Dosimétrie des rayonnements

Le rayonnement est-il dangereux

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 .

Par exemple, le potassium-40 est l’un des isotopes qui contribue à l’exposition interne de l’homme. On trouve des traces de potassium-40 dans tout le potassium, et c’est le radio-isotope le plus courant dans le corps humain . Des quantités plus élevées peuvent également être trouvées dans les bananes . Est-ce à dire que manger des bananes doit être dangereux? Bien sûr que non.

Un dosimètre thermoluminescent , abrégé en TLD , est un dosimètre à rayonnement passif , qui mesure l’exposition aux rayonnements ionisants en mesurant l’intensité de la lumière visible émise par un cristal sensible dans le détecteur lorsque le cristal est chauffé . L’intensité de la lumière émise est mesurée par le lecteur TLD et dépend de l’ exposition au rayonnement . Dosimètres thermoluminescentsa été inventé en 1954 par le professeur Farrington Daniels de l’Université du Wisconsin-Madison. Les dosimètres TLD sont applicables aux situations où des informations en temps réel ne sont pas nécessaires, mais des enregistrements précis de surveillance des doses cumulées sont souhaités pour la comparaison avec les mesures sur le terrain ou pour évaluer le potentiel d’effets à long terme sur la santé. En dosimétrie, les types de fibre de quartz et de film sont remplacés par les TLD et les EPD (Electronic Personal Dosimeter).

TLD – Principe de fonctionnement

L’aperçu de base suivant explique le fonctionnement d’un TLD :

1. Lorsque le rayonnement ionisant traverse le détecteur (puce), la puce absorbe le rayonnement et sa structure change légèrement.
2. Dans les matériaux thermoluminescents, les électrons peuvent atteindre la bande de conduction, lorsqu’ils sont excités, par exemple, par des rayonnements ionisants (c’est-à-dire qu’ils doivent obtenir une énergie supérieure à l’ _espace E ). Mais dans ce cas, des défauts existent dans le matériau ou des impuretés sont ajoutées pour piéger les électrons dans la bande interdite et les y maintenir.
3. Ces électrons piégés représentent l’énergie stockée pendant le temps où les électrons sont retenus et la quantité de cette énergie dépend de l’exposition au rayonnement.
4. Afin d’obtenir la dose reçue, la puce TLD doit être chauffée dans ce lecteur TLD . Les électrons piégés retournent à l’état fondamental et émettent des photons de lumière visible. La quantité de lumière émise par rapport à la température est appelée courbe de lueur .
5. Une fois la lecture terminée, le TLD est recuit à haute température. Ce processus met essentiellement à zéro le matériau TL en libérant tous les électrons piégés. Le TLD est alors prêt à être réutilisé .

Lecteur TLD

Comme cela a été écrit, l’énergie précédemment absorbée par le rayonnement électromagnétique ou d’autres rayonnements ionisants dans ces matériaux est réémise sous forme de lumière lors du chauffage du matériau. L’intensité de la lumière émise est mesurée par le lecteur TLD et dépend de l’exposition au rayonnement. Un lecteur TLD de base typique contient les composants suivants:

• Chauffage . L’élément chauffant augmente la température du matériau TL
• Tube photomultiplicateur . Le PMT amplifie et mesure le flux lumineux.
• Compteur / enregistreur . L’enregistreur est capable d’afficher et d’enregistrer des données.

Afin d’obtenir la dose reçue, la puce TLD doit être chauffée dans ce lecteur TLD. Les électrons piégés retournent à l’état fondamental et émettent des photons de lumière visible. La quantité de lumière émise par rapport à la température est appelée courbe de lueur . Cette courbe est analysée pour déterminer la dose. Une fois la lecture terminée, le TLD est recuit à haute température. Ce processus met essentiellement à zéro le matériau TL en libérant tous les électrons piégés. Le TLD est alors prêt à être réutilisé. Il existe deux types de lecteurs. Lecteurs automatiques et manuels. Le lecteur automatique de TLD est beaucoup plus compliqué que prévu.

Avantages et inconvénients des TLD

Avantages des TLD

• Les TLD sont capables de mesurer une plus grande gamme de doses par rapport aux badges film.
• Les doses provenant des TLD peuvent être facilement obtenues.
• Les TLD peuvent être lus sur place au lieu d’être envoyés pour développement.
• Les TLD sont facilement réutilisables .

Inconvénients des TLD

• Chaque dose ne peut être lue plus d’une fois.
• Le processus de lecture «met à zéro» le TLD.

Dosimètre thermoluminescent à neutrons – Neutron TLD

La dosimétrie neutronique du personnel continue d’être l’un des problèmes dans le domaine de la radioprotection, car aucune méthode unique ne fournit la combinaison de la réponse énergétique, de la sensibilité, des caractéristiques de dépendance d’orientation et de la précision nécessaires pour répondre aux besoins d’un dosimètre personnel.

Les dosimètres à neutrons personnels les plus couramment utilisés à des fins de radioprotection sont les dosimètres thermoluminescents et les dosimètres à albédo . Les deux sont basés sur ce phénomène – la thermoluminescence . À cette fin, le fluorure de lithium ( LiF ) en tant que matériau sensible (puce) est largement utilisé. TLD de fluorure de lithiumest utilisé pour l’exposition gamma et neutronique (indirectement, en utilisant la réaction nucléaire Li-6 (n, alpha)). Les petits cristaux de LiF (fluorure de lithium) sont les dosimètres TLD les plus courants car ils ont les mêmes propriétés d’absorption que les tissus mous. Le lithium a deux isotopes stables, le lithium-6 (7,4%) et le lithium-7 (92,6%). Le Li-6 est l’isotope sensible aux neutrons. Afin d’enregistrer les neutrons, les dosimètres à cristaux LiF peuvent être enrichis en lithium-6 pour améliorer la réaction nucléaire au lithium-6 (n, alpha). L’efficacité du détecteur dépend de l’ énergie des neutrons. Parce que l’interaction des neutrons avec n’importe quel élément dépend fortement de l’énergie, rendre un dosimètre indépendant de l’énergie des neutrons est très difficile. Afin de séparer les neutrons thermiques et les photons, les dosimètres LiF sont principalement utilisés, contenant différents pourcentages de lithium-6. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

Le principe des TLD à neutrons est alors similaire à celui des TLD à rayonnement gamma. Dans la puce LiF, il y a des impuretés (par exemple du manganèse ou du magnésium), qui produisent des états de piège pour les électrons énergétiques. L’impureté provoque des pièges dans le réseau cristallin où, après irradiation (en rayonnement alpha), des électrons sont retenus. Lorsque le cristal est réchauffé, les électrons piégés sont libérés et de la lumière est émise. La quantité de lumière est liée à la dose de rayonnement reçue par le cristal.

