Dosimétrie des rayonnements

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.

Comme cela a été écrit, il est crucial, que nous soyons exposés à des rayonnements provenant de sources externes ou internes . Ceci est similaire à celui d’une autre substance dangereuse. L’exposition interne est plus dangereuse que l’exposition externe, car nous transportons la source de rayonnement à l’intérieur de notre corps et nous ne pouvons utiliser aucun des principes de radioprotection (temps, distance, blindage). L’apport de matières radioactives peut se produire par diverses voies telles que l’ingestion de contamination radioactive dans les aliments ou les liquides, l’inhalation de gaz radioactifs ou la peau intacte ou blessée. Sur ce lieu, il faut distinguer entre rayonnement et contamination. Contamination radioactivese composent de matières radioactives, qui génèrent des rayonnements ionisants. C’est la source de rayonnement, pas le rayonnement lui-même. Chaque fois que des matières radioactives ne se trouvent pas dans un conteneur de source radioactive scellé et peuvent se propager à d’autres objets, une contamination radioactive est une possibilité. Par exemple, l’ iode radioactif , l’ iode 131 , est un radio-isotope important de l’iode. L’iode radioactif joue un rôle majeur en tant qu’isotope radioactif présent dans les produits de fission nucléaire, et il est un contributeur majeur aux risques pour la santé lorsqu’ils sont libérés dans l’atmosphère lors d’un accident. L’iode-131 a une demi-vie de 8,02 jours. Le tissu cible pour l’exposition à l’iode radioactif est la glande thyroïde. La dose externe bêta et gamma de radio-iode présente dans l’air est assez négligeable par rapport à la dose engagée à la thyroïde qui résulterait de la respiration de cet air.

Contamination aéroportée

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

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

La radioprotection est la science et la pratique de la protection des personnes et de l’environnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants. L’Agence internationale de l’énergie atomique ( AIEA ) définit la radioprotection comme:

«La protection des personnes contre les effets nocifs de l’exposition aux rayonnements ionisants et les moyens d’y parvenir»

C’est un sujet sérieux non seulement dans les centrales nucléaires , mais aussi dans l’industrie ou dans les centres médicaux. Selon l’AIEA, la radioprotection peut être divisée en trois groupes:

• la radioprotection professionnelle, qui est la protection des travailleurs dans les situations où leur exposition est directement liée ou requise par leur travail
• radioprotection médicale, qui est la protection des patients exposés aux rayonnements dans le cadre de leur diagnostic ou traitement
• la radioprotection publique, qui est la protection des membres individuels du public et de la population en général

Selon la CIPR (Publication 103), le Système de Protection Radiologique est basé sur les trois principes suivants:

1. Justification . « Toute décision qui modifie la situation d’exposition aux radiations devrait faire plus de bien que de mal. »
2. Optimisation de la protection . «Les doses doivent toutes être maintenues à un niveau aussi bas que raisonnablement possible, en tenant compte des facteurs économiques et sociétaux.» (Connu sous le nom d’ALARA ou ALARP)
3. Limitation de dose . « La dose totale à un individu … ne doit pas dépasser les limites appropriées. »

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

Principes de radioprotection – Temps – Distance – Blindage

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, car les particules alpha et bêta, en général, ne constituent aucun risque d’exposition externe car les particules ne traversent généralement pas la peau. 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. En radioprotection, il existe trois façons de protéger les personnes contre les sources de rayonnement externes identifiées:

• 

  Limiter le temps. La quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement. La dose peut être réduite en limitant le temps d’exposition .

