Dosimétrie des rayonnements

La dosimétrie gamma  est la mesure, le calcul et l’évaluation des doses absorbées et l’attribution de ces doses à des individus. Ce sont la science et la pratique qui tentent de relier quantitativement des mesures spécifiques prises dans un champ de rayonnement aux 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.

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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

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

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

Détecteurs de rayonnement gamma

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

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

Détection de rayonnement gamma à l’aide d’une chambre d’ionisation

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

L’efficacité de la chambre peut être encore augmentée par l’utilisation d’un gaz à haute pression. En règle générale, une pression de 8 à 10 atmosphères peut être utilisée et divers gaz nobles sont utilisés. Par exemple,  les chambres d’ionisation au xénon à haute pression (HPXe)  sont idéales pour une utilisation dans des environnements non contrôlés, car la réponse d’un détecteur s’est avérée uniforme sur de grandes plages de températures (20-170 ° C). La pression plus élevée entraîne une plus grande densité de gaz et donc une plus grande chance de collision avec le gaz de remplissage et la création de paires d’ions par rayonnement gamma incident. En raison de l’épaisseur de paroi accrue requise pour résister à cette haute pression, seul le rayonnement gamma peut être détecté. Ces détecteurs sont utilisés dans  les compteurs d’arpentage  et pour la surveillance de l’environnement.

Détection de rayonnement gamma à l’aide du compteur Geiger

Le compteur Geiger  peut détecter les rayonnements ionisants tels que  les particules alpha  et  bêta , les  neutrons et  les rayons gamma en  utilisant l’effet d’ionisation produit dans un tube Geiger – Müller, qui donne son nom à l’instrument. La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région  Geiger-Mueller .

Le  facteur d’amplification élevé  du compteur Geiger est l’avantage majeur par rapport à la chambre d’ionisation. Le compteur Geiger est donc un appareil beaucoup plus sensible que les autres chambres. Il est souvent utilisé dans la détection des rayons gamma de bas niveau et des particules bêta pour cette raison.

Détection de rayonnement gamma à l’aide d’un compteur à scintillation

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

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

• Rayons gamma . Les matériaux à haute teneur en Z  conviennent mieux comme scintillateurs pour la détection des rayons gamma. Le matériau de scintillation le plus utilisé est le  NaI (Tl)  (iodure de sodium dopé au thallium). L’iode fournit la plupart du pouvoir d’arrêt dans l’iodure de sodium (car il a un Z élevé = 53). Ces scintillateurs cristallins se caractérisent par une densité élevée, un nombre atomique élevé et des temps de décroissance d’impulsion d’environ 1 microseconde (~ 10 ^-6 seconde). La scintillation dans les cristaux inorganiques est généralement plus lente que dans les cristaux organiques. Ils présentent une grande efficacité pour la détection des rayons gamma et sont capables de gérer des taux de comptage élevés. Les cristaux inorganiques peuvent être coupés à de petites tailles et disposés dans une configuration en réseau afin de fournir une sensibilité de position. Cette fonction est largement utilisée en imagerie médicale pour détecter les rayons X ou les rayons gamma. Les scintillateurs inorganiques détectent mieux les rayons gamma et les rayons X. Cela est dû à leur densité élevée et à leur numéro atomique qui donne une densité électronique élevée.

Détection de rayonnement gamma à l’aide de semi-conducteurs – Détecteurs HPGe

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

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

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

Caractéristiques des EPD

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

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

Par exemple:

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

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

La dosimétrie bêta  est très spécifique, car les particules bêta sont plus pénétrantes que les particules alpha. En revanche, une fine plaque d’aluminium peut les arrêter.

Les particules alpha et bêta, en général, ne présentent aucun risque d’exposition externe car les particules ne traversent généralement pas la peau. En revanche, les rayonnements alpha et bêta sont très nocifs, lorsque leurs radionucléides sont ingérés ou inhalés. 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).

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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

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

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

Détecteurs de rayonnement bêta

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

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

Détection de rayonnement bêta à l’aide d’une chambre d’ionisation

Pour   que les particules alpha et  bêta  soient détectées par les chambres d’ionisation, elles doivent être pourvues d’une fenêtre mince. Cette «fenêtre d’extrémité» doit être suffisamment mince pour que les particules alpha et bêta puissent pénétrer. Cependant, une fenêtre de presque n’importe quelle épaisseur empêchera une particule alpha d’entrer dans la chambre. La fenêtre est généralement en mica avec une densité d’environ 1,5 à 2,0 mg / cm ² .

La chambre d’ionisation peut être, par exemple, utilisée pour la mesure du tritium dans l’air. Ces appareils sont appelés moniteurs de tritium dans l’air. Le tritium  est un isotope radioactif, mais il émet une forme de rayonnement très faible, une particule bêta de faible énergie   semblable à un électron. Il s’agit d’un émetteur bêta pur (c’est-à-dire un émetteur bêta sans rayonnement gamma d’ accompagnement  ). L’énergie cinétique de l’électron varie, avec une moyenne de 5,7 keV, tandis que l’énergie restante est emportée par l’ antineutrino électronique presque indétectable . Une si faible énergie d’électrons provoque, que l’électron ne peut pas pénétrer la peau ou même ne voyage pas très loin dans l’air. Les particules bêta du tritium ne peuvent pénétrer que dans environ 6,0 mm d’air. Il est pratiquement impossible de concevoir un détecteur dont les parois peuvent pénétrer ces particules bêta. Au lieu de cela, le moniteur de tritium dans l’air pompe l’air contaminé par le tritium à travers une chambre d’ionisation, de sorte que toute l’énergie des particules bêta puisse être utilement convertie en produisant des paires d’ions à l’intérieur de la chambre.

Détection du rayonnement bêta à l’aide d’un compteur à scintillation

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

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

• Particules bêta . Pour la détection des particules bêta, des scintillateurs organiques peuvent être utilisés. Les cristaux organiques purs comprennent des cristaux d’anthracène, de stilbène et de naphtalène. Le temps de décroissance de ce type de luminophore est d’environ 10 nanosecondes. Ce type de cristal est fréquemment utilisé dans la détection des particules bêta. Les scintillateurs organiques , ayant un  Z inférieur à  celui des cristaux inorganiques, sont les mieux adaptés pour la détection de particules bêta de faible énergie (<10 MeV).

Détection de rayonnement bêta à l’aide de semi-conducteurs – Détecteurs à bande de silicium

Les détecteurs à base de silicium sont très bons pour suivre les particules chargées. Un détecteur de bande de silicium est un agencement d’implants en forme de bande agissant comme des électrodes de collecte de charge.

Détecteurs à bande de silicone 5 x 5 cm ²dans la zone sont assez courantes et sont utilisées en série (tout comme les plans des MWPC) pour déterminer les trajectoires des particules chargées à des précisions de position de l’ordre de plusieurs μm dans la direction transversale. Placés sur une tranche de silicium totalement appauvrie et faiblement dopée, ces implants forment un réseau unidimensionnel de diodes. En connectant chacune des bandes métallisées à un amplificateur sensible à la charge, un détecteur sensible à la position est construit. Des mesures de position bidimensionnelles peuvent être obtenues en appliquant une bande supplémentaire comme du dopage sur la face arrière de la plaquette en utilisant une technologie double face. De tels dispositifs peuvent être utilisés pour mesurer de petits paramètres d’impact et ainsi déterminer si une particule chargée provient d’une collision primaire ou était le produit de désintégration d’une particule primaire qui a parcouru une petite distance de l’interaction d’origine, puis s’est désintégrée.

