Qu’est-ce que le radionucléide – Radioisotope – Définition

Il existe des nucléides instables et radioactifs. Ces nucléides sont appelés radionucléides (nucléides radioactifs) ou radioisotopes (isotopes radioactifs). Dosimétrie des rayonnements

demi-vies de table

En physique nucléaire et en chimie nucléaire, les différentes espèces d’atomes dont les noyaux contiennent un nombre particulier de protons et de neutrons sont appelées  nucléides . Les nucléides sont également caractérisés par leurs états d’énergie nucléaire (par exemple nucléide métastable  242m Am). Chaque nucléide est désigné par le symbole chimique de l’élément (cela spécifie Z) avec le numéro de masse atomique en exposant. Les isotopes  sont des nucléides qui ont le même numéro atomique et sont donc le même élément, mais diffèrent par le nombre de neutrons.

Il existe des nucléides instables et radioactifs. Ces nucléides sont appelés radionucléides (nucléides radioactifs) ou radioisotopes (isotopes radioactifs). Ces  isotopes instables se  désintègrent 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.

Comme cela a été écrit, la désintégration radioactive des radionucléides 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.

Par conséquent, le taux de décroissance nucléaire peut également être mesuré en termes de demi-vies . Chaque radionucléide a sa propre demi-vie particulière qui ne change jamais, quelle que soit la quantité ou la forme du matériau (c.-à-d. Solide, liquide, gaz, élément ou composé) ou son histoire passée. 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). Après que cinq demi-vies se soient écoulées, il ne reste que 1/32, ou 3,1%, du nombre original d’atomes. Après sept demi-vies, il ne reste que 1/128, soit 0,78%, des atomes. Le nombre d’atomes existant après 5 à 7 demi-vies peut généralement être considéré comme négligeable.

La fraction de l’activité d’origine restante après les demi-vies suivantes est:

Activité après 1 demi-vie = ½ de l’original

Activité après 2 demi-vies = ½ x ½ = ¼ de l’original

Activité après 3 demi-vies = ½ x ½ x ½ = (½) 3 = 1/8 de l’original

Activité après 4 demi-vies = (½) 4 = 1/16 de l’original

Activité après 5 demi-vies = (½) 5 = 1/32 de l’original

Activité après 6 demi-vies = (½) 6 = 1/64 de l’original

Activité après 7 demi-vies = (½) 7 = 1/128 de l’original

radioactivité - demi-viesNotez que les courtes demi-vies s’accompagnent 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 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 décroissance 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

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.

Demi-vie et radioactivité des radionucléides

La relation entre la demi-vie et la quantité de radionucléide nécessaire pour donner une activité d’un curie est illustrée sur la figure. Cette quantité de matière peut être calculée en utilisant λ , qui est la constante de désintégration de certains nucléides:

Curie - Unité d'activité

Radioactivité - CurieLa figure suivante illustre la quantité de matière nécessaire pour 1 curie de radioactivité. Il est évident que plus la demi-vie est longue, plus la quantité de radionucléide nécessaire pour produire la même activité est importante. Bien sûr, la substance à longue durée de vie restera radioactive pendant beaucoup plus longtemps. Comme on peut le voir, la quantité de matière nécessaire pour 1 curie de radioactivité peut varier d’une quantité trop petite pour être vue (0,00088 gramme de cobalt-60), à travers 1 gramme de radium-226, à près de trois tonnes d’ uranium-238 .

Exemple – Radioactivité du radionucléide

Iode 131 - schéma de désintégrationUn échantillon de matériau contient 1 mikrogramme d’iode 131. Il est à 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.

I-131 = m I-131 . N A / M I-131

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

I-131 = 4,6 x 10 15 noyaux

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

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

En utilisant cette valeur pour la constante de décroissance, 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.

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Qu’est-ce que Alpha Decay vs Beta Decay – Radioactivité – Définition

Alpha Decay vs Beta Decay. Cet article résume les principales différences entre la désintégration alpha et bêta, qui ont une nature différente. Les particules bêta sont des électrons de haute énergie, tandis que les particules alpha sont des noyaux d’atomes d’hélium. Dosimétrie des rayonnements

La désintégration alpha  (ou désintégration α et également la radioactivité alpha ) représente la désintégration d’un noyau parent à une fille par l’émission du noyau d’un atome d’hélium. Cette transition peut être caractérisée comme:

Alpha Decay - Alpha Radioactivité

Comme le montre la figure, la particule alpha est émise lors de la désintégration alpha. Les particules alpha sont des noyaux énergétiques 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. 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 la pratique, ce mode de désintégration n’a été observé que dans des nucléides considérablement plus lourds que le nickel, les émetteurs alpha les plus légers connus étant les isotopes les plus légers (masse 106–110) du tellure (élément 52). Dans les réacteurs nucléaires, la désintégration alpha se produit 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 par les éléments transuraniens (neptunium, plutonium ou américium).L'uranium 238 se désintègre.

Théorie de la désintégration alpha – Tunnelisation quantique

Parmi la variété de canaux dans lesquels un noyau se désintègre, la désintégration alpha a été l’une des plus étudiées. Le canal de désintégration alpha dans les noyaux lourds et super lourds a fourni des informations sur les propriétés fondamentales des noyaux loin de la stabilité, telles que leurs énergies à l’état fondamental et la structure de leurs niveaux nucléaires.

La désintégration alpha est un processus de tunnel quantique . Pour être émise, la particule alpha doit pénétrer une barrière de potentiel. Ceci est similaire à la désintégration de l’amas , dans lequel un noyau atomique émet un petit « amas » de neutrons et de protons (par exemple 12 C).

