus lente que dans les cristaux organiques. Ils présentent une grande efficacité pour la détection des rayons gamma et sont capables de gérer des taux de comptage élevés. Les cristaux inorganiques peuvent être coupés à de petites tailles et disposés dans une configuration en réseau afin de fournir une sensibilité de position. Cette fonction est largement utilisée en imagerie médicale pour détecter les rayons X ou les rayons gamma . Les scintillateurs inorganiques détectent mieux les rayons gamma et les rayons X que les scintillateurs organiques. Cela est dû à leur densité élevée et à leur numéro atomique qui donne une densité électronique élevée. Un inconvénient de certains cristaux inorganiques, par exemple NaI, est leur hygroscopicité, une propriété qui exige qu’ils soient logés dans un récipient hermétique pour les protéger de l’humidité.

Scintillateurs organiques

Les scintillateurs organiques sont des sortes de matériaux organiques qui fournissent des photons détectables dans la partie visible du spectre lumineux, après le passage d’une particule chargée ou d’un photon. Le mécanisme de scintillation dans les matériaux organiques est très différent du mécanisme dans les cristaux inorganiques. Dans les scintillateurs inorganiques, par exemple NaI, CsI, la scintillation se produit en raison de la structure du réseau cristallin. Le mécanisme de fluorescence dans les matériaux organiques résulte des transitions dans les niveaux d’énergie d’une seule molécule et donc la fluorescence peut être observée indépendamment de l’état physique (vapeur, liquide, solide).

En général, les scintillateurs organiques ont des temps de décroissance rapides (généralement ~ 10 ^-8 sec ), tandis que les cristaux inorganiques sont généralement beaucoup plus lents (~ 10 ^-6 sec), bien que certains aient également des composants rapides dans leur réponse. Il existe trois types de scintillateurs organiques:

• Cristaux organiques purs . Les cristaux organiques purs comprennent des cristaux d’anthracène, de stilbène et de naphtalène. Le temps de décroissance de ce type de luminophore est d’environ 10 nanosecondes. Ce type de cristal est fréquemment utilisé dans la détection des particules bêta . Ils sont très durables, mais leur réponse est anisotrope (ce qui gâche la résolution énergétique lorsque la source n’est pas collimatée), et ils ne peuvent pas être facilement usinés, ni cultivés en grandes tailles. Ils ne sont donc pas très souvent utilisés.
• Solutions organiques liquides . Les solutions organiques liquides sont produites en dissolvant un scintillateur organique dans un solvant.
• Scintillateurs en plastique . Les luminophores en plastique sont fabriqués en ajoutant des produits chimiques de scintillation à une matrice en plastique. La constante de désintégration est la plus courte des trois types de luminophores, approchant 1 ou 2 nanosecondes. Les scintillateurs en plastique sont donc plus appropriés pour une utilisation dans des environnements à flux élevé et dans des mesures de débit de dose élevé. Le plastique a une forte teneur en hydrogène, il est donc utile pour les détecteurs de neutrons rapides . Il faut beaucoup plus d’énergie pour produire un photon détectable dans un scintillateur qu’une paire électron-ion par ionisation (généralement par un facteur de 10), et parce que les scintillateurs inorganiques produisent plus de lumière que les scintillateurs organiques, ils sont par conséquent meilleurs pour les applications à faibles énergies .

Tube photomultiplicateur

Les tubes photomultiplicateurs (PMT) sont un dispositif de détection de photons qui utilise l’effet photoélectrique combiné à une émission secondaire pour convertir la lumière en un signal électrique. Un photomultiplicateur absorbe la lumière émise par le scintillateur et la réémet sous forme d’électrons via l’ effet photoélectrique . Depuis lors, le PMT est le principal choix pour la détection de photons en raison de son efficacité quantique élevée et de son amplification élevée.

Composants du tube photomultiplicateur

L’appareil se compose de plusieurs composants et ces composants sont représentés sur la figure.

• 

  Photocathode . Juste après une fenêtre d’entrée mince, se trouve une photocathode, qui est faite d’un matériau dans lequel les électrons de valence sont faiblement liés et ont une section efficace élevée pour convertir les photons en électrons via l’effet photoélectrique. Par exemple, du Cs ₃ Sb (césium-antimoine) peut être utilisé. En conséquence, la lumière créée dans le scintillateur frappe la photocathode d’un tube photomultiplicateur, libérant au plus un photoélectron par photon.

