Dosimétrie des rayonnements

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

Détection de neutrons thermiques

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

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

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

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

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

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

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

Chambre de fission – Détecteurs à large plage

Les chambres à fission  sont des détecteurs à ionisation utilisés pour détecter les neutrons. Les chambres de fission peuvent être utilisées comme détecteurs de gamme intermédiaire pour surveiller le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la pleine plage des instruments de la plage de puissance.

Dans le cas des  chambres à fission , la chambre est recouverte d’une fine couche d’ uranium 235 hautement enrichi   pour détecter les neutrons. Les neutrons ne sont  pas directement ionisants  et doivent généralement être  convertis  en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Un  neutron thermique  provoquera la fission d’ un atome d’uranium 235  , les deux  fragments de fission  produits ayant une  énergie cinétique élevée  et provoquant l’ionisation du gaz d’argon à l’intérieur du détecteur. Un avantage d’utiliser un revêtement d’uranium 235 plutôt que du bore 10 est que les fragments de fission ont une énergie beaucoup plus élevée que la particule alpha issue d’une réaction au bore. Par conséquent les chambres de fission  sont  très sensibles  au flux de neutrons, ce qui permet aux chambres de fission de fonctionner dans  des champs gamma supérieurs  à une chambre à ions non compensée avec revêtement en bore.

Feuilles d’activation et fils de flux

Les neutrons peuvent être détectés à l’aide de feuilles d’activation et de fils de flux . Cette méthode est basée sur l’activation des neutrons, où un échantillon analysé est d’ abord irradié avec des neutrons pour produire des radionucléides spécifiques . La désintégration radioactive de ces radionucléides produits est spécifique à chaque élément (nucléide). Chaque nucléide émet les rayons gamma caractéristiques qui sont mesurés par spectroscopie gamma , où les rayons gamma détectés à une énergie particulière sont indicatifs d’un radionucléide spécifique et déterminent les concentrations des éléments.

Les matériaux sélectionnés pour les films d’activation sont par exemple:

• indium,
• or,
• rhodium,
• le fer
• aluminium  
• niobium

Ces éléments ont de grandes sections efficaces pour la capture radiative des neutrons . L’utilisation d’échantillons absorbeurs multiples permet de caractériser le spectre d’énergie neutronique. L’activation permet également de recréer une exposition historique aux neutrons. Les dosimètres d’accident de criticité disponibles dans le commerce utilisent souvent cette méthode. En mesurant la radioactivité des feuilles minces, nous pouvons déterminer la quantité de neutrons auxquels les feuilles ont été exposées.

Les fils de flux peuvent être utilisés dans les réacteurs nucléaires pour mesurer les profils de flux de neutrons des réacteurs. Les principes sont les mêmes. Le fil ou la feuille est inséré directement dans le cœur du réacteur , reste dans le cœur pendant la durée requise pour l’activation au niveau souhaité. Après l’activation, le fil ou la feuille de flux est rapidement retiré du cœur du réacteur et l’activité est comptée. Les feuilles activées peuvent également discriminer les niveaux d’énergie en plaçant un couvercle sur la feuille pour filtrer (absorber) certains neutrons de niveau d’énergie. Par exemple, le cadmium est largement utilisé pour absorber les neutrons thermiques dans les filtres à neutrons thermiques.

Détection de neutrons rapides

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

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

Proton Recoil – Détecteurs de recul

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

Spectromètre Bonner Spheres

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

Détection de neutrons à l’aide d’un compteur à scintillation

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

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

• Neutrons . Les neutrons étant  des particules électriquement neutres,  ils sont principalement soumis à de  fortes forces nucléaires  mais pas à des forces électriques. Par conséquent, les neutrons ne sont  pas directement ionisants  et ils doivent généralement être  convertis  en particules chargées avant de pouvoir être détectés. En général, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement commun détectable) et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur à semi-conducteur, etc.).  Les neutrons rapides  (> 0,5 MeV) dépendent principalement du proton de recul dans les réactions (n, p). Matériaux riches en hydrogène, par exemple  scintillateurs plastiques, sont donc les mieux adaptés à leur détection. Les neutrons thermiques  dépendent de réactions nucléaires telles que les réactions (n, γ) ou (n, α) pour produire l’ionisation. Les matériaux tels que LiI (Eu) ou les silicates de verre sont donc particulièrement bien adaptés à la détection des neutrons thermiques. L’avantage des scintillateurs 6LiGlass est leur stabilité et leur large gamme de tailles.

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

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

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

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

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

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

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

Chambre de fission – Détecteurs à large plage

Les chambres à fission  sont des détecteurs à ionisation utilisés pour détecter les neutrons. Les chambres de fission peuvent être utilisées comme détecteurs de gamme intermédiaire pour surveiller le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la pleine plage des instruments de la plage de puissance.