La hauteur de la barrière de Coulomb pour les noyaux de A «200 est d’environ 20-25 MeV . Les particules alpha émises lors de la désintégration nucléaire ont des énergies typiques d’environ 5 MeV. D’une part, une particule alpha 5 MeV entrante est dispersée à partir d’un noyau lourd et elle ne peut pas pénétrer la barrière de Coulomb et se rapprocher suffisamment du noyau pour interagir via la force forte. D’un autre côté, une particule alpha de 5 MeV liée dans un puits de potentiel nucléaire est capable de tunneler cette même barrière coulombienne.

désintégration alpha - tunneling quantiqueEn 1928, George Gamow (et de façon indépendante par Ronald Gurney et Edward Condon ) avait résolu la théorie de la désintégration alpha via le tunnelage quantique. Ils ont supposé que la particule alpha et le noyau fille existaient dans le noyau parent avant sa dissociation, à savoir la désintégration des états quasi-stationnaires (QS). Un état quasi stationnaire est défini comme un état à longue durée de vie qui finit par se désintégrer. Initialement, l’amas alpha oscille dans le potentiel du noyau fille, le potentiel Coulomb empêchant leur séparation. La particule alpha est piégée dans un puits potentiel par le noyau. Classiquement, il est interdit de s’échapper, mais selon les principes (alors) nouvellement découverts de la mécanique quantique, il a une probabilité minime (mais non nulle) de «creuser un tunnel» à travers la barrière et d’apparaître de l’autre côté pour s’échapper du noyau . En utilisant le mécanisme de tunnelisation, Gamow, Condon et Gurney ont calculé la pénétrabilité de la particule α de tunnelisation à travers la barrière de Coulomb, trouver la durée de vie de certains noyaux émetteurs α. Le principal succès de ce modèle a été la reproduction de la loi semi-empirique de Geiger-Nuttall qui exprime les durées de vie des émetteurs α en termes d’énergies des particules α libérées. Il faut noter que d’autres formes courantes de désintégration (par exemple la désintégration bêta) sont régies par l’interaction entre la force nucléaire et la force électromagnétique.

Référence spéciale: WSC Williams. Physique nucléaire et des particules. Clarendon Press; 1 édition, 1991, ISBN: 978-0198520467.

 

La désintégration bêta ou la désintégration β représente la désintégration d’un noyau parent à une fille par l’émission de la particule bêta. Cette transition ( β  désintégration ) peut être caractérisée comme:

Beta Decay - Radioactivité bêta - définition

Si un noyau émet une particule bêta, il perd un électron (ou positron). Dans ce cas, le nombre de masse du noyau fille reste le même, mais le noyau fille formera un élément différent.

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. Il existe les formes de désintégration bêta suivantes:

  • Désintégration bêta négative – désintégration d’électrons. Dans la désintégration d’électrons, un noyau riche en neutrons émet un électron à haute énergie (β  particule). Les électrons sont des particules presque sans masse chargées négativement. En raison de la loi de conservation de la charge électrique, la charge nucléaire doit augmenter d’une unité. Dans ce cas, le processus peut être représenté par: 
  • Désintégration bêta positive – Désintégration des positrons. Dans la désintégration des positons, un noyau riche en protons émet un positron (les positrons sont des antiparticules d’électrons, et ont la même masse que les électrons mais une charge électrique positive), et réduit ainsi la charge nucléaire d’une unité. Dans ce cas, le processus peut être représenté par: Une annihilation se produit, lorsqu’un positron de basse énergie entre en collision avec un électron de basse énergie.
  • Inverse Beta Decay – Capture d’électrons . 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. Dans ce processus, un noyau riche en protons peut également réduire sa charge nucléaire d’une unité en absorbant un électron atomique. 

Théorie de la désintégration bêta – faible interaction

La désintégration bêta est régie par l’ interaction faible . Au cours d’ une désintégration bêta de deux bas quarks se transforme en un quark par l’ émission d’ un W  boson (emporte une charge négative). Le W  boson se désintègre en une particule bêta et un antineutrino . Ce processus est équivalent au processus dans lequel un neutrino interagit avec un neutron.

théorie de la désintégration bêta - interaction faible

Comme on peut le voir sur la figure, la faible interaction change une saveur de quark en une autre. Notez que le modèle standard compte six saveurs de quarks et six saveurs de leptons. L’ interaction faible est le seul processus dans lequel un quark peut changer en un autre quark, ou un lepton en un autre lepton (changement de saveur). Ni l’ interaction forte ni électromagnétiquepermettre le changement de saveur. Ce fait est crucial dans de nombreuses désintégrations de particules nucléaires. Dans le processus de fusion, qui, par exemple, alimente le Soleil, deux protons interagissent via la force faible pour former un noyau de deutérium, qui réagit davantage pour générer de l’hélium. Sans l’interaction faible, le diproton se désintégrerait en deux protons non liés à l’hydrogène-1 par émission de protons. En conséquence, le soleil ne brûlerait pas sans lui car l’interaction faible provoque la transmutation p -> n.

Contrairement à la désintégration alpha , ni la particule bêta ni son neutrino associé n’existent dans le noyau avant la désintégration bêta, mais sont créés au cours du processus de désintégration. Par ce processus, les atomes instables obtiennent un rapport plus stable de protons aux neutrons. La probabilité de décomposition d’un nucléide en raison de la bêta et d’autres formes de décomposition est déterminée par son énergie de liaison nucléaire. Pour que l’émission d’électrons ou de positons soit possible sur le plan énergétique, la libération d’énergie (voir ci-dessous) ou la valeur Q doit être positive.

 

Spectre énergétique de la désintégration bêta

Dans  les désintégrations alpha  et  gamma , la particule résultante (particule alpha  ou  photon ) a une  distribution d’énergie étroite , car la particule transporte l’énergie de la différence entre les états nucléaires initial et final. Par exemple, en cas de désintégration alpha, lorsqu’un noyau parent se décompose spontanément pour donner un noyau fille et une particule alpha, la somme de la masse des deux produits n’est pas tout à fait égale à la masse du noyau d’origine (voir  Défaut de masse ) . Du fait de la loi de conservation de l’énergie, cette différence apparaît sous la forme de l’  énergie cinétique de la particule alpha. Étant donné que les mêmes particules apparaissent en tant que produits à chaque décomposition d’un noyau parent particulier, la différence de masse doit  toujours être la même et l’ énergie cinétique  des particules alpha doit également toujours être la même. En d’autres termes, le faisceau de particules alpha doit être  monoénergétique . 

