Rpublique Algrienne Dmocratique et Populaire

Ministre de lEnseignement Suprieur et de la Recherche Scientifique

- Universit Aboubekr BELKAID

Facult des SciencesDpartement de Chimie

Laboratoire de RechercheSpectrochimie et Pharmacologie Structurale

MEMOIRE DU MASTER EN CHIMIE

Option : Chimie Physique et Analytique

Acadmique

Sujet : Les radiations naturelles des matriaux de construction :Ciment de Beni Saf

Candidat : BENAISSA Khalida pouse BENTAYEBDate : 11 Septembre 2013

Membres de Jury :Noms et Prnoms Grade Universit

Prsident Dahmani B. Prf ABB TlemcenExaminateur Belhachemi B. MCA ABB TlemcenExaminateur Bensoula A. H. Dr ABB TlemcenInvit Dahmane O. Responsable Dpartement

Contrle (qualit SCIBS)Encadreur Kadum A. MCA ABB Tlemcen

Anne Universitaire 2012/2013

I

Sommaire pages

Sommaire..I

Liste des tableauxIV

Liste des figuresV

DdicacesVII

Remerciement..VIII

Rsum .................................................................................................................. IX

Chapitre I : Introduction la radioactivit

Introduction ............................................................................................................................................. 1

I-1 Radionuclides Primordiaux................................................................................................................ 3

I-2 NORM terrestre ................................................................................................................................ 4

I-3 Cosmogonie ....................................................................................................................................... 5

I-4 Produits Humain ............................................................................................................................... 5

I-5 Autres aspects intressants de la radioactivit naturelle .................................................................... 7

I-5 -1 Radioactivit naturelle dans le sol................................................................................................. 7

I-5-2 Corps humain ................................................................................................................................ 7

I-5-3 La radioactivit naturelle des matriaux de construction ............................................................... 8

I-6 Effets biologiques des rayonnements ................................................................................................ 9

Chapitre II Le rayonnement gamma

II-1 Radiation: ....................................................................................................................................... 10

II-2 Le rayonnement de fond................................................................................................................. 10

II-3La base de la radioactivit ............................................................................................................. 11

II-4 Source de rayonnement gamma...................................................................................................... 11

II-5 Rayonnements ionisants ................................................................................................................. 13

i) Les particules alpha............................................................................................................................ 13

II

ii) Le rayonnement bta (particules)...................................................................................................... 14

iii) Les particules de neutrons ............................................................................................................... 15

iv) Le rayonnement gamma................................................................................................................... 15

v) Des particules d'missions radioactives courantes............................................................................ 15

II-6 Pntration et rayonnement ............................................................................................................ 17

II-7 rayonnements non ionisants .......................................................................................................... 18

II-8 Gamma interaction avec la matire ................................................................................................ 18

II-8-1 Absorption d'nergie ................................................................................................................... 18

II-8-2 L'absorption photolectrique....................................................................................................... 18

II-8-3 Diffusion Compton ..................................................................................................................... 19

II-8-4 Production des paires ................................................................................................................. 21

Chapitre III Mthodologie et matriels

III-1 Prlvement et la prparation des chantillons ............................................................................. 22

III-2 Dtection d'un rayonnement gamma............................................................................................. 23

Scintillateurs.......................................................................................................................................... 23

III-3 La loi de la dsintgration radioactive .......................................................................................... 26

III-4 Les units de la dsintgration radioactive ................................................................................... 27

III-5 La dtection des rayons gamma dans notre laboratoire ................................................................ 28

NaI (Tl) dtecteur scintillation........................................................................................................... 28

III-6 L'analyse des spectres de Gamma................................................................................................. 30

III-6-1 Mesure de 238U par spectromtrie gamma ................................................................................. 32

III-6-2 226Ra mesure par spectromtrie gamma ..................................................................................... 33

III-6-3 Mesure des autres nuclides de la chane de l'uranium par spectromtrie gamma .................... 34

III-6-4 Mesure de nuclides de la chane de thorium par spectromtrie gamma................................... 35

III-6-5 Mesure de la Chane des nuclides dActinium par spectromtrie gamma ............................... 35

III

Chapitre IV Les calculs

IV-1 Coefficient dAttnuation ............................................................................................................. 37

IV-2 Le coefficient d'attnuation de masse .......................................................................................... 38

IV-2 Efficacit de Nal ........................................................................................................................... 46

IV-2-1 Mesure de D .............................................................................................................................. 47

IV-2-2 Calcul de N :.............................................................................................................................. 48

IV-2-3 Source de dsintgration............................................................................................................ 49

IV-2-4 Calcul DE .................................................................................................................................. 49

Chapitre V Rsultats et Discussions

V-1 les concentrations d'activit............................................................................................................ 53

Tableaux et figure.................................................................................................................................. 54

Discussion ............................................................................................................................................. 60

Conclusion gnrale

Conclusion........................................................................................................... 61

Bibliographie

Bibliographie ....................................................................................................... 62

IV

Liste des tableaux

Tableau I.1 Les nuclides primordiaux ...................................................................................... 3

Tableau I.2 Les Nuclides cosmogoniques ................................................................................ 5

Tableau I.3 Les nuclides de Produit de l'homme...................................................................... 6

Tableau I.4 Les nuclides de sol. .............................................................................................. 7

TableauI I.5 La Radioactivit naturelle dans le corps humain................................................... 8

Tableau I.6 La Radioactivit naturelle des matriaux de construction. .................................... 9

Tableau I.7 Les particules des missions radioactives courantes............................................. 17

Tableau IV.1 / de sodium ..................................................................................................... 41

Tableau IV.2 / daluminum .................................................................................................. 42

Tableau IV.3 / dIodine ........................................................................................................ 43

Table IV.4 Le coefficient dattnuation de masse.................................................................... 47

Table V.1 Le calcul de lefficacit ........................................................................................... 56

Tableau V.2 Le nombre de coups (ciment de Beni Saf) .......................................................... 57

Tableau V.3 Les concentrations de radionuclides dans du ciment de Beni Saf ..................... 58

Tableau V.4La Comparaison entre les concentrations d'activit de nos matriaux de

construction celle des autres pays du monde......59

V

Listes des figures

Figure I.1 La dsintgration radioactive du thorium et en srie de l'uranium....................... 3

Figure II.1 La dsintgration nuclaire de137Cs...12

Figure II.2 La dsintgration nuclaire de 60Co............................................................ 12

Figure II.3 La dsintgration nuclaire de 22Na. ............................................................ 13

Figure II.4 rayonnements ionisants et non ionisants.....13

Figure II.5 La dsintgration nuclaire .14

Figure II.6 La dsintgration nuclaire de 226Ra. ......................................................... 14

Figure II.7 La dsintgration nuclaire de . ................................................................ 15

Figure II.8 La dsintgration nuclaire de 40K. ............................................................ 15

Figure II.9 La dsintgration nuclaire de 212Pb. ........................................................... 16

Figure II.10 Matire du blindage efficace pour divers types de rayonnements ................... 17

Figure II.11 Effet photolectrique............................................................................... 19

Figure II.12 Le mcanisme de diffusion Compton......................................................... 20

Figure II.13 Le mcanisme de production de paires....................................................... 21

Figure III.1 la cimenterie de Beni Saf......................................................................... 23

Figure III.2 Typique chane de rsistances de PMT dans un systme terre-cathode26

Figure III.3 schma lectronique pour systme de spectroscopie -ray avec le dtecteur Nal

(Tl)....26

Figure III.4, III.5, III.6 Le dtecteur NaI(Tl)...30

Figure III.7 Les diffrents vnements place proximit de source-Crystal dtecteur-

blindage.....31

Figure IV.1Le Graphe / deSodium.....43

VI

Figure IV.2 Le Graphe / dAluminum..................................................................... 43

Figure IV.3le Graphe / dIodine............................................................................. 44

Figure IV.4 Le coefficient dattnuation linaire. .......................................................... 44

Figure V.1 Le Graphe de Gamma coefficient dattnuation linire dans Al. ...................... 55

Figure V.2 Le Graphe de Gamma coefficients attnuation linaire dans NaI .................... 56

VII

Remerciements

En premier lieu, je tiens exprimer ma profonde et trs sincre reconnaissance A. Kadum,

pour mavoir propos cette thse et en avoir dirig les travaux.

Jadresse tout naturellement mes remerciements lensemble des membres du jury, sans qui

mes travaux de recherche nauraient pu donner lieu cette thse. Cest ainsi que je remercie

B. Dahmani Professeur lUniversit de Tlemcen, prsident du jury, B. Belhachmi, MCA

lUniversit de Tlemcen et A. H. Bensaoula, Dr lUniversit de Tlemcen pour avoir pris de

leur temps et avoir particip au jury en tant quexaminateurs, et O. Dahmane responsable de la

dpartement de contrle (qualit SCIBS) pour avoir accept de participer au jury.

Jexprime ma trs grande gratitude ma famille et en particulier mes parents, tout au long

de mes tudes. Je sais les sacrifices que ces longues annes ont reprsents et les remercient

davoir appuy mes choix et davoir toujours su mencourager. Je remercie du fond du cur

mon marie pour son soutien et sa patience pendant cette anne. Cette thse est certes une

rcompense personnelle, mais aussi bel et bien le fruit dun effort vcu deux, dans la

complexit de ladquation entre russite personnelle et professionnelle.