Dosimètre à neutrons albédo thermoluminescents

La dosimétrie des neutrons d’albédo est basée sur l’effet de la modération et de la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain. Albedo, le mot latin pour «blancheur», a été défini par Lambert comme la fraction de la lumière incidente réfléchie de manière diffuse par une surface. La modération et la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain créent un flux de neutrons à la surface du corps dans la gamme d’énergie thermique et intermédiaire. Ces neutrons rétrodiffusés appelés neutrons d’ albédo , peuvent être détectés par un dosimètre (généralement une puce LiF TLD ), placé sur le corps qui est conçu pour détecter les neutrons thermiques . Dosimètres d’albédose sont avérés être les seuls dosimètres capables de mesurer les doses dues aux neutrons sur toute la gamme des énergies. Habituellement, deux types de fluorure de lithium sont utilisés pour séparer les doses apportées par les rayons gamma et les neutrons. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

Mesure et surveillance de la dose de rayonnement

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

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

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

En général, la CIPR définit les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone et individuelle des expositions externes. Les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone sont:

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

Les quantités opérationnelles pour le suivi individuel sont:

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

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

Limites de dose

Voir aussi: Limites de dose

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

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

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

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

Les limites de la dose efficace sont pour la somme des doses efficaces pertinentes de l’exposition externe dans la période de temps spécifiée et la dose efficace engagéedes apports de radionucléides au cours de la même période. Pour les adultes, la dose efficace engagée est calculée pour une période de 50 ans après la prise, tandis que pour les enfants, elle est calculée pour la période allant jusqu’à 70 ans. La limite de dose efficace pour le corps entier de 20 mSv est une valeur moyenne sur cinq ans. La limite réelle est de 100 mSv en 5 ans, avec pas plus de 50 mSv en une année. À cette fin, les employeurs surveillent attentivement l’exposition de ces personnes à l’aide d’instruments appelés dosimètres portés à une position du corps représentative de son exposition. Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace, E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:

Sievert – Unité de dose équivalente

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

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

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 .

Le rayonnement est-il dangereux

Le rayonnement est tout autour de nous . Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une force énergétique 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 .

Par exemple, le potassium-40 est l’un des isotopes qui contribue à l’exposition interne de l’homme. On trouve des traces de potassium-40 dans tout le potassium, et c’est le radio-isotope le plus courant dans le corps humain . Des quantités plus élevées peuvent également être trouvées dans les bananes . Est-ce à dire que manger des bananes doit être dangereux? Bien sûr que non.

Les badges de film, dosimètres à badge de film,  sont de petits appareils portables pour surveiller la dose de rayonnement cumulée due aux rayonnements ionisants . Le principe de fonctionnement est similaire à celui des images radiographiques. Le badge se compose de deux parties: un film photographique et un support . Le film est contenu à l’intérieur d’un badge. Le morceau de film photographique qui est le matériau sensible et il doit être retiré tous les mois et développé. Plus il y a d’exposition aux radiations, plus le film noircit. Le noircissement du film est linéaire à la dose , et des doses allant jusqu’à environ 10 Gypeut être mesuré. Les dosimètres à badge de film sont applicables aux situations où des informations en temps réel ne sont pas nécessaires, mais des enregistrements de surveillance des doses cumulées sont souhaités pour la comparaison avec les mesures sur le terrain ou pour évaluer le potentiel d’effets à long terme sur la santé. En dosimétrie, les types de fibre de quartz et de film sont remplacés par les TLD et les EPD (Electronic Personal Dosimeter).

Les dosimètres à badge de film sont à usage unique, ils ne peuvent pas être réutilisés. Un dosimètre à badge de film est un dosimètre, qui est porté à la surface du corps par la personne surveillée, et il enregistre la dose de rayonnement reçue. L’insigne de film est utilisé pour mesurer et enregistrer l’exposition aux rayonnements due aux rayons gamma , aux rayons X et aux particules bêta . Le badge intègre une série de filtres(plomb, étain, cadmium et plastique) pour déterminer la qualité du rayonnement. Pour surveiller l’émission de particules bêta, les filtres utilisent différentes densités de plastique ou même d’étiquettes. Il est typique qu’un seul badge contienne une série de filtres d’épaisseurs différentes et de matériaux différents; le choix précis peut être déterminé par l’environnement à surveiller.

Exemples de filtres:

• Il y a une fenêtre ouverte qui permet à des radiations plus faibles d’atteindre le film.
• Un mince filtre en plastique  qui atténue le rayonnement bêta mais passe tous les autres rayonnements
• Un filtre en plastique épais qui laisse passer tout sauf le rayonnement photonique le plus faible et absorbe tout sauf le rayonnement bêta le plus élevé
• Un filtre dural qui absorbe progressivement le rayonnement photonique à des énergies inférieures à 65 keV ainsi que le rayonnement bêta.
• Un filtre étain / plomb d’une épaisseur qui permet une réponse de dose indépendante de l’énergie du film sur la plage d’énergie des photons de 75 keV à 2 MeV.
• Un filtre au plomb-cadmium peut être utilisé pour la détection des neutrons thermiques . La capture de neutrons ((n, gamma) réactions) par le cadmium produit des rayons gamma qui noircissent le film permettant ainsi d’évaluer l’exposition aux neutrons.

Le dosimètre à film doit être porté sur une position du corps représentative de son exposition. Par conséquent, l’insigne est généralement porté à l’extérieur des vêtements, autour de la poitrine ou du torse pour représenter la dose au «corps entier». Aujourd’hui, les badges de films sont toujours utilisés dans le monde entier, portés par des personnes telles que les techniciens en radiologie et les infirmières, qui peuvent être exposées aux radiations. D’un autre côté, il y a eu une tendance à utiliser d’autres matériaux de dosimètre qui sont moins dépendants de l’énergie et peuvent évaluer plus précisément la dose de rayonnement. Les dosimètres à film sont généralement remplacés par des dosimètres thermoluminescents (TLD), des dosimètres à base d’oxyde d’aluminium et des dosimètres personnels électroniques (EPD).

Avantages et inconvénients des dosimètres à film

Avantages des dosimètres à film

• Un badge de film comme dispositif de surveillance du personnel est très simple et donc peu coûteux .
• Un badge de film fournit un enregistrement permanent .
• Les dosimètres à badge de film sont très fiables .
• Un badge film est utilisé pour mesurer et enregistrer l’exposition aux rayonnements due aux rayons gamma, aux rayons X et aux particules bêta.

Inconvénients des dosimètres à film

• Les dosimètres à film ne peuvent généralement pas être lus sur place au lieu d’être envoyés pour développement .
• Les dosimètres à film sont à usage unique , ils ne peuvent pas être réutilisés.
• Les expositions de moins de 0,2 mSv (20 millirem) de rayonnement gamma ne peuvent pas être mesurées avec précision.

Mesure et surveillance de la dose de rayonnement

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

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

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

En général, la CIPR définit les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone et individuelle des expositions externes. Les quantités opérationnelles pour la surveillance de zone sont:

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

Les quantités opérationnelles pour le suivi individuel sont:

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

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

Limites de dose

Voir aussi: Limites de dose

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

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

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

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

Les limites de la dose efficace sont pour la somme des doses efficaces pertinentes de l’exposition externe dans la période de temps spécifiée et la dose efficace engagéedes apports de radionucléides au cours de la même période. Pour les adultes, la dose efficace engagée est calculée pour une période de 50 ans après la prise, tandis que pour les enfants, elle est calculée pour la période allant jusqu’à 70 ans. La limite de dose efficace pour le corps entier de 20 mSv est une valeur moyenne sur cinq ans. La limite réelle est de 100 mSv en 5 ans, avec pas plus de 50 mSv en une année. À cette fin, les employeurs surveillent attentivement l’exposition de ces personnes à l’aide d’instruments appelés dosimètres portés à une position du corps représentative de son exposition. Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace, E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:

Sievert – Unité de dose équivalente

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

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

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 .

