{"id":20885,"date":"2020-07-11T13:04:37","date_gmt":"2020-07-11T13:04:37","guid":{"rendered":"https:\/\/www.radiation-dosimetry.org\/quest-ce-que-la-dosimetrie-neutronique-dosimetre-neutronique-definition\/"},"modified":"2020-07-11T13:04:37","modified_gmt":"2020-07-11T13:04:37","slug":"quest-ce-que-la-dosimetrie-neutronique-dosimetre-neutronique-definition","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.radiation-dosimetry.org\/fr\/quest-ce-que-la-dosimetrie-neutronique-dosimetre-neutronique-definition\/","title":{"rendered":"Qu’est-ce que la dosim\u00e9trie neutronique – Dosim\u00e8tre neutronique – D\u00e9finition"},"content":{"rendered":"
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La dosim\u00e9trie des neutrons du personnel continue d’\u00eatre l’un des probl\u00e8mes dans le domaine de la radioprotection, car aucune m\u00e9thode unique n’associe r\u00e9ponse \u00e9nerg\u00e9tique, sensibilit\u00e9, caract\u00e9ristiques de d\u00e9pendance \u00e0 l’orientation<\/div>\n<\/div>\n
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\"d\u00e9tection<\/a>
G\u00e9n\u00e9ralement, chaque type de d\u00e9tecteur de neutrons doit \u00eatre \u00e9quip\u00e9 d’un convertisseur et de l’un des d\u00e9tecteurs de rayonnement conventionnels.
\nSource: large.stanford.edu<\/figcaption><\/figure>\n

La dosim\u00e9trie neutronique<\/strong>\u00a0est tr\u00e8s sp\u00e9cifique,\u00a0car les neutrons \u00e9tant\u00a0des particules \u00e9lectriquement neutres,<\/strong>\u00a0\u00a0ils sont donc principalement soumis \u00e0 de fortes forces nucl\u00e9aires mais pas \u00e0 des forces \u00e9lectriques.\u00a0Par cons\u00e9quent, les neutrons\u00a0ne<\/strong>\u00a0sont\u00a0pas directement ionisants<\/strong>\u00a0et ils doivent g\u00e9n\u00e9ralement \u00eatre\u00a0convertis<\/strong>\u00a0en particules charg\u00e9es avant de pouvoir \u00eatre d\u00e9tect\u00e9s.\u00a0G\u00e9n\u00e9ralement, chaque type de d\u00e9tecteur de neutrons doit \u00eatre \u00e9quip\u00e9 d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement d\u00e9tectable commun) et de l’un des d\u00e9tecteurs de rayonnement conventionnels (d\u00e9tecteur \u00e0 scintillation, d\u00e9tecteur gazeux, d\u00e9tecteur semi-conducteur, etc.).<\/p>\n

Des \u00e9tudes ont montr\u00e9 que le rayonnement alpha et neutronique cause des dommages biologiques plus importants pour un d\u00e9p\u00f4t d’\u00e9nergie donn\u00e9 par kg de tissu que le rayonnement gamma.\u00a0Il a \u00e9t\u00e9 d\u00e9couvert que les effets biologiques de tout rayonnement\u00a0\u00a0augmentent<\/strong>\u00a0\u00a0avec le\u00a0\u00a0transfert d’\u00e9nergie lin\u00e9aire<\/strong>\u00a0\u00a0(LET).\u00a0En bref, les dommages biologiques caus\u00e9s par\u00a0les rayonnements \u00e0 LET \u00e9lev\u00e9<\/strong>\u00a0\u00a0(\u00a0particules alpha<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0protons<\/a>\u00a0\u00a0ou\u00a0\u00a0neutrons<\/a>\u00a0) sont beaucoup plus importants que ceux\u00a0caus\u00e9s par\u00a0\u00a0les rayonnements<\/strong>\u00a0\u00e0\u00a0\u00a0faible LET<\/strong>\u00a0\u00a0(\u00a0rayons gamma<\/a>).\u00a0En effet, les tissus vivants peuvent plus facilement r\u00e9parer les dommages caus\u00e9s par les rayonnements qui sont r\u00e9partis sur une grande surface que ceux qui sont concentr\u00e9s sur une petite zone.\u00a0Parce que plus de dommages biologiques sont caus\u00e9s pour la m\u00eame dose physique (c.-\u00e0-d. La m\u00eame \u00e9nergie d\u00e9pos\u00e9e par unit\u00e9 de masse de tissu), un gray de rayonnement alpha ou neutronique est plus nocif qu’un gray de rayonnement gamma.\u00a0Ce fait que les rayonnements de diff\u00e9rents types (et \u00e9nergies) donnent des effets biologiques diff\u00e9rents pour la m\u00eame dose absorb\u00e9e est d\u00e9crit en termes de facteurs connus comme l’\u00a0\u00a0efficacit\u00e9 biologique relative<\/strong>\u00a0\u00a0(RBE) et le\u00a0\u00a0facteur de pond\u00e9ration des radiations<\/strong>\u00a0\u00a0(w\u00a0R<\/sub>\u00a0).<\/p>\n