Merci galement ma sur Amel pour maider pendant cette anne et ma belle mre pour

navoir jamais tenu rigueur de mes absences rptes et avoir su mapporter la joie et la gait

dont elle a le secret.

VIII

Ddicaces

A

Ma grande famille.

Mes parents.

Mon marie.

Mes frres.

Mes surs.

Mes amies.

IX

Rsum

Les matriaux de construction sont l'une des sources potentielles de la radioactivit

l'intrieur cause des radionuclides naturels dans ces derniers. Les expositions externes et

internes sont les deux voies de la dose de rayonnement des matriaux de construction

communique aux tres humains.

La radioactivit naturelle est estime en utilisant la mthode -spectroscopique avec un

dtecteur Nal (Tl) 2-in x 2-in (Canberra), en tudiant les diffrentes niveaux de la

radioactivit naturelle dans l'chantillon de ciment de la rgion du Beni Saf, en Algrie.

L'chantillon a t prlev march local et les chantiers de construction et comment a t

prpar pour les mesures du contenu radioactif.

A partir des spectres -ray mesure, ont t dtermines les concentrations dactivit.

L'activit variait de 0,0200 0,3429 Bq kg-1 pour le 226Ra, de 0,0916 4,0859 Bq kg-1 pour

232Th et 0,2825 Bq kg-1 pour 40K.

Les activits sont compares avec les donnes disponibles signales dans d'autres pays. Ces

valeurs sont infrieures la limite. Ce matriel examin est acceptable pour une utilisation

comme matriaux de construction.

Chapitre I

Introduction gnrale

Chapitre I Introduction la radioactivit

1

Chapitre I

Introduction la radioactivit

Introduction

En 1895, le physicien allemand Wilhelm Rntgen identifi un rayonnement pntrant, qui a

un produit fluorescence, et qu'il nomma rayons X. En 1896, deux mois plus tard, Henri

Becquerel dcouvrit que le rayonnement pntrant, plus tard class comme , et les rayons

, a t dgage dans la dsintgration radioactive de l'uranium et ainsi a ouvert un nouveau

champ d'tude des substances et des rayonnements radioactifs qu'ils mettent. [1]

Rutherford et Soddy ont t les premiers suggrer que les atomes radioactifs se dsintgrent

dans des structures plus lgres car elles mettent un rayonnement. Cette proposition a reu le

soutien puissant la dcouverte que l'-particules tait juste un atome ionis de l'lment

dhlium. Bon nombre des lments nouvellement dcouverts ont t trouvs dans diffrentes

fractions de minerais d'uranium, et ce, le plus lourd lment d'origine naturelle, a t

rapidement souponn d'tre la substance mre. [2] Il est actuellement connu que l'uranium se

compose naturellement d'un mlange de 238U (99,27%), 235U (0,72%) et U234 (0,006%), le

thorium et le potassium ont galement t identifis en tant que parents radioactives avec

certains produits de dsintgration.

Toutes les matires premires de construction et de produits drivs de la roche et le sol

contiennent diffrentes quantits de radionuclides naturels principalement de l'uranium

(238U) et du thorium (232Th), et l'isotope radioactif du potassium (40K). Dans la srie 238U, le

segment de la chane de dsintgration partir de radium (226Ra) est la radio logiquement le

plus important et, par consquent, il est souvent fait rfrence 226Ra au lieu de 238U.

Ces radionuclides sont des sources de l'extrieur et les expositions aux rayonnements

internes dans les logements. L'exposition externe est cause par un rayonnement gamma

directe tandis que l'inhalation de substances radioactives inerte de gaz radon (222Rn, un

produit de la fille de 226Ra) et thoron (220Rn, un produit de la fille de 224Ra), et leurs produits

secondaires court terme conduit l'exposition interne des voies respiratoires de particules

alpha. Les activits spcifiques des matires premires et de produits 226Ra, 232Th et 40K dans

Chapitre I Introduction la radioactivit

2

le btiment dpendent principalement des conditions gologiques et gographiques ainsi que

les caractristiques gochimiques de ces matriaux. [3]

L'impact radiologique de la radioactivit naturelle est d l'exposition au rayonnement du

corps par des rayons gamma et l'irradiation des tissus pulmonaires dus l'inhalation de radon

et de ses descendants. Du point de vue de risque naturel, il est ncessaire de connatre les

limites de dose d'exposition du public et de mesurer le niveau de rayonnement ambiant naturel

fourni par terre, air, eau, aliments, l'intrieur des btiments, etc., pour estimer l'exposition

humaine aux sources des rayonnements naturels. [4]

Spectromtrie gamma de faible niveau est adapte pour les dterminations qualitatives et

quantitatives de nuclides des rayons gamma mettant dans l'environnement. La concentration

de radiolments dans les matriaux de construction et ses lments sont importants dans

l'valuation de l'exposition des populations, comme la plupart des gens passent 80% de leur

temps l'intrieur. Le dbit de dose moyenne absorbe - l'intrieur- dans l'air partir de

sources terrestres de radioactivit est estim 70 nGyh-1 [5]. Une grande attention a t

accorde la dtermination des concentrations de radionuclides dans les matriaux de

construction dans de nombreux pays. [6-7]

NORM (Natural Occurring Radioactive Material : Naturelles Survenues Radioactive

Material) dfini une rfrence l'chelle internationale agence de l'nergie atomique (AIEA)

comme une matire radioactive ne contenant pas des quantits importantes de radionuclides

autres que les radionuclides d'origine naturelle"[8]. NORM a de nombreuses faons de

chemin; il est livr avec la cration de la terre et des rayons cosmiques et aussi des activits

anthropiques. En se concentrant sur la dosimtrie des rayonnements, il est important de

mesurer l'activit de ces isotopes, afin d'tablir des limites de dose faibles, et, plus important

encore, vrifier les zones / aliments / matires potentiellement dangereuses pour la sant

humaine. Depuis des matriaux de construction sont faits de matriaux trouvs dans la nature,

nous trouvons ces radio-isotopes dans la plupart des matriaux de construction utiliss dans la

construction civile, et de nombreuses tudes ont t ralises dans le but de quantifier ces

nuclides. [9-10]

En Algrie, l'information sur la radioactivit des matriaux de construction est limit, il est

donc important d'tudier:

Chapitre I Introduction la radioactivit

3

1) valuation de la radioactivit naturelle (226Ra, 232Th et 40K) dans les matriaux de

construction utiliss, en Algrie, en utilisant la spectromtrie -ray.

2) Les concentrations d'activit mesures pour ces radionuclides naturels ont t compares

avec les donnes dclares pour les autres pays. Les donnes obtenues sont essentielles pour

le dveloppement de normes et de directives concernant l'utilisation et la gestion des

matriaux de construction.

I-1 Radionuclides Primordiaux:

Radionuclides primordiaux sont laisss o le monde et l'univers ont t crs. Ils ont

gnralement une longue dure de vie, avec des demi-vies souvent de l'ordre de centaines de

millions d'annes. Radionuclides qui existent depuis plus de 30 demi-vies, ne sont pas

mesurables. Les descendants ou produits de dsintgration des radionuclides de longue dure

sont galement dans cette rubrique.

Tableau I.1 Les nuclides primordiaux [11].

Nuclide Symbole Demi-vie Activit Natural

Uranium

(235)

235U 0.7 x 109ans 0.72% Tout d'uranium naturel

Uranium

(238)

238U 4.47x109ans 99.2745% Tout d'uranium naturel; 0.5 to 4.7 ppm

uranium total dans le type de roche commune.

Thorium

(232)

232Th 1.41x1010ans 1.6 to 20 ppm dans les types de roches communes avec

une moyenne de crote 10.7 ppm.

Radium

(226)

226Ra 1.60x 103ans 0.42 pCi/g (16 Bq/kg) Dans le calcaire et 1.3 pCi/g (48

Bq/kg) Dans les roches ignes (plutoniques).

Radon (222) 222Rn 3.82 jour Gaz Noble; concentrations atmosphriques annuelles

moyennes comprise entre environ 0.016 pCi/L (0.6

Bq/m3) 0.75 pCi/L (28 Bq/m3).

Potassium

(40)

40K 1.28x 109ans sol - 1-30 pCi/g (0.037-1.1 Bq/g)

Chapitre I Introduction la radioactivit

4

D'autres radionuclides primordiaux sont 50V, 87Rb, 113Cd, 115In, 123Te, 138La, 142Ce, 144Nd,

147Sm, 152Gd, 174Hf, 176Lu, 187Re, 190Pt, 192Pt, 209Bi

I-2 NORM terrestre :

NORM terrestre est constitu de matires radioactives qui sort de la crote et du manteau de

la terre, et o l'activit humaine rsulte en une plus grande exposition radiologique. Les

matriaux peuvent tre origine (tels que l'uranium et le thorium) ou des produits de

dcomposition de ceux-ci, faisant partie de la srie de la chane de dsintgration

caractristique ou le potassium-40.Les deux chanes les plus importantes qui fournissent des

nuclides d'importance dans NORM sont le thorium et l'uranium srie:

Figure I.1 La dsintgration radioactive du thorium et en srie de l'uranium.

Une autre source majeure de NORM terrestre est le potassium 40 (K-40). La longue demi-vie

de K-40 (1,28 milliards d'annes) signifie qu'il existe encore en quantits mesurables

aujourd'hui. Il se dsintgre en bta particules, surtout au calcium-40, et les formes de

0,012% du potassium naturel qui est par ailleurs compos de stable K-39 et K-41.