• Distance. La quantité d’exposition au rayonnement dépend de la distance de la source de rayonnement. Comme pour la chaleur d’un feu, si vous êtes trop près, l’intensité du rayonnement thermique est élevée et vous pouvez vous brûler. Si vous êtes à la bonne distance, vous pouvez y résister sans aucun problème et en plus c’est confortable. Si vous êtes trop loin d’une source de chaleur, l’insuffisance de chaleur peut également vous blesser. Cette analogie, dans un certain sens, peut être appliquée au rayonnement provenant également de sources de rayonnement.
• Blindage. Enfin, si la source est trop intensive et que le temps ou la distance n’assurent pas une radioprotection suffisante, le blindage doit être utilisé. Le blindage contre les radiations est généralement composé de barrières de plomb, de béton ou d’eau. Il existe de nombreux matériaux qui peuvent être utilisés pour la protection contre les radiations, mais il existe de nombreuses situations dans la radioprotection. Cela dépend fortement du type de rayonnement à protéger, de son énergie et de nombreux autres paramètres. Par exemple, même l’uranium appauvri peut être utilisé comme une bonne protection contre le rayonnement gamma, mais d’un autre côté, l’uranium est un blindage absolument inapproprié du rayonnement neutronique .

L’intensité du rayonnement  est un facteur clé qui détermine les effets sur la santé d’une exposition à un rayonnement. Il est similaire à l’exposition au rayonnement thermique  d’un incendie (en fait, il est également transféré par les photons). Si vous êtes trop près d’un feu, l’intensité du rayonnement thermique est élevée et vous pouvez vous brûler. Si vous êtes à la bonne distance, vous pouvez y résister sans aucun problème et en plus c’est confortable. Si vous êtes trop loin d’une source de chaleur, l’insuffisance de chaleur peut également vous blesser. Cette analogie, dans un certain sens, peut être appliquée aux rayonnements provenant également de sources de rayonnements ionisants.

En bref, pour être brûlé ( effets déterministes  et effets stochastiques démontrables  ) par les rayonnements ionisants, vous devez être exposé à une quantité de rayonnement vraiment élevée. Mais presque à chaque fois, nous parlons de soi-disant  faibles doses . Comme il a été écrit, le système de protection repose aujourd’hui sur l’  hypothèse LNT , qui est un   modèle conservateur utilisé en radioprotection pour estimer les effets sur la santé de petites doses de rayonnement. Ce modèle est  excellent pour la mise en place d’un système de protection pour toute utilisation de rayonnements ionisants. Ce modèle suppose qu’il n’y a pas de seuil et que le risque augmente linéairement avec une dose, c’est-à-dire que le modèle LNT implique qu’il n’y a pas de dose sûre de rayonnement ionisant. Si ce modèle linéaire est correct, le rayonnement de fond naturel est la source de rayonnement la plus dangereuse pour la santé publique en général, suivi de l’imagerie médicale en deuxième position. Il faut ajouter que les recherches menées au cours des deux dernières décennies sont très intéressantes et montrent que de petites doses de rayonnement administrées à faible débit stimulent les mécanismes de défense. Par conséquent, le modèle LNT n’est pas universellement accepté, certains proposant une relation dose-réponse adaptative où les faibles doses sont protectrices et les doses élevées sont préjudiciables. De nombreuses études ont contredit le modèle LNT et beaucoup d’entre elles ont montré une réponse adaptative aux rayonnements à faible dose entraînant une réduction des mutations et des cancers. En revanche, il est très important de savoir à quel type de rayonnement une personne est exposée.

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.

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 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

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 .

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 rem (homme équivalent roentgen) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

Un rem est également une grande quantité de dose équivalente. Une personne qui a absorbé une dose corporelle entière 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

Exemples de doses en millirems

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 complète du corps entier
• 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 .

En radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace. Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. L’unité de sievert est importante dans la radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie 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 rem (homme équivalent roentgen) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

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

Exemples de doses en millisieverts

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.