• Dynodes . En utilisant un potentiel de tension, ce groupe d’électrons primaires est accéléré et concentré électrostatiquement de sorte qu’ils frappent la première dynode avec suffisamment d’énergie pour libérer des électrons supplémentaires. Il existe une série («étapes») de dynodes en matériau de fonction de travail relativement faible. Ces électrodes fonctionnent à un potentiel toujours croissant (par exemple ~ 100-200 V entre les dynodes). Au niveau de la dynode, les électrons sont multipliés par émission secondaire. La prochaine dynode a une tension plus élevée, ce qui fait que les électrons libérés du premier accélèrent vers elle. A chaque dynode 3-4 électrons sont libérés pour chaque électron incident, et avec 6 à 14 dynodes le gain global, ou le facteur d’amplification d’électrons, seront dans la plage d’environ 10 ⁴ -10⁷ lorsqu’ils atteignent l’anode. Les tensions de fonctionnement typiques se situent dans la plage de 500 à 3000 V. Au niveau de la dynode finale, suffisamment d’électrons sont disponibles pour produire une impulsion d’une amplitude suffisante pour une amplification supplémentaire. Cette impulsion transporte des informations sur l’énergie du rayonnement incident d’origine. Le nombre de ces impulsions par unité de temps donne également des informations sur l’intensité du rayonnement.

Efficacité quantique

La sensibilité d’une photocathode est généralement indiquée en termes d’ efficacité quantique . En général, le rendement quantique terme (QE) peut demander au photon incident à électrons converti ( IPCE ) rapport d’un dispositif photosensible. L’efficacité quantique de la photocathode est définie comme la probabilité de conversion de photons incidents en un signal électrique et est définie comme:

L’efficacité quantique de tout appareil photosensible est une fonction importante de la longueur d’onde de la lumière incidente, et un effort est fait pour adapter la réponse spectrale de la photocathode au spectre d’émission du scintillateur utilisé. Dans le tube photomultiplicateur, l’efficacité quantique est limitée à 20-30% , mais une efficacité quantique moyenne sur le spectre d’émission d’un scintillateur typique est d’environ 15-20% .

La norme de cotation est le nombre de photoélectrons par perte d’énergie keV par des électrons rapides dans un scintillateur NaI (Tl) . Pour une efficacité quantique maximale, environ 8 à 10 photoélectrons sont produits pour chaque perte d’énergie keV. Par conséquent, la perte d’énergie moyenne requise pour créer un seul photoélectron est d’environ 100 eV, ce qui est beaucoup plus élevé que les valeurs des détecteurs remplis de gaz ou des détecteurs à semi-conducteur.

Depuis lors, le PMT est le principal choix pour la détection de photons en raison de son efficacité quantique élevée et de son amplification élevée. Dernièrement, cependant, les semi-conducteurs ont commencé à concurrencer le PMT, la photodiode par exemple, qui a une efficacité quantique plus élevée dans la gamme visible et au-dessus, une consommation d’énergie inférieure et une taille plus petite. L’efficacité quantique de la photodiode est élevée (60-80%) par rapport au PMT (20-30%) qui donne une résolution énergétique plus élevée.

Photodiodes – Compteur à scintillation

Un détecteur à scintillation ou un compteur à scintillation est obtenu lorsqu’un scintillateur est couplé à un capteur de lumière électronique tel que:

• un tube photomultiplicateur (PMT),
• une caméra à dispositif à couplage de charge (CCD),
• photodiode

Tous ces appareils peuvent être utilisés dans des compteurs à scintillation et tous convertissent la lumière en un signal électrique et contiennent des composants électroniques pour traiter ce signal. Une photodiode est un dispositif semi-conducteur qui convertit la lumière en courant électrique. Il s’agit d’un dispositif semi-conducteur composé d’une fine couche de silicium dans laquelle la lumière est absorbée, après quoi des porteurs de charge libres (électrons et trous) sont créés. Une photodiode conventionnelle se réfère le plus souvent à une diode PIN. PIN signifie que les p et les n côtés dopés sont séparés par une région i appauvrie. Les électrons et les trous sont collectés à l’anode et à la cathode de la diode. Il en résulte un photocourant qui est la sortie de la diode. La charge n’est cependant pas amplifiée rendant l’amplitude du signal de sortie faible. Cela rend la photodiode sensible au bruit électronique. D’autre part,