Les particules chargées lourdes sont tous des ions énergétiques ayant une masse d’une unité de masse atomique ou plus, tels que des protons, des particules alpha (noyaux d’hélium) ou des fragments de fission . En particulier, la connaissance de l’ interaction des fragments de fission et des particules alpha doit être bien connue dans l’ingénierie des réacteurs nucléaires.

Description des particules alpha

Les particules alpha sont des noyaux énergétiques d’hélium . 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. Dans les réacteurs nucléaires, ils sont produits par exemple dans le combustible (désintégration alpha des noyaux lourds). Les particules alpha sont généralement émises par tous les  noyaux radioactifs lourds présents dans la nature ( uranium, thorium ou radium), ainsi que les éléments transuraniens (neptunium, plutonium ou américium). Des particules alpha particulièrement énergétiques (à l’exception des noyaux d’hélium accélérés artificiellement) sont produites dans un processus nucléaire, connu sous le nom de fission ternaire . Dans ce processus, le noyau d’uranium est divisé en trois particules chargées (fragments de fission) au lieu des deux normales. Le plus petit des fragments de fission est probablement (probabilité de 90%) étant une particule alpha extra énergétique.

Description des fragments de fission

Les fragments de fission nucléaire  sont les fragments laissés après une fission d’ un noyau . En règle générale, lorsque le noyau d’ uranium 235 subit une fission, le noyau se divise en deux noyaux plus petits , avec quelques neutrons et une libération d’énergie sous forme de chaleur ( énergie cinétique de ces fragments de fission ) et de rayons gamma. La moyenne de la masse des fragments est d’environ 118, mais très peu de fragments proches de cette moyenne sont trouvés. Il est beaucoup plus probable de se diviser en fragments inégaux, et les masses de fragments les plus probables sont autour de la masse 95 (Krypton) et 137 (Baryum).

La plupart de ces fragments de fission sont très instables (radioactifs) et subissent d’autres désintégrations radioactives pour se stabiliser . Les fragments de fission interagissent fortement avec les atomes ou les molécules environnantes se déplaçant à grande vitesse, ce qui provoque leur ionisation.

La majeure partie de l’énergie libérée par une fission (~ 160MeV du total ~ 200MeV) apparaît sous forme d’énergie cinétique des fragments de fission.

Nature de l’interaction des particules chargées avec la matière

Étant donné que l’interaction électromagnétique s’étend sur une certaine distance, il n’est pas nécessaire que la particule chargée légère ou lourde fasse une collision directe avec un atome. Ils peuvent transférer de l’énergie simplement en passant à proximité . Les particules lourdes chargées , telles que les fragments de fission ou les particules alpha interagissent avec la matière principalement par le biais de forces coulombiennes entre leur charge positive et la charge négative des électrons des orbitales atomiques. D’autre part, l’énergie interne d’un atome est quantifiée , donc seule une certaine quantité d’énergie peut être transférée. En général, les particules chargées transfèrent l’énergie principalement par:

• Excitation.  La particule chargée peut transférer de l’énergie à l’atome, élevant les électrons à des niveaux d’énergie plus élevés.
• Ionisation. L’ionisation peut se produire lorsque les particules chargées ont suffisamment d’énergie pour retirer un électron. Il en résulte une création de paires d’ions dans la matière environnante.

La création de paires nécessite de l’énergie, qui est perdue de l’énergie cinétique de la particule chargée, ce qui la fait décélérer . Les ions positifs et les électrons libres créés par le passage de la particule chargée se réuniront alors, libérant de l’énergie sous forme de chaleur (par exemple l’énergie vibratoire ou l’énergie de rotation des atomes). C’est le principe selon lequel les fragments de fission chauffent le combustible dans le cœur du réacteur. Il existe des différences considérables dans les modes de perte d’énergie et de diffusion entre le passage des particules chargées légères telles que les positrons et les électrons et les particules chargées lourdes telles que les fragments de fission, les particules alpha et les muons. La plupart de ces différences sont basées sur la dynamique différente du processus de collision. En général, lorsqu’une particule lourde entre en collision avec une particule beaucoup plus légère (électrons dans les orbitales atomiques), les lois de la conservation de l’énergie et de la quantité de mouvement prédisent que seule une petite fraction de l’énergie de la particule massive peut être transférée vers la particule la moins massive. La quantité réelle d’énergie transférée dépend de la distance à laquelle les particules chargées traversent l’atome et elle dépend également des restrictions de quantification des niveaux d’énergie.

La distance requise pour amener la particule au repos est appelée sa portée. La gamme de fragments de fission dans les solides ne s’élève qu’à quelques microns , et donc la majeure partie de l’énergie de fission est convertie en chaleur très proche du point de fission. Dans le cas des gaz, la portée augmente à quelques centimètres en fonction des paramètres du gaz (densité, type de gaz, etc.) La trajectoire des particules lourdes chargées n’est pas très affectée, car elles interagissent avec les électrons atomiques légers. D’autres particules chargées, telles que les particules alpha, se comportent de manière similaire à une exception près – pour les particules chargées plus légères, les plages sont un peu plus longues.

Puissance d’arrêt – Formule Bethe

Une variable pratique qui décrit les propriétés d’ionisation du milieu environnant est le pouvoir d’arrêt . Le pouvoir d’arrêt linéaire du matériau est défini comme le rapport de la perte d’énergie différentielle pour la particule dans le matériau à la longueur de trajet différentiel correspondante :

, où T est l’énergie cinétique de la particule chargée, n _ion est le nombre de paires électron-ion formées par unité de longueur de trajet, et I désigne l’énergie moyenne nécessaire pour ioniser un atome dans le milieu. Pour les particules chargées, S augmente à mesure que la vitesse des particules diminue . L’expression classique qui décrit la perte d’énergie spécifique est connue sous le nom de formule de Bethe. La formule non relativiste a été trouvée par Hans Bethe en 1930. La version relativiste (voir ci-dessous) a également été trouvée par Hans Bethe en 1932.

Dans cette expression, m est la masse au repos de l’électron, β est égal à v / c, ce qui exprime la vitesse de la particule par rapport à la vitesse de la lumière, γ est le facteur de Lorentz de la particule, Q est égal à sa charge, Z est le numéro atomique du milieu et n est la densité des atomes dans le volume. Pour les particules non relativistes (les particules chargées lourdes sont pour la plupart non relativistes), dT / dx dépend de 1 / v ² . Cela s’explique par le temps plus long que passe la particule chargée dans le champ négatif de l’électron, lorsque la vitesse est faible.

Le pouvoir d’arrêt de la plupart des matériaux est très élevé pour les particules chargées lourdes et ces particules ont des portées très courtes. Par exemple, la plage d’une particule alpha de 5 MeV est d’environ seulement 0,002 cm en alliage d’aluminium. La plupart des particules alpha peuvent être arrêtées par une feuille de papier ordinaire ou un tissu vivant. Par conséquent, le blindage des particules alpha ne pose pas de problème difficile, mais d’un autre côté, les nucléides radioactifs alpha peuvent entraîner de graves risques pour la santé lorsqu’ils sont ingérés ou inhalés (contamination interne).

Spécificités des fragments de fission

La fission fragmente trois deux caractéristiques clés (quelque peu différentes des particules alpha ou des protons), qui influencent leur perte d’énergie lors de son voyage à travers la matière.