• 0,00005 mSv – Dormir à côté de quelqu’un
• 0,00009 mSv – Vivant à moins de 30 miles d’une centrale nucléaire pendant un an
• 0,0001 mSv – Manger une banane
• 0,0003 mSv – Vivant à moins de 50 miles d’une centrale à charbon pendant un an
• 0,01 mSv – Dose quotidienne moyenne reçue du milieu naturel
• 0,02 mSv – Radiographie thoracique
• 0,04 mSv – Un vol en avion de 5 heures
• 0,60 mSv – mammographie
• 1 mSv – Limite de dose pour chaque membre du public, dose efficace totale par an
• 3,65 mSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel
• 5,8 mSv – tomodensitométrie thoracique
• 10 mSv – Dose annuelle moyenne reçue du milieu naturel à Ramsar, Iran
• 20 mSv – tomodensitométrie simple corps entier
• 175 mSv – Dose annuelle de rayonnement naturel sur une plage de monazite près de Guarapari, Brésil.
• 5 000 mSv – 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 .

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.

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.

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 rayonnements liés à leurs activités professionnelles. Ces doses sont généralement mesurées par des appareils appelés dosimètres personnels .
• Gamma Survey Mètres. 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 généralement installés 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.

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

Dosimètre MOSFET

Le dosimètre MOSFET est un petit appareil portable pour la surveillance et la lecture directe du débit de dose de rayonnement. Puisqu’il est basé sur le transistor MOSFET, le transistor à effet de champ métal-oxyde-semi-conducteur (MOSFET), le principe de fonctionnement est similaire à celui des détecteurs à semi-conducteur. Les dosimètres MOSFET sont maintenant utilisés comme dosimètres cliniques pour les faisceaux de rayonnement de radiothérapie. Leur principal avantage est leur taille physique, qui est inférieure à 4 mm ² . En dosimétrie de radiothérapie, les dosimètres MOSFET remplacent souvent les dosimètres TLD, car ils offrent une lecture immédiate.

Voir aussi: Dosimètre MOSFET

Dosimètre à lecture automatique

Les dosimètres à lecture automatique sont des appareils lisibles sur le terrain portés sur le corps pour mesurer la dose accumulée. Ce sont des appareils non alimentés qui ne contiennent pas de batterie. Les appareils de ce groupe comprennent:

• Dosimètre en fibre de quartz. Un dosimètre à fibre de quartz, parfois appelé dosimètre de poche à indication automatique (SIPD), est un appareil de type stylo qui mesure la dose cumulée de rayonnement ionisant reçue par l’appareil, généralement sur une période de travail.
• Cartes photochimiques auto-développantes. La carte photochimique à développement automatique est un dosimètre d’urgence développant une couleur instantanée de la taille d’une carte de crédit. Il est conçu pour surveiller l’exposition lors d’un incident radiologique pour le triage des traitements médicaux et pour minimiser les inquiétudes et la panique.

Voir aussi: Dosimètre à lecture automatique

Dosimètre DIS

Le dosimètre à stockage d’ions directs, DIS, est un dosimètre électronique, à partir duquel les informations de dose pour Hp (10) et Hp (0,07) peuvent être obtenues instantanément sur le lieu de travail en utilisant un lecteur électronique. Le dosimètre DIS est basé sur la combinaison d’une chambre ionique et d’un élément de stockage de charge électronique non volatile. Le dosimètre DIS utilise une cellule de mémoire analogique à l’intérieur d’une petite chambre d’ionisation remplie de gaz . Le rayonnement incident provoque des ionisations dans la paroi de la chambre et dans le gaz, et la charge est stockée pour une lecture ultérieure. Le dosimètre DIS est lu sur le site de l’utilisateur via une connexion à un lecteur électronique.

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.

Dosimétrie environnementale

La dosimétrie environnementale est utilisée lorsqu’il est probable que l’environnement génère une dose de rayonnement importante. Comme il a été écrit, le rayonnement est tout autour de nous . Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une force énergétique naturelle qui nous entoure. C’est une partie de notre monde naturel qui est ici depuis la naissance de notre planète. Toutes les créatures vivantes, depuis le début des temps, ont été et sont encore exposées aux rayonnements ionisants . Les rayonnements ionisants sont générés par des réactions nucléaires , la désintégration nucléaire , par des températures très élevées ou par l’accélération de particules chargées dans des champs électromagnétiques.