Facteurs de pond\u00e9ration des rayonnements – ICRP<\/span><\/h2>\n

Pour le rayonnement photonique et \u00e9lectronique, le\u00a0facteur de pond\u00e9ration<\/a><\/strong>\u00a0du\u00a0\u00a0rayonnement<\/a><\/strong>\u00a0a la valeur 1 ind\u00e9pendamment de l’\u00e9nergie du rayonnement et pour le rayonnement alpha la valeur 20. Pour le rayonnement neutronique, la valeur d\u00e9pend de l’\u00e9nergie et s’\u00e9l\u00e8ve \u00e0 5 \u00e0 20.<\/p>\n

\"Facteurs<\/a>
Source: CIPR, 2003. Efficacit\u00e9 biologique relative (EBR), facteur de qualit\u00e9 (Q) et facteur de pond\u00e9ration des radiations (wR).\u00a0Publication 92 de la CIPR. Ann.\u00a0CIPR 33 (4).<\/figcaption><\/figure>\n

En 2007, la CIPR a publi\u00e9 un\u00a0\u00a0nouvel ensemble de facteurs de pond\u00e9ration des rayonnements<\/strong>\u00a0(CIPR Publ. 103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique).\u00a0Ces facteurs sont donn\u00e9s ci-dessous.<\/p>\n

\"Facteurs<\/a>
Source: CIPR Publ.\u00a0103: Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique<\/figcaption><\/figure>\n

Comme le montre le tableau, aw\u00a0<\/span>R<\/span><\/sub>\u00a0\u00a0de 1 est pour toutes les radiations \u00e0 faible LET, c’est-\u00e0-dire les rayons X et les rayons gamma de toutes les \u00e9nergies ainsi que les \u00e9lectrons et les muons.\u00a0Une courbe lisse, consid\u00e9r\u00e9e comme une approximation, a \u00e9t\u00e9 ajust\u00e9e aux\u00a0valeurs de\u00a0w\u00a0<\/span>R<\/span><\/sub>\u00a0en fonction de l’\u00e9nergie neutronique incidente.\u00a0Notez que E\u00a0<\/span>n<\/span><\/sub>\u00a0\u00a0est l’\u00e9nergie neutronique en MeV.<\/span><\/p>\n

<\/figure>\n
\"facteur<\/a>
Le facteur de pond\u00e9ration du rayonnement wR pour les neutrons introduit dans la publication 60 (ICRP, 1991) en tant que fonction discontinue de l’\u00e9nergie neutronique (- – -) et de la modification propos\u00e9e (-).<\/span><\/figcaption><\/figure>\n

Ainsi, par exemple, une dose absorb\u00e9e de 1 Gy par des particules alpha conduira \u00e0 une dose \u00e9quivalente de 20 Sv, et une dose \u00e9quivalente de rayonnement est estim\u00e9e avoir le m\u00eame effet biologique qu’une quantit\u00e9 \u00e9gale de dose absorb\u00e9e de rayons gamma, qui est \u00e9tant donn\u00e9 un facteur de pond\u00e9ration de 1.<\/span><\/p>\n