• Énergie initiale élevée. Il en résulte une charge efficace importante.
• Grande charge efficace. Les fragments de fission commencent par un manque d’électrons, donc leur perte spécifique est supérieure à la perte spécifique d’alpha, par exemple.
•  Prise d’électrons immédiate. Entraîne des changements de (-dE / dx) pendant le voyage.

Ces caractéristiques entraînent une diminution continue de la charge efficace portée par le fragment de fission lorsque le fragment s’immobilise et une diminution continue de -dE / dx. La diminution résultante de -dE / dx (du capteur d’électrons) est plus importante que l’augmentation qui accompagne une réduction de vitesse. La plage d’un fragment de fission typique peut être environ la moitié de celle d’une particule alpha de 5 MeV.

Courbe de Bragg

La courbe de Bragg est typique des particules chargées lourdes et décrit la perte d’énergie des rayonnements ionisants pendant le voyage à travers la matière. Pour cette courbe est typique le pic de Bragg , qui est le résultat de la   dépendance 1 / v ²  de la puissance d’arrêt. Ce pic se produit parce que la section efficace d’interaction augmente immédiatement avant que la particule ne s’arrête. Pour la majeure partie de la piste, la charge reste inchangée et la perte d’énergie spécifique augmente en fonction du 1 / v ² . Vers la fin de la piste, la charge peut être réduite grâce à la capture d’électrons et la courbe peut tomber.

La courbe de Bragg diffère également quelque peu en raison de l’ effet de décalage . Pour un matériau donné, la gamme sera presque la même pour toutes les particules du même type avec la même énergie initiale. Parce que les détails des interactions microscopiques subies par une particule spécifique varient de façon aléatoire, une petite variation dans la plage peut être observée. Cette variation est appelée étalement et elle est causée par la nature statistique du processus de perte d’énergie qui consiste en un grand nombre de collisions individuelles.

Ce phénomène, décrit par la courbe de Bragg, est exploité en thérapie par particules du cancer, car cela permet de concentrer l’énergie d’arrêt sur la tumeur tout en minimisant l’effet sur les tissus sains environnants.

La connaissance des interactions du rayonnement avec la matière constitue une connaissance clé de la physique moderne. La physique moderne est une science expérimentale basée sur des expériences qui fournissent des informations clés pour notre compréhension de la nature. La plupart des expériences nucléaires ou de particules modernes utilisent une variété d’appareils sophistiqués (détecteurs) pour mesurer et détecter les particules subatomiques . Pour être détectée, une particule doit laisser une trace de sa présence dans un détecteur. Les particules déposent principalement de l’  énergie le long de leur trajet. La connaissance de cette interaction, de la façon dont les différentes particules déposent de l’énergie dans la matière et de la quantité d’énergie que les particules déposent, est fondamentale pour notre compréhension du problème.Chaque type de particule interagit de manière différente , nous devons donc décrire séparément l’interaction des particules (le rayonnement en tant que flux de ces particules). Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. D’autre part, les particules électriquement neutres n’interagissent qu’indirectement, mais peuvent également transférer une partie ou la totalité de leurs énergies à la matière. C’est l’élément clé de la catégorisation des sources de rayonnement. Ils sont généralement classés en deux types généraux comme suit:

• Particules chargées (directement ionisantes)
  • Particules bêta . Les particules bêta sont des électrons rapides ou des positons émis lors de la désintégration nucléaire bêta, ainsi que des électrons énergétiques produits par tout autre processus.
  • Particules chargées lourdes . Les particules chargées lourdes sont tous des ions énergétiques ayant une masse d’une unité de masse atomique ou plus, tels que des protons, des particules alpha (noyaux d’hélium) ou des fragments de fission .
• Particules neutres (indirectement ionisantes)
  • Rayonnement photonique (rayonnement électromagnétique). Les photons sont des particules / ondes (dualité onde-particule) sans masse au repos ni charge électrique. La lumière visible est également le rayonnement électromagnétique, mais avec des énergies beaucoup plus faibles. Le rayonnement électromagnétique d’intérêt comprend les rayons X émis dans le réarrangement des enveloppes d’électrons des atomes et les rayons gamma émis par le noyau.
  • Neutrons . 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.
  • Neutrinos . Les neutrinos sont des particules élémentaires électriquement neutres et à faible interaction, qui ont des sections efficaces très faibles pour toute interaction avec la matière et donc de faibles probabilités de collision avec la matière.

La conception de tous les réacteurs nucléaires et autres systèmes nucléaires dépend fondamentalement de la manière dont le rayonnement interagit avec la matière. Cette connaissance est très importante pour comprendre:

• Modération neutronique . Comment les neutrons ralentissent aux énergies thermiques.
• Distribution d’énergie . Où est l’énergie produite?
• Mesure de la puissance du réacteur . Comment mesurer la puissance du réacteur et comment contrôler la réaction en chaîne.
• Protection contre les radiations . Comment protéger tous les différents types de rayonnements produits dans le cœur du réacteur .

Dans un réacteur nucléaire, nous pouvons généralement rencontrer l’un des  types de rayonnement suivants :

Références:

Knoll, Glenn F., DÉTECTION ET MESURE DES RAYONNEMENTS, 4e édition

Lamarsh, John R., INTRODUCTION À L’INGÉNIERIE NUCLÉAIRE, 2e édition

Qu’est-ce que la décroissance radioactive

La désintégration nucléaire (décroissance radioactive) se produit lorsqu’un atome instable perd de l’énergie en émettant un rayonnement ionisant . La désintégration radioactive est un processus aléatoire au niveau d’atomes uniques, en ce sens que, selon la théorie quantique, il est impossible de prédire quand un atome particulier va se désintégrer. En d’autres termes, un noyau d’un radionucléide n’a pas de «mémoire». Un noyau ne «vieillit» pas avec le temps. Ainsi, la probabilité de sa décomposition n’augmente pas avec le temps, mais reste constante quelle que soit la durée d’existence du noyau. Pendant sa désintégration imprévisible, ce noyau instable se décompose spontanément et aléatoirementpour former un noyau différent (ou un état d’énergie différent – désintégration gamma), dégageant un rayonnement sous forme de particules atomiques ou de rayons de haute énergie. Cette décroissance se produit à un taux constant et prévisible qui est appelé demi-vie. Un noyau stable ne subira pas ce type de désintégration et n’est donc pas radioactif.

Il existe trois modes de base de désintégration radioactive:

• Radioactivité alpha . La désintégration alpha  représente la désintégration d’un  noyau parent  à une fille par l’émission du noyau d’un atome d’hélium. Les particules alpha se composent de deux protons et de deux neutrons liés ensemble en une particule identique à un noyau d’hélium. En raison de sa très grande masse (plus de 7 000 fois la masse de la particule bêta) et de sa charge, il ionise le matériau lourd et a une très courte portée .
• Radioactivité bêta . La désintégration bêta  ou  la désintégration β  représente la désintégration d’un noyau parent à une fille par l’émission de la particule bêta. Les particules bêta sont des électrons ou des positons à haute énergie et à grande vitesse émis par certains types de noyaux radioactifs tels que le potassium-40. Les particules bêta ont une plus grande plage de pénétration que les particules alpha, mais encore beaucoup moins que les rayons gamma. Les particules bêta émises sont une forme de rayonnement ionisant également connu sous le nom de rayons bêta. La production de particules bêta est appelée désintégration bêta.
• Radioactivité gamma . La désintégration gamma  ou la  désintégration γ  représente la désintégration d’un noyau parent à une fille par l’émission de  rayons gamma  (photons à haute énergie). Les rayons gamma sont des rayonnements électromagnétiques (photons de haute énergie) de très haute fréquence et de haute énergie. Ils sont produits par la désintégration des noyaux lors de leur transition d’un état de haute énergie à un état inférieur appelé décroissance gamma. La plupart des réactions nucléaires s’accompagnent d’émissions gamma.