En général, il existe deux grandes catégories de sources de rayonnement dans l’environnement:

• Rayonnement de fond naturel . Le rayonnement de fond naturel comprend le rayonnement produit par le Soleil, les éclairs, les radio-isotopes primordiaux ou les explosions de supernova, etc.
• Sources de rayonnement artificielles . Les sources d’origine humaine comprennent les utilisations médicales des rayonnements, les résidus d’essais nucléaires, les utilisations industrielles des rayonnements, etc.

Un exemple de dosimétrie environnementale  est la surveillance du radon. Le radon est un gaz radioactif généré par la désintégration de l’ uranium , qui est présent en quantités variables dans la croûte terrestre. Il est important de noter que le radon est un gaz noble , alors que tous ses produits de désintégration sont des métaux . Le principal mécanisme d’entrée du radon dans l’atmosphère est la diffusion à travers le sol. Certaines zones géographiques, en raison de la géologie sous-jacente, génèrent continuellement du radon qui pénètre jusqu’à la surface de la Terre. Dans certains cas, la dose peut être importante dans les bâtiments où le gaz peut s’accumuler. Les emplacements avec un fond de radon plus élevé sont bien cartographiés dans chaque pays. En plein air, elle varie de 1 à 100 Bq / m3, encore moins (0,1 Bq / m3) au-dessus de l’océan. Dans les grottes ou les mines aérées, ou les maisons mal aérées, sa concentration grimpe à 20–2 000 Bq / m3. Dans l’atmosphère extérieure, il y a aussi une advection causée par le vent et les changements de pression barométrique. Un certain nombre de techniques de dosimétrie spécialisées sont utilisées pour évaluer la dose que les occupants d’un immeuble peuvent recevoir.

Spectroscopie gamma

Comme il a été écrit, l’étude et l’analyse des spectres de rayons gamma à des fins scientifiques et techniques sont appelées spectroscopie gamma, et les spectromètres à rayons gamma sont les instruments qui observent et collectent ces données. Un spectromètre à rayons gamma (GRS) est un appareil sophistiqué pour mesurer la distribution d’énergie du rayonnement gamma. Pour la mesure des rayons gamma supérieurs à 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. Dans les articles précédents, nous avons décrit la spectroscopie gamma à l’aide d’un détecteur à scintillation, qui se compose d’un cristal scintillateur approprié, d’un tube photomultiplicateur et d’un circuit de mesure de la hauteur des impulsions produites par le photomultiplicateur. Les avantages d’un compteur à scintillation sont son efficacité (grande taille et haute densité) et la haute précision et les taux de comptage possibles. En raison du nombre atomique élevé d’iode, un grand nombre de toutes les interactions entraîneront une absorption complète de l’énergie des rayons gamma, de sorte que la fraction photo sera élevée.

Mais si une  résolution énergétique parfaite  est requise, nous devons utiliser un  détecteur à base de germanium , tel que le  détecteur HPGe . Les détecteurs à semi-conducteurs à base de germanium sont les plus couramment utilisés lorsqu’une très bonne résolution énergétique est requise, en particulier pour  la spectroscopie gamma , ainsi que la  spectroscopie aux rayons X. En spectroscopie gamma, le germanium est préféré car son numéro atomique est beaucoup plus élevé que le silicium et ce qui augmente la probabilité d’interaction des rayons gamma. De plus, le germanium a une énergie moyenne inférieure nécessaire pour créer une paire électron-trou, qui est de 3,6 eV pour le silicium et de 2,9 eV pour le germanium. Cela donne également à ce dernier une meilleure résolution en énergie. Le FWHM (pleine largeur à moitié maximum) pour les détecteurs au germanium est fonction de l’énergie. Pour un photon de 1,3 MeV, la FWHM est de 2,1 keV, ce qui est très faible.

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.