D\u00e9tection de neutrons thermiques<\/span><\/h2>\n

Les neutrons thermiques<\/span><\/strong><\/a>\u00a0sont des neutrons en \u00e9quilibre thermique avec un milieu environnant de temp\u00e9rature 290K (17 \u00b0 C ou 62 \u00b0 F).\u00a0L’\u00e9nergie la plus probable \u00e0 17 \u00b0 C (62 \u00b0 F) pour la distribution maxwellienne est de<\/span>\u00a00,025 eV<\/span><\/strong>\u00a0(~ 2 km \/ s).\u00a0Cette partie du spectre d’\u00e9nergie des neutrons constitue la partie la plus importante du spectre<\/span>\u00a0dans les r\u00e9acteurs thermiques<\/span><\/strong>\u00a0.<\/span><\/p>\n

Les neutrons thermiques ont une\u00a0section<\/strong><\/a><\/span>\u00a0efficace d’absorption des neutrons<\/span><\/strong>\u00a0diff\u00e9rente et souvent beaucoup\u00a0plus<\/strong>\u00a0grande\u00a0(\u00a0fission<\/a>\u00a0ou\u00a0capture radiative<\/a>\u00a0) pour un nucl\u00e9ide donn\u00e9 que les neutrons rapides.<\/span><\/p>\n

En g\u00e9n\u00e9ral, il existe de nombreux principes de d\u00e9tection et de nombreux types de d\u00e9tecteurs.\u00a0Dans les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires, les d\u00e9tecteurs \u00e0 ionisation gazeuse sont les plus courants, car ils sont tr\u00e8s efficaces, fiables et couvrent une large gamme de flux neutroniques.\u00a0Diff\u00e9rents types de d\u00e9tecteurs \u00e0 ionisation gazeuse constituent ce que l’on appelle le\u00a0\u00a0<\/span>syst\u00e8me d’instrumentation nucl\u00e9aire d’Excore<\/span><\/a>\u00a0(NIS)<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0Le syst\u00e8me d’instrumentation nucl\u00e9aire d’Excore surveille le niveau de puissance du r\u00e9acteur en\u00a0\u00a0<\/span>d\u00e9tectant les fuites<\/span><\/strong>\u00a0\u00a0de\u00a0neutrons<\/strong>\u00a0du c\u0153ur du r\u00e9acteur.<\/span><\/p>\n

D\u00e9tection de neutrons \u00e0 l’aide d’une chambre d’ionisation<\/span><\/span><\/h3>\n

Les chambres d’ionisation<\/span><\/a>\u00a0sont souvent utilis\u00e9es comme dispositif de d\u00e9tection des particules charg\u00e9es.\u00a0Par exemple, si la surface int\u00e9rieure de la chambre d’ionisation est recouverte d’une fine couche de bore, la r\u00e9action (n, alpha) peut avoir lieu.\u00a0La plupart des r\u00e9actions (n, alpha) des neutrons thermiques sont des r\u00e9actions\u00a0\u00a0<\/span>10B (n, alpha) 7Li\u00a0<\/span><\/strong>\u00a0accompagn\u00e9es de 0,48 MeV\u00a0<\/span>\"(n,<\/a><\/p>\n

De plus, l’isotope bore-10 a une section efficace de r\u00e9action (n, alpha) \u00e9lev\u00e9e sur tout\u00a0\u00a0<\/span>le spectre d’\u00e9nergie neutronique<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0La particule alpha provoque l’ionisation \u00e0 l’int\u00e9rieur de la chambre et les \u00e9lectrons \u00e9ject\u00e9s provoquent d’autres ionisations secondaires.<\/span><\/p>\n

Une autre m\u00e9thode pour d\u00e9tecter les neutrons \u00e0 l’aide d’une chambre d’ionisation consiste \u00e0 utiliser le\u00a0<\/span>trifluorure de bore<\/span><\/strong>\u00a0gazeux\u00a0\u00a0\u00a0(BF\u00a0<\/span>3<\/span><\/sub>\u00a0) au lieu de l’air dans la chambre.\u00a0Les neutrons entrants produisent des particules alpha lorsqu’ils r\u00e9agissent avec les atomes de bore dans le gaz d\u00e9tecteur.\u00a0L’une ou l’autre m\u00e9thode peut \u00eatre utilis\u00e9e pour d\u00e9tecter des neutrons dans un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire.\u00a0Il convient de noter que les\u00a0\u00a0compteurs\u00a0BF\u00a0<\/span>3<\/span><\/sub>\u00a0sont g\u00e9n\u00e9ralement utilis\u00e9s dans la r\u00e9gion proportionnelle.<\/span><\/p>\n