Autres modes de décroissance importants:

• Capture d’électrons . La capture d’électrons  est un processus dans lequel un noyau parent capture l’un de ses électrons orbitaux et émet un neutrino. La capture d’électrons , également connue sous le nom de  désintégration bêta inverse,  est parfois incluse comme type de  désintégration bêta , car le processus nucléaire de base, médié par l’interaction faible, est le même.
• Conversion interne . La conversion interne  est un processus électromagnétique, par lequel un état nucléaire excité se désintègre par l’  émission directe  de l’un de ses  électrons atomiques . La conversion interne entre en  compétition avec  l’émission gamma , mais dans ce cas, les champs électromagnétiques multipolaires du  noyau  n’entraînent pas l’émission d’un rayon gamma, mais les champs interagissent directement avec les électrons atomiques. Contrairement à  la désintégration bêta , qui est régie par une  force faible , l’  électron  est émis par l’atome radioactif, mais pas par le noyau.
• Émission de neutron . La émission de neutron est un type de désintégration radioactive de noyaux contenant des neutrons en excès(en particulier des produits de fission), dans lequel un neutron est simplement éjecté du noyau. Ce type de rayonnement joue un rôle clé dans le contrôle des réacteurs nucléaires , car ces neutrons sont des neutrons retardés .
• Émission de proton . La émission de proton  est un type rare de désintégration radioactive de noyaux contenant des protons en excès , dans lequel un proton est simplement éjecté du  noyau .
• Fission spontanée . La fission spontanée (SF) est une forme de désintégration radioactive qui ne se trouve que dans les éléments chimiques très lourds.

Nature de la décomposition

Comme il a été écrit, les noyaux atomiques sont constitués de protons et de neutrons, qui s’attirent mutuellement par la force nucléaire , tandis que les protons se repoussent via la force électromagnétique en raison de leur charge positive. Ces deux forces se font concurrence, conduisant à diverses stabilités des noyaux. Il n’y a que certaines combinaisons de neutrons et de protons, qui forment des noyaux stables . Les neutrons stabilisent le noyau , car ils s’attirent les uns les autres et les protons, ce qui aide à compenser la répulsion électrique entre les protons. En conséquence, à mesure que le nombre de protons augmente, un rapport croissant de neutrons aux protons est nécessaire pour former un noyau stable. S’il y en a trop (les neutrons obéissent également au principe d’exclusion de Pauli ) ou trop peu de neutrons pour un nombre donné de protons, le noyau résultant n’est pas stable et subit une décroissance radioactive . La plupart des atomes trouvés dans la nature sont stables et n’émettent pas de particules ou d’énergie qui changent de forme au fil du temps. Sur les 82 premiers éléments du tableau périodique, 80 ont des isotopes considérés comme stables. Le technétium, le prométhium et tous les éléments ayant un numéro atomique supérieur à 82 sont instables et se décomposent par désintégration radioactive. Les isotopes instables se désintègrent spontanément par diverses voies de désintégration radioactive , le plus souvent la désintégration alpha, la désintégration bêta, la désintégration gamma ou la capture d’électrons. De nombreux autres types rares de désintégration, comme la fission spontanée ou l’émission de neutrons, sont connus.

La loi de désintégration radioactive est une loi universelle qui décrit le comportement statistique d’un grand nombre de nucléides.

Comme cela a été écrit, la désintégration radioactive est un processus aléatoire au niveau des atomes uniques, en ce sens que, selon la théorie quantique, il est impossible de prédire quand un atome particulier va se désintégrer. En d’autres termes, un noyau d’un radionucléide n’a pas de «mémoire». Un noyau ne «vieillit» pas avec le temps. Ainsi, la probabilité de sa décomposition n’augmente pas avec le temps, mais reste constante quelle que soit la durée d’existence du noyau. Pendant sa désintégration imprévisible, ce noyau instable se décompose spontanément et aléatoirement pour former un noyau différent (ou un état d’énergie différent – désintégration gamma), dégageant un rayonnement sous forme de particules atomiques ou de rayons de haute énergie.

Les calculs de la désintégration des noyaux radioactifs sont relativement simples, du fait qu’il n’y a qu’une seule loi fondamentale régissant tous les processus de désintégration.

La loi de désintégration radioactive stipule que la probabilité par unité de temps qu’un noyau se désintègre est une constante, indépendante du temps. Cette constante est appelée constante de désintégration et est notée λ, « lambda ». Cette probabilité constante peut varier considérablement entre les différents types de noyaux, conduisant aux nombreux taux de désintégration observés différents. La désintégration radioactive d’un certain nombre d’atomes (masse) est exponentielle dans le temps.

Loi de désintégration radioactive: N = Ne ^-λt

Le taux de décroissance nucléaire est également mesuré en termes de demi-vies . La demi-vie est le temps qu’il faut à un isotope donné pour perdre la moitié de sa radioactivité. Si un radio-isotope a une demi-vie de 14 jours, la moitié de ses atomes se seront désintégrés en 14 jours. Dans 14 jours de plus, la moitié de la moitié restante se décomposera, etc. Les demi-vies varient de millionièmes de seconde pour les produits de fission hautement radioactifs à des milliards d’années pour les matériaux à vie longue (comme l’uranium naturel). Remarquerez queles courtes demi-vies vont avec de grandes constantes de désintégration. Les matières radioactives à demi-vie courte sont beaucoup plus radioactives (au moment de la production) mais perdront évidemment rapidement leur radioactivité. Quelle que soit la durée ou la durée de la demi-vie, après sept demi-vies, il reste moins de 1% de l’activité initiale.

La loi de désintégration radioactive peut également être dérivée pour les calculs d’activité ou les calculs de masse de matières radioactives:

(Nombre de noyaux) N = Ne ^-λt     (Activité) A = Ae ^-λt      (Masse) m = me ^-λt

, où N (nombre de particules) est le nombre total de particules dans l’échantillon, A (activité totale) est le nombre de désintégrations par unité de temps d’un échantillon radioactif, m est la masse de matière radioactive restante.

Activité – Activité spécifique

Une mesure de la radioactivité (activité) est basée sur le comptage des désintégrations par seconde . L’unité d’ activité SI est le becquerel (Bq), égal à une seconde réciproque. L’activité ne dépend que du nombre de désintégrations par seconde, pas du type de désintégration, de l’énergie des produits de désintégration ou des effets biologiques du rayonnement. Il peut être utilisé pour caractériser le taux d’émission de rayonnement ionisant. Activité spécifiqueest l’activité par quantité d’un radionucléide, ainsi l’activité spécifique est définie comme l’activité par quantité d’atomes d’un radionucléide particulier. Il est généralement donné en unités de Bq / g, mais une autre unité d’activité couramment utilisée est le curie (Ci) permettant la définition d’une activité spécifique en Ci / g.

