Nick Connor

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 en radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Comme cela a été écrit, le sievert est utilisé pour les quantités de dose de rayonnement telles que la dose équivalente et la dose efficace. La dose équivalente (symbole 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 ).

Sievert et Gray

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

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

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

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

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

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

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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.

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.

Voir aussi: Facteur de qualité

Exemples de doses à Sieverts

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

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

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

Calcul du débit de dose blindé chez Sieverts

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

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:

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

Comme cela a été écrit, le rem est utilisé pour les quantités de dose de rayonnement telles que la dose équivalente et la dose efficace . La dose équivalente (symbole 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 . L’unité SI de H _T est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

REM et RAD

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

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

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

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

1 mrem (millirem) = 1E-3 rem

1 krem ​​(kilorem) = 1E3 rem

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

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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.

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

Voir aussi: Facteur de qualité

Exemples de doses in rems

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

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

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

Calcul du débit de dose blindé en rems

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

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:

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 en radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Calcul du débit de dose blindé chez Sieverts

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

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

La 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 ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

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

De la dose absorbée à la dose équivalente

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

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

Facteur de pondération de rayonnement

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

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

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

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

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

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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.

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.

Facteur de qualité

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

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

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

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 ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Calcul du débit de dose équivalent

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

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

La 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 ). La dose pondérée a été désignée comme la dose équivalente d’organe ou de tissu:

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

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

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

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

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

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

Débit de dose équivalent

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

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

Calcul du débit de dose blindé

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

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

La 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 ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

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

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

La dose équivalente , H _T , est utilisée pour évaluer le risque sanitaire stochastique dû aux champs de rayonnement externes qui pénètrent uniformément dans tout le corps. Cependant, il a besoin de corrections supplémentaires lorsque le champ n’est appliqué qu’à une ou plusieurs parties du corps ou de manière non uniforme pour mesurer le risque stochastique global pour la santé du corps. Pour ce faire, une dose supplémentaire appelée dose efficace doit être utilisée. La dose efficace est définie comme la somme des doses équivalentes aux organes pondérées par les facteurs de pondération des organes de la CIPR, w _T , qui tient compte de la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements.

Unités de dose équivalente :

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

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

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

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

1 mSv (millisievert) = 1E-3 Sv

1 µSv (microsievert) = 1E-6 Sv

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

• 1 Sv = 100 rem
• 1 mSv = 100 mrem

De la dose absorbée à la dose équivalente

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

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

Facteur de pondération de rayonnement

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

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

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

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

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

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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.

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.

Facteur de qualité

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

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

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

Exemples de doses à Sieverts

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

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

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

Débit de dose équivalent

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

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

Calcul du débit de dose blindé

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

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:

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:

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:

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:

Dose absorbée – Équation

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

Unités de dose absorbée:

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

Débit de dose absorbée – Équation

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

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

Calcul du débit de dose absorbée

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

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:

En radioprotection, la dose efficace est une quantité de dose définie comme la somme des doses équivalentes aux tissus pondérées par les facteurs de pondération des organes (tissus) de la CIPR , w _T , qui prend en compte la sensibilité variable des différents organes et tissus aux rayonnements . La dose efficace est donnée le symbole E . L’unité SI de E est le sievert (Sv) ou mais rem (roentgen équivalent man) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ). L’unité de sievert a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie en radiothérapie.

Dose efficace – Calcul du débit de dose blindé

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

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

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

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

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

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

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

Résultat:

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

1) Irradiation uniforme

Puisque le facteur de pondération de rayonnement pour les rayons gamma est égal à un et que nous avons supposé le champ de rayonnement uniforme (le facteur de pondération tissulaire est également égal à l’unité), nous pouvons calculer directement le débit de dose équivalent et le débit de dose efficace (E = H _T ) à partir du débit de dose absorbé:

2) Irradiation partielle

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

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

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