Détection des rayonnements alpha, bêta et gamma à l’aide d’un compteur à scintillation

Les compteurs à scintillation sont utilisés pour mesurer le rayonnement dans une variété d’applications, y compris les appareils de mesure de rayonnement portatifs, la surveillance du personnel et de l’environnement pour la contamination radioactive , l’imagerie médicale, les tests radiométriques, la sécurité nucléaire et la sécurité des centrales nucléaires. Ils sont largement utilisés car ils peuvent être fabriqués à peu de frais mais avec une bonne efficacité, et peuvent mesurer à la fois l’intensité et l’énergie du rayonnement incident.

Les compteurs à scintillation peuvent être utilisés pour détecter les rayonnements alpha , bêta et gamma . Ils peuvent également être utilisés pour la détection de neutrons . À ces fins, différents scintillateurs sont utilisés:

• Particules alpha et ions lourds . En raison du pouvoir ionisant très élevé des ions lourds, les compteurs à scintillation ne sont généralement pas idéaux pour la détection des ions lourds. À énergie égale, un proton produira 1/4 à 1/2 de la lumière d’un électron, tandis que les particules alpha ne produiront qu’environ 1/10 de la lumière. Le cas échéant, les cristaux inorganiques, par exemple CsI (Tl), ZnS (Ag) (généralement utilisés dans les feuilles minces comme moniteurs de particules α), devraient être préférés aux matériaux organiques. Pure CsI est un matériau scintillant rapide et dense avec un rendement lumineux relativement faible qui augmente considérablement avec le refroidissement. Les inconvénients du CsI sont un gradient de température élevé et une légère hygroscopicité.
• Particules bêta . Pour la détection des particules bêta, des scintillateurs organiques peuvent être utilisés. Les cristaux organiques purs comprennent des cristaux d’anthracène, de stilbène et de naphtalène. Le temps de décroissance de ce type de luminophore est d’environ 10 nanosecondes. Ce type de cristal est fréquemment utilisé dans la détection des particules bêta. Les scintillateurs organiques , ayant un Z inférieur à celui des cristaux inorganiques, sont les mieux adaptés pour la détection de particules bêta de faible énergie (<10 MeV).
• Rayons gamma . Les matériaux à haute teneur en Z conviennent mieux comme scintillateurs pour la détection des rayons gamma. Le matériau de scintillation le plus utilisé est le NaI (Tl) (iodure de sodium dopé au thallium). L’iode fournit la plupart du pouvoir d’arrêt dans l’iodure de sodium (car il a un Z élevé = 53). Ces scintillateurs cristallins se caractérisent par une densité élevée, un nombre atomique élevé et des temps de décroissance d’impulsion d’environ 1 microseconde (~ 10 ^-6seconde). La scintillation dans les cristaux inorganiques est généralement plus lente que dans les cristaux organiques. Ils présentent une grande efficacité pour la détection des rayons gamma et sont capables de gérer des taux de comptage élevés. Les cristaux inorganiques peuvent être coupés à de petites tailles et disposés dans une configuration en réseau afin de fournir une sensibilité de position. Cette fonction est largement utilisée en imagerie médicale pour détecter les rayons X ou les rayons gamma. Les scintillateurs inorganiques détectent mieux les rayons gamma et les rayons X. Cela est dû à leur densité élevée et à leur numéro atomique qui donne une densité électronique élevée.
• Neutrons . Les neutrons étant des particules électriquement neutres, ils sont principalement soumis à de fortes forces nucléaires mais pas à des forces électriques. Par conséquent, les neutrons ne sont pas directement ionisants et ils doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. En général, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement commun détectable) et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur à semi-conducteur, etc.).  Les neutrons rapides (> 0,5 MeV) dépendent principalement du proton de recul dans les réactions (n, p). Matériaux riches en hydrogène, par exemple scintillateurs plastiques, sont donc les mieux adaptés à leur détection. Les neutrons thermiques dépendent de réactions nucléaires telles que les réactions (n, γ) ou (n, α) pour produire l’ionisation. Les matériaux tels que LiI (Eu) ou les silicates de verre sont donc particulièrement bien adaptés à la détection des neutrons thermiques.