Les unités d’activité (le curie et le becquerel) peuvent également être utilisées pour caractériser une quantité globale de rejets contrôlés ou accidentels d’atomes radioactifs .

Unités d’activité

• Becquerel . Le becquerel est l’ unité de radioactivité SI définie en 1974. Il est nommé en l’honneur d’Henri Becquerel, un physicien français qui a découvert la radioactivité en 1896. Un becquerel (1Bq) est égal à 1 désintégration par seconde .
• Curie . Le curie est une unité de radioactivité non SIdéfinie en 1910. Il était initialement défini comme équivalent au nombre de désintégrations qu’un gramme de radium-226 subira en une seconde . Actuellement, un curie est défini comme 1Ci = 3,7 x 10 ¹⁰ désintégrations par seconde .
• Rutherford . Rutherford (symbole Rd ) est également une unité non SI définie comme l’activité d’une quantité de matière radioactive dans laquelle un million de noyaux se désintègrent par seconde .

Constante de décroissance et demi-vie

Dans les calculs de radioactivité, l’un des deux paramètres ( constante de désintégration ou demi-vie ), qui caractérisent le taux de décroissance, doit être connu. Il existe une relation entre la demi-vie (t _1/2 ) et la constante de désintégration λ. La relation peut être dérivée de la loi de désintégration en fixant N = ½ N _o . Cela donne:

où ln 2 (le logarithme naturel de 2) est égal à 0,693. Si la constante de désintégration (λ) est donnée, il est facile de calculer la demi-vie, et vice-versa.

Équations de Bateman

En physique, les équations de Bateman sont un ensemble d’équations différentielles de premier ordre, qui décrivent l’évolution dans le temps des concentrations de nucléides subissant une chaîne de désintégration en série ou linéaire. Le modèle a été formulé par Ernest Rutherford en 1905 et la solution analytique pour le cas de la désintégration radioactive dans une chaîne linéaire a été fournie par Harry Bateman en 1910. Ce modèle peut également être utilisé dans les codes d’épuisement nucléaire pour résoudre les problèmes de transmutation et de désintégration nucléaire.

Par exemple, ORIGEN est un système de code informatique pour calculer l’accumulation, la désintégration et le traitement des matières radioactives. ORIGEN utilise une méthode exponentielle matricielle pour résoudre un grand système d’équations différentielles ordinaires couplées, linéaires, du premier ordre (similaires aux équations de Bateman ) avec des coefficients constants.

Les équations de Bateman pour le cas de désintégration radioactive de séries de n – nucléides en chaîne linéaire décrivant les concentrations de nucléides sont les suivantes, comme illustré dans la figure.

Exemple – Loi sur la désintégration radioactive

Un échantillon de matériau contient 1 mikrogramme d’iode 131. Il convient de noter que l’iode 131 joue un rôle majeur en tant qu’isotope radioactif présent dans les produits de fission nucléaire et qu’il contribue de façon importante 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.

Calculer:

1. Le nombre d’atomes d’iode-131 initialement présents.
2. L’activité de l’iode 131 dans les curies.
3. Le nombre d’atomes d’iode 131 qui resteront dans 50 jours.
4. Temps nécessaire à l’activité pour atteindre 0,1 mCi.

Solution:

1. Le nombre d’atomes d’iode-131 peut être déterminé en utilisant la masse isotopique comme ci-dessous.

N _I-131 = m _I-131 . N _A / M _I-131

N _I-131 = (1 μg) x (6,02 × 10 ²³ noyaux / mol) / (130,91 g / mol)

N _I-131 = 4,6 x 10 ¹⁵ noyaux

2. L’activité de l’iode 131 dans les curies peut être déterminée en utilisant sa constante de désintégration :

L’iode 131 a une demi-vie de 8,02 jours (692928 s) et donc sa constante de désintégration est:

En utilisant cette valeur pour la constante de désintégration, nous pouvons déterminer l’activité de l’échantillon:

3) et 4) Le nombre d’atomes d’iode-131 qui resteront dans 50 jours (N _50d ) et le temps qu’il faudra pour que l’activité atteigne 0,1 mCi peuvent être calculés en utilisant la loi de décroissance:

Comme on peut le voir, après 50 jours, le nombre d’atomes d’iode 131 et donc l’activité sera environ 75 fois plus faible. Après 82 jours, l’activité sera environ 1200 fois plus faible. Par conséquent, le temps de dix demi-vies (facteur 2 ¹⁰ = 1024) est largement utilisé pour définir l’activité résiduelle.

La dosimétrie neutronique est très spécifique, car les neutrons étant des particules électriquement neutres,  ils sont donc 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. Généralement, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement détectable commun) et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur semi-conducteur, etc.).

Des études ont montré que le rayonnement alpha et neutronique cause des dommages biologiques plus importants pour un dépôt d’énergie donné par kg de tissu que le rayonnement gamma. Il a été découvert que les effets biologiques de tout rayonnement  augmentent  avec le  transfert d’énergie linéaire  (LET). En bref, les dommages biologiques causés par les rayonnements à LET élevé  ( particules alpha ,  protons  ou  neutrons ) sont beaucoup plus importants que ceux causés par  les rayonnements à  faible LET  ( rayons gamma). En effet, les tissus vivants peuvent plus facilement réparer les dommages causés par les rayonnements qui sont répartis sur une grande surface que ceux qui sont concentrés sur une petite zone. Parce que plus de dommages biologiques sont causés pour la même dose physique (c.-à-d. La même énergie déposée par unité de masse de tissu), un gray de rayonnement alpha ou neutronique est plus nocif qu’un gray de rayonnement gamma. Ce fait que les rayonnements de différents types (et énergies) donnent des effets biologiques différents pour la même dose absorbée est décrit en termes de facteurs connus comme l’  efficacité biologique relative  (RBE) et le  facteur de pondération des radiations  (w _R ).

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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

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

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

Détection de neutrons thermiques

Les neutrons thermiques sont des neutrons en équilibre thermique avec un milieu environnant de température 290K (17 ° C ou 62 ° F). L’énergie la plus probable à 17 ° C (62 ° F) pour la distribution maxwellienne est de 0,025 eV (~ 2 km / s). Cette partie du spectre d’énergie des neutrons constitue la partie la plus importante du spectre dans les réacteurs thermiques .

Les neutrons thermiques ont une section efficace d’absorption des neutrons différente et souvent beaucoup plus grande ( fission ou capture radiative ) pour un nucléide donné que les neutrons rapides.

En général, il existe de nombreux principes de détection et de nombreux types de détecteurs. Dans les réacteurs nucléaires, les détecteurs à ionisation gazeuse sont les plus courants, car ils sont très efficaces, fiables et couvrent une large gamme de flux neutroniques. Différents types de détecteurs à ionisation gazeuse constituent ce que l’on appelle le  système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Le système d’instrumentation nucléaire d’Excore surveille le niveau de puissance du réacteur en  détectant les fuites  de neutrons du cœur du réacteur.