On s’attendait à ce que les mêmes considérations tiennent pour un noyau parent se décomposant en un noyau fille et  une particule bêta . Étant donné que seuls l’électron et le noyau fille en recul ont été observés, une désintégration bêta, le processus était initialement  supposé être un processus à deux corps , tout comme la désintégration alpha. Il semblerait raisonnable de supposer que les particules bêta formeraient également un  faisceau monoénergétique .

Pour démontrer de deux energetics corps désintégration bêta, considérer la désintégration bêta dans laquelle un électron est émis et le noyau parent est au repos,  onservation de l’ énergie  exige:

conservation-de-l'énergie-désintégration bêta

Étant donné que l’électron est une particule beaucoup plus légère, il était prévu qu’il emporterait la majeure partie de l’énergie libérée, ce qui aurait une valeur unique  e- .

Spectre énergétique de la désintégration bêta
La forme de cette courbe d’énergie dépend de la fraction de l’énergie de réaction (valeur Q – la quantité d’énergie libérée par la réaction) qui est transportée par l’électron ou le neutrino.

Mais la réalité était différente . Cependant, le spectre des particules bêta mesuré par Lise Meitner et Otto Hahn en 1911 et par Jean Danysz en 1913 montrait plusieurs lignes sur un fond diffus. De plus, pratiquement toutes les particules bêta émises ont des énergies inférieures à celles prédites par la conservation de l’énergie dans les désintégrations à deux corps. Les électrons émis dans  la désintégration bêta ont un  spectre continu plutôt qu’un spectre discret qui semble contredire la conservation de l’énergie, dans l’hypothèse alors actuelle que la désintégration bêta est la simple émission d’un électron à partir d’un noyau. Lorsque cela a été observé pour la première fois,  il semblait menacer la survie de l’une des lois de conservation les plus importantes en physique !

Pour tenir compte de cette libération d’énergie,  Pauli a proposé  (en 1931) qu’il y ait émis dans le processus de désintégration  une autre particule , appelée plus tard par Fermi le  neutrino . Il est clair que cette particule doit être très pénétrante et que la conservation de la charge électrique nécessite que le neutrino soit électriquement neutre. Cela expliquerait pourquoi il était si difficile de détecter cette particule. Le terme neutrino vient de l’italien qui signifie «petit neutre» et les neutrinos sont désignés par la lettre grecque  ν (nu) . Dans le processus de désintégration bêta, le neutrino transporte l’énergie manquante et dans ce processus, la loi de  conservation de l’énergie reste valide .

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Qu’est-ce que l’atténuation des rayons X – Définition

La théorie de l’atténuation des rayons X décrit comment les rayons X sont atténués par les matériaux. La théorie de l’atténuation est également valable pour les rayons X et les rayons gamma. Dosimétrie des rayonnements

Les rayons X , également connus sous le nom de rayonnement X , se réfèrent au rayonnement électromagnétique (pas de masse au repos, pas de charge) des hautes énergies. Les rayons X sont des photons de haute énergie avec des longueurs d’onde courtes et donc des fréquences très élevées. La fréquence de rayonnement est un paramètre clé de tous les photons, car elle détermine l’énergie d’un photon. Les photons sont classés en fonction des énergies des ondes radioélectriques de faible énergie et du rayonnement infrarouge, à travers la lumière visible, aux rayons X à haute énergie et aux rayons gamma .

La plupart des rayons X ont une longueur d’onde allant de 0,01 à 10 nanomètres (3 × 10 16 Hz à 3 × 10 19 Hz), correspondant à des énergies comprises entre 100 eV et 100 keV. Les longueurs d’onde des rayons X sont plus courtes que celles des rayons UV et généralement plus longues que celles des rayons gamma. La distinction entre les rayons X et les rayons gamma n’est pas si simple et a changé au cours des dernières décennies. Selon la définition actuellement valable, les rayons X sont émis par des électrons à l’extérieur du noyau, tandis que les rayons gamma sont émis par le noyau .

Atténuation des rayons X

Coefficients d'atténuation.
Sections efficaces totales de photons.
Source: Wikimedia Commons

À mesure que les photons de haute énergie traversent le matériau, leur énergie diminue. C’est ce qu’on appelle l’ atténuation . La théorie de l’atténuation est également valable pour les rayons X et les rayons gamma . Il s’avère que les photons de plus haute énergie (rayons X durs) voyagent à travers les tissus plus facilement que les photons de basse énergie (c’est-à-dire que les photons de plus haute énergie sont moins susceptibles d’interagir avec la matière). Une grande partie de cet effet est liée à l’ effet photoélectrique . La probabilité d’absorption photoélectrique est approximativement proportionnelle à (Z / E) 3, où Z est le numéro atomique de l’atome de tissu et E est l’énergie photonique. À mesure que E augmente, la probabilité d’interaction diminue rapidement. Pour les énergies supérieures, la diffusion Compton devient dominante. La diffusion de Compton est à peu près constante pour différentes énergies bien qu’elle diminue lentement aux énergies plus élevées.

Atténuation exponentielle

Supposons que les rayons X monoénergétiques sont collimatés en un faisceau étroit et que le détecteur derrière le matériau détecte uniquement les rayons X qui ont traversé ce matériau sans aucune sorte d’interaction avec ce matériau, alors la dépendance devrait être une simple atténuation exponentielle des rayons X . Chacune de ces interactions élimine le photon du faisceau soit par absorption, soit par diffusion loin de la direction du détecteur. Par conséquent, les interactions peuvent être caractérisées par une probabilité fixe d’occurrence par unité de longueur de trajet dans l’absorbeur. La somme de ces probabilités est appelée coefficient d’atténuation linéaire :

μ = τ (photoélectrique) + σ (Compton)

Atténuation des rayons gamma
L’importance relative de divers processus d’interaction du rayonnement gamma avec la matière.

Coefficient d’atténuation linéaire – rayons X

L’atténuation des rayons X peut alors être décrite par l’équation suivante.

I = I 0 .e -μx

, où I est l’intensité après atténuation, I o est l’intensité incidente, μ est le coefficient d’atténuation linéaire (cm -1 ) et l’épaisseur physique de l’absorbeur (cm).