Chapitre I Introduction la radioactivit

5

I-3 Cosmogonie :

Le rayonnement cosmique imprgne tout l'espace, la source tant principalement l'extrieur

de notre systme solaire. Le rayonnement est sous de nombreuses formes, partir des

particules lourdes grande vitesse photons et muons haute nergie.La haute atmosphre

interagit avec la plupart des radiations cosmiques, et produit des nuclides radioactifs. Ils

peuvent avoir une demi-vie longue, mais la majorit a une demi-vie plus courte que les

nuclides primordiaux.

Tableau I.2 Les Nuclides cosmogoniques [11].

Nuclide Symbole Demi-vie Source Activit Naturel

Carbon 14 14C 5730 ans Cosmic-ray

interactions,

14N(n, p)14C

6 pCi/g (0.22 Bq/g) dans le

material organique.

Hydrogen 3

(Tritium)

3H 12.3 ans Cosmic-ray

interactions avec

N et O, spallation

de cosmic-rays,

6Li(n, alpha)3H

0.032pCi/kg

(1.2 x 10-3Bq/kg).

Beryllium 7 7Be 53.28 jours Cosmic-ray

interactions avec

N et O, (6Li+1H)

0.27 pCi/kg (0.01 Bq/kg).

D'autres radionuclides cosmogoniques sont 10Be, 26Al, 36Cl, 80Kr; 32Si, 39Ar, 22Na, 35S, 37Ar,

33P, 32P, 38mg, 24Na, 38S, 31Si, 18F, 39Cl, 38Cl, 34mCl.

I-4 Produits Humain :

Les humains ont utilis la radioactivit pendant cent ans, et grce son utilisation, ajouts aux

stocks naturels. Les montants sont faibles par rapport aux montants naturels voqus ci-

dessus, et en raison des demi-vies plus courtes de la plupart des nuclides, ont connu une

baisse marque depuis l'arrt des essais au sol au-dessus des armes nuclaires. Voici quelques

produits humain ou nuclides amliore:

Chapitre I Introduction la radioactivit

6

Tableau I.3 Les nuclides de Produit de l'homme [11].

Nuclide Symbole Demi-vie Source

Tritium 3H 12.3 ans Produit partir de tests et fission

armes racteurs, les installations de

retraitement, la fabrication d'armes

nuclaires.

Iodine 131 131I 8.04 jours Produits de fission produite partir de

tests et fission armes racteurs, utilis

dans le traitement mdical des

problmes de thyrode.

Iodine 129 129I 1.57 x 107ans Produits de fission produite partir de

tests et fission armes racteurs.

Cesium 137 137Cs 30.17 ans Produits de fission produite partir des

testes darme et racteurs de fission.

Strontium 90 90Sr 28.78 ans Produits de fission produite partir de

tests et fission armes racteurs

Technetium 99 99Tc 2.11 x 105ans Produit de dsintgration de 99Mo,

utilis dans le diagnostique mdical.

Plutonium 239 239Pu 2.41 x 104ans Produit par bombardement neutronique

de 238U

(238U + n-->239U-->239Np +-->239Pu+).

I-5 Autres aspects intressants de la radioactivit naturelle

I-5 -1 Radioactivit naturelle dans le sol

La radioactivit naturelle qui se trouve dans un volume de sol qui est 1 mile carr, par 1

pied de profondeur est calcul dans le tableau 4 (volume total est de 7.894 x 105 m3) avec les

activits numres. Il convient de noter que les niveaux d'activit varient considrablement

selon le type de sol et la densit (~ 1,58 g/cm3 utilis dans ce calcul).

Chapitre I Introduction la radioactivit

7

Tableau I.4 Les nuclides de sol [11].

Nuclide Activit utiliss

dans le calcul

Masse de Nuclide Activit trouv dans

le volume de sol

Uranium 0.7 pCi/g (25 Bq/kg) 2,200 kg 0.8 Curies (31 GBq)

Thorium 1.1 pCi/g (40 Bq/kg) 12,000 kg 1.4 Curies (52 GBq)

Potassium 40 11 pCi/g (400 Bq/kg) 2000 kg 13 Curies (500 GBq)

Radium 1.3 pCi/g (48 Bq/kg) 1.7 g 1.7 Curies (63 GBq)

Radon 0.17 pCi/g (10

kBq/m3) sol

11 g 0.2 Curies (7.4 GBq)

Total: >17 curies (>653

GBq)

I-5-2 Corps humain

Pour un adulte 70,000 grammes, le tableau suivant reprsente les concentrations estimes de

radionuclides calcules en fonction des donnes de CIPR 30

Tableau I.5 La Radioactivit naturelle dans le corps humain. [11]

Chapitre I Introduction la radioactivit

8

Nuclide Masse Totale de

Nuclide

trouve dans le corps

Activit Total de

Nuclide

trouv dans le corps

Quotidienne

admission des

Nuclides

Uranium 90 g 30 pCi (1.1 Bq) 1.9 g

Thorium 30 g 3 pCi (0.11 Bq) 3 g

Potassium 40 17 mg 120 nCi (4.4 kBq) 0.39 mg

Radium 31 pg 30 pCi (1.1 Bq) 2.3 pg

Carbon 14 22 ng 0.1 Ci (3.7 kBq) 1.8 ng

Tritium 0.06 pg 0.6 nCi (23 Bq) 0.003 pg

Polonium 0.2 pg 1 nCi (37 Bq) ~0.6 fg

I-5-3 La radioactivit naturelle des matriaux de construction

Les matriaux de construction ont une certaine radioactivit. Ci-dessous sont quelques-uns

des matriaux de construction courants et les niveaux estims d'uranium, de thorium et de

potassium.

Tableau I.6 La Radioactivit naturelle des matriaux de construction [11].

Material Uranium Thorium Potassium

Ppm mBq/g

(pCi/g)

Ppm mBq/g

(pCi/g)

Ppm mBq/g

(pCi/g)

Granite 4.7 63 (1.7) 2 8 (0.22) 4.0 1184 (32)

Sandstone 0.45 6 (0.2) 1.7 7 (0.19) 1.4 414 (11.2)

Cement 3.4 46 (1.2) 5.1 21 (0.57) 0.8 237 (6.4)

Limestoneconcrete 2.3 31 (0.8) 2.1 8.5 (0.23) 0.3 89 (2.4)

Sandstone

concrete

0.8 11 (0.3) 2.1 8.5 (0.23) 1.3 385 (10.4)

Chapitre I Introduction la radioactivit

9

Dry wallboard 1.0 14 (0.4) 3 12 (0.32) 0.3 89 (2.4)

By-

productgypsum

13.7 186 (5.0) 16.1 66 (1.78) 0.02 5.9 (0.2)

Natural gypsum 1.1 15 (0.4) 1.8 7.4 (0.2) 0.5 148 (4)

Wood - - - - 11.3 3330 (90)

Clay Brick 8.2 111 (3) 10.8 44 (1.2) 2.3 666 (18)

I-6 Effets biologiques des rayonnements

Nous avons tendance penser des effets biologiques des rayonnements en fonction de leur

effet sur les cellules vivantes. Pour des faibles niveaux d'exposition aux rayonnements, les

effets biologiques sont plus petits qu'elles ne peuvent pas tre dtectes. Le corps comporte

des mcanismes de rparation contre les dommages induits par les rayonnements, ainsi que

par des carcinognes chimiques. Par consquent, les effets biologiques des rayonnements sur

les cellules vivantes peuvent entraner des trois rsultats:

(1) Les cellules lses ou endommages se rparent, rsultant en un rien de dommages

rsiduels.

(2) Les cellules meurent, tout comme des millions de cellules du corps font chaque jour,

tant remplac par des processus biologiques normaux.

(3) Les cellules rparent incorrecte se traduit par un changement biophysique.

Les associations entre l'exposition au rayonnement et au dveloppement du cancer sont

principalement bases sur des populations exposes des niveaux relativement levs de

rayonnements ionisants (par exemple, les survivants des bombardements atomiques au Japon,

et les bnficiaires de procdures mdicales diagnostiques ou thrapeutiques slectionns).

Les cancers lis l'exposition forte dose (plus de 50.000 mrem) comprennent la leucmie,

du sein, de la vessie, du clon, du foie, du poumon, de l'sophage, de l'ovaire, le mylome

multiple et le cancer gastrique. Ministre de la Sant et de la littrature des services sociaux

suggre galement un lien possible entre l'exposition des rayonnements ionisants et de la

prostate, de la cavit / sinus nasale, du pharynx et du larynx et le cancer du pancras.

En gnral, les niveaux de la radioactivit des radionuclides primordiaux montrent une

gamme exorbitante des matriaux de construction indiquant les paramtres radiomtriques

pour une estimation significative de la dose de la population [12].

Chapitre II

Le rayonnement gamma

Chapitre II Le rayonnement gamma

10

Chapitre II

Le rayonnement gamma

II-1 Radiation:

Le rayonnement est tout autour de nous, il est naturellement prsent dans notre

environnement, depuis la naissance de cette plante. Par consquent, la vie a volu dans un

environnement qui a des niveaux levs de rayonnements ionisants.