Détection de neutrons à l’aide d’une chambre d’ionisation

Les chambres d’ionisation sont souvent utilisées comme dispositif de détection des particules chargées. Par exemple, si la surface intérieure de la chambre d’ionisation est recouverte d’une fine couche de bore, la réaction (n, alpha) peut avoir lieu. La plupart des réactions (n, alpha) des neutrons thermiques sont des réactions  10B (n, alpha) 7Li  accompagnées de 0,48 MeV 

De plus, l’isotope bore-10 a une section efficace de réaction (n, alpha) élevée sur tout  le spectre d’énergie neutronique . La particule alpha provoque l’ionisation à l’intérieur de la chambre et les électrons éjectés provoquent d’autres ionisations secondaires.

Une autre méthode pour détecter les neutrons à l’aide d’une chambre d’ionisation consiste à utiliser le trifluorure de bore gazeux   (BF ₃ ) au lieu de l’air dans la chambre. Les neutrons entrants produisent des particules alpha lorsqu’ils réagissent avec les atomes de bore dans le gaz détecteur. L’une ou l’autre méthode peut être utilisée pour détecter des neutrons dans un réacteur nucléaire. Il convient de noter que les  compteurs BF ₃ sont généralement utilisés dans la région proportionnelle.

Détection de neutrons rapides

Les neutrons rapides sont des neutrons d’ énergie cinétique supérieurs à 1 MeV (~ 15 000 km / s). Dans les réacteurs nucléaires, ces neutrons sont généralement appelés neutrons de fission. Les neutrons de fission ont une distribution d’énergie Maxwell-Boltzmann avec une énergie moyenne (pour la fission 235U ) de 2 MeV. À l’intérieur d’un réacteur nucléaire, les neutrons rapides sont ralentis vers les énergies thermiques via un processus appelé modération neutronique . Ces neutrons sont également produits par des processus nucléaires tels que la fission nucléaire ou des réactions (ɑ, n).

En général, il existe de nombreux principes de détection et de nombreux types de détecteurs. Mais il faut l’ajouter, la détection des neutrons rapides est une discipline très sophistiquée, car la section efficace des neutrons rapides est beaucoup plus petite que dans la gamme d’énergie pour les neutrons lents. Les neutrons rapides sont souvent détectés en les modérant (ralentissant) d’abord aux énergies thermiques. Cependant, au cours de ce processus, les informations sur l’énergie d’origine du neutron, sa direction de déplacement et le temps d’émission sont perdues.

Proton Recoil – Détecteurs de recul

Les détecteurs les plus importants pour les neutrons rapides sont ceux qui détectent directement les particules de recul , en particulier les protons de recul résultant de la diffusion élastique (n, p). En fait, seuls les noyaux d’hydrogène et d’hélium sont suffisamment légers pour une application pratique. Dans ce dernier cas, les particules de recul sont détectées dans un détecteur. Les neutrons peuvent transférer plus d’énergie aux noyaux légers. Cette méthode convient à la détection de neutrons rapides permettant la détection de neutrons rapides sans modérateur . Cette méthode permet de mesurer l’énergie du neutron avec la fluence neutronique, c’est-à-dire que le détecteur peut être utilisé comme spectromètre. Les détecteurs de neutrons rapides typiques sont les scintillateurs liquides, détecteurs de gaz rares à base d’hélium-4 et détecteurs de plastique (scintillateurs). Par exemple, le plastique a une teneur élevée en hydrogène, par conséquent, il est utile pour les détecteurs de neutrons rapides , lorsqu’il est utilisé comme scintillateur.

Spectromètre Bonner Spheres

Il existe plusieurs méthodes de détection des neutrons lents et peu de méthodes de détection des neutrons rapides. Par conséquent, une technique pour mesurer les neutrons rapides consiste à les convertir en
neutrons lents , puis à mesurer les neutrons lents. L’une des méthodes possibles est basée sur les sphères de Bonner . La méthode a été décrite pour la première fois en 1960 par Ewing et Tom W. Bonner et utilise des détecteurs de neutrons thermiques (généralement des scintillateurs inorganiques tels que ⁶ LiI) intégrés dans des sphères modératrices de différentes tailles.  Les sphères de Bonner ont été largement utilisées pour la mesure des spectres neutroniques avec des énergies neutroniques allant de thermique jusqu’à au moins 20 MeV. Un spectromètre à neutrons sphériques de Bonner (BSS) se compose d’un détecteur de neutrons thermiques, d’un ensemble de coques sphériques en polyéthylèneet deux coques de plomb en option de différentes tailles. Afin de détecter les neutrons thermiques, un détecteur ³ He ou des scintillateurs inorganiques tels que ⁶ LiI peuvent être utilisés. Les scintillateurs LiGlass sont très appréciés pour la détection des neutrons thermiques. L’avantage des scintillateurs LiGlass est leur stabilité et leur large gamme de tailles.

Détection de neutrons 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 compteurs portatifs de rayonnement, 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.

• 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. L’avantage des scintillateurs 6LiGlass est leur stabilité et leur large gamme de tailles.

Dosimètre thermoluminescent à neutrons – Neutron TLD

La  dosimétrie neutronique du personnel  continue d’être l’un des problèmes dans le domaine de la radioprotection, car aucune méthode unique ne fournit la combinaison de la réponse énergétique, de la sensibilité, des caractéristiques de dépendance d’orientation et de la précision nécessaires pour répondre aux besoins d’un dosimètre personnel.

Les dosimètres à neutrons personnels les plus couramment utilisés à des fins de radioprotection sont les  dosimètres thermoluminescents  et les  dosimètres à albédo . Les deux sont basés sur ce phénomène – la  thermoluminescence . À cette fin, le fluorure de lithium ( LiF ) en tant que matériau sensible (puce) est largement utilisé. TLD de fluorure de lithium est utilisé pour l’exposition gamma et neutronique (indirectement, en utilisant la réaction nucléaire Li-6 (n, alpha)). Les petits cristaux de LiF (fluorure de lithium) sont les dosimètres TLD les plus courants car ils ont les mêmes propriétés d’absorption que les tissus mous. Le lithium a deux isotopes stables, le lithium-6 (7,4%) et le lithium-7 (92,6%). Le Li-6 est l’isotope sensible aux neutrons. Afin d’enregistrer les neutrons, les dosimètres à cristaux LiF peuvent être enrichis en lithium-6 pour améliorer la réaction nucléaire au lithium-6 (n, alpha). L’efficacité du détecteur dépend de l’  énergie des neutrons. Parce que l’interaction des neutrons avec n’importe quel élément dépend fortement de l’énergie, rendre un dosimètre indépendant de l’énergie des neutrons est très difficile. Afin de séparer les neutrons thermiques et les photons, les dosimètres LiF sont principalement utilisés, contenant différents pourcentages de lithium-6. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

Le principe des TLD à neutrons est alors similaire à celui des TLD à rayonnement gamma. Dans la puce LiF, il y a des impuretés (par exemple du manganèse ou du magnésium), qui produisent des états de piège pour les électrons énergétiques. L’impureté provoque des pièges dans le réseau cristallin où, après irradiation (en rayonnement alpha), des électrons sont retenus. Lorsque le cristal est réchauffé, les électrons piégés sont libérés et de la lumière est émise. La quantité de lumière est liée à la dose de rayonnement reçue par le cristal.