Dans le cas des  chambres à fission , la chambre est recouverte d’une fine couche d’ uranium 235 hautement enrichi   pour détecter les neutrons. Les neutrons ne sont  pas directement ionisants  et doivent généralement être  convertis  en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Un  neutron thermique  provoquera la fission d’ un atome d’uranium 235  , les deux  fragments de fission  produits ayant une  énergie cinétique élevée  et provoquant l’ionisation du gaz d’argon à l’intérieur du détecteur. Un avantage d’utiliser un revêtement d’uranium 235 plutôt que du bore 10 est que les fragments de fission ont une énergie beaucoup plus élevée que la particule alpha issue d’une réaction au bore. Par conséquent les chambres de fission  sont  très sensibles  au flux de neutrons, ce qui permet aux chambres de fission de fonctionner dans  des champs gamma supérieurs  à une chambre à ions non compensée avec revêtement en bore.

Feuilles d’activation et fils de flux

Les neutrons peuvent être détectés à l’aide de feuilles d’activation et de fils de flux . Cette méthode est basée sur l’activation des neutrons, où un échantillon analysé est d’ abord irradié avec des neutrons pour produire des radionucléides spécifiques . La désintégration radioactive de ces radionucléides produits est spécifique à chaque élément (nucléide). Chaque nucléide émet les rayons gamma caractéristiques qui sont mesurés par spectroscopie gamma , où les rayons gamma détectés à une énergie particulière sont indicatifs d’un radionucléide spécifique et déterminent les concentrations des éléments.

Les matériaux sélectionnés pour les films d’activation sont par exemple:

• indium,
• or,
• rhodium,
• le fer
• aluminium  
• niobium

Ces éléments ont de grandes sections efficaces pour la capture radiative des neutrons . L’utilisation d’échantillons absorbeurs multiples permet de caractériser le spectre d’énergie neutronique. L’activation permet également de recréer une exposition historique aux neutrons. Les dosimètres d’accident de criticité disponibles dans le commerce utilisent souvent cette méthode. En mesurant la radioactivité des feuilles minces, nous pouvons déterminer la quantité de neutrons auxquels les feuilles ont été exposées.

Les fils de flux peuvent être utilisés dans les réacteurs nucléaires pour mesurer les profils de flux de neutrons des réacteurs. Les principes sont les mêmes. Le fil ou la feuille est inséré directement dans le cœur du réacteur , reste dans le cœur pendant la durée requise pour l’activation au niveau souhaité. Après l’activation, le fil ou la feuille de flux est rapidement retiré du cœur du réacteur et l’activité est comptée. Les feuilles activées peuvent également discriminer les niveaux d’énergie en plaçant un couvercle sur la feuille pour filtrer (absorber) certains neutrons de niveau d’énergie. Par exemple, le cadmium est largement utilisé pour absorber les neutrons thermiques dans les filtres à neutrons thermiques.

Dans les réacteurs nucléaires, la puissance thermique produite par les fissions nucléaires est proportionnelle au niveau du flux neutronique . Par conséquent, du point de vue de la sécurité du réacteur, il est de la plus haute importance de mesurer et de contrôler le flux de neutrons et la distribution spatiale du flux de neutrons dans le réacteur correctement et par une instrumentation appropriée. A cet effet, diverses instrumentations nucléaires sont installées. Ces mesures sont généralement effectuées à l’extérieur du cœur du réacteur, mais il existe également des mesures effectuées à l’intérieur du cœur. Par conséquent, les instrumentations nucléaires sont généralement classées comme:

• Instrumentation nucléaire Excore
• Incore Nuclear Instrumentation

Les deux systèmes sont basés sur la détection de neutrons . Mais il existe des centrales électriques qui mesurent la puissance thermique à l’aide de la surveillance de la puissance de l’azote 16. Une surveillance de puissance N-16 présente plusieurs avantages par rapport aux mesures de puissance ΔT et excore. Le système basé sur cette méthode surveille la puissance thermique du NSSS (Nuclear Steam Supply System) en détectant le niveau d’ azote-16 présent dans le système de refroidissement. L’azote-16 est un isotope de l’azote généré par l’ activation neutronique de l’oxygène contenu dans l’eau. Il a une courte demi-vie de 7,1 secondes et il se désintègre via la désintégration bêta . Cette décroissance s’accompagne d’une émission de rayons gamma très énergétiques(6 MeV), qui peuvent facilement pénétrer la paroi de la tuyauterie haute pression et sont donc facilement mesurables par des chambres à ions situées sur la tuyauterie de la jambe chaude de chaque boucle de liquide de refroidissement.

¹ n + ¹⁶ O → ¹ p + ¹⁶ N (réaction d’activation)

 ¹⁶ N → ¹⁶ O + β + γ (désintégration radioactive)

Les isotopes de l’azote-16 sont formés par une activation neutronique rapide de l’oxygène-16 contenu dans l’eau. L’activation résulte d’une réaction de seuil nécessitant des neutrons rapides> 10 MeV . La concentration d’azote-16 présente dans le fluide caloporteur primaire est en équilibre radioactif et elle est directement proportionnelle au taux de fission dans le cœur, donc à la puissance du réacteur. Cette activation de l’eau de refroidissement nécessite un blindage biologique supplémentaire autour de la centrale nucléaire. Ce sont les rayons gamma à haute énergie de l’azote-16 qui sont les plus préoccupants. C’est pourquoi l’eau qui a récemment pénétré dans le cœur d’un réacteur nucléaire doit être protégée jusqu’à ce que ce rayonnement disparaisse. Une à deux minutes suffisent généralement.