Atténuation
Dépendance de l’intensité du rayonnement gamma sur l’épaisseur de l’absorbeur

Les matériaux répertoriés dans le tableau sont l’air, l’eau et différents éléments du carbone ( Z = 6) au plomb ( Z = 82) et leurs coefficients d’atténuation linéaires sont donnés pour deux énergies de rayons X. Il existe deux caractéristiques principales du coefficient d’atténuation linéaire:

  • Le coefficient d’atténuation linéaire augmente à mesure que le numéro atomique de l’absorbeur augmente.
  • Le coefficient d’atténuation linéaire pour tous les matériaux diminue avec l’énergie des rayons X.

Demi couche de valeur

La couche à demi-valeur exprime l’épaisseur du matériau absorbant nécessaire pour réduire l’intensité du rayonnement incident d’un facteur deux . Il existe deux caractéristiques principales de la couche de demi-valeur:

  • La couche de demi-valeur diminue à mesure que le numéro atomique de l’absorbeur augmente. Par exemple, 35 m d’air sont nécessaires pour réduire l’intensité d’un faisceau de rayons X de 100 keV par un facteur de deux alors que seulement 0,12 mm de plomb peut faire la même chose.
  • La couche de demi-valeur pour tous les matériaux augmente avec l’énergie des rayons X. Par exemple, de 0,26 cm pour le fer à 100 keV à environ 0,64 cm à 200 keV.

Coefficient d’atténuation de masse

Lors de la caractérisation d’un matériau absorbant, on peut parfois utiliser le coefficient d’atténuation massique.  Le coefficient d’atténuation massique est défini comme le rapport du coefficient d’atténuation linéaire et de la densité d’absorbeur (μ / ρ) . L’ atténuation des rayons X peut alors être décrite par l’équation suivante:

I = I 0 .e – (μ / ρ) .ρl

, où ρ est la densité du matériau, (μ / ρ) est le coefficient d’atténuation de la masse et ρ.l est l’épaisseur de la masse. L’unité de mesure utilisée pour le coefficient d’atténuation de masse cm 2 g -1 . Pour les énergies intermédiaires, la diffusion Compton domine et différents absorbeurs ont des coefficients d’atténuation de masse approximativement égaux . Cela est dû au fait que la section efficace de la diffusion Compton est proportionnelle au Z (numéro atomique) et donc le coefficient est proportionnel à la densité du matériau ρ. Aux petites valeurs de l’énergie des rayons X, où le coefficient est proportionnel aux puissances supérieures du numéro atomique Z (pour l’effet photoélectrique σ f ~ Z 3 ), le coefficient d’atténuation μ n’est pas une constante.

Voir aussi calculatrice:  Activité gamma au débit de dose (avec / sans écran)

Voir aussi XCOM – photon cross-section DB:  XCOM: Photon Cross Sections Database

Exemple:

De quelle quantité d’eau absorbez-vous la chaleur si vous souhaitez réduire l’intensité d’un faisceau de rayons X monoénergétique de 100 keV ( faisceau étroit ) à 1% de son intensité incidente? La couche de demi-valeur pour les rayons X à 100 keV dans l’eau est de 4,15 cm et le coefficient d’atténuation linéaire pour les rayons X à 100 keV dans l’eau est de 0,167 cm -1 . Le problème est assez simple et peut être décrit par l’équation suivante:

Si la demi-couche de valeur pour l’eau est de 4,15 cm, le coefficient d’atténuation linéaire est:Maintenant, nous pouvons utiliser l’équation d’atténuation exponentielle:atténuation des rayons X - problème avec la solution

L’épaisseur d’eau requise est donc d’environ 27,58 cm . C’est une épaisseur relativement importante et elle est causée par de petits nombres atomiques d’hydrogène et d’oxygène. Si nous calculons le même problème pour le plomb (Pb) , nous obtenons l’épaisseur x = 0,077 cm .

Coefficients d’atténuation linéaire

Tableau des coefficients d’atténuation linéaire (en cm -1 ) pour différents matériaux à des énergies de photons de 100, 200 et 500 keV.

Absorbeur 100 keV 200 keV 500 keV
Air   0,000195 / cm   0,000159 / cm   0,000112 / cm
Eau 0,167 / cm 0,136 / cm 0,097 / cm
Carbone 0,335 / cm 0,274 / cm 0,196 / cm
Aluminium 0,435 / cm 0,324 / cm 0,227 / cm
Le fer 2,72 / cm 1,09 / cm 0,655 / cm
Cuivre 3,8 / cm 1,309 / cm 0,73 / cm
Conduire 59,7 / cm 10,15 / cm 1,64 / cm

Demi couches de valeur

Tableau des demi-couches de valeur (en cm) pour différents matériaux à des énergies de photons de 100, 200 et 500 keV.

Absorbeur 100 keV 200 keV 500 keV
Air 3555 cm 4359 cm 6189 cm
Eau 4,15 cm 5,1 cm 7.15 cm
Carbone 2,07 cm 2,53 cm 3,54 cm
Aluminium 1,59 cm 2,14 cm 3,05 cm
Le fer 0,26 cm 0,64 cm 1,06 cm
Cuivre 0,18 cm 0,53 cm 0,95 cm
Conduire  0,012 cm  0,068 cm  0,42 cm

Validité de la loi exponentielle

La loi exponentielle décrira toujours l’atténuation du rayonnement primaire par la matière. Si des particules secondaires sont produites ou si le rayonnement primaire change d’énergie ou de direction, alors l’atténuation effective sera bien moindre. Le rayonnement pénétrera plus profondément dans la matière que ne le prévoit la seule loi exponentielle. Le processus doit être pris en compte lors de l’évaluation de l’effet du blindage contre les radiations.

Exemple d'accumulation de particules secondaires.  Dépend fortement du caractère et des paramètres des particules primaires.
Exemple d’accumulation de particules secondaires. Dépend fortement du caractère et des paramètres des particules primaires.