Dosimétrie médicale

La dosimétrie médicale est le calcul de la dose absorbée et l’optimisation de l’administration de la dose dans les examens et traitements médicaux. En général, les expositions aux rayonnements provenant des examens de diagnostic médical sont faibles (en particulier dans les utilisations diagnostiques). Les doses peuvent également être élevées (uniquement à des fins thérapeutiques), mais dans chaque cas, elles doivent toujours être justifiées par les avantages d’un diagnostic précis des conditions possibles de la maladie ou par les avantages d’un traitement précis. Ces doses comprennent les contributions de la radiologie diagnostique médicale et dentaire (radiographies diagnostiques), de la médecine nucléaire clinique et de la radiothérapie. Dosimétrie médicaleest souvent effectuée par un physicien de santé professionnel ayant une formation spécialisée dans ce domaine. Afin de planifier la délivrance de la radiothérapie, le rayonnement produit par les sources est généralement caractérisé par des courbes de dose en profondeur et des profils de dose mesurés par un physicien médical.

L’utilisation médicale des rayonnements ionisants reste un domaine en évolution rapide. Dans tous les cas, l’utilité des rayonnements ionisants doit être mise en balance avec ses dangers. De nos jours, un compromis a été trouvé et la plupart des utilisations du rayonnement sont optimisées. Aujourd’hui, il est presque incroyable que les rayons X aient été, à un moment donné, utilisés pour trouver la bonne paire de chaussures (c’est-à-dire la fluoroscopie de la chaussure). Les mesures effectuées ces dernières années indiquent que les doses aux pieds étaient comprises entre 0,07 et 0,14 Gy pour une exposition de 20 secondes. Cette pratique a été interrompue lorsque les risques de rayonnements ionisants ont été mieux compris.

Voir aussi: Expositions médicales

Exemples d’expositions médicales

Dans les points suivants, nous essayons d’exprimer d’énormes plages d’exposition aux rayonnements ainsi que quelques doses provenant de sources médicales.

• 1 µSv  – Manger une banane
• 1 µSv –  Radiographie des extrémités (main, pied, etc.)
• 5 µSv –  Radiographie dentaire
• 10 µSv  – Dose journalière moyenne reçue du milieu naturel
• 40 µSv  – Un vol en avion de 5 heures
• 100 µSv  – Radiographie thoracique
• 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
• 80 000 µSv –  La dose locale annuelle aux taches localisées au niveau des bifurcations des bronches segmentaires dans les poumons provoquées par la cigarette (1,5 paquets / jour).
• 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.

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.

Dosimétrie personnelle

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 rayonnements liés à leurs activités professionnelles. Ces doses sont généralement mesurées par des appareils appelés dosimètres. 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. Dosimétrie personnelleles techniques varient et dépendent en partie du fait que la source de rayonnement se trouve à l’extérieur du corps (externe) ou dans le corps (interne). Les dosimètres personnels sont utilisés pour mesurer les expositions aux rayonnements externes. Les expositions internes sont généralement surveillées en mesurant la présence de substances nucléaires dans le corps ou en mesurant les substances nucléaires excrétées par le corps.

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.

Les dosimètres personnels utilisés aujourd’hui ne sont 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 efficace et de la dose cutanée, respectivement, en particulier, si leurs valeurs sont inférieures à lalimites de protection .

Exemple – 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.

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.

Caractéristiques des EPD

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

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

Par exemple:

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

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

DMC 3000 – Mirion Technologies Inc.

Le DMC 3000 est un dosimètre de rayonnement électronique, EPD, qui fournit des lectures de dose et de débit de dose ambiante pour l’équivalent de dose profonde H _p (10). Il s’agit de l’un des EPD les plus utilisés sur le marché. Il utilise un détecteur à puce Si avec une sensibilité gamma de 180 cps / R / h. Ce dosimètre personnel électronique présente les caractéristiques suivantes:

• Réponse énergétique (rayons X et gamma) de 15 keV à 7 Mev.
• Plage d’affichage de la mesure de dose: entre 1 μSv et 10 Sv.
• Plage d’affichage de mesure de débit: entre 10 μSv / h et 10 Sv / h.