Spectroscopie gamma à l’aide d’un compteur à scintillation

Voir aussi: Spectroscopie gamma à l’aide d’un compteur à scintillation

Voir aussi: Spectroscopie gamma

En général, la spectroscopie gamma est l’étude des spectres énergétiques des sources de rayons gamma, comme dans l’industrie nucléaire, la recherche géochimique et l’astrophysique. Les spectroscopes, ou spectromètres, sont des appareils sophistiqués conçus pour mesurer la distribution spectrale de puissance d’une source. Le rayonnement incident génère un signal qui permet de déterminer l’énergie de la particule incidente.

La plupart des sources radioactives produisent des rayons gamma , qui sont de différentes énergies et intensités. Les rayons gamma accompagnent fréquemment  l’émission  de  rayonnement alpha  et  bêta . Lorsque ces émissions sont détectées et analysées avec un système de spectroscopie, un spectre d’énergie gamma peut être produit. Rayons gamma de la désintégration radioactivesont dans la gamme d’énergie de quelques keV à ~ 8 MeV, correspondant aux niveaux d’énergie typiques dans les noyaux avec des durées de vie raisonnablement longues. Comme il a été écrit, ils sont produits par la désintégration des noyaux lors de leur transition d’un état de haute énergie à un état inférieur. Une analyse détaillée de ce spectre est généralement utilisée pour déterminer l’ identité et la quantité d’émetteurs gamma présents dans un échantillon, et est un outil essentiel dans l’analyse radiométrique. Le spectre gamma est caractéristique des nucléides émetteurs gamma contenus dans la source.

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Un compteur Geiger se compose d’un tube Geiger-Müller (l’élément de détection qui détecte le rayonnement) et de l’électronique de traitement, qui affiche le résultat.

Le compteur Geiger peut détecter les rayonnements ionisants tels que les particules alpha  et  bêta , les  neutrons et  les rayons gamma en  utilisant l’effet d’ionisation produit dans un tube Geiger – Müller, qui donne son nom à l’instrument. La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région Geiger-Mueller .

Dans cette région, la tension est suffisamment élevée pour fournir aux électrons primaires une accélération et une énergie suffisantes pour qu’ils puissent ioniser des atomes supplémentaires du milieu. Ces ions secondaires (amplification de gaz) formés sont également accélérés, provoquant un effet connu sous le nom d’ avalanches de Townsend . Ces avalanches peuvent être déclenchées et propagées par des photons émis par des atomes excités dans l’avalanche d’origine. Étant donné que ces photons ne sont pas affectés par le champ électrique, ils peuvent interagir loin (par exemple latéralement à l’axe) de l’avalanche primaire, l’ensemble du tube Geiger participe au processus.

Un signal fort (le facteur d’amplification peut atteindre environ 10 ¹⁰ ) est produit par ces avalanches de forme et de hauteur indépendamment de l’ionisation primaire et de l’énergie du photon détecté. L’impulsion de tension dans ce cas serait un grand ≈ 1,6 V. facilement détectable. L’avantage technique d’un compteur Geiger est sa simplicité de construction et son insensibilité aux petites fluctuations de tension. Il est très utile pour la mesure générale du rayonnement nucléaire, mais il présente deux inconvénients importants.

• 

  Étant donné que la hauteur d’impulsion est indépendante du type et de l’énergie du rayonnement, la discrimination n’est pas possible. Il n’y a aucune information sur la nature de l’ionisation à l’origine du pouls.

• En raison de la grande avalanche induite par toute ionisation, un compteur Geiger met longtemps (environ 1 ms) à récupérer entre les impulsions successives. Par conséquent, les compteurs Geiger ne sont pas en mesure de mesurer des taux de rayonnement élevés en raison du « temps mort » du tube.