 

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Qu’est-ce que le blindage des rayons X – Définition

Le blindage efficace des rayons X est dans la plupart des cas basé sur l’utilisation de matériaux ayant les deux propriétés de matériau suivantes: matériau à numéro et densité atomiques élevés. Blindage des rayons X

Blindage des rayons gamma et des rayons XLes rayons X , également connus sous le nom de rayonnement X , se réfèrent au rayonnement électromagnétique (pas de masse au repos, pas de charge) des hautes énergies. Les rayons X sont des photons de haute énergie avec des longueurs d’onde courtes et donc des fréquences très élevées. La fréquence de rayonnement est un paramètre clé de tous les photons, car elle détermine l’énergie d’un photon. Les photons sont classés en fonction des énergies des ondes radioélectriques de faible énergie et du rayonnement infrarouge, à travers la lumière visible, aux rayons X à haute énergie et aux rayons gamma .

La plupart des rayons X ont une longueur d’onde allant de 0,01 à 10 nanomètres (3 × 10 16 Hz à 3 × 10 19 Hz), correspondant à des énergies comprises entre 100 eV et 100 keV. Les longueurs d’onde des rayons X sont plus courtes que celles des rayons UV et généralement plus longues que celles des rayons gamma. La distinction entre les rayons X et les rayons gamma n’est pas si simple et a changé au cours des dernières décennies. Selon la définition actuellement valable, les rayons X sont émis par des électrons à l’extérieur du noyau, tandis que les rayons gamma sont émis par le noyau .

Blindage des rayons X

Voir aussi: Blindage des rayonnements ionisants

Atténuation des rayons X

Coefficients d'atténuation.
Sections efficaces totales de photons.
Source: Wikimedia Commons

À mesure que les photons de haute énergie traversent le matériau, leur énergie diminue. C’est ce qu’on appelle l’ atténuation . La théorie de l’atténuation est également valable pour les rayons X et les rayons gamma . Il s’avère que les photons de plus haute énergie (rayons X durs) voyagent à travers les tissus plus facilement que les photons de basse énergie (c’est-à-dire que les photons de plus haute énergie sont moins susceptibles d’interagir avec la matière). Une grande partie de cet effet est liée à l’ effet photoélectrique . La probabilité d’absorption photoélectrique est approximativement proportionnelle à (Z / E) 3, où Z est le numéro atomique de l’atome de tissu et E est l’énergie photonique. À mesure que E augmente, la probabilité d’interaction diminue rapidement. Pour les énergies supérieures, la diffusion Compton devient dominante. La diffusion de Compton est à peu près constante pour différentes énergies bien qu’elle diminue lentement aux énergies plus élevées.

demi-couche de valeur

Comme on peut le voir, un blindage efficace des rayons X est dans la plupart des cas basé sur l’utilisation de matériaux ayant les deux propriétés suivantes:

  • haute densité de matériau.
  • nombre atomique élevé de matériaux (matériaux à forte teneur en Z)

Cependant, les matériaux à faible densité et les matériaux à faible Z peuvent être compensés par une épaisseur accrue, qui est aussi importante que la densité et le nombre atomique dans les applications de blindage.

Un fil est largement utilisé comme écran anti -rayons X. Le principal avantage du blindage en plomb réside dans sa compacité en raison de sa densité plus élevée. Un fil est largement utilisé comme écran gamma. D’un autre côté,  l’uranium appauvri  est beaucoup plus efficace en raison de son Z plus élevé. L’uranium appauvri est utilisé pour le blindage dans les sources de rayons gamma portables.

Dans  les centrales nucléaires, le  blindage du cœur d’un  réacteur  peut être assuré par des matériaux de la cuve sous pression du réacteur, des internes du réacteur ( réflecteur de neutrons ). Le béton lourd est également généralement utilisé pour protéger à la fois les  neutrons  et le rayonnement gamma.

En général, le blindage contre les rayons X est plus complexe et difficile que le  blindage contre les radiations alpha  ou  bêta . Afin de comprendre de façon globale comment un rayonnement X perd son énergie initiale, comment peut être atténué et comment être protégé, nous devons avoir une connaissance détaillée de ses mécanismes d’interaction.

Voir aussi plus de théorie:  Interaction des rayons X avec la matière

Voir aussi calculatrice:  Activité gamma au débit de dose (avec / sans écran)

Voir aussi XCOM – photon cross-section DB:  XCOM: Photon Cross Sections Database

Demi-couche de valeur – rayons X

La couche à demi-valeur exprime l’épaisseur du matériau absorbant nécessaire pour réduire l’intensité du rayonnement incident d’un facteur deux . Il existe deux caractéristiques principales de la couche de demi-valeur:

  • La couche de demi-valeur diminue à mesure que le numéro atomique de l’absorbeur augmente. Par exemple, 35 m d’air sont nécessaires pour réduire l’intensité d’un faisceau de rayons X de 100 keV par un facteur de deux alors que seulement 0,12 mm de plomb peut faire la même chose.
  • La couche de demi-valeur pour tous les matériaux augmente avec l’énergie des rayons X. Par exemple, de 0,26 cm pour le fer à 100 keV à environ 0,64 cm à 200 keV.

Exemple:

De quelle quantité d’eau absorbez-vous la chaleur si vous souhaitez réduire l’intensité d’un faisceau de rayons X monoénergétique de 100 keV ( faisceau étroit ) à 1% de son intensité incidente? La couche de demi-valeur pour les rayons X à 100 keV dans l’eau est de 4,15 cm et le coefficient d’atténuation linéaire pour les rayons X à 100 keV dans l’eau est de 0,167 cm -1 . Le problème est assez simple et peut être décrit par l’équation suivante:

Si la demi-couche de valeur pour l’eau est de 4,15 cm, le coefficient d’atténuation linéaire est:Maintenant, nous pouvons utiliser l’équation d’atténuation exponentielle:atténuation des rayons X - problème avec la solution

L’épaisseur d’eau requise est donc d’environ 27,58 cm . C’est une épaisseur relativement importante et elle est causée par de petits nombres atomiques d’hydrogène et d’oxygène. Si nous calculons le même problème pour le plomb (Pb) , nous obtenons l’épaisseur x = 0,077 cm .

Tableau des demi-couches de valeur

Tableau des demi-couches de valeur (en cm) pour différents matériaux à des énergies de photons de 100, 200 et 500 keV.