Appareils de mesure portatifs

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, qui sont chargés de suivre les opérations sur le terrain pour aider à garantir que les politiques de radioprotection sont mises en œuvre et que les travaux sont mis en œuvre conformément au  principe ALARA . Leurs responsabilités incluent:

• Fournir une assistance et des conseils aux travailleurs pour les motiver à adopter un comportement ALARA.
• Suivi des travaux pour assurer le respect des procédures de sécurité et de radioprotection.
• Dans certaines usines, arrêt du travail en cas d’écart grave par rapport aux objectifs dosimétriques ou en cas de risque radiologique significativement croissant pour les travailleurs.

Le compteur de rayonnement typique est, par exemple, le  RDS-31 , qui est un compteur de rayonnement polyvalent qui utilise un  détecteur GM . Il dispose de sondes externes alpha, bêta et gamma en option. Il mesure 3,9 x 2,6 x 1,3 pouces et peut être tenu à la main ou porté par une poche, un clip de ceinture ou une pochette. Il dispose d’un écran LCD rétroéclairé à cinq chiffres. Les compteurs Geiger fonctionnent à une tension si élevée que la taille de l’impulsion de sortie est toujours la même, quel que soit le nombre de paires d’ions créées dans le détecteur. Les compteurs Geiger 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.

Dosimètre à badge de film

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

Exemples de filtres:

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

La dosimétrie alpha  est très spécifique, car les particules alpha ne parcourent que quelques centimètres dans l’air mais déposent toutes leurs énergies le long de leurs courts trajets, donc la quantité d’énergie transférée est très élevée. Les particules alpha et bêta, en général, ne présentent aucun risque d’exposition externe car les particules ne traversent généralement pas la peau. En revanche, le rayonnement alpha est très nocif lorsque les radionucléides alpha sont ingérés ou inhalés. 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).

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

Facteurs de pondération des rayonnements – ICRP

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

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

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

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

Détecteurs de rayonnement alpha

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

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

Détection du rayonnement alpha à l’aide d’une chambre d’ionisation

Pour que les particules alpha et bêta soient détectées par les chambres d’ionisation , elles doivent être pourvues d’une fenêtre mince . Cette «fenêtre d’extrémité» doit être suffisamment mince pour que les particules alpha et bêta puissent pénétrer. Cependant, une fenêtre de presque n’importe quelle épaisseur empêchera une particule alpha d’entrer dans la chambre. La fenêtre est généralement en mica avec une densité d’environ 1,5 à 2,0 mg / cm ² . Mais cela ne signifie pas que le rayonnement alpha ne peut pas être détecté par une chambre d’ionisation.

Par exemple, dans certains types de détecteurs de fumée, vous pouvez rencontrer des radionucléides artificiels tels que l’ américium-241, qui est une source de particules alpha. Le détecteur de fumée possède deux chambres d’ionisation, l’une ouverte à l’air, et une chambre de référence qui ne permet pas l’entrée de particules. La source radioactive émet des particules alpha dans les deux chambres, ce qui ionise certaines molécules d’air. La chambre à air libre permet l’entrée de particules de fumée dans le volume sensible et de changer l’atténuation des particules alpha. Si des particules de fumée pénètrent dans la chambre à air libre, certains des ions se fixeront aux particules et ne seront pas disponibles pour transporter le courant dans cette chambre. Un circuit électronique détecte qu’une différence de courant s’est développée entre les chambres ouvertes et scellées et déclenche l’alarme.

Détection du rayonnement alpha à l’aide du compteur Geiger-Mueller

Les compteurs Geiger 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. Bien que l’utilisation principale des compteurs Geiger soit probablement dans la détection de particules individuelles, ils se trouvent également dans les compteurs gamma. Ils sont capables de détecter presque tous les types de rayonnement, mais il existe de légères différences dans le tube Geiger-Mueller. Cependant, le tube Geiger-Müller produit une sortie d’impulsion qui est de la même amplitude pour tous les rayonnements détectés, donc un compteur Geiger avec un tube de fenêtre d’extrémité ne peut pas faire la distinction entre les particules alpha et bêta.

Type de fenêtre d’extrémité

Pour que les particules alpha et bêta soient détectées par les compteurs Geiger , elles doivent être dotées d’une fenêtre mince. Cette «fenêtre d’extrémité» doit être suffisamment mince pour que les particules alpha et bêta puissent pénétrer. Cependant, une fenêtre de presque n’importe quelle épaisseur empêchera une particule alpha d’entrer dans la chambre. La fenêtre est généralement en mica avec une densité d’environ 1,5 à 2,0 mg / cm ² pour permettre aux particules bêta de faible énergie (par exemple du carbone 14) d’entrer dans le détecteur. La réduction de l’efficacité de l’alpha est due à l’effet d’atténuation de la fenêtre d’extrémité, bien que la distance de la surface à contrôler ait également un effet significatif, et idéalement une source de rayonnement alpha devrait être inférieure à 10 mm du détecteur en raison de l’atténuation dans l’air.

Détection d’Alpha à l’aide d’un compteur à scintillation

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

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

Particules alpha et ions lourds . En raison du pouvoir ionisant très élevé des ions lourds, les compteurs à scintillation ne sont généralement pas idéaux pour la détection des ions lourds. À énergie égale, un proton produira 1/4 à 1/2 de la lumière d’un électron, tandis que les particules alpha ne produiront qu’environ 1/10 de la lumière. Le cas échéant, les cristaux inorganiques, par exemple CsI ​​(Tl) , ZnS (Ag) (généralement utilisés dans les feuilles minces comme moniteurs de particules α), devraient être préférés aux matériaux organiques. Pure CsI est un matériau scintillant rapide et dense avec un rendement lumineux relativement faible qui augmente considérablement avec le refroidissement. Les inconvénients du CsI sont un gradient de température élevé et une légère hygroscopicité.

Détection d’Alpha à l’aide de semi-conducteurs – Détecteurs à bande de silicium

Les détecteurs à base de silicium sont très bons pour suivre les particules chargées. Un détecteur de bande de silicium est un agencement d’implants en forme de bande agissant comme des électrodes de collecte de charge.

Détecteurs à bande de silicone 5 x 5 cm ²dans la zone sont assez courantes et sont utilisées en série (tout comme les plans des MWPC) pour déterminer les trajectoires des particules chargées à des précisions de position de l’ordre de plusieurs μm dans la direction transversale. Placés sur une tranche de silicium totalement appauvrie et faiblement dopée, ces implants forment un réseau unidimensionnel de diodes. En connectant chacune des bandes métallisées à un amplificateur sensible à la charge, un détecteur sensible à la position est construit. Des mesures de position bidimensionnelles peuvent être obtenues en appliquant une bande supplémentaire comme du dopage sur la face arrière de la plaquette en utilisant une technologie double face. De tels dispositifs peuvent être utilisés pour mesurer de petits paramètres d’impact et ainsi déterminer si une particule chargée provient d’une collision primaire ou était le produit de désintégration d’une particule primaire qui a parcouru une petite distance de l’interaction d’origine, puis s’est désintégrée.