Le rayonnement vient de l'espace extra-atmosphrique (cosmique), la terre (terrestre), et

mme au sein de notre propre corps. Il est prsent dans l'air que nous respirons, la nourriture

que nous mangeons, l'eau que nous buvons et dans les matriaux de construction utiliss pour

construire nos maisons. Certains aliments comme les bananes et les noix du Brsil

contiennent naturellement des niveaux levs de rayonnement que d'autres aliments. Brique et

la pierre des maisons ont des niveaux de rayonnement naturel plus levs que les maisons

faites d'autres matriaux de construction comme le bois et contient des niveaux levs de

rayonnement naturel que la plupart des foyers.

Le rayonnement est la quantit d'nergie de libration sous forme de particules ou d'ondes

lectromagntiques qui viennent des lments radioactifs. Ces lments vont tenter d'atteindre

la stabilit en mettant des radiations. [13]

II-2 Le rayonnement de fond:

Les niveaux de rayonnement naturel ou de fond peuvent varier considrablement d'un endroit

l'autre. Par exemple :

Le voyage de rayonnement dans l'espace ou la matire, il se divise en deux types

rayonnements ionisants et de rayonnement non ionisant.

Les particules mises peuvent charges ou non charges.

Les particules charges sont directement ionisant la suite d'interactions coulombiennes

(essentiellement) et par l'intermdiaire de la dispersion (en second) avec une couche de

valence d'lectrons d'atomes.

Chapitre II Le rayonnement gamma

11

Les particules non charges sont indirectement ionisants la suite du transfert d'nergie par

impulsion (nergie agissant comme une particule par rapport une vague).

II-3 La base de la radioactivit

Le nombre de protons dans le noyau d'un lment, X est le nombre de protons Z (galement

appel le numro atomique). La somme des protons et de neutrons (les nuclons) est le

nombre de masse A, d'un atome. Atomes d'un lment ayant le mme numro atomique mais

un nombre diffrent de neutrons (c. des nombres de masse) sont appels isotopes. Les

isotopes sont dsigns par leur symbole chimique et leur nombre de masse comme suit: AX.

Les isotopes ont des proprits chimiques identiques mais diffrentes des proprits

physiques. Atomes dont le nombre identique de protons et de neutrons sont appels nuclides.

Les noyaux atomiques de certains isotopes ont un excs d'nergie, sont instables et se

dsintgrent pour former des noyaux plus stables d'un autre isotope. Ce processus est

accompagn par l'mission de particules ou d'nergie, appeles les radiations nuclaires.

Nuclides avec cette fonction sont appels radionuclides, et le processus est appel la

dsintgration nuclaire ou la dsintgration

II-4 Source de rayonnement gamma

Chaque photon gamma a une nergie discrte, et cette nergie est une caractristique de la

source isotopique. Cela constitue la base de la spectromtrie gamma - en mesurant les

nergies de photons de rayons gamma, on peut dterminer la source du rayonnement. Les

sources naturelles de rayonnement proviennent de radio-isotopes synthtiss lors de la

cration du systme solaire. En raison de leur longue demi-vie, ils existent encore aujourd'hui.

Parmi ceux-ci, le potassium (40K), l'uranium (238U et 235U et leurs filles), et le thorium (232Th

et ses filles) sont les radio-isotopes qui produisent seulement des rayons gamma de haute

nergie d'une intensit suffisante pour tre utiliss dans la spectromtrie gamma.

Le dveloppement de l'nergie nuclaire a abouti la cration de radio-isotopes artificiels.

Ceux-ci sont crs pendant les explosions exprimentales d'armes nuclaires et des racteurs

de recherche des fins scientifiques et des usages industriels .Cs est le major mettant des

rayons gamma, produit retombes par les explosions nuclaires et les accidents. Il a un seul

signale photolectrique 0,662 MeV et a une demi-vie d'environ 30 ans.

Chapitre II Le rayonnement gamma

12

La radiation ne provenant pas de la surface de la terre, qui est gnralement considre

comme "fond", et elle est limine lors du traitement des donnes. Il existe trois principales

sources de rayonnement de fond: radon atmosphrique, fond cosmique, et le fond de

l'instrument.

Le radon atmosphrique (222Rn) et leurs filles sont la principale source de la radiation du

fond. 222Rn (gaz radon) est mobile, il peut schapper des roches et sols, et saccumule dans la

basse atmosphre. Leurs filles produites (214Bi et214Pb) attachent avec les arosols et les

particules de la poussire et il mit les rayons gamma.

Les rayons gamma de haute nergie sont des particules atomiques d'origine cosmique

ragissent avec les atomes et les molcules de la haute atmosphre et gnrent un

rayonnement secondaire complexe. Ce rayonnement secondaire ragit avec la matire

environnante pour produire un fond de rayons gamma "cosmique". Fond de l'instrument se

rfre aux rayonnements due des traces de K, U et Th dans le dtecteur et lenvironnant

quipement. Il s'agira notamment de la radiation d'un avion ou d'un vhicule, dans le cas des

levs d'origine aroports et voiture, respectivement. Cette composante de fond est constante.

Figure II.1 La dsintgration nuclaire de 137Cs. Figure II.2 La dsintgration nuclaire de60Co.

Chapitre II Le rayonnement gamma

13

Figure II.3 La dsintgration nuclaire de 22Na.

II-5 Les rayonnements ionisants:

Les rayonnements ionisants sont relatifs la pollution, ces radiations ont une nergie

suffisante pour ioniser des atomes et des molcules. Ils se composent en deux : particules et

des ondes lectromagntiques qui peuvent tre produites partir d'atomes instables et par des

dispositifs haute tension, les particules sont des lectrons, protons, neutrons et les particules

alpha, selon le type de structure de l'atome. Les rayonnements lectromagntiques de ce type

ont assez d'nergie pour rompre les liaisons chimiques. Les formes les plus courantes de

rayonnements ionisants sont des particules alpha, particules bta et gamma.

Figure II.4 rayonnements ionisants et non ionisants.

i) Les particules alpha:

Les particules alpha se composent de deux protons et deux neutrons lis ensemble pour

former le noyau d'atome d'hlium. Il a une charge positive +2 et transporte de l'nergie

0,000 MeV

1,275 MeV

22 Ne

22 Na

+ :89,84%

CE : 10,10%

+ : 0,06%

Chapitre II Le rayonnement gamma

14

cintique toujours dans lintervalle de 4 8 MeV. Les particules alpha ne pas pntrer loin

de matriel et peuvent tre arrts facilement. Les particules alpha ont des effets nuisibles au

sein d'un humain quand ils absorbs plutt que d'un danger externe. [14]

Tous les atomes d'uranium sont dans la chane de dsintgrations successives des isotopes

radioactifs avec du radium et le radon que les particules alpha de rsultats. [15]

+ (1)

Figure II.5 La dsintgration nuclaire . Figure II.6La dsintgration nuclaire de 226Ra.

ii) Le rayonnement bta (particules):

La dsintgration bta est un type de dsintgration radioactive caractrise par l'mission

de particules +ou - (rayonnement), a une masse de 0,000548 amu, ils sont de trs vite

parcourir et provoquer l'ionisation moins intense et elle est en comparant plus pntrante si

en comparant avec des particules alpha et parce qu'ils ont faible masse, ils ne se dplacent pas

en ligne droite et dvis facilement et causent d'mettre des rayons X appel rayonnement de

freinage. Particule bta peut voyager plus loin que la particule alpha, quelques mtres d'air

ou une feuille d'aluminium est ncessaire pour les arrter.

Le processus de dsintgration bta peut tre simplement exprim par les quations suivantes

Pour - (lectron mission) (2)

Chapitre II Le rayonnement gamma

15

Pour + (positron mission) (3)

Avec est un lectron antineutrino et est un lectron neutrino, le positron a la mme

masse de llectron mais la charge lectrique est de singe oppos. [16-17]

Figure II.7 La dsintgration nuclaire de . Figure II.8La dsintgration nuclaire de 40K.

iii) Les particules de neutrons:

Les neutrons sont des particules naturelles qui sont normalement contenus dans le noyau de

tous les atomes et peuvent tre limins par de nombreux processus tels que la collision et la

fission. Le neutron n'a pas de charge lectrique, a une grande masse et peut tre absorb ou

diffus par un noyau d'un atome ou d'interagir avec elle. Il a le potentiel de pntrer la

matire plus profondment que les autres particules charges.

iv) Le rayonnement gamma:

Les rayons gamma sont des photons, paquets d'nergie pure gnralement entre 50 et 2000

Kev, et ils sont mis par le noyau d'un atome excit. [18] Ils ne sont pas des particules

charges lectriquement et moins de masse. Les rayons gamma ont gnralement des nergies

plus leves que les rayons-x et les deux peuvent pntrer la matire plus loin que toutes les

particules. Ils peuvent aller de 1 plusieurs centaines de mtres dans l'air et peuvent

facilement passer travers un tissu humain et ils peuvent tre appels rayonnement

pntrant" .Ainsi, ils entranent un danger pour les humains. Ils peuvent rapidement dtecte

par le dtecteur d'iodure de sodium, par exemple de certains atomes mettant des rayons- tels

que; technisume 99, l'iode 131 et le csium 137. [19]

Chapitre II Le rayonnement gamma

16

Figure II.9 La dsintgration nuclaire de 212Pb.

v) Des particules d'missions radioactives courantes

Diffrents rayonnements ont des proprits diffrentes, telles que rsumes ci-dessous:

Tableau II.1 les particules des missions radioactives courantes.