Absorbeur 100 keV 200 keV 500 keV
Air 3555 cm 4359 cm 6189 cm
Eau 4,15 cm 5,1 cm 7.15 cm
Carbone 2,07 cm 2,53 cm 3,54 cm
Aluminium 1,59 cm 2,14 cm 3,05 cm
Le fer 0,26 cm 0,64 cm 1,06 cm
Cuivre 0,18 cm 0,53 cm 0,95 cm
Conduire  0,012 cm  0,068 cm  0,42 cm

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Qu’est-ce que le débit de dose absorbée – Définition

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

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

dose absorbée - définition

Unités de dose absorbée:

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

Débit de dose absorbé

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

débit de dose absorbé - définition

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

Exemples de doses absorbées en gris

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

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

Calcul du débit de dose blindé

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

 

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Qu’est-ce que l’interaction des rayons X avec la matière – Définition

Interaction des rayons X avec la matière. Bien qu’un grand nombre d’interactions possibles soient connues, il existe trois mécanismes d’interaction clés avec la matière. Dosimétrie des rayonnements

Les rayons X , également connus sous le nom de rayonnement X , se réfèrent au rayonnement électromagnétique (pas de masse au repos, pas de charge) des hautes énergies. Les rayons X sont des photons de haute énergie avec des longueurs d’onde courtes et donc des fréquences très élevées. La fréquence de rayonnement est un paramètre clé de tous les photons, car elle détermine l’énergie d’un photon. Les photons sont classés en fonction des énergies des ondes radioélectriques de faible énergie et du rayonnement infrarouge, à travers la lumière visible, aux rayons X à haute énergie et aux rayons gamma .

La plupart des rayons X ont une longueur d’onde allant de 0,01 à 10 nanomètres (3 × 10 16 Hz à 3 × 10 19 Hz), correspondant à des énergies comprises entre 100 eV et 100 keV. Les longueurs d’onde des rayons X sont plus courtes que celles des rayons UV et généralement plus longues que celles des rayons gamma. La distinction entre les rayons X et les rayons gamma n’est pas si simple et a changé au cours des dernières décennies. Selon la définition actuellement valable, les rayons X sont émis par des électrons à l’extérieur du noyau, tandis que les rayons gamma sont émis par le noyau .

Étant donné que les rayons X (en particulier les rayons X durs) sont en substance des photons de haute énergie, ils constituent une matière très pénétrante et sont donc biologiquement dangereux. Les rayons X peuvent parcourir des milliers de pieds dans l’air et peuvent facilement traverser le corps humain.

Interaction des rayons X avec la matière

Bien qu’un grand nombre d’interactions possibles soient connues, il existe trois mécanismes d’interaction clés avec la matière. La force de ces interactions dépend de l’ énergie des rayons X et de la composition élémentaire du matériau, mais pas beaucoup des propriétés chimiques, car l’énergie photonique des rayons X est beaucoup plus élevée que les énergies de liaison chimique. L’absorption photoélectrique domine aux basses énergies de rayons X, tandis que la diffusion Compton domine aux énergies plus élevées.

  • Absorption photoélectrique
  • Diffusion de Compton
  • Diffusion de Rayleigh

Absorption photoélectrique des rayons X

Absorption gamma par un atome. Source: laradioactivite.com/
Absorption gamma par un atome. Source: laradioactivite.com/

Dans l’effet photoélectrique, un photon subit une interaction avec un électron qui est lié dans un atome. Dans cette interaction, le photon incident disparaît complètement et un photoélectron énergétique est éjecté par l’atome de l’un de ses coques liées . L’énergie cinétique du photoélectron éjecté (E e ) est égale à l’énergie photonique incidente (hν) moins l’ énergie de liaison du photoélectron dans sa coque d’origine (E b ).

e = hν-E b

Par conséquent, les photoélectrons ne sont émis par l’effet photoélectrique que si le photon atteint ou dépasse une énergie de seuil – l’énergie de liaison de l’électron – la fonction de travail du matériau. Pour les rayons X très élevés avec des énergies de plus de centaines de keV, le photoélectron emporte la majorité de l’énergie photonique incidente – hν.

Aux petites valeurs de l’énergie des rayons gamma, l’effet photoélectrique domine . Le mécanisme est également amélioré pour les matériaux de numéro atomique Z élevé. Il n’est pas simple de dériver l’expression analytique de la probabilité d’absorption photoélectrique des rayons gamma par atome sur toutes les gammes d’énergies de rayons gamma. La probabilité d’absorption photoélectrique par unité de masse est approximativement proportionnelle à:

τ (photoélectrique) = constante x Z N / E 3,5

où Z est le numéro atomique, l’exposant n varie entre 4 et 5. E est l’énergie du photon incident. La proportionnalité aux puissances supérieures du nombre atomique Z est la principale raison de l’utilisation de matériaux à forte teneur en Z, tels que le plomb ou l’uranium appauvri dans les écrans de rayons gamma.

Coupe transversale de l'effet photoélectrique.Bien que la probabilité de l’absorption photoélectrique des photons diminue, en général, avec l’augmentation de l’énergie des photons, il y a de fortes discontinuités dans la courbe de section transversale. Celles-ci sont appelées «bords d’absoption»et ils correspondent aux énergies de liaison des électrons des coquilles liées à l’atome. Pour les photons avec l’énergie juste au-dessus du bord, l’énergie des photons est juste suffisante pour subir l’interaction photoélectrique avec l’électron de la coque liée, disons K-shell. La probabilité d’une telle interaction est juste au-dessus de ce bord bien supérieure à celle des photons d’énergie légèrement en dessous de ce bord. Pour les photons en dessous de ce bord, l’interaction avec l’électron de la coquille K est énergétiquement impossible et donc la probabilité chute brusquement. Ces arêtes se produisent également aux énergies de liaison des électrons d’autres coquilles (L, M, N… ..).