Instrument de mesure portable

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, qui sont chargés de suivre les opérations sur le terrain pour aider à garantir que les politiques de radioprotection sont mises en œuvre et que les travaux sont mis en œuvre conformément au  principe ALARA . Leurs responsabilités incluent:

• Fournir une assistance et des conseils aux travailleurs pour les motiver à adopter un comportement ALARA.
• Suivi des travaux pour assurer le respect des procédures de sécurité et de radioprotection.
• Dans certaines usines, arrêt du travail en cas d’écart grave par rapport aux objectifs dosimétriques ou en cas de risque radiologique significativement croissant pour les travailleurs.

Le compteur de rayonnement typique est, par exemple, le  RDS-31 , qui est un compteur de rayonnement polyvalent qui utilise un  détecteur GM . Il dispose de sondes externes alpha, bêta et gamma en option. Il mesure 3,9 x 2,6 x 1,3 pouces et peut être tenu à la main ou porté par une poche, un clip de ceinture ou une pochette. Il dispose d’un écran LCD rétroéclairé à cinq chiffres. Les compteurs Geiger fonctionnent à une tension si élevée que la taille de l’impulsion de sortie est toujours la même, quel que soit le nombre de paires d’ions créées dans le détecteur. Les compteurs Geiger 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.

Un neutron est l’une des particules subatomiques qui composent la matière. Dans l’univers, les neutrons sont abondants, constituant plus de la moitié de toute la matière visible. Il n’a pas de charge électrique et une masse au repos égale à 1,67493 × 10−27 kg – légèrement supérieure à celle du proton mais presque 1839 fois supérieure à celle de l’électron. Le neutron a un rayon carré moyen d’environ 0,8 × 10−15 m, ou 0,8 fm, et c’est un fermion de spin ½.

Les neutrons existent dans les noyaux d’atomes typiques, avec leurs homologues chargés positivement, les protons. Les neutrons et les protons, communément appelés nucléons , sont liés ensemble dans le noyau atomique, où ils représentent 99,9% de la masse de l’atome. Les recherches en physique des particules à haute énergie au 20e siècle ont révélé que ni le neutron ni le proton ne sont le plus petit élément constitutif de la matière. Les protons et les neutrons ont également leur structure. À l’intérieur des protons et des neutrons, nous trouvons de vraies particules élémentaires appelées quarks . Dans le noyau, les protons et les neutrons sont liés ensemble par la force forte, une interaction fondamentale qui régit le comportement des quarks qui composent les protons et les neutrons individuels.

Une stabilité nucléaire est déterminée par la compétition entre deux interactions fondamentales. Les protons et les neutrons sont attirés l’un par l’autre par une force forte. D’autre part, les protons se repoussent via la force électrique en raison de leur charge positive. Par conséquent, les neutrons dans le noyau agissent un peu comme la colle nucléaire, les neutrons s’attirent et les protons, ce qui aide à compenser la répulsion électrique entre les protons. Il n’y a que certaines combinaisons de neutrons et de protons, qui forment des noyaux stables. Par exemple, le nucléide le plus courant du plomb de l’élément chimique commun (Pb) possède 82 protons et 126 neutrons.

En raison de la force de la force nucléaire sur de courtes distances , l’énergie de liaison nucléaire (l’énergie nécessaire pour démonter un noyau d’un atome en ses composants) de nucléons est plus de sept ordres de grandeur plus grande que l’énergie électromagnétique liant les électrons dans les atomes . Les réactions nucléaires (comme la fission nucléaire ou la fusion nucléaire ) ont donc une densité énergétique supérieure à 10 000 000x celle des réactions chimiques.
La connaissance du comportement et des propriétés des neutrons est essentielle à la production d’ énergie nucléaire . Peu de temps après la découverte du neutron en 1932, on s’est vite rendu compte que les neutrons pouvaient agir pour former une réaction nucléaire en chaîne . Lorsque la fission nucléaire a été découverte en 1938, il est devenu clair que si une réaction de fission produisait des neutrons libres , chacun de ces neutrons pourrait provoquer une réaction de fission supplémentaire dans une cascade connue sous le nom de réaction en chaîne . La connaissance des coupes transversales (le paramètre clé représentant la probabilité d’interaction entre un neutron et un noyau) est devenue cruciale pour la conception des cœurs de réacteur et de la première arme nucléaire (Trinity, 1945).

Structure du neutron

Les neutrons et les protons sont classés comme hadrons , particules subatomiques qui sont soumises à la force forte et comme baryons car ils sont composés de trois quarks . Le neutron est une particule composite composée de deux quarks descendants à charge −⅓ e et d’un quark ascendant à charge + ⅔ e. Étant donné que le neutron n’a pas de charge électrique nette , il n’est pas affecté par les forces électriques, mais le neutron a une légère distribution de charge électrique en son sein. Il en résulte un moment magnétique non nul (moment dipolaire) du neutron. Par conséquent, le neutron interagit également via une interaction électromagnétique, mais beaucoup plus faible que le proton.

La masse du neutron est de 939,565 MeV / c ² , alors que la masse des trois quarks n’est que d’environ 12 MeV / c ² (seulement environ 1% de la masse-énergie du neutron). Comme le proton, la majeure partie de la masse (énergie) du neutron se présente sous la forme de l’énergie de force nucléaire forte (gluons). Les quarks du neutron sont maintenus ensemble par des gluons, les particules d’échange pour la force nucléaire forte. Les gluons portent la charge de couleur de la force nucléaire puissante.

Voir aussi: Structure du neutron

Propriétés du neutron

Les propriétés clés des neutrons sont résumées ci-dessous:

• Le rayon carré moyen d’un neutron est ~ 0,8 x ^10-15 m (0,8 fermi)
• La masse du neutron est de 939,565 MeV / c ²
• Les neutrons sont des particules de ½ spin – Statistiques fermioniques
• Les neutrons sont des particules neutres – pas de charge électrique nette.
• Les neutrons ont un moment magnétique non nul .
• Les neutrons libres (à l’extérieur d’un noyau) sont instables et se désintègrent via la désintégration bêta. La désintégration du neutron implique l’interaction faible et est associée à une transformation de quark (un quark down est converti en un quark up).
• La durée de vie moyenne d’un neutron libre est de 882 secondes (la demi-vie est donc de 611 secondes).
• Un fond naturel de neutrons de neutrons libres existe partout sur Terre et il est provoqué par des muons produits dans l’atmosphère, où des rayons cosmiques de haute énergie entrent en collision avec des particules de l’atmosphère terrestre.
• Les neutrons ne peuvent pas provoquer directement l’ ionisation . Les neutrons n’ionisent la matière qu’indirectement.
• Les neutrons peuvent parcourir des centaines de mètres dans l’air sans aucune interaction. Le rayonnement neutronique est très pénétrant .
• Les neutrons déclenchent la fission nucléaire .
• Le processus de fission produit des neutrons libres (2 ou 3).
• Les neutrons thermiques ou froids ont des longueurs d’onde similaires aux espacements atomiques. Ils peuvent être utilisés dans des expériences de diffraction de neutrons pour déterminer la structure atomique et / ou magnétique d’un matériau.

Voir aussi: Propriétés du neutron

Détection de 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.).