L’appareil mesure 3,3 x 1,9 x 0,7 pouces et a des options pour être attaché à une poche, une ceinture ou une longe. Il est alimenté par des piles rechargeables ou AAA avec une autonomie de jusqu’à 2500 heures d’utilisation continue. Des indicateurs sonores et visuels signalent un état de batterie faible. L’appareil dispose d’un écran LCD rétroéclairé à huit chiffres; navigation à deux boutons; et indicateurs visuels d’alarme LED, sonores et vibrants. L’étalonnage devrait durer 9 mois en utilisation de routine et 2 ans en stockage. Les données sont stockées dans une mémoire non volatile. La plage de fonctionnement du dosimètre est de 14 ° F à 122 ° F et jusqu’à 90% d’humidité relative. Il est testé contre les chutes à 1,5 mètre. Le DMC 3000 dispose de modules externes en option qui étendent les capacités de détection et de communication de l’appareil. Il s’agit notamment d’un module bêta qui fournit H _p(0,07) pour la mesure du rayonnement bêta; un module neutronique qui fournit une mesure de rayonnement neutronique H _p (10); et un module de télémétrie qui permet la transmission de données à une station externe.

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>.

Mesure et surveillance de la dose de rayonnement

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

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

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

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

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

Les quantités opérationnelles pour le suivi individuel sont:

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

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

Limites de dose

Voir aussi: Limites de dose

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

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

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

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

Les limites de dose efficace correspondent à la somme des doses efficaces pertinentes provenant de l’exposition externe au cours de la période spécifiée et de la dose efficace engagée provenant des apports de radionucléides au cours de la même période. Pour les adultes, la dose efficace engagée est calculée pour une période de 50 ans après la prise, tandis que pour les enfants, elle est calculée pour la période allant jusqu’à 70 ans. La limite de dose efficace pour le corps entier de 20 mSv est une valeur moyenne sur cinq ans. La limite réelle est de 100 mSv en 5 ans, avec pas plus de 50 mSv en une année.

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.

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.

Voir aussi: Absorption de dose interne

Dosimétrie médicale

La dosimétrie médicale est le calcul de la dose absorbée et l’optimisation de l’administration de la dose dans les examens et traitements médicaux. En général, les expositions aux rayonnements provenant des examens de diagnostic médical sont faibles (en particulier dans les utilisations diagnostiques). Les doses peuvent également être élevées (uniquement à des fins thérapeutiques), mais dans chaque cas, elles doivent toujours être justifiées par les avantages d’un diagnostic précis des conditions possibles de la maladie ou par les avantages d’un traitement précis. Ces doses comprennent les contributions de la radiologie diagnostique médicale et dentaire (radiographies diagnostiques), de la médecine nucléaire clinique et de la radiothérapie. Dosimétrie médicaleest souvent effectuée par un physicien de santé professionnel ayant une formation spécialisée dans ce domaine. Afin de planifier la délivrance de la radiothérapie, le rayonnement produit par les sources est généralement caractérisé par des courbes de dose en profondeur et des profils de dose mesurés par un physicien médical.

L’utilisation médicale des rayonnements ionisants reste un domaine en évolution rapide. Dans tous les cas, l’utilité des rayonnements ionisants doit être mise en balance avec ses dangers. De nos jours, un compromis a été trouvé et la plupart des utilisations du rayonnement sont optimisées. Aujourd’hui, il est presque incroyable que les rayons X aient été, à un moment donné, utilisés pour trouver la bonne paire de chaussures (c’est-à-dire la fluoroscopie de la chaussure). Les mesures effectuées ces dernières années indiquent que les doses aux pieds étaient comprises entre 0,07 et 0,14 Gy pour une exposition de 20 secondes. Cette pratique a été interrompue lorsque les risques de rayonnements ionisants ont été mieux compris.

