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- MANIP 4 -

INTERACTION RAYONNEMENT - MATIÈRE PARCOURS ET DOSE

NOTIONS DE RADIOPROTECTION

Figure 1 : illustration de la pénétration des différents rayonnements

et du pouvoir d’arrêt de différents matériaux

Protection contre les rayonnements nucléaires Toute méthode basée sur l'application des rayonnements nucléaires, de type particules (α, β, neutrons, etc.) ou rayonnements électromagnétiques (X, γ) peut présenter un danger potentiel pour l'utilisateur.

L'organisme humain ne possède pas de sens qui permette de prévenir le risque d'irradiation. La présence d'un rayonnement ne peut être décelée sans instrument de mesure. Le rayonnement gamma est particulièrement dangereux, car son absorption, même à haute dose, ne produit aucune lésion décelable avant un temps de latence - souvent très long.

Cependant, le respect d'un certain nombre de règles de sécurité permet d'éliminer pour une large part les risques d'accidents.

La protection contre les rayonnements (radioprotection) consiste d'une part en la définition de normes de protection, d'autre part en la mise en oeuvre des moyens nécessaires à leur application.

De nombreuses informations complémentaires sont fournies en annexe.

1. But de la manipulation Le but des mesures est d'examiner (qualitativement et quantitativement) le processus de transmission d'énergie par des rayonnements β, γ qui traversent la matière et d'estimer les doses déposées par le rayonnement nucléaire dans différentes conditions.

INSTRUMENTATION NUCLÉAIRE MARS 2005

2. Description du matériel Polyradiamètre (MIP 10) : le MIP est un appareil portatif, autonome destiné à détecter et à mesurer au moyen de sondes spécialisées l'intensité des rayonnements α, β, γ issus de sources de radiations ou des surfaces contaminées. Cet appareil est gradué en impulsions par seconde. Un commutateur à touches permet de choisir l'échelle de mesures : 10-100-1000-10000 impulsions/s. Sondes α,β,γ : chaque sonde est équipée d'un scintillateur, d'un photomultiplicateur et possède son alimentation haute tension et son circuit de mise en forme. À l'aide d'un cordon approprié, chaque sonde se connecte sur le MIP 10. Scintillateur NaI relié à un anlyseur multicanal (Win MCA) sur PC. Sources : 137Cs et 60Co, et 241Am Écrans absorbants : Al, Fe, Cu, Pb : (5-40)mm et Al : (0.1-1.5)mm.

3. Mesures Pour chaque sonde mesurez le bruit de fond en l'absence de la source ; vous soustrairez ensuite ce bruit de fond des résultats de vos mesures.

3.1 Rayonnement γ A. Loi de l'inverse du carré de la distance (MIP10 + sonde SG2) Placez la source de 137Cs à une distance de 10 cm de la surface du détecteur. Augmentez progressivement la distance entre la source et la sonde en notant pour chaque distance le nombre d'impulsions par seconde. Tracez la variation de l'intensité des rayonnements en fonction de la distance r puis de la variable (1/r²). Connaissant l'activité de la source, retrouvez l'efficacité du détecteur (ou rendement). Comparez aux données du constructeur. Répétez les mesures en utilisant la sonde SX2.

B. Absorption des rayonnements g (MIP10 + sonde SG2) Placez la source de 137Cs à la distance de 10 cm du détecteur, Placez le porte-absorbant entre la source et le détecteur (à environ 3 cm de la source) Mesurez l'intensité des rayonnements en présence de différents absorbants (épaisseur: 5 à 40 mm; matériaux: Al, Fe, Pb) Tracez la variation de ln N en fonction de l'épaisseur de l'absorbant. Répétez les mesures pour la source de 60Co et l'absorbant Al, Calculez les valeurs de µ et comparez avec les valeurs des figures (annexe).

C. Section efficace photoélectrique (NaI Scionix-Holland) Utilisez le détecteur NaI (modèle S1B51 SCIONIX-HOLLAND) avec son module d’alimentation HT et d’amplification 5010. L’ensemble est relié à un PC qui vous permettra de visualiser les spectres en énergie (logiciel Win-MCA). Reprenez les mesures précédentes en sélectionnant uniquement les pics photoélectriques (1 pour le 137Cs et 2 pour le 60Co). Utilisez pour cela la fonction ROI du logiciel. Calculez la valeur de µphotoelec et comparez avec les valeurs précédentes. En déduire la section efficace d’interaction photoélectrique des γ du 137Cs et du 60Co avec Pb et Al. Tracez la section efficace d’interaction photoélectrique en fonction de l’énergie des γ pour les deux absorbants (Pb et Al).