D\u00e9tection de neutrons rapides<\/span><\/h2>\n

Les neutrons rapides<\/span><\/strong><\/a>\u00a0sont des neutrons d’<\/span>\u00a0\u00e9nergie cin\u00e9tique<\/span><\/a>\u00a0sup\u00e9rieurs \u00e0 1 MeV (~ 15 000 km \/ s).\u00a0Dans les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires, ces neutrons sont g\u00e9n\u00e9ralement appel\u00e9s neutrons de fission.\u00a0Les neutrons de fission ont une distribution d’\u00e9nergie Maxwell-Boltzmann avec une \u00e9nergie moyenne (pour la<\/span>\u00a0fission 235U<\/span><\/a>\u00a0) de 2 MeV.\u00a0\u00c0 l’int\u00e9rieur d’un<\/span>\u00a0r\u00e9acteur nucl\u00e9aire,<\/span><\/a>\u00a0les neutrons rapides sont ralentis vers les \u00e9nergies thermiques via un processus appel\u00e9<\/span>\u00a0mod\u00e9ration neutronique<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0Ces neutrons sont \u00e9galement produits par des processus nucl\u00e9aires tels que la fission nucl\u00e9aire ou des<\/span>\u00a0r\u00e9actions<\/span><\/a>\u00a0(\u0251, n).<\/span><\/p>\n

En g\u00e9n\u00e9ral, il existe de nombreux\u00a0<\/span>principes de d\u00e9tection<\/span><\/strong>\u00a0et de nombreux types de d\u00e9tecteurs.\u00a0Mais il faut l’ajouter, la\u00a0<\/span>d\u00e9tection des neutrons rapides<\/span><\/strong>\u00a0est une discipline tr\u00e8s sophistiqu\u00e9e, car la section efficace des neutrons rapides est beaucoup plus petite que dans la gamme d’\u00e9nergie pour les neutrons lents.\u00a0Les neutrons rapides sont souvent d\u00e9tect\u00e9s en les mod\u00e9rant (ralentissant) d’abord aux \u00e9nergies thermiques.\u00a0Cependant, au cours de ce processus, les informations sur l’\u00e9nergie d’origine du neutron, sa direction de d\u00e9placement et le temps d’\u00e9mission sont perdues.<\/span><\/p>\n

Proton Recoil – D\u00e9tecteurs de recul<\/span><\/h3>\n

Les d\u00e9tecteurs les plus importants pour les neutrons rapides sont ceux qui d\u00e9tectent directement les\u00a0<\/span>particules de recul<\/span><\/strong>\u00a0, en particulier les\u00a0<\/span>protons de recul<\/span><\/strong>\u00a0r\u00e9sultant de la diffusion \u00e9lastique (n, p).\u00a0En fait, seuls les noyaux d’hydrog\u00e8ne et d’h\u00e9lium sont suffisamment l\u00e9gers pour une application pratique.\u00a0Dans ce dernier cas, les particules de recul sont d\u00e9tect\u00e9es dans un d\u00e9tecteur.\u00a0Les neutrons peuvent transf\u00e9rer plus d’\u00e9nergie aux noyaux l\u00e9gers.\u00a0Cette m\u00e9thode convient \u00e0 la d\u00e9tection de neutrons rapides permettant la d\u00e9tection de neutrons rapides sans\u00a0<\/span>mod\u00e9rateur<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0Cette m\u00e9thode permet de mesurer l’\u00e9nergie du neutron avec la fluence neutronique, c’est-\u00e0-dire que le d\u00e9tecteur peut \u00eatre utilis\u00e9 comme spectrom\u00e8tre.\u00a0Les d\u00e9tecteurs de neutrons rapides typiques sont\u00a0<\/span>les scintillateurs liquides<\/span><\/strong>, d\u00e9tecteurs de gaz rares \u00e0 base d’h\u00e9lium-4 et d\u00e9tecteurs de plastique (scintillateurs).\u00a0Par exemple, le plastique a une teneur \u00e9lev\u00e9e en hydrog\u00e8ne, par cons\u00e9quent, il est utile pour\u00a0<\/span>les d\u00e9tecteurs de neutrons rapides<\/span><\/strong>\u00a0, lorsqu’il est utilis\u00e9 comme scintillateur.<\/span><\/p>\n