Convertisseurs à neutrons

À cet effet, deux types fondamentaux d’interactions neutroniques avec la matière sont disponibles:

• Diffusion élastique . Le neutron libre peut être diffusé par un noyau, transférant une partie de son énergie cinétique au noyau. Si le neutron a suffisamment d’énergie pour disperser les noyaux, le noyau en recul ionise le matériau entourant le convertisseur. En fait, seuls les noyaux d’ hydrogène et d’hélium sont suffisamment légers pour une application pratique. La charge produite de cette manière peut être collectée par le détecteur conventionnel pour produire un signal détecté. Les neutrons peuvent transférer plus d’énergie aux noyaux légers. Cette méthode convient à la détection de neutrons rapides (les neutrons rapides n’ont pas une section efficace élevée pour l’absorption) permettant la détection de neutrons rapides sans modérateur .
• Absorption des neutrons . Il s’agit d’une méthode courante permettant la détection de neutrons de l’ ensemble du spectre énergétique . Cette méthode est basée sur une variété de réactions d’absorption ( capture radiative , fission nucléaire , réactions de réarrangement, etc.). Le neutron est ici absorbé par le matériau cible (convertisseur) émettant des particules secondaires telles que des protons, des particules alpha , des particules bêta , des photons (rayons gamma) ou des fragments de fission . Certaines réactions sont des réactions de seuil (nécessitant une énergie minimale de neutrons), mais la plupart des réactions se produisent aux énergies épithermale et thermique. Cela signifie que la modération des neutrons rapides est nécessaire, ce qui entraîne une mauvaise information énergétique des neutrons. Les noyaux les plus courants pour le matériau du convertisseur neutronique sont:
  • ¹⁰ B (n, α). Lorsque la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 3820 barns et que le bore naturela une abondance de ¹⁰ B 19,8%.
  • ³ Il (n, p). Lorsque la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 5350 barns et que l’hélium naturel a une abondance de ³ He 0,014%.
  • ⁶ Li (n, α). Lorsque la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 925 barns et que le lithium naturel a une abondance de ⁶ Li 7,4%.
  • ¹¹³ Cd (n, ɣ). Lorsque la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 20820 barns et que le cadmium naturela une abondance de ¹¹³ Cd 12,2%.
  • ²³⁵ U (n, fission). Lorsque la section efficace de fission pour les neutrons thermiques est σ = 585 barns et que l’ uranium naturela une abondance de ²³⁵ U 0,711%. L’uranium en tant que convertisseur produit des fragments de fission qui sont de lourdes particules chargées. Cela a un avantage significatif. Les particules lourdes chargées (fragments de fission) créent un signal de sortie élevé, car les fragments déposent une grande quantité d’énergie dans un volume sensible au détecteur. Cela permet une discrimination facile du rayonnement de fond (rayonnement gamma ei). Cette caractéristique importante peut être utilisée par exemple dans unemesure de puissance de réacteur nucléaire , où le champ neutronique est accompagné d’un fond gamma important.

Voir aussi: Détection de neutrons

Sources de neutrons

Une source de neutrons est un appareil qui émet des neutrons . Les sources de neutrons ont de nombreuses applications, elles peuvent être utilisées dans la recherche, l’ingénierie, la médecine, l’exploration pétrolière, la biologie, la chimie et l’énergie nucléaire . Une source de neutrons se caractérise par un certain nombre de facteurs:

• Importance de la source
• Intensité. Le taux de neutrons émis par la source.
• Distribution d’énergie des neutrons émis.
• Distribution angulaire des neutrons émis.
• Mode d’émission. Fonctionnement continu ou pulsé.

Classification selon l’importance de la source

• Grandes sources de neutrons (importantes)
  • Réacteurs nucléaires . Il existe des noyaux qui peuvent subir spontanément la fission, mais seuls certains noyaux, comme l’uranium 235, l’uranium 233 et le plutonium 239, peuvent soutenir une réaction en chaîne de fission. En effet, ces noyaux libèrent des neutrons lorsqu’ils se séparent, et ces neutrons peuvent induire la fission d’autres noyaux. L’uranium 235, qui existe comme 0,7% de l’uranium naturel subit la fission nucléaireavec des neutrons thermiques avec la production, en moyenne, de 2,4 neutrons rapides et la libération de ~ 180 MeV d’énergie par fission. Les neutrons libres libérés par chaque fission jouent un rôle très important en tant que déclencheur de la réaction, mais ils peuvent également être utilisés à d’autres fins. Par exemple: un neutron est nécessaire pour déclencher une nouvelle fission. Une partie des neutrons libres (disons 0,5 neutrons / fission) est absorbée dans d’autres matériaux, mais un excès de neutrons (0,9 neutrons / fission) est capable de quitter la surface du cœur du réacteur et peut être utilisé comme source de neutrons.

• • Systèmes de fusion. La fusion nucléaire  est une réaction nucléaire dans laquelle deux ou plusieurs noyaux atomiques (par exemple D + T) entrent en collision à une énergie très élevée et fusionnent ensemble. Votre sous-produit de la fusion DT est un neutron libre (voir photo), donc la réaction de fusion nucléaire a également le potentiel de produire de grandes quantités de neutrons.
  • Sources de spallation. Une source de spallation est une source de neutrons à haut flux dans laquelle des protons qui ont été accélérés à de hautes énergies frappent un matériau cible lourd, provoquant l’émission de neutrons. La réaction se produit au-dessus d’un certain seuil d’énergie pour la particule incidente, qui est généralement de 5 à 15 MeV.

• Sources de neutrons moyens
  • Bremssstrahlung de Electron Accelerators / Photofission. Les électrons énergétiques, lorsqu’ils sont ralentis rapidement dans une cible lourde, émettent un rayonnement gamma intense pendant le processus de décélération. Ceci est connu sous le nom de Bremsstrahlung ou rayonnement de freinage. L’interaction du rayonnement gamma avec la cible produit des neutrons via la réaction (γ, n) ou la réaction (γ, fission) lorsqu’une cible fissile est utilisée. e- → Pb → γ → Pb → (γ, n) et (γ, fission). L’énergie Bremsstrahlung γ dépasse l’énergie de liaison du «dernier» neutron dans la cible. Une intensité de source de 10 ¹³ neutrons / seconde produite en impulsions courtes (c’est-à-dire <5 μs) peut être facilement réalisée.
  • Concentration en plasme dense. Le foyer de plasma dense (DPF) est un appareil connu comme une source efficace de neutrons provenant des réactions de fusion . Le mécanisme du foyer de plasma dense (DPF) est basé sur la fusion nucléaire de plasma de courte durée de deutérium et / ou de tritium. Cet appareil produit un plasma de courte durée de vie par compression électromagnétique et accélération qui est appelée pincement . Ce plasma est pendant la pincée suffisamment chaud et dense pour provoquer la fusion nucléaire et l’émission de neutrons.
  • Accélérateurs d’ions légers. Les neutrons peuvent également être produits par des accélérateurs de particules utilisant des cibles de deutérium, de tritium, de lithium, de béryllium et d’autres matériaux à faible Z. Dans ce cas, la cible doit être bombardée de noyaux accélérés d’hydrogène (H), de deutérium (D) ou de tritium (T).