MANIP 4 INSTRUMENTATION NUCLÉAIRE 2/22

D. Rétrodiffusion (facultatif) Placez le block d'aluminium juste au dessous de la source et mesurez l'intensité de rayonnement. Enlevez le block et répétez la mesure. Comparez les résultats.

3.2 Particules β Branchez la sonde β (SB 70-2) à l'entrée du polyradiamètre (MIP 10). Mesurez l'intensité du rayonnement sans et avec différents absorbants en aluminium; épaisseur d'écran: 0.1-1.5 mm. Prenez en compte que le rayonnement de la source 137Cs est composé de particules β (spectre continu), de rayonnement γ (spectre discret correspondant au niveau excité de 137Ba) et d’émission d'électrons de conversion interne (spectre discret) ; ANNEXE 2. Tracez la représentation de la fonction: lnNβ=f(xAl) où: Nβ est l'intensité mesurée avec un absorbant d'épaisseur xAl. Calculez l'énergie maximale du spectre continu d’électrons à partir d'une extrapolation de la fonction tracée.

3.3 Particules α Utilisez la sonde alpha (SA 70-2) La source α est une source ouverte et sera placée sur le porte-source par le service du Laboratoire.

Il est interdit de toucher cette source.

Mesurez l'intensité des particules α sans et avec différents écrans de mylar et pour différentes distances (2 à 6 cm) entre la source et la sonde. Placez un écran d'aluminium d'épaisseur minimum et vérifiez si des particules α peuvent traverser cet écran. Expliquez les résultats.

3.4 Dose (Babyline) Pour la source de 137Cs, mesurez la dose au contact et à 1m à l’aide de la BABYLINE ; appelez l’encadrant pour son utilisation. Vous pouvez faire cette mesure pour l’ensemble des source à disposition dans la salle de TP. Calculez pour les deux distances le temps d’exposition correspondant à la dose annuelle admissible pour le public.

3.5 Conclusion Concluez sur le pouvoir de pénétration des diverses particules et sur les moyen de s’en protéger.


ANNEXES

1. Effets biologiques des rayonnements Le rayonnement cède à la substance irradiée tout ou partie de l'énergie qu'il transporte. Il peut provoquer des effets physiques, chimiques et biologiques. L'action biologique des rayonnements s'effectue en trois étapes :

o physique (production de paires ion-électron dans le tissu), o radio-chimique (production de radicaux H et OH), o biologiques (perturbation des fonctions cellulaires).

Alors que les rayons γ pénètrent assez profondément dans l'organisme mais ionisent peu, les particules β et α sont rapidement arrêtées mais leur efficacité biologique est plus grande ; les neutrons (en raison de l'absence de charge électrique) circulent facilement dans les matériaux les plus lourds.

On distingue deux modes principaux d'irradiation :

o L'irradiation externe produite par des sources radioactives situées à l'extérieur de l'organisme.

o L'irradiation interne produite par des substances radioactives ayant pénétré l'organisme.

(Dans notre cas, nous ne considérerons que l'irradiation externe.)

Les effets pathogènes du rayonnement peuvent être groupés en 2 classes :

o les effets somatiques, concernant l'individu irradié ; o les effets génétiques, affectant l'individu et sa descendance.

Effets somatiques. Certains organes sont considérés comme « organes critiques » ( par exemple, l'intestin, la rate, la moelle osseuse, les yeux...). Ils sont particulièrement sensibles aux rayonnements et sont altérés par des doses très faibles. Les tissus jeunes proliférants sont les plus sensibles. Cependant, dans de nombreux cas d'effets somatiques, l'organisme est capable de restaurer tout ou partie des dégâts biologiques.

Effets génétiques. Toutes les radiations sont généralement actives si elles atteignent les cellules reproductrices. Ces effets sont irréversibles et les doses répétées interviennent de façon indéfiniment cumulative.