De même que pour le système d’instrumentation nucléaire Excore, ce système de surveillance N-16 doit également être étalonné . La puissance thermique précise du réacteur ne peut être mesurée que par des méthodes basées sur le bilan énergétique du circuit primaire ou le bilan énergétique du circuit secondaire . Ces méthodes fournissent la puissance de réacteur la plus précise.

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés ( SPND ) sont des détecteurs de neutrons, qui sont largement utilisés dans les réacteurs pour surveiller le flux de neutrons en raison de son adaptabilité à l’environnement sévère dans le cœur. Les SPND peuvent faire partie du système de surveillance du flux neutronique incore, qui fournit des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et donc les marges de ces limites de puissance de crête. Ces détecteurs utilisent le processus de désintégration radioactif de base de son matériau d’activation neutronique pour produire un signal de sortie. Comme son nom l’indique, les   SPND ne nécessitent pas de source de tension externe pour créer un potentiel de tension dans le détecteur. Au lieu de cela, un courant est produit dans le détecteur à la suite de l’ activation des neutronset désintégration bêta subséquente du détecteur lui-même. Du fait de l’émission de ces particules bêta (électrons), le fil se charge de plus en plus positivement. Le potentiel positif du fil fait circuler un courant dans la résistance R. Le courant d’électrons issu de la désintégration bêta peut être mesuré directement avec un ampèremètre.

Avantages des SPND

Le détecteur de neutrons auto-alimenté présente deux avantages principaux:

• Très peu d’instruments sont requis, généralement seulement un millivoltmètre ou un ampèremètre
• Le matériau de l’émetteur a une durée de vie beaucoup plus longue que le revêtement au bore ou à l’uranium 235 utilisé dans les chambres à fission.

Inconvénients des SPND

D’un autre côté, il existe également des inconvénients, l’un étant lié au fait que les courants, même à pleine puissance, sont très faibles. Par conséquent, les SPND ne sont pas en mesure de fournir des informations sur la distribution du flux en fonctionnement à faible puissance (10% et moins). Le principal inconvénient du détecteur de neutrons auto-alimenté est que le matériau de l’émetteur se désintègre avec une demi-vie caractéristique, qui détermine le temps de réponse du détecteur.

Référence spéciale: William H. Todt, Sr. CARACTÉRISTIQUES DES DÉTECTEURS DE NEUTRONS AUTONOMES UTILISÉS DANS LES RÉACTEURS DE PUISSANCE. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés ( SPND ) sont des détecteurs de neutrons, qui sont largement utilisés dans les réacteurs pour surveiller le flux de neutrons en raison de son adaptabilité à l’environnement sévère dans le cœur. Les SPND peuvent faire partie du système de surveillance du flux neutronique incore, qui fournit des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et donc les marges de ces limites de puissance de crête. Ces détecteurs utilisent le processus de désintégration radioactif de base de son matériau d’activation neutronique pour produire un signal de sortie. Comme son nom l’indique, les   SPND ne nécessitent pas de source de tension externe pour créer un potentiel de tension dans le détecteur. Au lieu de cela, un courant est produit dans le détecteur à la suite de l’ activation des neutronset désintégration bêta subséquente du détecteur lui-même. Du fait de l’émission de ces particules bêta (électrons), le fil se charge de plus en plus positivement. Le potentiel positif du fil fait circuler un courant dans la résistance R. Le courant d’électrons issu de la désintégration bêta peut être mesuré directement avec un ampèremètre.

Le détecteur de neutrons auto-alimenté présente deux avantages principaux:

• Très peu d’instruments sont requis, généralement seulement un millivoltmètre ou un ampèremètre
• Le matériau de l’émetteur a une durée de vie beaucoup plus longue que le revêtement au bore ou à l’uranium 235 utilisé dans les chambres à fission.

D’un autre côté, il existe également des inconvénients, l’un étant lié au fait que les courants, même à pleine puissance, sont très faibles. Par conséquent, les SPND ne sont pas en mesure de fournir des informations sur la distribution du flux en fonctionnement à faible puissance (10% et moins). Le principal inconvénient du détecteur de neutrons auto-alimenté est que le matériau de l’émetteur se désintègre avec une demi-vie caractéristique, qui détermine le temps de réponse du détecteur.

Le SPND typique est un câble coaxial composé de:

• Emetteur . Une électrode interne, qui est faite d’un matériau qui absorbe un neutron et subit une désintégration radioactive en émettant un électron (désintégration bêta). L’émetteur est généralement en rhodium et est utilisé pour produire des électrons.
• Isolation. L’émetteur est entouré d’isolant, généralement composé d’oxyde d’aluminium.
• Collectionneur . Les parois métalliques du détecteur enveloppent ces pièces et servent de collecteur pour le. les électrons qui sont produits.- Le collecteur est attaché au potentiel de terre,

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible, ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur.

Les matériaux typiques utilisés pour l’émetteur sont le cobalt, le cadmium, le rhodium et le vanadium. Ces matériaux doivent être utilisés car ils possèdent des températures de fusion relativement élevées, des sections efficaces relativement élevées aux neutrons thermiques et sont compatibles avec le processus de fabrication du SPND.