• Petites sources de neutrons
  • Générateurs de neutrons. Les neutrons sont produits lors de la fusion du deutérium et du tritium dans la réaction exothermique suivante. ² D + ³ T → ⁴ He + n + 17,6 MeV . Le neutron est produit avec une énergie cinétique de 14,1 MeV. Cela peut être réalisé à petite échelle en laboratoire avec un modeste accélérateur de 100 kV pour les atomes de deutérium bombardant une cible de tritium. Des sources de neutrons continues de ~ 10 ¹¹ neutrons / seconde peuvent être obtenues relativement simplement.
  • Source de radio-isotopes – réactions (α, n). Dans certains isotopes légers, le «dernier» neutron du noyau est faiblement lié et est libéré lorsque le noyau composé s’est formé à la suite de la décomposition du bombardement des particules α. Le bombardement du béryllium par les particules α conduit à la production de neutrons par la réaction exothermique suivante:  ⁴ He + ⁹ Be → ¹² C + n + 5,7 MeV. Cette réaction donne une faible source de neutrons avec un spectre d’énergie semblable à celui d’une source de fission et est utilisée de nos jours dans les sources de neutrons portables.  Le radium, le plutonium ou l’américium peuvent être utilisés comme émetteur α.
  • Source de radio-isotopes – réactions (γ, n). Les réactions (γ, n) peuvent également être utilisées dans le même but. Dans ce type de source, en raison de la plus grande portée du rayon γ, les deux composants physiques de la source peuvent être séparés permettant de «  désactiver  » la réaction si nécessaire en retirant la source radioactive du béryllium. Les sources (γ, n) produisent des neutrons monoénergétiques contrairement aux sources (α, n). La source (γ, n) utilise de l’antimoine-124 comme émetteur gamma dans la réaction endothermique suivante.

¹²⁴ Sb → ¹²⁴ Te + β− + γ

γ + ⁹ Be → ⁸ Be + n – 1,66 MeV

• • Source de radio-isotopes – fission spontanée . Certains isotopes subissent une fission spontanée avec émission de neutrons. La source de fission spontanée la plus couramment utilisée est l’isotope radioactif californium-252 . Le Cf-252 et toutes les autres sources de neutrons à fission spontanée sont produits en irradiant de l’uranium ou un autre élément transuranien dans un réacteur nucléaire, où les neutrons sont absorbés dans la matière de départ et ses produits de réaction ultérieurs, transmutant la matière de départ en isotope SF.

Voir aussi: Sources de neutrons

Voir aussi: Neutrons de source

Description du rayonnement gamma

Les rayons gamma , également connus sous le nom de rayonnement gamma , se réfèrent au rayonnement électromagnétique (pas de masse au repos, pas de charge) d’une très haute énergie. Les rayons gamma sont des photons de haute énergieavec des longueurs d’onde très courtes et donc des fréquences très élevées. Comme les rayons gamma ne sont en substance que des photons de très haute énergie, ce sont des matières très pénétrantes et donc biologiquement dangereuses. Les rayons gamma peuvent parcourir des milliers de pieds dans l’air et peuvent facilement traverser le corps humain. Les rayons gamma sont émis par des noyaux instables lors de leur transition d’un état de haute énergie à un état inférieur appelé décroissance gamma. Dans la plupart des sources de laboratoire pratiques, les états nucléaires excités sont créés lors de la désintégration d’un radionucléide parent, donc une désintégration gamma généralementaccompagne d’autres formes de désintégration , comme la désintégration alpha ou bêta. Le rayonnement et les rayons gamma sont tout autour de nous. Dans, autour et au-dessus du monde dans lequel nous vivons. C’est une partie de notre monde naturel qui est ici depuis la naissance de notre planète. Les sources naturelles de rayons gamma sur Terre sont, entre autres, les rayons gamma des radionucléides naturels, en particulier le potassium-40. Le potassium-40 est un isotope radioactif du potassium qui a une très longue demi-vie de 1,251 × 10 ⁹ ans (comparable à l’âge de la Terre). Cet isotope peut être trouvé dans le sol, l’eau aussi dans la viande et les bananes. Ce n’est pas le seul exemple de source naturelle de rayons gamma.

Voir aussi: Découverte des rayons gamma

Caractéristiques des rayons gamma / rayonnement

Les principales caractéristiques des rayons gamma sont résumées en quelques points:

• Les rayons gamma sont des photons de haute énergie (environ 10 000 fois plus d’énergie que les photons visibles), les mêmes photons que les photons formant la gamme visible du spectre électromagnétique – la lumière.
• Les photons (rayons gamma et rayons X) peuvent ioniser les atomes directement (bien qu’ils soient électriquement neutres) par l’effet photoélectrique et l’effet Compton, mais l’ionisation secondaire (indirecte) est beaucoup plus importante.
• Les rayons gamma ionisent la matière principalement par ionisation indirecte .
• Bien qu’un grand nombre d’interactions possibles soient connues, il existe trois mécanismes d’interaction clés avec la matière.
  • Effet photoélectrique
  • Diffusion de Compton
  • Production de paires
• Les rayons gamma voyagent à la vitesse de la lumière et ils peuvent parcourir des milliers de mètres dans l’air avant de dépenser leur énergie.
• Le rayonnement gamma étant une matière très pénétrante, il doit être protégé par des matériaux très denses, tels que le plomb ou l’uranium.
• La distinction entre les rayons X et les rayons gamma n’est pas si simple et a changé au cours des dernières décennies. Selon la définition actuellement valable, les rayons X sont émis par des électrons à l’extérieur du noyau, tandis que les rayons gamma sont émis par le noyau .
• Les rayons gamma accompagnent fréquemment l’émission de rayonnement alpha et bêta .

 

Effet photoélectrique

• L’effet photoélectrique domine aux basses énergies des rayons gamma .
• L’effet photoélectrique conduit à l’émission de photoélectrons de la matière lorsque la lumière ( photons ) brille sur eux.
• L’énergie maximale qu’un électron peut recevoir dans n’importe quelle interaction est hν .
• Les électrons ne sont émis par l’effet photoélectrique que si le photon atteint ou dépasse une énergie seuil .
• Un électron libre (provenant par exemple d’un nuage atomique) ne peut pas absorber la totalité de l’énergie du photon incident. Ceci est le résultat de la nécessité de conserver à la fois l’élan et l’énergie.
• La section efficace pour l’émission de n = 1 (K-shell) photoélectrons est plus élevée que celle de n = 2 (L-shell) photoélectrons. Ceci est le résultat de la nécessité de conserver l’élan et l’énergie.

Voir aussi: Albert Einstein et l’effet photoélectrique

Définition de l’effet photoélectrique

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

E _e = hν-E _b

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

Suite à une interaction photoélectrique, un atome d’absorbeur ionisé est créé avec une vacance dans l’un de ses coques liées . Cette vacance sera rapidement comblée par un électron d’une coquille avec une énergie de liaison plus faible (autres coquilles) ou par la capture d’un électron libre du matériau. Le réarrangement des électrons des autres coquilles crée une autre vacance, qui, à son tour, est remplie par un électron d’une coquille d’énergie de liaison encore plus faible. Par conséquent, une cascade de rayons X plus caractéristiques peut également être générée. La probabilité d’émission caractéristique de rayons X diminue à mesure que le numéro atomique de l’absorbeur diminue. Parfois, l’émission d’un électron Auger se produit.