Spectrom\u00e8tre Bonner Spheres<\/span><\/h3>\n

Il existe plusieurs m\u00e9thodes de d\u00e9tection des neutrons lents et peu de m\u00e9thodes de d\u00e9tection des neutrons rapides.\u00a0Par cons\u00e9quent, une technique pour mesurer les neutrons rapides consiste \u00e0 les convertir en<\/span>
\nneutrons\u00a0lents\u00a0, puis \u00e0 mesurer les neutrons lents.\u00a0L’une des m\u00e9thodes possibles est bas\u00e9e sur les\u00a0<\/span>sph\u00e8res de Bonner<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0La m\u00e9thode a \u00e9t\u00e9 d\u00e9crite pour la premi\u00e8re fois en 1960 par Ewing et Tom W. Bonner et utilise des d\u00e9tecteurs de neutrons thermiques (g\u00e9n\u00e9ralement des scintillateurs inorganiques tels que\u00a0<\/span>6<\/span><\/sup>\u00a0LiI) int\u00e9gr\u00e9s dans des sph\u00e8res mod\u00e9ratrices de diff\u00e9rentes tailles. \u00a0<\/span>Les sph\u00e8res de Bonner<\/span><\/strong>\u00a0ont \u00e9t\u00e9 largement utilis\u00e9es pour la mesure des spectres neutroniques avec des \u00e9nergies neutroniques allant de thermique jusqu’\u00e0 au moins 20 MeV.\u00a0Un spectrom\u00e8tre \u00e0 neutrons sph\u00e9riques de Bonner (BSS) se compose d’un d\u00e9tecteur de neutrons thermiques, d’un ensemble de\u00a0<\/span>coques sph\u00e9riques en poly\u00e9thyl\u00e8ne<\/span><\/strong>et deux coques de plomb en option de diff\u00e9rentes tailles.\u00a0Afin de d\u00e9tecter les neutrons thermiques, un\u00a0d\u00e9tecteur\u00a0<\/span>3<\/span><\/sup>\u00a0He ou des scintillateurs inorganiques tels que\u00a0<\/span>6<\/span><\/sup>\u00a0LiI peuvent \u00eatre utilis\u00e9s.\u00a0Les scintillateurs LiGlass sont tr\u00e8s appr\u00e9ci\u00e9s pour la d\u00e9tection des neutrons thermiques.\u00a0L’avantage des scintillateurs LiGlass est leur stabilit\u00e9 et leur large gamme de tailles.<\/span><\/p>\n

D\u00e9tection de neutrons \u00e0 l’aide d’un compteur \u00e0 scintillation<\/span><\/span><\/h3>\n

Les compteurs \u00e0 scintillation<\/span><\/strong>\u00a0\u00a0sont utilis\u00e9s pour mesurer le rayonnement dans une vari\u00e9t\u00e9 d’applications, y compris les compteurs portatifs de rayonnement, la surveillance du personnel et de l’environnement pour la\u00a0\u00a0<\/span>contamination radioactive<\/span><\/a>\u00a0, l’imagerie m\u00e9dicale, les tests radiom\u00e9triques, la s\u00e9curit\u00e9 nucl\u00e9aire et la s\u00e9curit\u00e9 des centrales nucl\u00e9aires.\u00a0Ils sont largement utilis\u00e9s car ils peuvent \u00eatre fabriqu\u00e9s \u00e0 peu de frais mais avec une bonne efficacit\u00e9, et peuvent mesurer \u00e0 la fois l’intensit\u00e9 et l’\u00e9nergie du rayonnement incident.<\/span><\/p>\n

Les compteurs \u00e0 scintillation peuvent \u00eatre utilis\u00e9s pour d\u00e9tecter\u00a0\u00a0les rayonnements\u00a0<\/a><\/span>alpha<\/span><\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<\/span>b\u00eata<\/span><\/a>\u00a0et\u00a0\u00a0<\/span>gamma<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0Ils peuvent \u00e9galement \u00eatre utilis\u00e9s pour la\u00a0\u00a0<\/span>d\u00e9tection de neutrons<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0\u00c0 ces fins, diff\u00e9rents scintillateurs sont utilis\u00e9s.<\/span><\/p>\n