Qu’est-ce que le compteur du corps entier – Comptage du corps entier – Définition

Un compteur du corps entier est un instrument qui mesure les quantités de radionucléides émettant des rayons gamma dans le corps. Dans les installations nucléaires, des compteurs pour tout le corps sont utilisés pour mesurer la radioactivité dans le corps humain. Dosimétrie des rayonnements

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

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

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

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

Spectroscopie gamma

Détecteur HPGe - Germanium
Détecteur HPGe avec cryostat LN2 Source: canberra.com

Si un rayon gamma est émis par un élément radioactif dans le corps humain en raison de la désintégration radioactive, et que son énergie est suffisante pour s’échapper, il peut alors être détecté. Ce serait au moyen d’un spectromètre gamma. Les spectroscopes, ou spectromètres, sont des appareils sophistiqués conçus pour mesurer la distribution spectrale de puissance d’une source. Le rayonnement incident génère un signal qui permet de déterminer l’énergie de la particule incidente. La plupart des sources radioactives produisent des rayons gamma , qui sont de différentes énergies et intensités. Les rayons gamma accompagnent fréquemment l’émission de rayonnement alpha et bêta . Lorsque ces émissions sont détectées et analysées avec un système de spectroscopie, unun spectre d’énergie gamma peut être produit. Les rayons gamma provenant de la désintégration radioactive sont dans la gamme d’énergie de quelques keV à ~ 8 MeV, correspondant aux niveaux d’énergie typiques dans les noyaux avec des durées de vie raisonnablement longues. Comme cela a été écrit, ils sont produits par la désintégration des noyaux lorsqu’ils passent d’un état de haute énergie à un état inférieur. Une analyse détaillée de ce spectre est généralement utilisée pour déterminer l’ identité et la quantité d’émetteurs gamma présents dans un échantillon, et est un outil essentiel dans l’analyse radiométrique. Le spectre gamma est caractéristique des nucléides émetteurs gamma contenus dans la source.

Pour la mesure des rayons gamma au-dessus de plusieurs centaines de keV, il existe deux catégories de détecteurs d’importance majeure, les scintillateurs inorganiques comme le NaI (Tl) et les détecteurs semi – conducteurs . Dans les articles précédents, nous avons décrit la spectroscopie gamma à l’aide d’un détecteur à scintillation, qui se compose d’un cristal scintillateur approprié, d’un tube photomultiplicateur et d’un circuit de mesure de la hauteur des impulsions produites par le photomultiplicateur. Les avantages d’un compteur à scintillation sont son efficacité (grande taille et haute densité) et la haute précision et les taux de comptage possibles. En raison du nombre atomique élevé d’iode, un grand nombre de toutes les interactions entraîneront une absorption complète de l’énergie des rayons gamma, de sorte que la fraction photo sera élevée.

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

Prise de dose interne

Si la source de rayonnement est à l’intérieur de notre corps, nous disons que c’est une exposition interne . L’ingestion de matières radioactives peut se produire par diverses voies telles que l’ingestion de contamination radioactive dans les aliments ou les liquides, l’inhalation de gaz radioactifs ou la peau intacte ou blessée. 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. Pour les doses internes, nous devons d’abord distinguer entre l’apport et l’absorption. L’admission signifie ce qu’une personne absorbe. L’absorption signifie ce qu’une personne garde.

Lorsqu’un composé radioactif pénètre dans l’organisme, l’activité diminue avec le temps, en raison à la fois de la décroissance radioactive et de la clairance biologique . La diminution varie d’un composé radioactif à l’autre. A cet effet, la demi-vie biologique est définie en radioprotection.

La demi-vie biologique est le temps mis pour que la quantité d’un élément particulier dans le corps diminue jusqu’à la moitié de sa valeur initiale en raison de l’élimination par les seuls processus biologiques, lorsque le taux d’élimination est à peu près exponentiel. La demi-vie biologique dépend de la vitesse à laquelle le corps utilise normalement un composé particulier d’un élément. Les isotopes radioactifs qui ont été ingérés ou absorbés par d’autres voies seront progressivement éliminés du corps par les intestins, les reins, la respiration et la transpiration. Cela signifie qu’une substance radioactive peut être expulsée avant d’avoir pu se décomposer.

En conséquence, la demi-vie biologique influence de manière significative la demi-vie efficace et la dose globale de contamination interne. Si un composé radioactif à demi-vie radioactive (t 1/2 ) est éliminé de l’organisme avec une demi-vie biologique tb, la demi-vie effective (t e ) est donnée par l’expression:

Comme on peut le voir, les mécanismes biologiques diminuent toujours la dose globale de contamination interne . De plus, si t 1/2 est grand par rapport à t b , la demi-vie effective est approximativement la même que t b .

Par exemple, le tritium a une demi-vie biologique d’environ 10 jours, tandis que la demi-vie radioactive est d’environ 12 ans. En revanche, les radionucléides à demi-vie radioactive très courte ont également une demi-vie efficace très courte. Ces radionucléides délivreront, à toutes fins pratiques, la dose totale de rayonnement dans les premiers jours ou semaines suivant la prise.

Pour le tritium, l’ apport limite annuel (ALI) est de 1 x 10 9 Bq. Si vous absorbez 1 x 10 9 Bq de tritium, vous recevrez une dose de 20 mSv pour tout le corps. La dose efficace engagée , E (t), est donc de 20 mSv. Cela ne dépend pas si une personne entreprend cette quantité d’activité dans un court laps de temps ou dans une longue période. Dans tous les cas, cette personne reçoit la même dose pour tout le corps de 20 mSv.

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