Référence spéciale: William H. Todt, Sr. CARACTÉRISTIQUES DES DÉTECTEURS DE NEUTRONS AUTONOMES UTILISÉS DANS LES RÉACTEURS DE PUISSANCE. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Émetteur de rhodium – SPND à base de rhodium

L’un des matériaux possibles est le rhodium comme émetteur. Un SPND avec un émetteur de rhodium a une sensibilité relativement élevée , un taux de combustion élevé , perturbe la densité de puissance locale et a un signal retardé ( double ) . Le détecteur à base de rhodium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Comme on peut le voir, un neutron capturé par le rhodium-103 fait qu’un atome de rhodium-103 devient un atome de rhodium-104 radioactif . Le rhodium-104 se désintègre ensuite en palladium-104 plus une particule bêta ( électron ). La particule bêta a suffisamment d’énergie pour traverser l’isolateur et atteindre le collecteur. La demi-vie du rhodium-104 activé est de 42,3 secondes, ce qui retarde l’émission de la particule chargée. Le détecteur à base de rhodium utilise cette production de particules bêta (électrons) pour créer un courant proportionnel au nombre de neutrons capturés par l’émetteur, qui est également proportionnel à la densité de puissance locale du réacteur. Une partie du flux de courant du détecteur est due aux rayons gamma. Afin de compenser ce signal erroné, une correction de fond est effectuée via un détecteur de fond, qui se compose des mêmes composants que le détecteur, sauf que le rhodium est retiré.

Le rhodium-103 a une section efficace de capture de 133 granges pour les neutrons thermiques et une résonance à 1,25 eV. Cette réaction conduit à la production de ¹⁰⁴ Rh avec T _1/2 = 42 sec qui est radioactif bêta. Il faut noter qu’environ 11 granges appartiennent à la réaction dans laquelle un isomère ^104m Rh est produit (avec T _1/2 = 4,4 min).

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du rhodium est de 0,39% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 92% du signal a une demi-vie de 42 secondes.
• 8% du signal a une demi-vie de 4,4 minutes.
• L’émission bêta a une énergie de 2,44 MeV.

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés ( SPND ) sont des détecteurs de neutrons, qui sont largement utilisés dans les réacteurs pour surveiller le flux de neutrons en raison de son adaptabilité à l’environnement sévère dans le cœur. Les SPND peuvent faire partie du système de surveillance du flux neutronique incore, qui fournit des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et donc les marges de ces limites de puissance de crête. Ces détecteurs utilisent le processus de désintégration radioactif de base de son matériau d’activation neutronique pour produire un signal de sortie. Comme son nom l’indique, les   SPND ne nécessitent pas de source de tension externe pour créer un potentiel de tension dans le détecteur. Au lieu de cela, un courant est produit dans le détecteur à la suite de l’ activation des neutronset désintégration bêta subséquente du détecteur lui-même. Du fait de l’émission de ces particules bêta (électrons), le fil se charge de plus en plus positivement. Le potentiel positif du fil fait circuler un courant dans la résistance R. Le courant d’électrons issu de la désintégration bêta peut être mesuré directement avec un ampèremètre.

Le détecteur de neutrons auto-alimenté présente deux avantages principaux:

• Très peu d’instruments sont requis, généralement seulement un millivoltmètre ou un ampèremètre
• Le matériau de l’émetteur a une durée de vie beaucoup plus longue que le revêtement au bore ou à l’uranium 235 utilisé dans les chambres à fission.

D’un autre côté, il existe également des inconvénients, l’un étant lié au fait que les courants, même à pleine puissance, sont très faibles. Par conséquent, les SPND ne sont pas en mesure de fournir des informations sur la distribution du flux en fonctionnement à faible puissance (10% et moins). Le principal inconvénient du détecteur de neutrons auto-alimenté est que le matériau de l’émetteur se désintègre avec une demi-vie caractéristique, qui détermine le temps de réponse du détecteur.

Le SPND typique est un câble coaxial composé de:

• Emetteur . Une électrode interne, qui est faite d’un matériau qui absorbe un neutron et subit une désintégration radioactive en émettant un électron (désintégration bêta). L’émetteur est généralement en rhodium et est utilisé pour produire des électrons.
• Isolation. L’émetteur est entouré d’isolant, généralement composé d’oxyde d’aluminium.
• Collectionneur . Les parois métalliques du détecteur enveloppent ces pièces et servent de collecteur pour le. les électrons qui sont produits.- Le collecteur est attaché au potentiel de terre,

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible, ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur.

Les matériaux typiques utilisés pour l’émetteur sont le cobalt, le cadmium, le rhodium et le vanadium. Ces matériaux doivent être utilisés car ils possèdent des températures de fusion relativement élevées, des sections efficaces relativement élevées aux neutrons thermiques et sont compatibles avec le processus de fabrication du SPND.