Coupes transversales de l’effet photoélectrique

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

τ _{(photoélectrique)} = constante x Z ^N / E ^3,5

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

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

Diffusion de Compton

Caractéristiques clés de la diffusion Compton

• La diffusion de Compton domine aux énergies intermédiaires.
• C’est la diffusion des photons par les électrons atomiques  
• Les photons subissent un décalage de longueur d’onde appelé décalage Compton.
• L’énergie transférée à l’électron de recul peut varier de zéro à une grande partie de l’énergie incidente des rayons gamma

Définition de la diffusion Compton

La diffusion Compton est la diffusion inélastique ou non classique d’un photon (qui peut être un photon de rayons X ou gamma ) par une particule chargée, généralement un électron. Dans la diffusion Compton, le photon gamma incident est dévié d’un angle Θ par rapport à sa direction d’origine. Cette déviation entraîne une diminution de l’énergie (diminution de la fréquence des photons) du photon et est appelée effet Compton . Le photon transfère une partie de son énergie à l’électron de recul . L’énergie transférée à l’électron de recul peut varier de zéro à une grande partie de l’énergie incidente des rayons gamma, car tous les angles de diffusion sont possibles. La diffusion Compton a été observée par AHCompton en 1923à l’Université de Washington à St. Louis. Compton a remporté le prix Nobel de physique en 1927 pour cette nouvelle compréhension de la nature des particules des photons.

Formule de diffusion Compton

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

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

où

λ est la longueur d’onde initiale du photon

λ ‘ est la longueur d’onde après diffusion,

h est la constante de Planck = 6,626 x 10 ^-34 Js

m _e est la masse au repos des électrons (0,511 MeV)

c est la vitesse de la lumière

Θ est l’angle de diffusion.

La variation minimale de longueur d’onde ( λ ′ – λ ) pour le photon se produit lorsque Θ = 0 ° (cos (Θ) = 1) et est au moins nulle. Le changement maximal de longueur d’onde ( λ ′ – λ ) pour le photon se produit lorsque Θ = 180 ° (cos (Θ) = – 1). Dans ce cas, le photon transfère à l’électron autant de mouvement que possible.Le changement maximal de longueur d’onde peut être dérivé de la formule de Compton:

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

Diffusion Compton – Coupes transversales

La probabilité de diffusion Compton par interaction avec un atome augmente linéairement avec le numéro atomique Z, car elle dépend du nombre d’électrons disponibles pour la diffusion dans l’atome cible. La distribution angulaire des photons diffusés à partir d’un seul électron libre est décrite par la formule de Klein-Nishina :

où ε = E ₀ / m _e c ² et r ₀ est le «rayon classique de l’électron» égal à environ 2,8 x 10 ^-13 cm. La formule donne la probabilité de diffuser un photon dans l’élément d’angle solide dΩ = 2π sin Θ dΘ lorsque l’énergie incidente est E ₀ .

Compton Edge

En spectrophotométrie, le bord Compton est une caractéristique du spectrographe qui résulte de la diffusion Compton dans le scintillateur ou le détecteur. Cette caractéristique est due aux photons qui subissent une diffusion Compton avec un angle de diffusion de 180 ° puis s’échappent du détecteur. Lorsqu’un rayon gamma se dissipe du détecteur et s’échappe, seule une fraction de son énergie initiale peut être déposée dans la couche sensible du détecteur. Cela dépend de l’angle de diffusion du photon, de la quantité d’énergie qui sera déposée dans le détecteur. Cela conduit à un spectre d’énergies. L’énergie du bord Compton correspond au photon rétrodiffusé complet .

Diffusion Compton inverse

La diffusion inverse de Compton est la diffusion de photons de basse énergie aux hautes énergies par des électrons relativistes. Les électrons relativistes peuvent augmenter l’énergie des photons de basse énergie d’une quantité potentiellement énorme (même des rayons gamma peuvent être produits). Ce phénomène est très important en astrophysique.

Production de paires positrons-électrons

En général, la production de paires est un phénomène de la nature où l’ énergie est directement convertie en matière . Le phénomène de production de paires peut être vu de deux manières différentes. Une façon est comme une particule et une antiparticule et l’autre est comme une particule et un trou . La première voie peut être représentée par la formation d’ électrons et de positrons , à partir d’un paquet d’énergie électromagnétique ( photon haute énergie – rayon gamma ) voyageant à travers la matière. C’est l’une des façons possibles dont les rayons gamma interagissent avec la matière. Aux hautes énergies, cette interaction domine .

Pour que la production de paires électron-positon se produise, l’énergie électromagnétique du photon doit être supérieure à une énergie seuil , qui est équivalente à la masse au repos de deux électrons. L’énergie de seuil (la masse au repos totale des particules produites) pour la production de paires électron-positon est égale à 1,02 MeV (2 x 0,511 MeV) car la masse au repos d’un seul électron équivaut à 0,511 MeV d’énergie.

Si l’énergie du photon d’origine est supérieure à 1,02 MeV, toute énergie supérieure à 1,02 MeV est, selon la loi de conservation, divisée entre l’énergie cinétique de mouvement des deux particules.

La présence d’ un champ électrique d’un atome lourd tel que le plomb ou l’uranium est essentielle pour satisfaire la conservation de la quantité de mouvement et de l’énergie . Afin de satisfaire à la fois la conservation de la quantité de mouvement et de l’énergie, le noyau atomique doit recevoir une certaine quantité de mouvement. Par conséquent, une production de paires de photons dans l’espace libre ne peut pas se produire .

De plus, le positron est l’antiparticule de l’électron, donc lorsqu’un positron vient se reposer, il interagit avec un autre électron, ce qui entraîne l’annihilation des deux particules et la conversion complète de leur masse au repos en énergie pure (selon formule E = mc ² ) sous la forme de deux rayons gamma (photons) de 0,511 MeV dirigés de façon opposée. Le phénomène de production de paires est donc lié à la création et à la destruction de matière en une seule réaction.

Production de paires positrons-électrons – Coupe transversale

La probabilité de production de paires, caractérisée par la section efficace, est une fonction très compliquée basée sur la mécanique quantique . En général, la section efficace augmente approximativement avec le carré du nombre atomique (σ _p ~ Z ² ) et augmente avec l’énergie des photons, mais cette dépendance est beaucoup plus complexe.

Coupe transversale de la production de paires dans le domaine nucléaire et le champ électronique.

Atténuation des rayons gamma

La section efficace totale d’interaction des rayons gamma avec un atome est égale à la somme des trois sections partielles mentionnées:

σ = σ _f + σ _C + σ _p 

• σ _f – Effet photoélectrique

• σ _C – Diffusion Compton

• σ _p – Production de paires

Selon l’énergie des rayons gamma et le matériau absorbant, l’une des trois sections transversales partielles peut devenir beaucoup plus grande que les deux autres. Aux petites valeurs de l’énergie des rayons gamma, l’ effet photoélectrique domine. La diffusion de Compton domine aux énergies intermédiaires. La diffusion du compton augmente également avec la diminution du nombre atomique de matière, donc l’intervalle de domination est plus large pour les noyaux légers. Enfin, la production de paires électron-positon domine aux hautes énergies.