Radiation Type de

Radiation

Masse

(AMU)

Charge Matire de

blindage

Alpha Particule 4 +2 Papier, peau,

vtement

Beta Particule 1/1836 1 Plastique, verre,

mtal lger

Gamma Onde

Electromagntique

0 0 metal dense,

concrete,

Terre

Neutrons Particule 1 0 Eau, concrete,

polythylne,

huile

Chapitre II Le rayonnement gamma

17

II-6 Pntration et rayonnement

Rayonnement, en plus d'avoir la capacit d'ioniser la matire, peut galement pntrer

travers la matire. Dans quelle mesure qu'elles pntrent dpend des diffrents types de

rayonnements ionisants et de leur puissance. Comme les particules alpha sont leves au

pouvoir ionisant, il est difficile pour eux de pntrer. C'est parce que les particules alpha sont

susceptibles d'ioniser la premire chose qu'ils entrent en contact avec, par consquent, ils

dtiennent une petite gamme de puissance de pntration. La relation inverse entre le

pouvoir ionisant et le pouvoir de pntration peut tre appliqu des rayons bta et gamma

ainsi. Les particules alpha peuvent tre arrtes avec une feuille de papier ou une couche de

vtements, tandis que les particules bta peuvent pntrer jusqu' une fraction de pouce de

matires solides, liquides et de plusieurs pieds en l'air. Les rayons gamma, qui sont

lectriquement neutres et ont petit pouvoir ionisant, ne sont pas ralentis par des collisions

avec des matriaux et ne peuvent tre arrt que par des mtaux lourds tels que le plomb.

Figure II.10 Matire du blindage efficace pour divers types de rayonnements

Le diagramme ci-dessus montre la diffrence qualitative importante dans la pntration du

matriau entre des particules charges (alpha et bta) et des particules non charges (gamma

et neutrons), et aussi que des particules charges lents (alpha) perdent de l'nergie beaucoup

plus rapidement que des particules charges rapides (bta ). Une discussion plus dtaille est

ncessaire pour comprendre l'origine des diffrents types de rayonnement et de la variation

importante de leur taux d'interaction avec nergie et avec lment absorbant.

Chapitre II Le rayonnement gamma

18

II-7 Rayonnements non ionisants:

Le rayonnement non ionisant se rfre tout type de rayonnement lectromagntique qui ne

porte pas suffisamment d'nergie pour ioniser la matire, c.--d. enlever un lectron d'un

atome ou d'une molcule.

La composition de ce type de rayonnement dpend de ce que c'est la lumire visible, le proche

ultraviolet, infrarouge et les ondes radio qui sont tout exemple de rayonnement non ionisant.

II-8 Gamma interaction avec la matire

II-8-1 Absorption d'nergie

Le transfert d'nergie de la particule ou de photons mis un milieu absorbant a plusieurs

mcanismes. Ces mcanismes aboutissent lionisation et lexcitation d'atomes ou de

molcules dans l'absorbeur. L'nergie transfre est finalement dissipe sous forme de

chaleur.

L'ionisation est le retrait d'un lectron orbital d'un atome ou d'une molcule, c.--d. la cration

d'un ion charg positivement. Pour provoquer une ionisation, le rayonnement doit transfrer

suffisamment d'nergie pour l'lectron pour vaincre la force de liaison de l'lectron. L'jection

d'un lectron partir d'une molcule peut provoquer la dissociation de la molcule.

L'excitation est l'addition d'nergie un lectron orbital, il en transfrant l'atome ou de la

molcule partir de l'tat fondamental vers un tat excit. [20]

II-8-2 L'absorption photolectrique

Lorsque les photons de rayons gamma interagissent avec les lectrons dans un atome,

l'lectron est ject de sa coquille l'nergie cintique Te

Te=EEb (4)

O Eb est l'nergie de liaison de l'lectron dans la coquille, E est l'nergie de rayons gamma.

Le poste laiss vacant par l'lectron excit peut rempli par plus d'lectrons d'nergie qui

conduit l'mission de rayons X caractristique, ou l'excitation d'lectrons excitent autre

atome qui peut dsexciter par redistribution de l'nergie d'excitation entre le reste d'lectrons

dans les atomes.

Chapitre II Le rayonnement gamma

19

Figure II.11 Effet photolectrique [21].

Les photons qui interagissent avec latome absorbeur est compltement disparaissent et la

probabilit des photons qui sont soumis l'absorption photo-lectrique , ce procd est

amliore par l'absorbeur avec le nombre atomique lev :

zn / E7/2 (5)

O 4

Chapitre II Le rayonnement gamma

20

Figure II.12 Le mcanisme de diffusion Compton [21].

Le transfert d'nergie d'lectrons recul est donn par l'expression :

)

(6)

o:

h: est l'nergie du photon incident.

h- : est l'nergie du photon diffus.

: est l'angle de diffusion.

mec2: est l'nergie de masse au repos d'lectrons (511 keV).

La diffrence d'nergie entre le photon incident et dispers apparaisse comme l'nergie

cintique de l'lectron et donne par:

Il est clair partir de l'quation ci-dessus l'nergie des lectrons varie de zro pour = 0

2 (hv-) 2 / (mec2 + 2h) pour = 180. Cela signifie que l'nergie totale du photon n'est jamais

perdue dans une collision quelconque. Le photon diffus peut disperser nouveau dans un

Chapitre II Le rayonnement gamma

21

autre processus de diffusion, et ainsi de suite, ou de s'chapper du matriau de dtecteur. Ce

processus d'chapper photons est trs importante dans la spectroscopie gamma; parce que

les photons ne peuvent pas perdre la totalit de leur nergie dans le dtecteur conduit un

fond continu dans le spectre d'nergie connu sous le continuum Compton.

Ce fond continu s'tend jusqu' l'nergie de transfert maximum (Compton bord) et l'nergie du

photon diffus pour = 180 est hv-= hv / (1 + 2 (hv / me c2)) Cette nergie donne lieu au pic la

gamme de frquences Compton connu sous le pic de rtrodiffusion. La probabilit de

diffusion Compton augmente linairement avec Z. [24]

II-8-4 Production des paires

Contrairement de labsorption photolectrique et la diffusion Compton, la production de

paires cest le rsultat de linteraction du rayonnement gamma avec l'atome dans son

ensemble, la production de paires est produit si l'nergie de rayons gamma est plus grande que

la masse au repos de l'lectron 2mec2 = 1,022 MeV, dans ce procd la rsultante est la

conversion d'un rayon gamma en une paire lectron-positron qui signifie la gamma-ray

disparat et une paire lectron-positron apparat. Toute l'nergie du photon rayon gamma est

de 9 parts gales par lectron-positron, le positron se ralentit moyen et anantir dans le

milieu d'absorption et rencontrer un lectron puis deux photons d'annihilation sont produites

librant deux photons de 511 kev d'annihilation. L'nergie cintique totale de l'lectron-

positron est

Ee-+ Ee + = 2h -mec (8)

De la conservation de la masse totale d'nergie, les nergies qui sont emports par les

particules devraient tre satisfaites de l'quation suivante :

= + K.E-e + K.E+e (9)

Chapitre II Le rayonnement gamma

22

Figure II.13 Le mcanisme de production de paires. [21]

Chapitre III

Mthodologie et materiels

Chapitre III Mthodologie et Materiels

23

Chapitre III

Mthodologie et Materiels

III-1 Prlvement et la prparation des chantillons

Notre chantillon est le ciment de la rgion de Beni Saf, l'Algrie.

Figure III.1 la cimenterie de Beni Saf.

L'chantillon est environ 1 kg de poids ont t schs dans un four environ 105 C afin de

s'assurer que l'humidit est compltement enleve pendant 24h. chantillons pondrs ont t

placs dans des bchers de polythylne, chacun de 350 cm3 de volume. Les bchers ont t

compltement ferms pendant 4 semaines pour atteindre l'quilibre sculaire o le taux de

dcroissance des filles devient gal celle de la socit mre. [22-23] Thorium et l'uranium

dans leur tat naturel subissent la dsintgration radioactive dans trois sries diffrentes,

dirige par 238U, 235U (uranium) et 232Th (thorium). Sans sparation chimique ou physique,

chacune des trois sries atteint un tat d'quilibre radioactif sculaire. [24] Cette tape est

Chapitre III Mthodologie et Materiels

24

ncessaire pour s'assurer que le gaz de radon confin dans le volume et les produits de

dsintgration resteront galement dans l'chantillon.

III-2 Dtection d'un rayonnement gamma

La dtection de rayons gamma repose sur le transfert de leur nergie aux lectrons et aux

mesures de l'ionisation cre comme les lectrons de haute nergie se dplacent travers la

matire.

Scintillateurs

Une mthode pour la dtection des rayonnements ionisants est base sur les matriaux qui

convertissent l'nergie d'ionisation dans la lumire visible, ou scintillateurs. Ce sont aussi

communs que les "old-fashion" TV, o l'image est le rsultat d'un faisceau d'lectrons frappe

"luminophores" sur la face interne du tube cathodique. Pour la dtection de particules, en

particulier la dtection de mesure de l'nergie, les scintillateurs de choix sont certains cristaux

inorganiques dops avec de petites quantits de activateurs dans une stratgie qui rappelle

vaguement l'utilisation de dopants dans les semi-conducteurs. Dans ce laboratoire, nous

utilisons Nal (Tl), sodium-iodure dop au thallium.