Voir aussi: Expositions médicales

Comptage du corps entier

Un compteur corps entier est un instrument qui mesure les quantités de radionucléides émettant des rayons gamma dans le corps (c’est-à-dire qu’il s’agit d’un spectromètre gamma ). Dans les installations nucléaires, ces compteurs sont utilisés pour mesurer la radioactivité dans le corps humain, c’est-à-dire pour les mesures de contamination interne. Cela ne doit pas être confondu avec un «moniteur du corps entier» utilisé pour la surveillance des sorties du personnel, qui est le terme utilisé en radioprotection pour vérifier la contamination externe d’un corps entier d’une personne quittant une zone contrôlée de contamination radioactive. Les compteurs du corps entier sont des appareils très sensibles et sont donc souvent entourés de grandes quantités de blindage en plomb pour réduire le rayonnement de fond. Un compteur de corps entier se compose, par exemple, d’une cabine debout avec deux détecteurs à scintillation NaI de grande surface . Le détecteur supérieur surveille les poumons, le détecteur inférieur surveille le tractus gastro-intestinal.

Il convient de noter que toutes les personnes ont également des isotopes radioactifs à l’ intérieur de leur corps dès la naissance . Ces isotopes sont notamment le potassium-40 , le carbone-14 ainsi que les isotopes de l’uranium et du thorium. La dose annuelle moyenne de rayonnement à une personne provenant de matières radioactives internes autres que le radon est d’environ 0,3 mSv / an, dont:

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

La variation de la dose de rayonnement d’une personne à l’autre n’est pas aussi grande, mais elle est également détectée par un compteur de tout le corps.

Spectroscopie gamma

Comme il a été écrit, l’étude et l’analyse des spectres de rayons gamma à des fins scientifiques et techniques sont appelées spectroscopie gamma, et les spectromètres à rayons gamma sont les instruments qui observent et collectent ces données. Un spectromètre à rayons gamma (GRS) est un appareil sophistiqué pour mesurer la distribution d’énergie du rayonnement gamma. Pour la mesure des rayons gamma au-dessus de plusieurs centaines de keV, il existe deux catégories de détecteurs d’importance majeure,  les scintillateurs inorganiques comme le NaI (Tl)  et les détecteurs semi –  conducteurs. Dans les articles précédents, nous avons décrit la spectroscopie gamma à l’aide d’un détecteur à scintillation, qui se compose d’un cristal scintillateur approprié, d’un tube photomultiplicateur et d’un circuit de mesure de la hauteur des impulsions produites par le photomultiplicateur. Les avantages d’un compteur à scintillation sont son efficacité (grande taille et haute densité) et la haute précision et les taux de comptage possibles. En raison du nombre atomique élevé d’iode, un grand nombre de toutes les interactions entraîneront une absorption complète de l’énergie des rayons gamma, de sorte que la fraction photo sera élevée.

Mais si une  résolution énergétique parfaite  est requise, nous devons utiliser un  détecteur à base de germanium , tel que le  détecteur HPGe . Les détecteurs à semi-conducteurs à base de germanium sont les plus couramment utilisés lorsqu’une très bonne résolution énergétique est requise, en particulier pour  la spectroscopie gamma , ainsi que la  spectroscopie aux rayons X. En spectroscopie gamma, le germanium est préféré en raison de son numéro atomique beaucoup plus élevé que le silicium et qui augmente la probabilité d’interaction des rayons gamma. De plus, le germanium a une énergie moyenne inférieure nécessaire pour créer une paire électron-trou, qui est de 3,6 eV pour le silicium et de 2,9 eV pour le germanium. Cela donne également à ce dernier une meilleure résolution en énergie. La FWHM (pleine largeur à moitié maximum) pour les détecteurs au germanium est fonction de l’énergie. Pour un photon de 1,3 MeV, la FWHM est de 2,1 keV, ce qui est très faible.