Dosimètre à neutrons albédo thermoluminescents

La dosimétrie des neutrons d’albédo  est basée sur l’effet de la modération et de la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain. Albedo, le mot latin pour «blancheur», a été défini par Lambert comme la fraction de la lumière incidente réfléchie de manière diffuse par une surface. La modération et la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain créent un flux de neutrons à la surface du corps dans la gamme d’énergie thermique et intermédiaire. Ces neutrons rétrodiffusés appelés neutrons d’  albédo , peuvent être détectés par un dosimètre (généralement une  puce LiF TLD ), placé sur le corps qui est conçu pour  détecter les neutrons thermiques . Dosimètres d’albédo se sont avérés être les seuls dosimètres capables de mesurer les doses dues aux neutrons sur toute la gamme des énergies. Habituellement, deux types de fluorure de lithium sont utilisés pour séparer les doses apportées par les rayons gamma et les neutrons. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

La dosimétrie aux rayons X  est très spécifique, car les photons de haute énergie interagissent différemment avec la matière. Les photons à haute énergie peuvent parcourir des milliers de pieds dans l’air et peuvent facilement traverser divers matériaux. De plus, les photons de haute énergie peuvent ioniser les atomes de manière indirecte et directe (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.

Détecteurs de rayons X

Les détecteurs peuvent également être classés en fonction de matériaux et de méthodes sensibles qui peuvent être utilisés pour effectuer une mesure:

• Détecteurs d’ionisation gazeuse
• Détecteurs à scintillation
• Détecteurs semi-conducteurs

Détection des rayons X à l’aide d’une chambre d’ionisation

Les rayons gamma  ont très peu de mal à pénétrer les parois métalliques de la chambre. Par conséquent, des chambres d’ionisation peuvent être utilisées pour détecter le rayonnement gamma et les rayons X collectivement appelés photons, et pour cela le tube sans fenêtre est utilisé. Les chambres d’ionisation ont une bonne réponse uniforme au rayonnement sur une large gamme d’énergies et sont le moyen préféré de mesurer des niveaux élevés de rayonnement gamma. Certains problèmes sont causés par le fait que les particules alpha sont plus ionisantes que les particules bêta et que les rayons gamma, donc plus de courant est produit dans la région de la chambre d’ionisation par alpha que bêta et gamma. Les rayons gamma déposent une quantité d’énergie considérablement plus faible dans le détecteur que les autres particules.

Détection des rayons X à l’aide du compteur Geiger

Le compteur Geiger  peut détecter les rayonnements ionisants tels que  les particules alpha  et  bêta , les  neutrons , les rayons X 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 .

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.

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.

Détection des rayons X 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 compteurs portatifs de rayonnement, 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 rayons alpha ,  bêta , les rayons X et les  rayons gamma . Ils peuvent également être utilisés pour la  détection de neutrons . À ces fins, différents scintillateurs sont utilisés.

• X-Rays .  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 ^-6 seconde). 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.

Détection des rayons X à l’aide de semi-conducteurs – Détecteurs HPGe

Les détecteurs au germanium de haute pureté  ( détecteurs HPGe ) sont la meilleure solution pour une spectroscopie gamma et aux rayons X précise .

Comme il a été écrit, l’étude et l’analyse des spectres de rayons gamma à des fins scientifiques et techniques sont appelées spectroscopie gamma, et les spectromètres à rayons gamma sont les instruments qui observent et collectent ces données. Un spectromètre à rayons gamma (GRS) est un appareil sophistiqué pour mesurer la distribution d’énergie du rayonnement gamma. Pour la mesure des rayons gamma au-dessus de plusieurs centaines de keV, il existe deux catégories de détecteurs d’importance majeure,  les scintillateurs inorganiques comme le NaI (Tl)  et les détecteurs semi –  conducteurs . Si une  résolution énergétique parfaite  est requise, nous devons utiliser un  détecteur à base de germanium , tel que le  détecteur HPGe. Détecteurs semi – conducteurs à base de germanium sont les plus couramment utilisés où une très bonne résolution d’énergie est nécessaire, en particulier pour  spectroscopie gamma , ainsi que  la spectroscopie par rayons x . En spectroscopie gamma, le germanium est préféré car son numéro atomique est beaucoup plus élevé que le silicium et ce qui augmente la probabilité d’interaction des rayons gamma. De plus, le germanium a une énergie moyenne inférieure nécessaire pour créer une paire électron-trou, qui est de 3,6 eV pour le silicium et de 2,9 eV pour le germanium. Cela donne également à ce dernier une meilleure résolution en énergie. La FWHM (pleine largeur à moitié maximum) pour les détecteurs au germanium est fonction de l’énergie. Pour un photon de 1,3 MeV, la FWHM est de 2,1 keV, ce qui est très faible.

Un  dosimètre personnel électronique  est un dosimètre moderne, qui peut donner une lecture continue de la  dose cumulée  et du  débit de dose actuel , et peut avertir la personne qui le porte lorsqu’un  débit de dose spécifié  ou une  dose cumulative  est dépassé. Les EPD sont particulièrement utiles dans les zones à forte dose où le temps de séjour du porteur est limité en raison de contraintes de dose.

Caractéristiques des EPD

Le  dosimètre personnel électronique, EPD,  est capable d’afficher une  lecture directe  de la dose ou du débit de dose détecté en temps réel. Les dosimètres électroniques peuvent être utilisés comme dosimètre supplémentaire ainsi que comme dosimètre primaire. Les dosimètres passifs et les dosimètres personnels électroniques sont souvent utilisés ensemble pour se compléter. Pour estimer les doses efficaces, les dosimètres doivent être portés à une position du corps représentative de son exposition, généralement entre la taille et le cou, à l’avant du torse, face à la source radioactive. Les dosimètres sont généralement portés à l’extérieur des vêtements, autour de la poitrine ou du torse pour représenter la dose à «tout le corps». Des dosimètres peuvent également être portés aux extrémités ou près de l’œil pour mesurer une dose équivalente à ces tissus.

Le dosimètre peut être réinitialisé, généralement après avoir pris une lecture à des fins d’enregistrement, et ainsi réutilisé plusieurs fois. Les EPD ont un écran monté sur le dessus pour les rendre faciles à lire lorsqu’ils sont attachés à votre poche de poitrine. L’affichage numérique donne à la fois des informations sur la  dose  et le  débit de dose, généralement en mSv et mSv / h. L’EPD a une  alarme de débit de dose et une  alarme de dose . Ces alarmes sont programmables. Différentes alarmes peuvent être définies pour différentes activités.

Par exemple:

• alarme de débit de dose à 100 μSv / h,
• alarme de dose: 100 μSv.

Si un point de consigne d’alarme est atteint, l’affichage correspondant clignote avec une lumière rouge et un bruit assez perçant est généré. Vous pouvez effacer l’alarme de débit de dose en reculant vers un champ de rayonnement inférieur, mais vous ne pouvez pas effacer l’alarme de dose avant d’avoir atteint un lecteur EPD. Les EPD peuvent également émettre un bip pour chaque 1 ou 10 μSv qu’ils enregistrent. Cela vous donne une indication audible des champs de rayonnement. Certains EPD ont des capacités de communication sans fil. Les EPD sont capables de mesurer une large gamme de doses de rayonnement allant des niveaux de routine (μSv) aux niveaux d’urgence (centaines de mSv ou unités de Sieverts) avec une grande précision, et peuvent afficher le taux d’exposition ainsi que les valeurs d’exposition cumulées. Parmi les technologies de dosimètres, les dosimètres personnels électroniques sont généralement les plus chers, les plus grands et les plus polyvalents.