Dans un cristal pur les paires lectrons-trous sont cres en tant que l'ionisation favorise les

lectrons de valence la bande de conduction. La dsintgration des lectrons retournant la

bande de valence est inefficace. Les activateurs crs des sites dans le cristal avec des niveaux

d'nergie dans la rgion interdite, la proximit de la bande de conduction. Les trous

d'lectrons dans la bande de valence drivent vers les activateurs et les ioniser. Les lectrons

libres trouver les sites ioniss et ils tombent dans ces derniers, crant activateur dtats

excits. Si ces dcroissances rapides comme les photons visibles (t

Chapitre III Mthodologie et Materiels

25

Une description complte de la thorie de scintillateurs inorganiques Il est souhaitable d'avoir

un scintillateur qui produit un grand nombre de photons pour une nergie gamma donn,

parce que la rsolution de l'nergie idale est dtermine par des fluctuations statistiques du

nombre de photons produits dans le scintillateur. Nal (Tl) est couramment utilis en raison de

sa forte Z qui donne une grande section pour les interactions de photons. Il a un grand

rendement lumineux, et il est peu coteux crotre en gros lingots, ce qui permet de grandes

baies pour des applications mdicaux telles que la dtection des rayons X. Il est

hygroscopique (tant un sel), de sorte que les cristaux doivent tre contenus dans des botes.

Le grand rendement lumineux conduit une bonne rsolution en nergie, mais la constante de

temps pour le signal en scintillateurs inorganiques est assez long, ~ 200 ns. En haute vitesse,

ou des applications de synchronisation rapide, une famille de substitution de scintillateurs

plastique est utilise. Dans ces matriaux, l'excitation et la dcomposition des tats

molculaires qui se passe avec les chelles de temps atomique, sans complication par des

effets de transport, et les largeurs d'impulsion de scintillation de commande sont de

nanosecondes, avec une rsolution de la nanoseconde fractionnaire sur le temps de monte.

Cependant, l'intensit lumineuse est plus faible si la rsolution en nergie est faible par

rapport aux composs inorganiques.

Photomultiplicateurs

Le photomultiplicateur (PMT) est un dispositif tubulaire qui fonctionne comme un canal-

d'image intensificateur. La lumire tombe sur une photocathode, et les lectrons sont mis par

l'intermdiaire de l'effet photolectrique. Certains optiques lectrostatiques simples acclrent

ces lectrons et les dirige vers le premier dans une srie de surfaces, appel dynodes, choisi

parmi les matriaux ayant une bonne mission d'lectrons secondaires. Les dynodes sont

disposs mcaniquement de telle sorte que dynodes adjacentes sont dans des millimtres de

l'autre, et une entre de puissance haute tension unique est dirige vers le bas d'une chane

de rsistances qui maintient une diffrence de potentiel de 50 100 V entre chaque paire de

dynodes (Fig. 16)

Chapitre III Mthodologie et Materiels

26

Figure III.2 Typique chane de rsistances de PMT dans un systme terre-cathode.

PMT viennent dans une varit de tailles et de conceptions pour une varit d'applications.

Les dveloppements rcents comprennent une grande collecte de lumire intrants destins

dtecter le rayonnement Cerenkov des neutrinos solaires et astrophysique dans d'immenses

rservoirs d'eau souterrains, et les tubes aussi multi-canaux pour le traitement des signaux

sensibles la position de faisceaux de fibres scintillantes. Le tube principal que nous utilisons

dans notre exprience (dans le botier d'argent) est un modle standard de RCA. La tension

d'alimentation est dispose comme dans la Fig. 16, la cathode est la masse et l'anode est

une haute tension positive, ce qui signifie que le signal provenant de l'anode doit tre coupl

par le biais d'un grand condensateur de blocage. Autres tubes dans le laboratoire, y compris

quelques modles de dmonstration prs du banc gamma, utilisent un schma d'anode relie

la terre, de sorte que la cathode est une haute tension ngative.

Figure III.3 schma lectronique pour systme de spectroscopie -ray avec Nal (Tl)

dtecteur.

Chapitre III Mthodologie et Materiels

27

III-3 La loi de la dsintgration radioactive

Le taux de dcroissance du radionuclide dcrit par sa dcomposition qui est le nombre

d'atomes de dsintgration par unit de temps et il est procd spontan o la carie parent

pour leur radio des nuclides filles par des particules d'mission.

L'activit dcrot exponentiellement avec le temps, si le nombre d'atomes de radionuclides

(N) dans un chantillon certain temps (t), puis le DN de variation du nombre d'atomes

pendant dt de temps court est proportionnelle N et la constante de la proportionnalit

dN= -Ndt (10)

Le signe ngatif en raison de la diminution de N avec l'augmentation de t, alors on peut

crire l'quation (10)

=

= (11)

Lorsque A est l'activit et est la constante de dcroissance, en intgrant les deux cts de

(11)

lnN=-t +c (12)

et si nous considrons No est le nombre datoms t = 0, c = lnNo.

lnN=-t+ lnNo (13)

= (14)

= (15)

L'quation (15) dcrit la loi exponentielle de dsintgration radioactive et puisque l'activit

(A) et le nombre d'atomes sont proportionnels, l'activit dcs suivant le mme taux de

dcroissance des atomes, par consquent:

= (16)

O

A est l'activit l'heure actuelle, Ao l'activit initiale.

est la constante de dcroissance (s-1), t est le temps.

Lorsque la chute de l'activit d'un facteur de la moiti de la carie noyaux, le temps appel

temps de demi-vie dans laquelle le nombre initial des atomes gouttes ou rduit la moiti, par

consquent:

= (17)

Prenant le logarithme des deux cts

Chapitre III Mthodologie et Materiels

28

= (18)

=

= (19)

/ =

=

.

(20)

La demi-vie est diffrente entre chaque radionuclide et il est varier entre quelques secondes

des milliards d'annes.

III-4 Les units de la dsintgration radioactive

Quand les scientifiques mesurent les radiations, ils utilisent des termes diffrents selon qu'ils

discutent de rayonnement provenant d'une source radioactive, Roentgen est la dose de

rayonnement absorbe par une personne, ou le risque qu'une personne souffrira des effets sur

la sant (risques biologiques) de l'exposition rayonnement. [25]

La plupart des scientifiques dans la mesure internationale de rayonnement communautaire en

utilisant le Systme international (SI).

Diffrentes units de mesure sont utilises selon l'aspect de rayonnement mesur. Par

exemple, la quantit de rayonnement tant donn, ou mise par une matire radioactive

mesure en utilisant l'unit conventionnelle curie (Ci), du nom du clbre scientifique Marie

Curie, ou l'unit SI Becquerel (Bq).

Becquerel, Bq Mesure en s-1, dsintgration par seconde.

Curie, Ci: mesure comme la quantit de dcroissance la mme vitesse que 1 gramme de

radium.

1 Ci = 3,70 1010 Bq

La dose de radiation absorbe par une personne (qui est, la quantit d'nergie dpose dans les

tissus humains par rayonnement) est mesure en utilisant le Rad unit conventionnelle ou

l'unit Gray SI (Gy). Le risque biologique de l'exposition aux rayonnements est mesur en

utilisant la Rem unit conventionnelle ou l'unit SI Sievert (Sv). [25-16]

Un Gy est gal 100 rad. [25]

Pour dterminer le risque biologique d'une personne, les scientifiques ont attribu un numro

chaque type de rayonnement ionisant (particules alpha et bta, rayons gamma et les rayons

X) en fonction de la capacit de ce type de transfert d'nergie pour les cellules du corps. Ce

nombre est connu comme le facteur de qualit (Q).

Chapitre III Mthodologie et Materiels

29

Quand une personne est expose un rayonnement, les scientifiques peuvent multiplier la

dose en rad par le facteur de qualit pour le type de rayonnement actuel et estimer le risque

biologique d'une personne dans Rems. Ainsi, le risque de Rem = Rad X Q.

Le Rem a t remplac par le Sv. Un Sv est gal 100 Rem. [25-16]

III-5 La dtection des rayons gamma dans notre laboratoire

Dans notre laboratoire, nous utilisons un dtecteur Nal (Tl) de scintillation.

NaI (Tl) dtecteur scintillation

Un rayon gamma interagissant avec un scintillateur met une impulsion de lumire, qui est

converti une impulsion lectrique par un tube photomultiplicateur. Le photomultiplicateur se

compose d'une photocathode, une lectrode de focalisation et de 10 ou plus de dynodes qui

multiplient le nombre d'lectrons les frappent plusieurs fois chacun.

Les proprits du matriau de scintillation ncessaire un bon dtecteur sont la transparence,

la disponibilit en grande dimension, et une grande sortie de la lumire, proportionnelle

l'nergie des rayons gamma. Relativement peu de matriaux ont de bonnes proprits pour les

dtecteurs. Nal activ au Thallium et CsI cristaux sont couramment utiliss.

Le Z lev d'iode dans Nal donne une bonne efficacit pour la dtection de rayons gamma.