Diffusion Compton des rayons X

diffusion de comptonLa formule Compton a été publiée en 1923 dans la Physical Review. Compton a expliqué que le déplacement des rayons X est provoqué par une impulsion de type particules de photons . La formule de diffusion Compton est la relation mathématique entre le changement de longueur d’onde et l’angle de diffusion des rayons X. Dans le cas de la diffusion Compton, le photon de fréquence  f  entre en collision avec un électron au repos. Lors de la collision, le photon rebondit sur l’électron, abandonnant une partie de son énergie initiale (donnée par la formule de Planck E = hf), tandis que l’électron prend de l’élan (masse x vitesse), le  photon ne peut pas réduire sa vitesse. En raison de la loi de conservation de l’impulsion, le photon doit réduire son impulsion donnée par:

En raison de la loi de conservation de la quantité de mouvement, le photon doit réduire sa quantité de mouvement donnée par cette formule.

Compton Scattering
En diffusion Compton, le photon gamma incident est dévié d’un angle Θ par rapport à sa direction d’origine. Cette déviation entraîne une diminution de l’énergie (diminution de la fréquence du photon) du photon et est appelée effet Compton.
Source: hyperphysics.phy-astr.gsu.edu

La diminution de la quantité de mouvement des photons doit donc se traduire par une  diminution de la fréquence  (augmentation de la longueur d’onde Δ λ = λ ‘- λ ). Le décalage de la longueur d’onde augmente avec l’angle de diffusion selon  la formule de Compton :

Le décalage de la longueur d'onde augmente avec l'angle de diffusion selon la formule de Compton

où λ  est la longueur d’onde initiale du photon λ ‘  est la longueur d’onde après diffusion,  est la constante de Planck = 6,626 x 10 -34  Js, e  est la masse de repos des électrons (0,511 MeV) c  est la vitesse de la lumière Θ  est la diffusion angle. Le changement minimal de longueur d’onde ( λ ′  –  λ ) pour le photon se produit lorsque Θ = 0 ° (cos (Θ) = 1) et est au moins nul. La variation maximale de longueur d’onde ( λ ′  –  λ) pour le photon se produit lorsque Θ = 180 ° (cos (Θ) = – 1). Dans ce cas, le photon transfère à l’électron autant de mouvement que possible. Le changement maximal de longueur d’onde peut être dérivé de la formule de Compton:

Le changement maximal de longueur d'onde peut être dérivé de la formule de Compton.  Longueur Compton

La quantité h / m e c est appelée  longueur  d’ onde Compton de l’électron et est égale à  2,43 × 10 -12 m . 

Rayleigh Scattering – Thomson Scattering

La diffusion de Rayleigh , également connue sous le nom de diffusion Thomson, est la limite de basse énergie de la diffusion Compton. L’énergie cinétique des particules et la fréquence des photons ne changent pas en raison de la diffusion. La diffusion de Rayleigh se produit à la suite d’une interaction entre un photon entrant et un électron, dont l’énergie de liaison est nettement supérieure à celle du photon entrant. Le rayonnement incident est supposé mettre l’électron en oscillation de résonance forcée de sorte que l’électron réémet un rayonnement de la même fréquence mais dans toutes les directions. Dans ce cas, le champ électrique de l’onde incidente (photon) accélère la particule chargée, ce qui, à son tour, émet un rayonnement à la même fréquence que l’onde incidente, et donc l’onde est diffusée. La diffusion de Rayleigh est significative jusqu’à ≈ 20keV et, comme la diffusion de Thomson, elle est élastique. La section efficace de diffusion totale devient une combinaison des sections efficaces de diffusion liées à Rayleigh et Compton. La diffusion de Thomson est un phénomène important en physique des plasmas et a été expliqué pour la première fois par le physicien JJ Thomson. Cette interaction a une grande importance dans le domaine de la cristallographie aux rayons X.

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

Qu’est-ce que le gris – Unité de dose de rayonnement – Définition

Une dose d’un gris équivaut à une unité d’énergie (joule) déposée dans un kilogramme d’une substance. Cette unité a été nommée en l’honneur de Louis Harold Gray. Gris – Unité de dose de rayonnement

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

dose absorbée - définition

Unités de dose absorbée:

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

Gris – Unité de dose absorbée

unité griseUne dose d’ un gris équivaut à une unité d’énergie (joule) déposée dans un kilogramme d’une substance. Cette unité a été nommée en l’honneur de Louis Harold Gray , qui fut l’un des grands pionniers de la radiobiologie. Un gris représente une grande quantité de dose absorbée. Une personne qui a absorbé une dose corporelle entière de 1 Gy a absorbé un joule d’énergie dans chaque kg de tissu corporel.

Les doses absorbées mesurées dans l’industrie (à l’exception de la médecine nucléaire) ont souvent des doses inférieures à un gris, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mGy (milligray) = 1E-3 Gy

1 µGy (microgray) = 1E-6 Gy

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

  • 1 Gy = 100 rad
  • 1 mGy = 100 mrad

Le gris et le rad sont des unités physiques. Ils décrivent l’effet physique du rayonnement incident (c’est-à-dire la quantité d’énergie déposée par kg), mais il ne nous dit rien sur les conséquences biologiques d’un tel dépôt d’énergie dans les tissus vivants.

Exemples de doses absorbées en gris

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

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

Calcul du débit de dose blindé en gris

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

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

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

Calcul de la dose absorbée – Problème. Calculez le débit de dose de photons primaires, en gris par heure (Gy.h-1), à la surface extérieure d’un blindage en plomb de 5 cm d’épaisseur. Dosimétrie des rayonnements

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

dose absorbée - définition

Dose absorbée

Calcul du débit de dose blindé

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

 

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

Qu’est-ce que la dose absorbée – Définition

La dose absorbée est définie comme la quantité d’énergie déposée par les rayonnements ionisants dans une substance. La dose absorbée porte le symbole D. La dose absorbée est généralement mesurée dans une unité appelée gris (Gy), qui est dérivée du système SI. Dosimétrie des rayonnements

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

dose absorbée - définition

Dose absorbéeUnités de dose absorbée:

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

Pourquoi avons-nous affaire à une dose de rayonnement? Dans les chapitres précédents, nous avons discuté de la radioactivité et de l’intensité d’une source radioactive, généralement mesurée en becquerels . Mais toute source radioactive ne présente aucun risque biologique tant qu’elle est isolée des environnements. Cependant, lorsque des personnes ou un autre système (également non biologique) sont exposés aux rayonnements, de l’énergie est déposée dans le matériau et la dose de rayonnement est délivrée.