Référence spéciale: William H. Todt, Sr. CARACTÉRISTIQUES DES DÉTECTEURS DE NEUTRONS AUTONOMES UTILISÉS DANS LES RÉACTEURS DE PUISSANCE. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Emetteur de vanadium – SPND à base de vanadium

Un SPND avec un émetteur de vanadium a une sensibilité relativement faible, un faible taux de combustion, avec une perturbation minimale de la densité de puissance locale et a un signal retardé très long. Le détecteur à base de vanadium est le type de détecteur autonome à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

Le vanadium-51 a une section efficace de capture de 4,9 barns pour les neutrons thermiques sans résonances. Cette réaction conduit à la production de ⁵² V avec T _1/2 = 3,74 min qui est radioactif bêta .

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du vanadium est de 0,012% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 99% du signal a une demi-vie de 3,8 minutes.
• 1% du signal est rapide.
• L’émission bêta subséquente a une énergie de 2,6 MeV.

L’un des matériaux possibles est le rhodium comme émetteur. Un SPND avec un émetteur de rhodium a une sensibilité relativement élevée , un taux de combustion élevé , perturbe la densité de puissance locale et a un signal retardé ( double ) . Le détecteur à base de rhodium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Comme on peut le voir, un neutron capturé par le rhodium-103 fait qu’un atome de rhodium-103 devient un atome de rhodium-104 radioactif . Le rhodium-104 se désintègre ensuite en palladium-104 plus une particule bêta ( électron ). La particule bêta a suffisamment d’énergie pour traverser l’isolateur et atteindre le collecteur. La demi-vie du rhodium-104 activé est de 42,3 secondes, ce qui retarde l’émission de la particule chargée. Le détecteur à base de rhodium utilise cette production de particules bêta (électrons) pour créer un courant proportionnel au nombre de neutrons capturés par l’émetteur, qui est également proportionnel à la densité de puissance locale du réacteur. Une partie du flux de courant du détecteur est due aux rayons gamma. Afin de compenser ce signal erroné, une correction de fond est effectuée via un détecteur de fond, qui se compose des mêmes composants que le détecteur, sauf que le rhodium est retiré.

Le rhodium-103 a une section efficace de capture de 133 granges pour les neutrons thermiques et une résonance à 1,25 eV. Cette réaction conduit à la production de ¹⁰⁴ Rh avec T _1/2 = 42 sec qui est radioactif bêta. Il faut noter qu’environ 11 granges appartiennent à la réaction dans laquelle un isomère ^104m Rh est produit (avec T _1/2 = 4,4 min).

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans des réacteurs de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du rhodium est de 0,39% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 92% du signal a une demi-vie de 42 secondes.
• 8% du signal a une demi-vie de 4,4 minutes.
• L’émission bêta a une énergie de 2,44 MeV.

Un dosimètre de rayonnement est un appareil qui mesure l’ exposition aux rayonnements ionisants . Les dosimètres enregistrent généralement une dose , qui est l’énergie de rayonnement absorbée mesurée en gray (Gy) ou la dose équivalente mesurée en sieverts (Sv). Un dosimètre personnel est un dosimètre, qui est porté à la surface du corps par la personne surveillée, et il enregistre la dose de rayonnement reçue.

Caractéristiques des dosimètres – Caractéristiques clés

Il existe de nombreux types de dosimètres et de détecteurs, et chaque type a ses limites. De nombreux facteurs influencent la qualité des résultats d’un dosimètre. Certaines considérations clés lors du choix d’un dosimètre comprennent:

• Type de rayonnement . Chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente . Cette considération est cruciale. Pour les doses de neutrons, nous ne pouvons pas utiliser un simple compteur GM.
• Énergie de rayonnement . La réponse d’un dosimètre variera en fonction de l’énergie du rayonnement et de l’angle ou des angles entre la source et le détecteur du dosimètre.
• Décoloration . Le signal d’un dosimètre peut être perdu ou s’estomper avec le temps. Cela peut être dû à des facteurs externes tels que la température, la lumière et l’humidité.
• Lecture directe . Parfois, il est de la plus haute importance que le dosimètre puisse donner une lecture continue de la dose cumulée et du débit de dose actuel, et peut avertir la personne qui le porte lorsqu’un débit de dose spécifié ou une dose cumulative est dépassé.
• Dose minimale mesurable . La dose la plus faible qui peut être mesurée avec un certain niveau de confiance spécifié.
• Robustesse et facilité de port . Les dosimètres diffèrent par leur capacité à résister à des conditions environnementales sévères. Certains sont lourds pour un usage donné, certains sont plus petits, plus légers et plus portables.

Comme on peut le voir, la dosimétrie des rayonnements est très difficile, car aucun dosimètre unique n’aura chacune de ces caractéristiques. Par conséquent, un utilisateur de dosimètre doit comprendre l’environnement dans lequel l’instrument sera utilisé. Dans la plupart des situations pratiques, les dosimètres fournissent des approximations raisonnables de l’équivalent de dose personnel, Hp (d), au moins à l’emplacement du dosimètre. Il faut noter que l’équivalent de dose personnel surestime généralement la dose efficace. En revanche, cette procédure n’est valable qu’à faibles doses et sous l’hypothèse d’une exposition uniforme de tout le corps . Pour des doses personnelles élevées approchant ou dépassant la limite de dose annuelle, ou dans des champs de rayonnement fortement inhomogènes, cependant, cette procédure peut ne pas être suffisante.