Une petite quantit de Tl est ajoute afin d'activer le cristal, de telle sorte que la dsignation

est gnralement NaI (Tl) pour le cristal. Les meilleures gammes ralisables rsolution de

7,5% -8,5% pour le 662 keV rayons gamma de 137Cs de 3 pouces de diamtre et de 3 pouces

en cristal de long, et est lgrement pire pour les tailles petites et grandes. De nombreuses

configurations de dtecteurs NaI sont disponibles dans le commerce, allant de cristaux pour

les mesures de rayons X dans lequel le dtecteur est relativement mince (pour optimiser la

rsolution au dtriment de l'efficacit des nergies plus leves), de gros cristaux avec de

multiples phototubes. Cristaux construites avec un puits permettre le comptage des

chantillons des faibles gomtries 4 presque sphrique sont galement une configuration

largement utilis.

NaI est encore le matriau dominant pour la dtection de rayons gamma, car elle permet une

bonne rsolution de rayons gamma et il est conomique. [26]

Chapitre III Mthodologie et Materiels

30

La fin bien configuration est le plus efficace et elle est utilise pour dosage radio-

immunologique, les lingettes et chantillons de comptage. [33]

Figure III.4

Figure III.5 Figure III.6

Figures III.4, III.5, III.6 Le dtecteur NaI(Tl)

Chapitre III Mthodologie et Materiels

31

Figure III.7 Les diffrents vnements place proximit de source-Crystal dtecteur-

blindage.

III-6 L'analyse des spectres de Gamma

Tous les systmes de dtection sont connects un ordinateur, qui enregistre chaque photon

dtect.

Cela permet l'oprateur de suivre l'volution en temps rel et pour finir les mesures chaque

fois que des niveaux acceptables d'incertitude ont t atteints. Pour les chantillons moins

actifs, comme la plupart des chantillons environnementaux, cela ncessite gnralement au

moins quelques jours de mesures.

Lorsque la mesure d'un chantillon est termine, le spectre gamma peuvent tre analyses

directement dans l'ordinateur en utilisant un logiciel spcial, dans ce cas, un programme

Chapitre III Mthodologie et Materiels

32

appel Gnie 2000. Toutefois, l'identification des pics gamma par Gnie 2000 requiert une

bibliothque nuclide avec des informations sur les nergies des points pour tous les

radionuclides concerns.

En outre, le calcul dactivits ncessite des probabilits d'mission pour tous les pics

pertinents. Ces informations doivent tre fournies par l'oprateur. La nouvelle bibliothque

comprend tous les principaux nuclides metteurs gamma par les chanes de dsintgration

naturels ainsi que dautres nombreux radionuclides qui peuvent tre souponns de se

produire dans des chantillons environnementaux.

L'analyse des spectres gamma ncessite galement des informations sur les radiations de fond.

Ces mesures ont t effectues avant que les mesures des chantillons ont t lances et

values par rapport aux prcdentes mesures de fond.

Enfin, la dtermination des activits pour les diffrents radionuclides doit galement

comporter la connaissance de ce que des pics dans les spectres qui sont fiables et comment on

doit agir afin d'obtenir des mesures prcises pour autant de radionuclides pertinents que

possible.

III-6-1 Mesure de 238U par spectromtrie gamma

238U est le premier des radionuclides dans la chane de l'uranium important et il a t utilis

pour une large chelle des applications dans les tudes environnementales. Toutefois, en

raison 238U est un metteur gamma trs pauvres, des mesures directes de celle-ci sont

impossibles dans les chantillons environnementaux. La probabilit d'mission pour la ligne

de rayons gamma le plus intense (49,5 keV) est seulement 0,070%. Pourtant, la spectromtrie

gamma peut tre utilise pour mesurer 238U grce l'quilibre sculaire. 238U sera en quilibre

sculaire avec sa fille, 234Th, dans les quatre mois tout au plus, et donc 234Th peut tre

adresse la place. El-Daoushy et Hernndez (2002) ont montr comment il est possible de

faire des dterminations absolues prcises de lactivit 234 me dans les chantillons

environnementaux. Au moment de conclure, 92,5 keV on a un pic doublet est souvent

perturb par rayons X, qui dans la plupart des cas, il est fiable pour des mesures absolues.

Cependant, en utilisant des techniques de simulation de Monte Carlo, ils ont montr comment

il est possible de contrler l'auto-absorption pour le pic 63 keV. Ainsi, le pic 63 keV de 234Th

fournit un moyen de dterminer l'activit 238U par spectromtrie gamma. Le seul risque

Chapitre III Mthodologie et Materiels

33

pourrait tre la perturbation de 232Th dans les chantillons haute teneur en thorium, mais

faible teneur en uranium.

Dans cette tude, le 63 keV pic a t utilise pour dterminer les activits 238U. Toutefois,

aucune correction pour l'auto-absorption na t ralise, ce qui pourrait conduire une sous-

estimation des activits 238U dans les chantillons ayant une teneur leve en minraux.

III-6-2 226Ra mesure par spectromtrie gamma

226Ra est un metteur gamma avec sa ligne principale de gamma 186,1 keV. Bien que la

probabilit d'mission est assez faible, 3.516%, cette ligne serait dans de nombreux cas

suffisant pour mesurer directement l'activit, si elle ntait pas pour le fait que 235U dispose

d'une marge de gamma chevauchant au 185,7 keV avec une probabilit d'mission de 57,25%.

En gnral, on peut s'attendre la fois 226Ra et 235U tre prsents dans les chantillons

environnementaux, de sorte que ces lignes ne peuvent pas tre utilises pour des mesures

absolues.

Afin de mesurer 226Ra d'une manire plus approprie, on doit se tourner vers ses filles.

Toutefois, le 222Rn fille est un gaz trs mobile avec une demi-vie de 3,8235 jours. Lors de la

prparation de l'chantillon, il est invitable que certaines au moins 222Rn est perdu, ce qui

signifie que tout l'quilibre sculaire possible est perturb. Par consquent, il est ncessaire de

laisser les chantillons pour environ quatre semaines avant que les mesures sont prises afin

d'assurer que l'quilibre sculaire est tabli dans l'chantillon. Dans le cas o l'chantillon ne

remplit pas compltement le conteneur qui est utilis dans les mesures, l'chantillon est

recouverte d'un film plastique afin d'viter que le radon de collecte dans l'entrefer entre

l'chantillon et le couvercle, car cela changerait la distribution spatiale du rayonnement non

seulement de 222Rn, mais aussi de ses filles de courte dure, par exemple 218Po, 214Pb et 214Bi.

Ce serait son tour affecter l'efficacit des mesures de manire incontrle, ce qui rend

impossible de tirer des conclusions concernant leurs activits absolus. Ceci est important

parce que les descendants du radon fournissent la meilleure faon de mesurer avec prcision

l'activit 226Ra dans un chantillon. Le meilleur choix est 214Pb qui a une ligne de gamma

351,9 keV avec une ration de branchement lev (35,14%). Un inconvnient vident de cette

approche est bien sr que l'chantillon doit tre prpar au moins quelques semaines avant les

mesures afin d'assurer que 214Pb est vraiment laque quilibre avec 226Ra. D'autre part, cela

Chapitre III Mthodologie et Materiels

34

permet la correction de l'ingrence dans le pic 185/186 keV de sorte que l'activit 235U est

accessible.

III-6-3 Mesure des autres nuclides de la chane de l'uranium par

spectromtrie gamma

210Pb peut tre mesure l'aide de son pic de 46,5 keV, mais ncessite des corrections pour

labsorption dans certains cas. Cependant, aucun de ces corrections n'ont pas encore t faite

pour ces mesures, ce qui pourrait conduire une lgre sous-estimation des activits 210Pb,

surtout dans les chantillons de gravier et d'argile.

Ils ont galement t tentes mesures de deux autres membres importants de la chane de

l'uranium, mais ces mesures sont incertaines et leur fiabilit reste tre teste. 230Th a une

petite crte (0,376%) 67,67 keV, o il semble ny avoir aucune ingrence de tout autre

radionuclide dans les chantillons environnementaux. Dans les chantillons plus radioactifs,

un pic distinct a t observ dans cette rgion et identifis comme 230Th. En raison de la

probabilit d'mission base les prcisions ne seront pas trs bonnes, mme si les temps de

mesure qui sont utiliss, relativement longs. Si de meilleures mesures sont requises, la

spectromtrie alpha doit tre utilise.

L'autre radionuclide est 234U, qui a un petit pic une probabilit dmission 0,123% 53,20

keV. En outre, il est recouvert par un pic (1,07%) beaucoup plus intense de 214Pb, dont

l'nergie est 53,23 keV. Cependant, 234U peut s'attendre les chantillons o il ya un

enrichissement significatif de l'uranium en comparaison avec radium contribuer

considrablement ce pic. Depuis 214Pb est facile de dterminer via d'autres lignes de gamma,

l'ingrence dans ce pic peut tre corrig pour une activit 234U approximative calcule.

Toutefois, aucun exemple o ces mthodes ont t employes pour dterminer les activits

230Th et 234U ont t rencontrs dans la littrature. Par consquent, leur fiabilit est sujette

caution jusqu' une validation adquate a t effectue.