Les effets de l'irradiation externe dépendent de la dose reçue. Ils varient également avec la façon dont cette dose est étalée dans le temps. La dose reçue en une seule fois est toujours plus nocive que lorsqu'elle est fractionnée en doses successives. L'effet dépendra encore du volume irradié; une dose locale étant beaucoup mieux tolérée qu'une irradiation générale.

Les effets pathogènes dépendent d'un certain nombre de paramètres :

o la dose reçue, o la surface absorbante, o le temps d'irradiation, o la nature du rayonnement, o la nature des tissus irradiés, o l'âge des objets (personnes) irradiés.


La connaissance des conséquences biologiques de l'irradiation est indispensable pour apprécier correctement l'importance des risques, pour appliquer les moyens de protection efficaces et pour manier sans crainte les rayonnements nucléaires.

2. Unités utilisées en radioprotection Pour utiliser avec sécurité les rayonnements ionisants, il est indispensable de pouvoir mesurer exactement la quantité de rayonnement ou dose absorbée par la substance ou l'organisme irradié. Cependant, il faut souligner que des doses égales de rayonnements divers peuvent donner des effets différents, c'est-à-dire que leurs efficacités biologiques sont différentes.

Les doses d'énergie du rayonnement sont définies par les grandeurs suivantes :

L'activité de la source, c'est-à-dire le nombre de désintégrations par unité de temps. Les unités sont:

o le curie (1Ci=3,7.1010 désintégrations/s) ; ancienne unité légale, o le becquerel (1Bq=1 désintégration/s ; 1Ci=3,7.1010Bq); unité légale.

La dose absorbée, est la quantité d'énergie délivrée par des particules ionisantes rapportée à l'unité de masse de la substance irradiée. Cette dose se mesure en rads ou en grays : un rad correspond à l'absorption de 100 ergs d'énergie rayonnante par 1 g de matière.

o le rad (1rad=100erg/g) o le gray (1Gy=1J/kg=6.24. 109MeV/g; 1Gy=104erg/g=100rad)

La dose d'exposition aux rayons X ou γ représente leur pouvoir d'ionisation dans l'air. C'est le quotient de la somme des charges électriques de tous les ions de même signe produits dans l'air lorsque tous les électrons (négatif et positifs) libérés par les photons dans un élément de volume d'air sont complètement arrêtés dans l'air par la masse de cet élément de volume d'air. L'unité est le roentgen. (1R=2.58 10-4 C/kg)

Equivalent de dose. C'est le produit de la dose absorbée par le facteur de qualité et le facteur de distribution de dose. L'unité rem, (« roentgen équivalent for men ») est égale à la dose absorbée en rad multipliée par un facteur d'Efficacité Biologique Relative (EBR). EBR permet de comparer les différents rayonnements dont l'ionisation spécifique est très variable. (L'EBR est égale à 1 pour les rayons X et γ).

o le rem (1rem=1rad*EBR) o le sievert (1Sv=1Gy*EBR; 1Sv=100rem)

Flux surfacique, (φ) ou densité de flux de particules (nombre de particules par unité de surface.) Le flux de particules par cm² qui correspond approximativement à la dose absorbée de 1 Gy est :

o pour les particules chargées: Φ (1Gy)=6.24*109/(dE/d(ρ x)), où dE/d(ρ x),(MeV/(g/cm²) est la perte d'énergie par unité de masse surfacique.

o pour les rayonnements γ : Φ(1Gy)=6.24*109/(E*µ *fe) avec: E - énergie du photon (en MeV), µ - coefficient d'atténuation (en cm²/g), fe- la fraction d'énergie des photons qui est convertie en énergie d'électrons dans un petit volume d'épaisseur << (1/µ ), suffisant pour arrêter les électrons secondaires.


Le tableau I permet d'apprécier les lésions provoquées pour diverses valeurs de doses de rayonnement. Les normes pour la protection contre les radiations sont définies en fonction des connaissances actuelles de l'effet biologique des rayonnements. Ces normes sont éditées par des organismes internationaux ou nationaux, et sont publiées sous forme de textes réglementaires.

Source

Ecran

O r

S

Kr

K2S

Figure 2 : Source non ponctuelle : ombre et pénombre. Source ponctuelle : variation de la surface de l’ombre

projetée en fonction de la distance à la source.


