Qu’est-ce que la dose absorbée – Définition

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

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

dose absorbée - définition

Dose absorbéeUnités de dose absorbée:

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

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

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

  • Activité. L’activité de la source influence directement la dose de rayonnement déposée dans le matériau.
  • Type de rayonnement . Chaque type de rayonnement interagit avec la matière d’une manière différente . Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. D’autre part, les particules électriquement neutres n’interagissent qu’indirectement, mais peuvent également transférer une partie ou la totalité de leurs énergies à la matière.
  • Distance. La quantité d’exposition au rayonnement dépend de la distance de la source de rayonnement. Comme pour la chaleur d’un incendie, si vous êtes trop près, l’intensité du rayonnement thermique est élevée et vous pouvez vous brûler. Si vous êtes à la bonne distance, vous pouvez y résister sans problème et en plus c’est confortable. Si vous êtes trop loin d’une source de chaleur, l’insuffisance de chaleur peut également vous blesser. Cette analogie, dans un certain sens, peut être appliquée au rayonnement provenant également de sources de rayonnement.
  • Temps. La quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement.
  • Blindage. Enfin, la dose de rayonnement dépend également du matériau entre la source et l’objet. Si la source est trop intensive et que le temps ou la distance n’assurent pas une radioprotection suffisante, le blindage peut être utilisé.

Le danger des rayonnements ionisants réside dans le fait que les rayonnements sont invisibles et non directement détectables par les sens humains. Les gens ne peuvent ni voir ni ressentir le rayonnement, mais il dépose de l’énergie dans les molécules du corps. L’énergie est transférée en petites quantités pour chaque interaction entre le rayonnement et une molécule et il existe généralement de nombreuses interactions de ce type.

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage neutronique

 

Gris – Unité de dose absorbée

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

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

1 mGy (milligray) = 1E-3 Gy

1 µGy (microgray) = 1E-6 Gy

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

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

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

Débit de dose absorbé

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

débit de dose absorbé - définition

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

Exemples de doses absorbées en gris

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

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

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

Calcul du débit de dose blindé

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

Curie - Unité d'activité

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

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

Voir aussi: Atténuation des rayons gamma

Voir aussi: Blindage des rayons gamma

Solution:

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

calcul du débit de dose

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

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

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

Résultat:

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

débit de dose absorbé - gris - calcul

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

débit de dose absorbé - gris

De la dose absorbée à la dose équivalente

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

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