Voir aussi: Le rapport sur les dosimètres de rayonnement pour la réponse et la récupération du marché. Laboratoire national de technologie de sécurité urbaine. SAVER-T-MSR-4. <disponible sur: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

La dosimétrie des rayonnements  est la mesure, le calcul et l’évaluation des doses absorbées et l’attribution de ces doses aux individus. Ce sont la science et la pratique qui tentent de relier quantitativement des mesures spécifiques prises dans un champ de rayonnement à des changements chimiques et / ou biologiques que le rayonnement produirait dans une cible. Puisqu’il existe deux types d’exposition aux rayonnements, l’exposition externe et l’exposition interne, la dosimétrie peut également être classée comme:

• Dosimétrie externe . L’exposition externe est un rayonnement provenant de l’extérieur de notre corps et interagissant avec nous. Dans ce cas, nous analysons principalement l’exposition aux  rayons gamma  et aux  particules bêta , car  les particules alpha , en général, ne constituent pas un risque d’exposition externe car les particules ne traversent généralement pas la peau. Étant donné que les photons et les bêta interagissent par le biais de forces électromagnétiques et que les neutrons interagissent par le biais des forces nucléaires, leurs méthodes de détection et de dosimétrie sont sensiblement différentes. La source de rayonnement peut être, par exemple, un équipement qui produit le rayonnement comme un conteneur avec des matières radioactives, ou comme une machine à rayons X. La dosimétrie externe est basée sur des mesures avec un  dosimètre, ou déduit de mesures effectuées par d’autres instruments de radioprotection.

• 

  Dosimétrie interne . Si la source de rayonnement est à l’  intérieur de notre corps , nous disons que c’est  une exposition interne . L’apport de matières radioactives peut se produire par diverses voies telles que l’ingestion de contamination radioactive dans les aliments ou les liquides. La protection contre l’exposition interne est plus compliquée. La plupart des radionucléides vous donneront beaucoup plus de dose de rayonnement s’ils peuvent pénétrer dans votre corps, qu’ils ne le feraient s’ils restaient à l’extérieur. L’évaluation de la dosimétrie interne repose sur une variété de techniques de surveillance, de bioessai ou d’imagerie par rayonnement.

Détecteurs utilisés dans les centrales nucléaires

Les dosimètres et détecteurs de rayonnement peuvent également être classés en fonction de leur fonction. Il faut noter que les appareils suivants ne sont pas des dosimètres nécessaires. Ces appareils sont utilisés pour la dosimétrie dans les centrales nucléaires :

• Dosimètres personnels. La dosimétrie personnelle est un élément clé de la dosimétrie des rayonnements. La dosimétrie personnelle est utilisée principalement (mais pas exclusivement) pour déterminer les doses aux personnes qui sont exposées aux radiations liées à leurs activités professionnelles. Ces doses sont généralement mesurées par des appareils appelés dosimètres personnels .
• Gamma Survey Meters. Les appareils de mesure portatifs sont des détecteurs de rayonnement utilisés par les techniciens en radiologie pour mesurer le débit de dose ambiant. Ces instruments portables ont généralement des débitmètres. Dans les installations nucléaires, ces compteurs portatifs sont généralement utilisés par les techniciens en radioprotection.
• Compteurs de contamination. Les compteurs de contamination sont des instruments de mesure de la contamination de surface. Dans les installations nucléaires, des contrôleurs de contamination sont installés généralement à la sortie des zones contrôlées. Ces moniteurs peuvent utiliser des compteurs proportionnels avec un détecteur à fenêtre mince de grande surface similaire aux moniteurs à main et à chaussures.
• Moniteurs complets. Les moniteurs complets, ou moniteurs complets, sont des instruments de mesure de la contamination de surface. Ils sont utilisés pour la surveillance des sorties du personnel, qui est le terme utilisé en radioprotection pour vérifier la contamination externe (ou la contamination de surface ) d’un corps entier d’une personne quittant une zone contrôlée de contamination radioactive.
• Spectromètres gamma. Un spectromètre à rayons gamma (GRS) est un appareil sophistiqué pour mesurer la distribution d’énergie du rayonnement gamma. Pour la mesure des rayons gamma au-dessus de plusieurs centaines de keV, il existe deux catégories de détecteurs d’importance majeure,  les scintillateurs inorganiques comme le NaI (Tl)  et les détecteurs semi-conducteurs.
• Système de surveillance des radiations. Dans les installations nucléaires, des systèmes de surveillance à distance du rayonnement (RMS) sont installés pour surveiller les niveaux de rayonnement à certains emplacements de la centrale. Le système de surveillance des rayonnements avec des niveaux d’alarme prédéfinis (par exemple pour la dose, le débit de dose ou l’activité aéroportée) fournit un moyen fiable de surveillance en temps réel des conditions radiologiques auxquelles un travailleur est exposé. Si ces niveaux sont dépassés, des alarmes sont activées et, dans certains cas, des fonctions de protection automatiques sont déclenchées. Ainsi, le système sert à:
  • Avertir de tout risque radiologique pour la santé
  • Donner une alerte précoce d’un dysfonctionnement de l’usine
  • Lancer des fonctions de protection automatiques.