Il existe une différence subtile mais importante entre les chambres d’ionisation et les compteurs Geiger . Une chambre d’ionisation produira un courant proportionnel au nombre d’électrons collectés chaque seconde (aucune amplification ne se produit). Ce courant est moyenné et est utilisé pour piloter une lecture d’affichage en Bq, ou μSv / h. Les compteurs proportionnels et Geiger ne fonctionnent pas de cette manière. Au lieu de cela, ils amplifient chacune des salves d’ionisation individuelles afin que chaque événement ionisant soit détecté séparément. Ils mesurent donc le nombre d’événements ionisants (c’est pourquoi ils sont appelés compteurs). Alors que les chambres d’ionisation peuvent fonctionner en mode courant ou impulsion, les compteurs proportionnels ou les compteurs Geiger sont presque toujours utilisés dansmode d’impulsion . Contrairement aux compteurs proportionnels, les compteurs GM sont principalement utilisés pour l’ instrumentation portable en raison de sa sensibilité, de son circuit de comptage simple et de sa capacité à détecter un rayonnement de faible niveau.

Région Geiger-Mueller

Dans la région de Geiger-Mueller , la tension et donc le champ électrique sont si forts que des avalanches secondaires peuvent se produire. Ces avalanches peuvent être déclenchées et propagées par des photons émis par des atomes excités dans l’avalanche d’origine. Étant donné que ces photons ne sont pas affectés par le champ électrique, ils peuvent interagir loin (par exemple latéralement à l’axe) de l’avalanche primaire, l’ensemble du tube Geiger participe au processus. Un signal fort (le facteur d’amplification peut atteindre environ 10 ¹⁰) est produite par ces avalanches de forme et de hauteur indépendamment de l’ionisation primaire et de l’énergie du photon détecté. Les détecteurs, qui fonctionnent dans la région de Geiger-Mueller, sont capables de détecter les rayons gamma, ainsi que tous les types de particules chargées qui peuvent pénétrer dans le détecteur. Ces détecteurs sont appelés  compteurs Geiger . Le principal avantage de ces instruments est qu’ils ne nécessitent généralement aucun amplificateur de signal. Étant donné que les ions positifs ne se déplacent pas loin de la région d’avalanche, un nuage d’ions chargé positivement perturbe le champ électrique et met fin au processus d’avalanche. Dans la pratique, la fin de l’avalanche est améliorée par l’utilisation de « trempe”Techniques. Contrairement aux compteurs proportionnels, l’énergie ou même les particules de rayonnement incidentes ne peuvent pas être distinguées par les compteurs Geiger, car le signal de sortie est indépendant de la quantité et du type d’ionisation d’origine.

Principe de base des compteurs Geiger

Le compteur Geiger a une cathode et une anode qui sont maintenues à haute tension, et le dispositif est caractérisé par une capacité qui est déterminée par la géométrie des électrodes. Dans un compteur Geiger, le gaz de remplissage de la chambre est un gaz inerte qui est ionisé par un rayonnement incident et un gaz de trempe de 5 à 10% d’une vapeur organique ou d’un gaz halogène pour empêcher les impulsions parasites en éteignant les avalanches d’électrons.

Lorsque le rayonnement ionisant pénètre dans le gaz entre les électrodes, un nombre fini de paires d’ions se forme. Dans l’air, l’énergie moyenne nécessaire pour produire un ion est d’environ 34 eV, donc un rayonnement de 1 MeV complètement absorbé dans le détecteur produit environ 3 x 10 ⁴paire d’ions. Le comportement des paires d’ions résultantes est affecté par le gradient potentiel du champ électrique dans le gaz et le type et la pression du gaz de remplissage. Sous l’influence du champ électrique, les ions positifs se déplaceront vers l’électrode chargée négativement (cylindre extérieur) et les ions négatifs (électrons) migreront vers l’électrode positive (fil central). Le champ électrique dans cette région empêche les ions de se recombiner avec les électrons. À proximité immédiate du fil d’anode, l’intensité du champ devient suffisamment grande pour produire des avalanches de Townsend. Ces avalanches peuvent être déclenchées et propagées par des photons émis par des atomes excités dans l’avalanche d’origine. Étant donné que ces photons ne sont pas affectés par le champ électrique, ils peuvent interagir loin (par exemple latéralement à l’axe) de l’avalanche primaire, l’ensemble du tube Geiger participe au processus. Un signal fort (le facteur d’amplification peut atteindre environ 10 ¹⁰ ) est produit par ces avalanches de forme et de hauteur indépendamment de l’ionisation primaire et de l’énergie du photon détecté. Le facteur d’amplification élevé du compteur Geiger est l’avantage majeur par rapport à la chambre d’ionisation. Le compteur Geiger est donc un appareil beaucoup plus sensible que les autres chambres. Il est souvent utilisé dans la détection des rayons gamma de bas niveau et des particules bêta pour cette raison.

