Qu’est-ce que le dosimètre thermoluminescent – TLD – Définition

Un dosimètre thermoluminescent , abrégé en TLD , est un dosimètre à rayonnement passif , qui mesure l’exposition aux rayonnements ionisants en mesurant l’intensité de la lumière visible émise par un cristal sensible dans le détecteur lorsque le cristal est chauffé . L’intensité de la lumière émise est mesurée par le lecteur TLD et dépend de l’ exposition au rayonnement . Dosimètres thermoluminescentsa été inventé en 1954 par le professeur Farrington Daniels de l’Université du Wisconsin-Madison. Les dosimètres TLD sont applicables aux situations où des informations en temps réel ne sont pas nécessaires, mais des enregistrements précis de surveillance des doses cumulées sont souhaités pour la comparaison avec les mesures sur le terrain ou pour évaluer le potentiel d’effets à long terme sur la santé. En dosimétrie, les types de fibre de quartz et de film sont remplacés par les TLD et les EPD (Electronic Personal Dosimeter).

TLD – Principe de fonctionnement

L’aperçu de base suivant explique le fonctionnement d’un TLD :

1. Lorsque le rayonnement ionisant traverse le détecteur (puce), la puce absorbe le rayonnement et sa structure change légèrement.
2. Dans les matériaux thermoluminescents, les électrons peuvent atteindre la bande de conduction, lorsqu’ils sont excités, par exemple, par des rayonnements ionisants (c’est-à-dire qu’ils doivent obtenir une énergie supérieure à l’ _espace E ). Mais dans ce cas, des défauts existent dans le matériau ou des impuretés sont ajoutées pour piéger les électrons dans la bande interdite et les y maintenir.
3. Ces électrons piégés représentent l’énergie stockée pendant le temps où les électrons sont retenus et la quantité de cette énergie dépend de l’exposition au rayonnement.
4. Afin d’obtenir la dose reçue, la puce TLD doit être chauffée dans ce lecteur TLD . Les électrons piégés retournent à l’état fondamental et émettent des photons de lumière visible. La quantité de lumière émise par rapport à la température est appelée courbe de lueur .
5. Une fois la lecture terminée, le TLD est recuit à haute température. Ce processus met essentiellement à zéro le matériau TL en libérant tous les électrons piégés. Le TLD est alors prêt à être réutilisé .

Lecteur TLD

Comme cela a été écrit, l’énergie précédemment absorbée par le rayonnement électromagnétique ou d’autres rayonnements ionisants dans ces matériaux est réémise sous forme de lumière lors du chauffage du matériau. L’intensité de la lumière émise est mesurée par le lecteur TLD et dépend de l’exposition au rayonnement. Un lecteur TLD de base typique contient les composants suivants:

• Chauffage . L’élément chauffant augmente la température du matériau TL
• Tube photomultiplicateur . Le PMT amplifie et mesure le flux lumineux.
• Compteur / enregistreur . L’enregistreur est capable d’afficher et d’enregistrer des données.

Afin d’obtenir la dose reçue, la puce TLD doit être chauffée dans ce lecteur TLD. Les électrons piégés retournent à l’état fondamental et émettent des photons de lumière visible. La quantité de lumière émise par rapport à la température est appelée courbe de lueur . Cette courbe est analysée pour déterminer la dose. Une fois la lecture terminée, le TLD est recuit à haute température. Ce processus met essentiellement à zéro le matériau TL en libérant tous les électrons piégés. Le TLD est alors prêt à être réutilisé. Il existe deux types de lecteurs. Lecteurs automatiques et manuels. Le lecteur automatique de TLD est beaucoup plus compliqué que prévu.

Avantages et inconvénients des TLD

Avantages des TLD

• Les TLD sont capables de mesurer une plus grande gamme de doses par rapport aux badges film.
• Les doses provenant des TLD peuvent être facilement obtenues.
• Les TLD peuvent être lus sur place au lieu d’être envoyés pour développement.
• Les TLD sont facilement réutilisables .

Inconvénients des TLD

• Chaque dose ne peut être lue plus d’une fois.
• Le processus de lecture «met à zéro» le TLD.

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 lithiumest 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’albédose 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.

Mesure et surveillance de la dose de rayonnement

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

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

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

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

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

Les quantités opérationnelles pour le suivi individuel sont:

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

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

Limites de dose

Voir aussi: Limites de dose

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

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

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

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

Les limites de la dose efficace sont pour la somme des doses efficaces pertinentes de l’exposition externe dans la période de temps spécifiée et la dose efficace engagéedes apports de radionucléides au cours de la même période. Pour les adultes, la dose efficace engagée est calculée pour une période de 50 ans après la prise, tandis que pour les enfants, elle est calculée pour la période allant jusqu’à 70 ans. La limite de dose efficace pour le corps entier de 20 mSv est une valeur moyenne sur cinq ans. La limite réelle est de 100 mSv en 5 ans, avec pas plus de 50 mSv en une année. À cette fin, les employeurs surveillent attentivement l’exposition de ces personnes à l’aide d’instruments appelés dosimètres portés à une position du corps représentative de son exposition. Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace, E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:

Sievert – Unité de dose équivalente

En radioprotection, le sievert est une unité dérivée de dose équivalente et de dose efficace . Le sievert représente l’effet biologique équivalent du dépôt d’un joule d’énergie de rayons gamma dans un kilogramme de tissu humain. L’unité de sievert est importante dans la radioprotection et a été nommée d’après le scientifique suédois Rolf Sievert, qui a effectué une grande partie des premiers travaux sur la dosimétrie des rayonnements en radiothérapie.

Comme cela a été écrit, le sievert est utilisé pour les quantités de dose de rayonnement telles que la dose équivalente et la dose efficace. La dose équivalente (symbole H _T ) est une quantité de dose calculée pour chaque organe (indice T – tissu). La dose équivalente est basée sur la dose absorbée par un organe, ajustée pour tenir compte de l’ efficacité du type de rayonnement . Dose équivalente est donnée le symbole H _T . L’unité SI de H _T est le sievert (Sv) ou mais rem ( roentgen équivalent man ) est encore couramment utilisé ( 1 Sv = 100 rem ).

Exemples de doses à Sieverts

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

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