Il est donc très important de faire la distinction entre la radioactivité d’une source radioactive et la dose de rayonnement qui peut résulter de la source. Généralement, la dose de rayonnement dépend des facteurs suivants concernant la source radioactive:

  • Activité. L’activité de la source influence directement la dose de rayonnement déposée dans le matériau.
  • Type de rayonnement . 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. 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.
  • Distance. La quantité d’exposition au rayonnement dépend de la distance de la source de rayonnement. Comme pour la chaleur d’un incendie, 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 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.
  • Temps. La quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement.
  • Blindage. Enfin, la dose de rayonnement dépend également du matériau entre la source et l’objet. Si la source est trop intensive et que le temps ou la distance n’assurent pas une radioprotection suffisante, le blindage peut être utilisé.

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.

Dans les centrales nucléaires, le problème central est de protéger les personnes et l’environnement contre les rayons gamma et les neutrons , car les gammes de particules chargées (telles que les particules bêta et les particules alpha) dans la matière sont très courtes. D’autre part, nous devons traiter du blindage de tous les types de rayonnements, car chaque réacteur nucléaire est une source importante de tous les types de rayonnements ionisants.

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage neutronique

 

Gris – Unité de dose absorbée

Une dose d’ un gris équivaut à une unité d’énergie (joule) déposée dans un kilogramme d’une substance. Cette unité a été nommée en l’honneur de Louis Harold Gray , qui fut l’un des grands pionniers de la radiobiologie. Un gris représente une grande quantité de dose absorbée. Une personne qui a absorbé une dose corporelle totale de 1 Gy a absorbé un joule d’énergie dans chaque kg de tissu corporel.

Les doses absorbées mesurées dans l’industrie (à l’exception de la médecine nucléaire) ont souvent des doses inférieures à un gris, et les multiples suivants sont souvent utilisés:

1 mGy (milligray) = 1E-3 Gy

1 µGy (microgray) = 1E-6 Gy

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

  • 1 Gy = 100 rad
  • 1 mGy = 100 mrad

Le gris et le rad sont des unités physiques. Ils décrivent l’effet physique du rayonnement incident (c’est-à-dire la quantité d’énergie déposée par kg), mais il ne nous dit rien sur les conséquences biologiques d’un tel dépôt d’énergie dans les tissus vivants.

Débit de dose absorbé

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

débit de dose absorbé - définition

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

Exemples de doses absorbées en gris

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

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

Calcul du débit de dose blindé

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

De la dose absorbée à la dose équivalente

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. 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 toute radiation augmententavec le transfert d’énergie linéaire (LET). En bref, les dommages biologiques causés par les rayonnements à haut LET ( particules alpha , protons ou neutrons ) sont beaucoup plus importants que ceux causés par les rayonnements à faible LET ( rayons gamma). En effet, les tissus vivants peuvent plus facilement réparer les dommages causés par les rayonnements qui sont répartis sur une grande surface que ceux qui sont concentrés sur une petite zone. Parce que plus de dommages biologiques sont causés pour la même dose physique (c.-à-d. La même énergie déposée par unité de masse de tissu), un gris de rayonnement alpha ou neutronique est plus nocif qu’un gris de rayonnement gamma. Ce fait que les rayonnements de différents types (et énergies) donnent des effets biologiques différents pour la même dose absorbée est décrit en termes de facteurs connus sous le nom d’ efficacité biologique relative (RBE) et de facteur de pondération des radiations (w R ).

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

Qu’est-ce que Sievert – Gris – Becquerel – Conversion – Calcul – Définition

Mais quelle est la relation entre les becquerels (radioactivité), les gris (dose absorbée) et les sieverts (dose équivalente)? Cet article montre comment convertir et calculer ces quantités. Dosimétrie des rayonnements

sievert - rayonnementEn radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace. Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. Mais quelle est la relation entre les becquerels (radioactivité) et les sieverts (dose équivalente)?

Dans les chapitres précédents, nous avons discuté de la radioactivité et de l’intensité d’une source radioactive, généralement mesurée en becquerels . Mais toute source radioactive ne présente aucun risque biologique tant qu’elle est isolée des environnements. Cependant, lorsque des personnes ou un autre système (également non biologique) sont exposés aux rayonnements, de l’énergie est déposée dans le matériau et la dose de rayonnement est délivrée.

Il est donc très important de faire la distinction entre la radioactivité d’une source radioactive et la dose de rayonnement qui peut résulter de la source. Généralement, la dose de rayonnement dépend des facteurs suivants concernant la source radioactive:

  • Activité. L’activité de la source influence directement la dose de rayonnement déposée dans le matériau.
  • Type de rayonnement . 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. 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.
  • Distance. La quantité d’exposition au rayonnement dépend de la distance de la source de rayonnement. Comme pour la chaleur d’un incendie, 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 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.
  • Temps. La quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement.
  • Blindage. Enfin, la dose de rayonnement dépend également du matériau entre la source et l’objet. Si la source est trop intensive et que le temps ou la distance n’assurent pas une radioprotection suffisante, le blindage peut être utilisé.

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.

Sievert et Gray

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

dose absorbée - définition

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

dose équivalente - équation - définition

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

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

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

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

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

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

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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

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

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

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

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

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

Voir aussi: Facteur de qualité

Dose efficace – Sieverts

facteur de pondération tissulaire - ICRPLa 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 tient compte de la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements.

La dose efficace permet de déterminer les conséquences biologiques d’une irradiation partielle (non uniforme) aux conséquences d’une irradiation complète. Divers tissus corporels réagissent aux rayonnements ionisants de différentes manières, de sorte que la CIPR a attribué des facteurs de sensibilité à des tissus et organes spécifiés de sorte que l’effet d’une 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:

dose efficace - définition

 

Exemples de doses à Sieverts

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

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

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

Calcul du débit de dose blindé chez Sieverts

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

dose équivalente - sievert - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

 

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