Étant donné que les ions positifs ne se déplacent pas loin de la région d’avalanche, un nuage d’ions chargé positivement perturbe le champ électrique et met fin au processus d’avalanche. Dans la pratique, la fin de l’avalanche est améliorée par l’utilisation de techniques de «trempe» .

La collecte de tous ces électrons produira une charge sur les électrodes et une impulsion électrique à travers le circuit de détection. Chaque impulsion correspond à une interaction rayons gamma ou neutrons. La hauteur d’impulsion n’est pas proportionnelle au nombre d’électrons d’origine produits. Par conséquent, les compteurs Geiger ne sont pas capables d’identifier les particules et de mesurer l’énergie (spectroscopie). Étant donné que le processus d’amplification de charge améliore considérablement le rapport signal / bruit du détecteur, l’amplification électronique ultérieure n’est généralement pas requise.

Trempe – Temps mort – Compteurs Geiger

Dans un compteur Geiger, le gaz de remplissage de la chambre est un gaz inerte qui est ionisé par un rayonnement incident et un gaz de trempe de 5 à 10% d’une vapeur organique ou d’un gaz halogène pour empêcher les impulsions parasites en éteignant les avalanches d’électrons. Le compteur Geiger ne doit pas émettre d’impulsions parasites et doit revenir rapidement à l’état passif, prêt pour le prochain événement de rayonnement. L’argon et l’hélium sont les gaz de remplissage les plus fréquemment utilisés et permettent la détection des rayonnements alpha, bêta et gamma. Pour la détection des neutrons, He-3 et BF ₃ (trifluorure de bore) sont les gaz les plus couramment utilisés.

Cependant, pour chaque électron collecté dans la chambre, il reste un ion gaz chargé positivement. Ces ions gazeux sont lourds par rapport à un électron et se déplacent beaucoup plus lentement. Les électrons libres sont beaucoup plus légers que les ions positifs, ils sont donc attirés vers l’électrode centrale positive beaucoup plus rapidement que les ions positifs ne sont attirés vers la paroi de la chambre. Le nuage d’ions positifs qui en résulte près de l’électrode entraîne des distorsions dans la multiplication des gaz. Finalement, les ions positifs s’éloignent du fil central chargé positivement vers la paroi chargée négativement et sont neutralisés en gagnant un électron. Ces atomes retournent ensuite à leur état fondamental en émettant des photons qui à leur tour produisent une ionisation supplémentaire et donc des décharges secondaires parasites. Les électrons produits par cette ionisation se déplacent vers le fil central et se multiplient en route. Cette impulsion de charge n’est pas liée au rayonnement à détecter et peut déclencher une série d’impulsions. Dans la pratique, la fin de l’avalanche est améliorée par l’utilisation de Techniques de «trempe» .

Les molécules de gaz d’extinction ont une affinité pour les électrons plus faible que le gaz de chambre; par conséquent, les atomes ionisés du gaz de chambre prennent facilement des électrons des molécules de gaz d’extinction. Ainsi, les molécules ionisées de gaz de trempe atteignent la paroi de la chambre au lieu du gaz de chambre. Les molécules ionisées du gaz de trempe sont neutralisées en gagnant un électron, et l’énergie libérée ne provoque pas d’ionisation supplémentaire, mais provoque la dissociation de la molécule. Ce type de trempe est appelé  auto-trempe  ou  trempe interne , car les tubes arrêtent la décharge sans aide extérieure.

Pour les compteurs Geiger, la trempe externe, parfois appelée « trempe active » ou « trempe électronique », est également une possibilité. La trempe électronique utilise une électronique de contrôle à grande vitesse simpliste pour éliminer et réappliquer rapidement la haute tension entre les électrodes pendant un temps fixe après chaque pic de décharge afin d’augmenter le taux de comptage maximal et la durée de vie du tube.