• Toutes les données sont collectées dans une salle de contrôle de radioprotection. Le système de surveillance des rayonnements peut recueillir toutes les informations sur les conditions radiologiques dans diverses zones de travail, ainsi que des informations vocales et visuelles, avec une présence minimale de techniciens RP dans les zones de rayonnement, réduisant ainsi la dose à ce personnel. Plusieurs types de moniteurs de rayonnement sont utilisés dans le RMS, selon la source et la force de la source de rayonnement.
  • Moniteurs de contamination aéroportés
  • Moniteurs de zone
  • Moniteurs d’iode
  • Moniteurs de gaz à évent

Il est très important que la plupart des  dosimètres personnels utilisés aujourd’hui ne soient pas des instruments absolus, mais des instruments de référence. Cela signifie qu’ils doivent être périodiquement calibrés . Lorsqu’un dosimètre de référence est étalonné, un facteur d’étalonnage peut être déterminé. Ce facteur d’étalonnage relie la quantité d’exposition à la dose rapportée. La validité de l’étalonnage est démontrée en maintenant la traçabilité de la source utilisée pour étalonner le dosimètre. La traçabilité est obtenue par comparaison de la source avec un «étalon primaire» dans un centre d’étalonnage de référence. Dans le suivi des individus, les valeurs de ces grandeurs opérationnelles sont considérées comme une évaluation suffisamment précise de la dose efficaceet la dose cutanée, notamment, si leurs valeurs sont inférieures aux limites de protection .

Caractéristiques des dosimètres – Caractéristiques clés

Il existe de nombreux types de dosimètres et de détecteurs, et chaque type a ses limites. De nombreux facteurs influencent la qualité des résultats d’un dosimètre. Certaines considérations clés lors du choix d’un dosimètre comprennent:

• Type de rayonnement . Chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente . Cette considération est cruciale. Pour les doses de neutrons, nous ne pouvons pas utiliser un simple compteur GM.
• Énergie de rayonnement . La réponse d’un dosimètre variera en fonction de l’énergie du rayonnement et de l’angle ou des angles entre la source et le détecteur du dosimètre.
• Décoloration . Le signal d’un dosimètre peut être perdu ou s’estomper avec le temps. Cela peut être causé par des facteurs externes tels que la température, la lumière et l’humidité.
• Lecture directe . Parfois, il est de la plus haute importance que le dosimètre puisse donner une lecture continue de la dose cumulée et du débit de dose actuel, et peut avertir la personne qui le porte lorsqu’un débit de dose spécifié ou une dose cumulative est dépassé.
• Dose minimale mesurable . La dose la plus faible qui peut être mesurée avec un certain niveau de confiance spécifié.
• Robustesse et facilité de port . Les dosimètres diffèrent par leur capacité à résister à des conditions environnementales sévères. Certains sont lourds pour un usage donné, certains sont plus petits, plus légers et plus portables.

Comme on peut le voir, la dosimétrie des rayonnements est très difficile, car aucun dosimètre unique n’aura chacune de ces caractéristiques. Par conséquent, un utilisateur de dosimètre doit comprendre l’environnement dans lequel l’instrument sera utilisé. Dans la plupart des situations pratiques, les dosimètres fournissent des approximations raisonnables de l’équivalent de dose personnel, Hp (d), au moins à l’emplacement du dosimètre. Il faut noter que l’équivalent de dose personnel surestime généralement la dose efficace. En revanche, cette procédure n’est valable qu’à faibles doses et sous l’hypothèse d’une exposition uniforme de tout le corps . Cependant, pour des doses personnelles élevées approchant ou dépassant la limite de dose annuelle, ou dans des champs de rayonnement fortement inhomogènes, cette procédure peut ne pas être suffisante.

Voir aussi: Le rapport des dosimètres de rayonnement pour la réponse et la récupération du marché. Laboratoire national des technologies de la sécurité urbaine. SAVER-T-MSR-4. <disponible sur: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.

Types de dosimètres

Dosimètres à badge de film

Les badges film sont de petits appareils portables pour surveiller la dose de rayonnement cumulée due aux rayonnements ionisants. Le principe de fonctionnement est similaire à celui des images radiographiques. Le badge se compose de deux parties: un film photographique et un support. Le film est contenu à l’intérieur d’un badge. Le morceau de film photographique qui est le matériau sensible et il doit être retiré tous les mois et développé. Plus il y a d’exposition aux radiations, plus le film noircit. Le noircissement du film est linéaire à la dose, et des doses jusqu’à environ 10 Gy peuvent être mesurées.

Voir aussi: Dosimètre à badge de film

TLD – Dosimètre thermoluminescent

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

Voir aussi: TLD – Dosimètre thermoluminescent

EPD – Dosimètre personnel électronique

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

Le dosimètre personnel électronique, EPD, est capable d’afficher une lecture directe de la dose ou du débit de dose détecté en temps réel. Les dosimètres électroniques peuvent être utilisés comme dosimètre supplémentaire ainsi que comme dosimètre primaire. Les dosimètres passifs et les dosimètres personnels électroniques sont souvent utilisés ensemble pour se compléter.