Sur la base de la définition de la section efficace d’interaction, la dépendance de l’intensité des rayons gamma sur l’épaisseur du matériau absorbant peut être dérivée. Si les rayons gamma monoénergétiques sont collimatés en un faisceau étroit et si le détecteur derrière le matériau détecte uniquement les rayons gamma qui ont traversé ce matériau sans aucune sorte d’interaction avec ce matériau, alors la dépendance devrait être une simple atténuation exponentielle des rayons gamma . Chacune de ces interactions élimine le photon du faisceau soit par absorption, soit par diffusion loin de la direction du détecteur. Par conséquent, les interactions peuvent être caractérisées par une probabilité fixe d’occurrence par unité de longueur de trajet dans l’absorbeur. La somme de ces probabilités est appeléecoefficient d’atténuation linéaire :

μ = τ _{(photoélectrique)} + σ _(Compton) + κ _(paire)

Coefficient d’atténuation linéaire

L’atténuation du rayonnement gamma peut alors être décrite par l’équation suivante.

I = I ₀ .e ^-μx

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

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

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

Demi couche de valeur

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

• La couche de demi-valeur diminue à mesure que le numéro atomique de l’absorbeur augmente. Par exemple, 35 m d’air sont nécessaires pour réduire l’intensité d’un faisceau de rayons gamma de 100 keV par un facteur de deux alors que seulement 0,12 mm de plomb peut faire la même chose.
• La couche de demi-valeur pour tous les matériaux augmente avec l’énergie des rayons gamma. Par exemple de 0,26 cm pour le fer à 100 keV à environ 1,06 cm à 500 keV.

Coefficient d’atténuation de masse

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

I = I ₀ .e ^{– (μ / ρ) .ρl}

, où ρ est la densité du matériau, (μ / ρ) est le coefficient d’atténuation de la masse et ρ.l est l’épaisseur de la masse. L’unité de mesure utilisée pour le coefficient d’atténuation de masse cm ² g ^-1 .

Pour les énergies intermédiaires, la diffusion Compton domine et différents absorbeurs ont des coefficients d’atténuation de masse approximativement égaux. Cela est dû au fait que la section efficace de la diffusion Compton est proportionnelle au Z (numéro atomique) et donc le coefficient est proportionnel à la densité du matériau ρ. Aux petites valeurs de l’énergie des rayons gamma ou aux valeurs élevées de l’énergie des rayons gamma, où le coefficient est proportionnel aux puissances supérieures du numéro atomique Z (pour l’effet photoélectrique σ _f ~ Z ⁵ ; pour la production de paires σ _p ~ Z ² ), le le coefficient d’atténuation μ n’est pas une constante.

Exemple:

De quelle quantité d’eau avez-vous besoin pour réduire l’intensité d’un faisceau de rayons gamma monoénergétique de 500 keV ( faisceau étroit ) à 1% de son intensité incidente? La couche de demi-valeur pour les rayons gamma 500 keV dans l’eau est de 7,15 cm et le coefficient d’atténuation linéaire pour les rayons gamma 500 keV dans l’eau est de 0,097 cm ^-1 .

La question est assez simple et peut être décrite par l’équation suivante:

Si la couche de demi-valeur pour l’eau est de 7,15 cm, le coefficient d’atténuation linéaire est:

Maintenant, nous pouvons utiliser l’équation d’atténuation exponentielle:

donc

L’épaisseur d’eau requise est donc d’environ 47,5 cm . C’est une épaisseur relativement importante et elle est causée par de petits nombres atomiques d’hydrogène et d’oxygène. Si nous calculons le même problème pour le plomb (Pb) , nous obtenons l’épaisseur x = 2,8 cm .

Coefficients d’atténuation linéaire

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

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

Demi couches de valeur

La couche de demi-valeur exprime l’épaisseur du matériau absorbant nécessaire pour réduire l’intensité du rayonnement incident d’un facteur deux. Avec une demi-couche de valeur, il est facile d’effectuer des calculs simples.
Source: www.nde-ed.org

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

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

Validité de la loi exponentielle

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

 

Facteurs d’accumulation pour le blindage des rayons gamma

Le facteur d’accumulation est un facteur de correction qui tient compte de l’influence du rayonnement diffusé et de toutes les particules secondaires dans le milieu lors des calculs de blindage. Si nous voulons tenir compte de l’accumulation de rayonnement secondaire, nous devons inclure le facteur d’accumulation . Le facteur d’accumulation est alors un facteur multiplicatif qui rend compte de la réponse aux photons non collidés de manière à inclure la contribution des photons diffusés. Ainsi, le facteur d’accumulation peut être obtenu en tant que rapport de la dose totale à la réponse pour la dose non prise.

La formule étendue pour le calcul du débit de dose est la suivante:

La norme ANSI / ANS-6.4.3-1991 sur les coefficients d’atténuation des rayons gamma et les facteurs d’accumulation pour les matériaux d’ingénierie contient des coefficients d’atténuation des rayons gamma et des facteurs d’accumulation pour certains matériaux et éléments d’ingénierie à utiliser dans les calculs de blindage (ANSI / ANS-6.1 .1, 1991).

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

Description des particules bêta

Les particules bêta sont des électrons ou des positrons à haute énergie et à grande vitesse émis par certains fragments de fission ou par certains noyaux radioactifs primordiaux tels que le potassium-40. Les particules bêta sont une forme de rayonnement ionisant également connu sous le nom de rayons bêta. La production de particules bêta est appelée désintégration bêta . Il existe deux formes de désintégration bêta, la désintégration d’électrons (désintégration β−) et la désintégration de positrons (désintégration β +) . Dans un réacteur nucléaire se produit en particulier la désintégration β−, car la caractéristique commune des produits de fission est un excès de neutrons ( voir Stabilité nucléaire). Un fragment de fission instable avec l’excès de neutrons subit une désintégration β−, où le neutron est converti en proton, en électron et en antineutrino d’électrons .

Description des particules bêta

Les particules bêta sont des électrons ou des positrons à haute énergie et à grande vitesse émis par certains fragments de fission ou par certains noyaux radioactifs primordiaux tels que le potassium-40. Les particules bêta sont une forme de rayonnement ionisant également connu sous le nom de rayons bêta. La production de particules bêta est appelée désintégration bêta . Il existe deux formes de désintégration bêta, la désintégration d’électrons (désintégration β−) et la désintégration de positrons (désintégration β +) . Dans un réacteur nucléaire se produit en particulier la désintégration β−, car la caractéristique commune des produits de fission est un excès de neutrons ( voir Stabilité nucléaire). Un fragment de fission instable avec l’excès de neutrons subit une désintégration β−, où le neutron est converti en proton, en électron et en antineutrino d’électrons .

Un semi-conducteur extrinsèque , ou semi – conducteur dopé , est un semi-conducteur, qui a été intentionnellement dopé dans le but de moduler ses propriétés électriques, optiques et structurelles. Dans le cas des détecteurs semi-conducteurs de rayonnement ionisant, le dopage est l’introduction intentionnelle d’impuretés dans un semi-conducteur intrinsèque dans le but de modifier leurs propriétés électriques. Par conséquent, les semi-conducteurs intrinsèques sont également appelés semi-conducteurs purs ou semi-conducteurs de type i.