3. Les phénomènes d’interaction des particules et des photons avec la matière. Plusieurs phénomènes sont responsables de l'interaction des différents rayonnements avec la matière. On peut comprendre ce qui se passe dans un morceau de matériau traversé par un faisceau de particules chargées ou un rayonnement γ en analysant la Figure 3, qui montre l'intérieur de chambres à bulles irradiées par des particules de haute énergie:

a. chambre remplie de propane liquide, avec des plaques de Tantale (Ta) à l'intérieur. (La chambre à été placée dans un champ magnétique.);

b. chambre remplie de xénon liquide (sans le champ magnétique).

Les flèches montrent différents phénomènes provoqués par différentes particules et des photons :

1. Trajectoire de noyau de carbone relativiste (ZC=6, ionisation forte). 2. Trajectoire de proton relativiste (ZH=1, ionisation faible). 3. Trajectoire de particule \alpha relativiste (ZHe=2 ; ionisation moyenne). 4. La densité d'ionisation augmente à la fin de la trajectoire ; la trace est plus noire. 5. Diffusion quasi élastique d'une particule chargée. 6. Interaction C+C (petit nombre de particules secondaires). 7. Interaction C+Ta (grand nombre de particules secondaires). 8. Création de paire e+e- dans la plaque de Ta, 9. ... dans le propane, 10. ... et dans le xénon liquide. 11. Particule rapide - ionisation faible, particule lente - ionisation forte. 12. Un neutron provoque une interaction mais n'ionise pas ; on ne voit que les 3 traces

des particules chargées produites mais pas le neutron qui a provoqué cette collision. 13. Le développement d'une cascade électron-photon provoquée par le photon γ de

haute énergie. Eγ ~ 1000MeV.Les trajectoires des électrons montrent des effets de forte diffusion (en raison de la petite masse des électrons et la grande densité du xénon liquide).

14. Rayonnement de freinage. (point de conversion d'un photon secondaire.)

Comme illustré sur la Figure 3, la particule chargée perd son énergie en excitant et en ionisant les atomes de la substance qu'elle traverse. Elle peut être déviée fortement si elle passe très près d'un noyau; elle peut aussi interagir avec le noyau. La décélération de la particule est accompagnée de l'émission d'un rayonnement électromagnétique (rayonnement de freinage). La perte d'énergie d'un électron s'effectue par ionisation et excitation des atomes aux basses énergies et par émission de radiations électromagnétiques aux énergies élevées.


Figure 3 : l'intérieur de chambres à bulles irradiées par des particules de haute énergie.

Les chambres sont remplies de (a) propane liquide, (b) xénon liquide.


4. Interaction du rayonnement gamma L'interaction du rayonnement gamma avec un matériau peut donner lieu à trois phénomènes principaux (voir TP 3):

1. Effet photoélectrique : lors du choc d'un photon avec un électron, le photon γ cède toute son énergie au photoélectron qui est éjecté de l'atome. Il y a disparition du photon.

2. Effet Compton : l'effet Compton est une diffusion des photons gamma sur les électrons libres ou peu liés. Le photon incident, au moment du choc avec l'électron, cède une partie de son énergie à l'électron. Le photon existe toujours mais après l'interaction, sa direction est différente et son énergie est inférieure à l'énergie initiale.

3. Effet de création de paires : lorsqu'un rayonnement γ « dur » (Eγ > 1.02MeV) rencontre un élément de numéro atomique élevé, il peut dans le champ nucléaire de l'atome, donner naissance à un électron positif et à un électron négatif.

La combinaison de ces trois effets donne, comme l'effet final, l'atténuation du faisceau; une partie d'énergie sera déposée dans le milieu.

La diminution du nombre de photons, dN, d'un faisceau de N photons traversant la surface S et l'épaisseur dx de matériau de densité ρ est égale à:

dN = -N. µ .dx

où µ est un coefficient d'atténuation du faisceau. L'énergie déposée est:

dEγ = Eγ . fe .N .µ .dx

où fe est la fraction d'énergie Eγ des photons qui est convertie en énergie des électrons. Cette énergie est déposée dans le volume dV=S dx dont la masse dm=ρ dV = ρ Sdx.

La quantité d'énergie déposée rapportée à l'unité de masse (la dose absorbée) est:

Φµ== .....

