Qu’est-ce que la dosimétrie neutronique – Dosimètre neutronique – Définition

La dosimétrie des neutrons du personnel continue d’être l’un des problèmes dans le domaine de la radioprotection, car aucune méthode unique n’associe réponse énergétique, sensibilité, caractéristiques de dépendance à l’orientation
détection de neutrons
Généralement, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels.
Source: large.stanford.edu

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

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 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 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.

Facteurs de pondération des rayonnements
Source: CIPR, 2003. Efficacité biologique relative (EBR), facteur de qualité (Q) et facteur de pondération des radiations (wR). Publication 92 de la CIPR. Ann. CIPR 33 (4).

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.

Facteurs de pondération des rayonnements - courant - ICRP
Source: CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique

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.

facteur de pondération de rayonnement - neutrons - ICRP
Le facteur de pondération du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’énergie neutronique (- – -) et de la modification proposée (-).

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.

Détection de neutrons thermiques

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

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

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

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

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

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

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

Détection de neutrons rapides

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

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

Proton Recoil – Détecteurs de recul

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

Spectromètre Bonner Spheres

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

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

Les compteurs à scintillation  sont utilisés pour mesurer le rayonnement dans une variété d’applications, y compris les 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.

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

Dosimètre thermoluminescent à neutrons – Neutron TLD

La  dosimétrie neutronique du personnel  continue d’être l’un des problèmes dans le domaine de la radioprotection, car aucune méthode unique ne fournit la combinaison de la réponse énergétique, de la sensibilité, des caractéristiques de dépendance d’orientation et de la précision nécessaires pour répondre aux besoins d’un dosimètre personnel.

Les dosimètres à neutrons personnels les plus couramment utilisés à des fins de radioprotection sont les  dosimètres thermoluminescents  et les  dosimètres à albédo . Les deux sont basés sur ce phénomène – la  thermoluminescence . À cette fin, le fluorure de lithium ( LiF ) en tant que matériau sensible (puce) est largement utilisé. TLD de fluorure de lithium est utilisé pour l’exposition gamma et neutronique (indirectement, en utilisant la réaction nucléaire Li-6 (n, alpha)). Les petits cristaux de LiF (fluorure de lithium) sont les dosimètres TLD les plus courants car ils ont les mêmes propriétés d’absorption que les tissus mous. Le lithium a deux isotopes stables, le lithium-6 (7,4%) et le lithium-7 (92,6%). Le Li-6 est l’isotope sensible aux neutrons. Afin d’enregistrer les neutrons, les dosimètres à cristaux LiF peuvent être enrichis en lithium-6 pour améliorer la réaction nucléaire au lithium-6 (n, alpha). L’efficacité du détecteur dépend de l’  énergie des neutrons. Parce que l’interaction des neutrons avec n’importe quel élément dépend fortement de l’énergie, rendre un dosimètre indépendant de l’énergie des neutrons est très difficile. Afin de séparer les neutrons thermiques et les photons, les dosimètres LiF sont principalement utilisés, contenant différents pourcentages de lithium-6. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

Le principe des TLD à neutrons est alors similaire à celui des TLD à rayonnement gamma. Dans la puce LiF, il y a des impuretés (par exemple du manganèse ou du magnésium), qui produisent des états de piège pour les électrons énergétiques. L’impureté provoque des pièges dans le réseau cristallin où, après irradiation (en rayonnement alpha), des électrons sont retenus. Lorsque le cristal est réchauffé, les électrons piégés sont libérés et de la lumière est émise. La quantité de lumière est liée à la dose de rayonnement reçue par le cristal.

Dosimètre à neutrons albédo thermoluminescents

La dosimétrie des neutrons d’albédo  est basée sur l’effet de la modération et de la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain. Albedo, le mot latin pour «blancheur», a été défini par Lambert comme la fraction de la lumière incidente réfléchie de manière diffuse par une surface. La modération et la rétrodiffusion des neutrons par le corps humain créent un flux de neutrons à la surface du corps dans la gamme d’énergie thermique et intermédiaire. Ces neutrons rétrodiffusés appelés neutrons d’  albédo , peuvent être détectés par un dosimètre (généralement une  puce LiF TLD ), placé sur le corps qui est conçu pour  détecter les neutrons thermiques . Dosimètres d’albédo se sont avérés être les seuls dosimètres capables de mesurer les doses dues aux neutrons sur toute la gamme des énergies. Habituellement, deux types de fluorure de lithium sont utilisés pour séparer les doses apportées par les rayons gamma et les neutrons. Puce LiF enrichie en lithium-6, qui est très sensible aux neutrons thermiques et puce LiF contenant très peu de lithium-6, qui a une réponse neutronique négligeable.

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