L’ajout d’un petit pourcentage d’atomes étrangers dans le réseau cristallin régulier de silicium ou de germanium produit des changements spectaculaires dans leurs propriétés électriques, car ces atomes étrangers incorporés dans la structure cristalline du semi-conducteur fournissent des porteurs de charge gratuits (électrons ou trous d’électrons) dans le semi-conducteur. Dans un semi-conducteur extrinsèque, ce sont ces atomes de dopant étrangers dans le réseau cristallin qui fournissent principalement les porteurs de charge qui transportent le courant électrique à travers le cristal. En général, il existe deux types d’atomes dopants, ce qui entraîne deux types de semi-conducteurs extrinsèques. Ces dopants qui produisent les changements contrôlés souhaités sont classés comme accepteurs d’électrons ou donneurs et les semi-conducteurs dopés correspondants sont appelés:

• Semi-conducteurs de type n.
• Semi-conducteurs de type p.

Semi-conducteurs dégénérés

Il faut noter qu’un dopage accru conduit à une conductivité accrue du fait de la plus forte concentration de porteurs de charges. Les semi-conducteurs hautement dopés se comportent de façon métallique et ces semi-conducteurs sont connus comme semi-conducteurs dégénérés (très fortement dopés) . Les semi-conducteurs dégénérés sont souvent utilisés dans les circuits intégrés en remplacement du métal. Souvent, les symboles plus et moins en exposant sont utilisés pour indiquer la concentration de dopage relative dans les semi-conducteurs. Par exemple, n ⁺ désigne un semi-conducteur de type n avec une concentration de dopage élevée. De même, p ^– indiquerait un matériau de type p très légèrement dopé.

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

Un  semi – conducteur dopé est un semi-conducteur qui a été intentionnellement dopé dans le but de moduler ses propriétés électriques, optiques et structurelles. Dans le cas des détecteurs semi-conducteurs de rayonnement ionisant, le dopage est l’introduction intentionnelle d’impuretés dans un semi-conducteur intrinsèque dans le but de modifier leurs propriétés électriques. Par conséquent, les semi-conducteurs intrinsèques sont également appelés semi-conducteurs purs ou semi-conducteurs de type i.

L’ajout d’un petit pourcentage d’atomes étrangers dans le réseau cristallin régulier de silicium ou de germanium produit des changements spectaculaires dans leurs propriétés électriques, car ces atomes étrangers incorporés dans la structure cristalline du semi-conducteur fournissent des porteurs de charge gratuits (électrons ou trous d’électrons) dans le semi-conducteur. Dans un semi-conducteur extrinsèque, ce sont ces atomes de dopant étrangers dans le réseau cristallin qui fournissent principalement les porteurs de charge qui transportent le courant électrique à travers le cristal. En général, il existe deux types d’atomes dopants, ce qui entraîne deux types de semi-conducteurs extrinsèques. Ces dopants qui produisent les changements contrôlés souhaités sont classés comme accepteurs d’électrons ou donneurs et les semi-conducteurs dopés correspondants sont appelés:

• Semi-conducteurs de type n.
• Semi-conducteurs de type p.

Les semi – conducteurs extrinsèques sont des composants de nombreux appareils électriques courants, ainsi que de nombreux détecteurs de rayonnement ionisant. À ces fins, une diode à semi-conducteur (dispositifs qui ne permettent le courant que dans une seule direction) est généralement constituée de semi-conducteurs de type p et de type n placés en jonction l’un avec l’autre.

Semi-conducteurs dopés par les donateurs

Un semi-conducteur extrinsèque qui a été dopé avec des atomes donneurs d’électrons est appelé semi-conducteur de type n, car la majorité des porteurs de charge dans le cristal sont des électrons négatifs. Le silicium étant un élément tétravalent, la structure cristalline normale contient 4 liaisons covalentes de quatre électrons de valence. Dans le silicium, les dopants les plus courants sont les éléments du groupe III et du groupe V. Les éléments du groupe V (pentavalent) ont cinq électrons de valence, ce qui leur permet d’agir comme donneur. Cela signifie que l’ajout de ces impuretés pentavalentes telles que l’arsenic, l’antimoine ou le phosphore contribue aux électrons libres, augmentant considérablement la conductivité du semi-conducteur intrinsèque. Par exemple, un cristal de silicium dopé au bore (groupe III) crée un semi-conducteur de type p tandis qu’un cristal dopé au phosphore (groupe V) produit un semi-conducteur de type n.

Les électrons de conduction sont complètement dominés par le nombre d’ électrons donneurs . Donc:

Le nombre total d’électrons de conduction est approximativement égale au nombre de sites donneurs, n≈N _D .

La neutralité de charge du matériau semi-conducteur est maintenue car les sites donneurs excités équilibrent les électrons de conduction. Le résultat net est que le nombre d’électrons de conduction est augmenté, tandis que le nombre de trous est réduit. Le déséquilibre de la concentration de porteurs dans les bandes respectives est exprimé par le nombre absolu différent d’électrons et de trous. Les électrons sont des porteurs majoritaires, tandis que les trous sont des porteurs minoritaires dans un matériau de type n.

Acceptor Doped Semiconductors

Un semi-conducteur extrinsèque qui a été dopé avec des atomes accepteurs d’électrons est appelé semi-conducteur de type p , car la majorité des porteurs de charge dans le cristal sont des trous d’électrons (porteurs de charge positifs). Le silicium semi-conducteur pur est un élément tétravalent , la structure cristalline normale contient 4 liaisons covalentes de quatre électrons de valence. Dans le silicium, les dopants les plus courants sont les éléments du groupe III et du groupe V. Les éléments du groupe III (trivalents) contiennent tous trois électrons de valence, ce qui les fait fonctionner comme des accepteurs lorsqu’ils sont utilisés pour doper le silicium. Lorsqu’un atome accepteur remplace un atome de silicium tétravalent dans le cristal, un état vacant (un trou d’électrons) est créé. Un trou d’électrons (souvent simplement appelé trou) est le manque d’électrons à une position où l’on pourrait exister dans un atome ou un réseau atomique. C’est l’un des deux types de porteurs de charge qui sont responsables de la création de courant électrique dans les matériaux semi-conducteurs. Ces trous chargés positivement peuvent se déplacer d’atome en atome dans les matériaux semi-conducteurs lorsque les électrons quittent leur position. L’ajout d’impuretés trivalentes telles que le bore , l’ aluminium ou le galliumà un semi-conducteur intrinsèque crée ces trous d’électrons positifs dans la structure. Par exemple, un cristal de silicium dopé au bore (groupe III) crée un semi-conducteur de type p tandis qu’un cristal dopé au phosphore (groupe V) produit un semi-conducteur de type n.

Le nombre de trous d’électrons est entièrement dominé par le nombre de sites accepteurs. Par conséquent:

Le nombre total de trous est approximativement égale au nombre de sites donneurs, p ≈ N _A .

La neutralité de charge de ce matériau semi-conducteur est également maintenue. Le résultat net est que le nombre de trous d’électrons augmente, tandis que le nombre d’électrons de conduction est réduit. Le déséquilibre de la concentration de porteurs dans les bandes respectives est exprimé par le nombre absolu différent d’électrons et de trous. Les trous d’électrons sont des porteurs majoritaires , tandis que les électrons sont des porteurs minoritaires dans un matériau de type p.