Voir aussi: EPD – Dosimètre personnel électronique

Les dosimètres disponibles dans le commerce vont des appareils passifs à faible coût qui stockent les informations de dose du personnel pour une lecture ultérieure, aux appareils plus chers fonctionnant sur batterie qui affichent la dose immédiate et le débit de dose (généralement un dosimètre personnel électronique ). La méthode de lecture, la plage de mesure de la dose, la taille, le poids et le prix sont des facteurs de sélection importants.

Il existe deux types de dosimètres:

• Dosimètres passifs . Les dosimètres passifs couramment utilisés sont le dosimètre thermo luminescent (TLD) et l’insigne de film. Un dosimètre passif produit un signal radio-induit, qui est stocké dans l’appareil. Le dosimètre est ensuite traité et la sortie est analysée.
• Dosimètres actifs . Pour obtenir une valeur en temps réel de votre exposition, vous pouvez utiliser à la place un dosimètre actif, généralement un dosimètre personnel électronique (EPD). Un dosimètre actif produit un signal radio-induit et affiche une lecture directe de la dose ou du débit de dose détecté en temps réel.

Les dosimètres passifs et actifs sont souvent utilisés ensemble pour se compléter. Pour estimer les doses efficaces, les dosimètres doivent être portés à une position du corps représentative de son exposition, généralement entre la taille et le cou, à l’avant du torse, face à la source radioactive. Les dosimètres sont généralement portés à l’extérieur des vêtements, autour de la poitrine ou du torse pour représenter la dose au «corps entier». Des dosimètres peuvent également être portés aux extrémités ou près de l’œil pour mesurer une dose équivalente à ces tissus.

Il est très important que la plupart des  dosimètres personnels utilisés aujourd’hui ne soient pas des instruments absolus, mais des instruments de référence. Cela signifie qu’ils doivent être périodiquement calibrés . Lorsqu’un dosimètre de référence est étalonné, un facteur d’étalonnage peut être déterminé. Ce facteur d’étalonnage relie la quantité d’exposition à la dose rapportée. La validité de l’étalonnage est démontrée en maintenant la traçabilité de la source utilisée pour étalonner le dosimètre. La traçabilité est obtenue par comparaison de la source avec un «étalon primaire» dans un centre d’étalonnage de référence. Dans le suivi des individus, les valeurs de ces grandeurs opérationnelles sont considérées comme une évaluation suffisamment précise de la dose efficaceet la dose cutanée, respectivement, notamment, si leurs valeurs sont inférieures aux limites de protection .

Dosimètre actif – EPD

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

Types d’EPD

Les EPD  sont alimentés par batterie et la plupart utilisent soit un petit  tube Geiger-Mueller (GM)  ou un semi-conducteur dans lequel le rayonnement ionisant libère des charges résultant en un courant électrique mesurable.

• Compteur GM . Un compteur Geiger se compose d’un  tube Geiger-Müller  (l’élément de détection qui détecte le rayonnement) et de l’électronique de traitement, qui affiche le résultat. Les compteurs GM sont principalement utilisés pour l’  instrumentation portable en  raison de sa sensibilité, de son circuit de comptage simple et de sa capacité à détecter les rayonnements de faible intensité. En raison de la grande avalanche induite par toute ionisation, un compteur Geiger met beaucoup de temps (environ 1 ms) à récupérer entre les impulsions successives. Par conséquent, les compteurs Geiger ne sont pas en mesure de mesurer des taux de rayonnement élevés en raison du « temps mort » du tube.
• Détecteur semi-conducteur . Les détecteurs à semi-conducteurs sont basés sur l’ionisation dans un solide (par exemple le silicium) et comprennent différents types de dispositifs à semi-conducteurs avec deux bornes appelées diodes. Par exemple une diode au silicium, qui a une  structure de broches  dans laquelle la région intrinsèque (i) est sensible aux rayonnements ionisants, en particulier aux rayons X et aux rayons gamma. Sous polarisation inverse, un champ électrique s’étend à travers la région intrinsèque ou appauvrie. Dans ce cas, une tension négative est appliquée du côté p et positive au second. Les trous dans la région p sont attirés par la jonction vers le contact p et de même pour les électrons et le contact n.
• Détecteur de scintillation . Certains EPD utilisent un cristal scintillant tel que l’iodure de sodium (NaI) ou l’iodure de césium (CsI) avec une photodiode ou un tube photomultiplicateur pour mesurer les photons libérés par le rayonnement.

Dosimètre passif – TLD

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

Dosimètre passif – Badge de film

Les badges film sont de petits appareils portables pour surveiller la dose de rayonnement cumulée due aux rayonnements ionisants. Le principe de fonctionnement est similaire à celui des images radiographiques. Le badge se compose de deux parties: un film photographique et un support. Le film est contenu à l’intérieur d’un badge. Le morceau de film photographique qui est le matériau sensible et il doit être retiré tous les mois et développé. Plus il y a d’exposition aux radiations, plus le film noircit. Le noircissement du film est linéaire à la dose, et des doses jusqu’à environ 10 Gy peuvent être mesurées.

Voir aussi: Le rapport des dosimètres de rayonnement pour la réponse et la récupération du marché. Laboratoire national des technologies de la sécurité urbaine. SAVER-T-MSR-4. <disponible sur: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeters-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf>.