.*...0e

e fEdxS

dxNfEdmdE

γγγ

ρ

avec: Φ =N/S flux de photons par unité de surface, et µ0=µ /ρ .

Étant donné un faisceau initial de N0 photons, le nombre N des photons qui traversent, sans subir d'interaction, une épaisseur x de matériau est donné par la formule:

(Eq1) xeNN ρ00

−µ=

où µ0 est le coefficient d'atténuation massique du faisceau qui représente la somme des trois effets. On peut définir un coefficient d'atténuation pour chacun des trois effets et on a alors:

µ = µphotoelectrique + µCompton + µpaire

Le coefficient d'atténuation µ est relié à la section efficace du processus concerné par la relation:

µ=Nc*σ

où Nc est le nombre d'atome dans la cible : A

N aΝ= où Na est le nombre d'Avogadro

On obtient alors:

σρ **A

aΝ=µ et σ

ρ*0 A

aΝ=

µ=µ

L'énergie absorbée est caractérisée par le coefficient d'absorption µa. La relation entre µ0 et µa est donnée par le facteur fe. La dépendance de µ0 et µa en fonction de l'énergie des photons est représentée, pour l'aluminium et le plomb, sur la Fig.A1.


Les photons se propagent de façon rectiligne. Un obstacle, placé dans un cône de rayonnements γ , donnera sur un écran une ombre projetée et une zone de pénombre dues au fait que la source n'est pas ponctuelle (Figure 2). Supposons, pour simplifier, un faisceau de rayons gamma issu d'une source ponctuelle (Figure 2). On voit que le faisceau, qui couvre à la distance r une surface S, couvre à la distance kr, une surface k²S. Donc la quantité d'énergie reçue par unité de surface décroît comme l'inverse du carré de la distance de la source à la surface. On peut écrire la relation approximative entre le nombre de particules mesurées par seconde (Nm), l'activité de la source (As), la distance entre la source et le détecteur (r), l'efficacité du détecteur (ε ) et la surface du détecteur (Sdet)

²4... det

rSfAN gsm π

ε=

Le symbole fg représente la fraction de désintégration avec l'émission de photons.

L'atténuation d'un faisceau d'électrons de spectre continu peut être décrit approximativement par la même formule que celle concernant un faisceau de photons (Eq 1.). Cependant, pour les électrons, il existe un parcours maximal qui ne peut pas être dépassé, Rmax. La formule (Eq1) ne peut pas être appliquée pour une épaisseur x de l'absorbant telle que : x > 0.8 Rmax. Par extrapolation de cette relation on peut obtenir la valeur du parcours maximal des électrons et déterminer la limite haute de l'énergie des électrons de spectre continu.

5. Les détecteurs des rayonnements Les détecteurs des rayonnements sont caractérisés par la nature de l'interaction du rayonnement qui, en traversant un milieu de détecteur, excite et ionise les molécules de ce milieu. Excitation et ionisation sont liées à la perte d'énergie des particules dans l'élément considéré. A partir d'une seule particule qui fournit l'énergie, on provoque l'excitation de nombreux éléments. Les produits de l'interaction peuvent être des atomes ionisés et des électrons libres, ou des quanta de lumière émis par les centres excités d'un scintillateur lorsque ces centres reviennent à leur état fondamental. Dans tous ces instruments, c'est en fin de compte une partie de l'énergie des particules qui sert à la production d'une impulsion de charge électrique.

Les circuits d'intégration sont utilisés souvent dans les appareils de radioprotection. Ils délivrent une tension (ou un courant) proportionnelle au nombre d'impulsions reçues par seconde. Cette tension peut être transmise à un galvanomètre, à échelle de comptage ou à un enregistreur graphique. Elle peut être également dirigée vers un comparateur qui, selon le niveau de cette tension, provoque le déclenchement d'un haut-parleur d'alarme.

6. Coefficients d’atténuation et parcours Voir pages suivantes pour le plomb, l’aluminium et l’air.

7. Schémas de décroissance Voir pages suivantes pour 137Cs, 60Co et 241Am.

8. Données techniques Voir pages suivantes pour le MIP 10 et les sondes SA 70-2, SB 70-2, SG-2 et la Babyline 81.






137Cs



60Co







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