Référence spéciale: US Department of Energy, Instrumantation and Control. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 of 2. June 1992.

Types de tubes Geiger-Mueller

Les compteurs Geiger sont principalement utilisés pour l’ instrumentation portable en raison de sa sensibilité, de son circuit de comptage simple et de sa capacité à détecter les rayonnements de faible intensité. Bien que l’utilisation principale des compteurs Geiger soit probablement dans la détection de particules individuelles, ils se trouvent également dans les compteurs gamma. Ils sont capables de détecter presque tous les types de rayonnement, mais il existe de légères différences dans le tube Geiger-Mueller. Cependant, le tube Geiger-Müller produit une sortie d’impulsion qui est de la même amplitude pour tous les rayonnements détectés, donc un compteur Geiger avec un tube de fenêtre d’extrémité ne peut pas faire la distinction entre les particules alpha et bêta.

Il existe deux principaux types de construction de tubes Geiger :

• Type de fenêtre d’extrémité . Pour que les particules alpha et bêta soient détectées par les compteurs Geiger, elles doivent être dotées d’une fenêtre mince . Cette « fenêtre d’extrémité » doit être suffisamment mince pour que les particules alpha et bêta puissent pénétrer. Cependant, une fenêtre de presque n’importe quelle épaisseur empêchera une particule alpha d’entrer dans la chambre. La fenêtre est généralement en mica avec une densité d’environ 1,5 à 2,0 mg / cm ²pour permettre aux particules bêta de faible énergie (par exemple du carbone 14) d’entrer dans le détecteur. La réduction de l’efficacité pour l’alpha est due à l’effet d’atténuation de la fenêtre d’extrémité, bien que la distance de la surface à contrôler ait également un effet significatif, et idéalement une source de rayonnement alpha devrait être inférieure à 10 mm du détecteur en raison de l’atténuation dans l’air.
• Type sans fenêtre . Les rayons gamma ont très peu de mal à pénétrer les parois métalliques de la chambre. Par conséquent, les compteurs Geiger peuvent être utilisés pour détecter le rayonnement gamma et les rayons X (tubes à paroi mince) collectivement appelés photons, et pour cela, le tube sans fenêtre est utilisé.
  • Un tube à paroi épaisse est utilisé pour la détection de rayonnement gamma au-dessus d’énergies d’environ 25 KeV, ce type a généralement une épaisseur de paroi globale d’environ 1 à 2 mm d’acier au chrome.
  • Un tube à paroi mince est utilisé pour les photons de basse énergie (rayons X ou rayons gamma) et les particules bêta de haute énergie. La transition de la conception à parois minces aux parois épaisses se fait aux niveaux d’énergie de 300 à 400 keV. Au-dessus de ces niveaux, des conceptions à parois épaisses sont utilisées, et en dessous de ces niveaux, l’effet d’ionisation directe des gaz est prédominant.

Parfois, une conception en «crêpe» du tube Geiger-Mueller est préférée. Ce détecteur est un tube Geiger plat avec une fine fenêtre en mica de plus grande surface. Les tubes plats Geiger comme celui-ci sont appelés tubes à «crêpes». Ces tubes sont équipés d’un écran métallique pour les protéger. Cette conception offre une zone de détection plus grande et donc une efficacité plus élevée pour rendre la vérification plus rapide. Cependant, la pression de l’atmosphère contre la basse pression du gaz de remplissage limite la taille de la fenêtre en raison de la résistance limitée de la membrane de la fenêtre.

Détection de neutrons à l’aide du compteur Geiger

Les neutrons étant des particules électriquement neutres, ils sont principalement soumis à de fortes forces nucléaires mais pas à des forces électriques. Par conséquent, les neutrons ne sont pas directement ionisants et ils doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. En général, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement commun détectable) et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur à semi-conducteur, etc.).

Ce n’est pas courant, mais les compteurs Geiger peuvent également être utilisés pour la détection de neutrons. Dans ce cas, le tube Geiger-Mueller doit avoir l’intérieur du tube recouvert de bore, ou le tube doit contenir du trifluorure de bore (BF ₃ ) ou de l’hélium-3 comme gaz de remplissage.