Chapitre III Mthodologie et Materiels

35

III-6-4 Mesure de nuclides de la chane de thorium par spectromtrie

gamma

Comme cela a t dcrit prcdemment, il existe essentiellement trois radionuclides dans la

chane du thorium qui sont intressants dans ce genre d'tudes, 232Th, 228Ra et 228Th. 232Th a

une petite ligne de gamma (63,81 keV), qui, cependant, est recouverte par la ligne 63.28 keV

gamma de 234Th. Cela peut causer des incertitudes dans la mesure du 238U, car il est difficile

de compenser la contribution du 232Th. Comme l'autre ligne de gamma majeur de 234Th ne

peut faire confiance en raison des influences de rayons X, il semble plus ou moins impossible

de dterminer indirectement l'activit 232Th par spectromtrie gamma.

228Ra ne peut pas tre mesur directement, mais grce sa fille 228Ac, il est possible de

mesurer indirectement. 228Ac a plusieurs lignes de gamma, mais la meilleure d'entre elles est

sans doute la ligne 338.32keV. Dans les chantillons solides, il est possible d'utiliser plus d'un

pic d'amliorer la prcision des mesures. 228Th, enfin, a un petit pic dans la rgion des rayons

X (84.37 keV), ce qui rend impossible de mesurer directement. Lorsque la demi-vie du reste

de thorium de la chane nuclide est bref, il est toutefois possible d'accder l'activit 228Th

par les filles, comme 212Pb et 208Tl, dont le premier est sans doute est le meilleur. En

consquence, 212Pb est le radionuclide qui a t utilis pour dterminer les activits 228Th

ces mesures. Son pic de 238,63 keV a une probabilit d'mission trs lev (43,6%), ce qui

permet une dtermination prcise mme dans les petites et les chantillons relativement purs.

III-6-5 Mesure de la Chane des nuclides dActinium par spectromtrie

gamma

Parmi les nuclides de la chane d'actinium c'est surtout 235U et 231Pa qui sont d'intrt pour ce

type d'tudes. Ils sont relativement difficiles mesurer, en partie cause des probabilits

faibles missions de pics utiles et les interfrences, et de lautre partie cause de leur faible

abondance dans les chantillons environnementaux. Comme il a t mentionn

prcdemment, il est en fait une ligne de gamma avec une probabilit trs leve d'mission

pour 235U (57,2%), mais souvent ce pic est risqu d'utiliser en raison des interfrences des

226Ra. En dterminant l'activit de 226Ra via sa fille 214Pb il est toutefois possible de corriger

l'interfrence de 226Ra et de cette manire de dterminer indirectement l'activit de 235U. Dans

Chapitre III Mthodologie et Materiels

36

les chantillons solides autres pics peuvent galement tre utiliss. Le pic 143.76 keV est le

sommet de la deuxime probabilit d'mission la plus leve (10,96%), mais il faut tre

prudent sur l'interfrence du pic 144.23 keV de 223Ra (3,22%).

Quand il s'agit de 231Pa, la situation est encore plus complique. La meilleure faon d'accder

231Pa est probablement via 227Th, 223Ra ou 219Rn, mais aucune valuation de ces possibilits

a t rencontre dans la littrature. 227Th a une ligne de gamma 235.96 keV avec une

probabilit d'mission de 12,6%, ce qui est dangereusement proche de la ligne intensive

238.63 keV de gamma de 212Pb, mais avec une bonne rsolution en nergie, il devrait tre

possible d'effectuer des mesures fiables. 223Ra a une ligne de gamma 269.46 keV avec une

probabilit d'mission relativement leve (13,7%), mais malheureusement, il ya un risque

vident d'interfrence de 228Ac (270.24 keV) et galement la meilleure ligne de gamma de

219Rn 271.23 keV. Si les activits sont leves, il devrait tre possible d'utiliser la correction

d'interfrence et le pic encore plus petit pour dterminer les activits 231Pa. Il est galement

possible de tester la fiabilit des mesures 231Pa par comparaison entre ces trois radionuclides.

Chapitre IV

Les calculs

Chapitre IV Les calculs

37

Chapitre IV

Les calculs

IV-1 Coefficient dAttnuation

Le coefficient d'attnuation est dfini comme une mesure de la diminution de l'intensit de

rayons gamma une nergie particulire provoque par un absorbeur. [27] Les interactions

photolectriques sont dominants faible consommation d'nergie, la diffusion Compton des

distances mi-nergie tandis que la production de paire est dominant haute nergie. Dans la

rgion de faible nergie, des discontinuits dans la courbe photolectrique apparaissent des

nergies de rayons gamma, ce qui correspond des nergies de liaison des lectrons dans les

diffrentes coquilles de l'atome absorbeur. Le bord se trouvant plus dans l'nergie correspond

la couche K des lectrons. Pour des nergies de rayons gamma lgrement au-dessus du

bord, l'nergie des photons est juste suffisante pour subir une interaction photolectrique dans

laquelle l'lectron de la couche K est ject de l'atome. Pour des rayons gamma au-dessous

du bord de ce processus n'est plus nergiquement que possible, et donc la probabilit

d'interaction chute brusquement. Bords d'absorption similaires se produisent des nergies

plus faibles pour le L, M, coquilles d'lectrons de l'atome. [28]

La section tot total de l'interaction atome photon peut s'crire :

tot = pe + pp + inc + c (21)

ope, pp et (inc, c) sont respectivement des sections transversales pour l'absorption photo-

lectrique, la production de paires et effet Compton [29].

Les tableaux actuels du coefficient d'attnuation de masse / s'appuient sur des valeurs

thoriques pour la section totale par atome, qui est lie / selon :

/ [cm2/g]=tot[cm

2/atom]/([g].A ) (22)

u = (1,67 x 10-24 g) est l'unit de masse atomique, et A est la masse atomique relative de

l'lment de cible.

En multipliant le coefficient d'attnuation massique / par la densit du matriau, le

rsultat sera le coefficient d'attnuation linaire .

Chapitre IV Les calculs

38

IV-2 Le coefficient d'attnuation de masse

Le coefficient d'attnuation linaire est le coefficient d'absorption plus simple de mesurer

exprimentalement, mais il n'est gnralement pas compil en raison de sa dpendance la

densit du matriau absorbant. Par exemple, une nergie donne, les coefficients

d'attnuation linaire de l'eau, de la glace, et de la vapeur sont tous diffrents, mme si le

mme matriau est impliqu.

Les rayons gamma interagissent principalement avec les lectrons atomiques, par consquent,

le coefficient d'attnuation doit tre proportionnel la densit d'lectrons P, qui est

proportionnelle la masse volumique apparente de la matire absorbante. Toutefois, pour un

matriau donn, le rapport entre la densit d'lectrons de la masse volumique apparente est

une constante, Z / A, indpendante de la densit en bloc.

Le rapport entre le coefficient d'attnuation linaire et la masse volumique est appel le

coefficient d'attnuation de masse et a les dimensions de la surface par unit de masse (cm2 /

g). Les units de ce coefficient allusion au fait que l'on peut penser que c'est la section

efficace d'lectrons par unit de masse de l'absorbeur.

La section transversale est la probabilit d'un rayon gamma en interaction avec un seul atome.

En utilisant le coefficient d'attnuation de masse,

I = I0 e-L = IO e-

X (23)

O X = L.

Le coefficient d'attnuation de masse est indpendante de la densit de l'exemple mentionn

ci-dessus, l'eau, la glace et de la vapeur ont tous la mme valeur de p. Ce coefficient est plus

couramment sous forme de tableau que le coefficient d'attnuation linaire, car il quantifie la

probabilit d'interaction des rayons gamma d'un lment individuel. L'quation (24) est

utilise pour calculer le coefficient d'attnuation massique pour des matriaux composites

=iwi (24)

Chapitre IV Les calculs

39

O

i = coefficient d'attnuation massique du ime lment.

wi = fraction du poids du ime lment. [31-32]

Chapitre IV Les calculs

40

Tableau IV.1 / de sodium

SodiumZ = 11

Energy / en/(MeV) (cm2/g) (cm2/g)

1.00000E-03 6.542E+02 6.522E+021.03542E-03 5.960E+02 5.941E+021.07210E-03 5.429E+02 5.410E+02

K 1.07210E-03 6.435E+03 6.320E+031.50000E-03 3.194E+03 3.151E+032.00000E-03 1.521E+03 1.504E+033.00000E-03 5.070E+02 5.023E+024.00000E-03 2.261E+02 2.238E+025.00000E-03 1.194E+02 1.178E+026.00000E-03 7.030E+01 6.915E+018.00000E-03 3.018E+01 2.941E+011.00000E-02 1.557E+01 1.499E+011.50000E-02 4.694E+00 4.313E+002.00000E-02 2.057E+00 1.759E+003.00000E-02 7.197E-01 4.928E-014.00000E-02 3.969E-01 2.031E-015.00000E-02 2.804E-01 1.063E-016.00000E-02 2.268E-01 6.625E-028.00000E-02 1.796E-01 3.761E-021.00000E-01 1.585E-01 2.931E-021.50000E-01 1.335E-01 2.579E-022.00000E-01 1.199E-01 2.635E-023.00000E-01 1.029E-01 2.771E-024.00000E-01 9.185E-02 2.833E-025.00000E-01 8.372E-02 2.845E-026.00000E-01 7.736E-02 2.830E-028.00000E-01 6.788E-02 2.760E-021.00000E+00 6.100E-02 2.669E-021.25000E+00 5.454E-02 2.549E-021.50000E+00 4.968E-02 2.437E-022.00000E+00 4.282E-02 2.249E-023.00000E+00 3.487E-02 1.997E-024.00000E+00 3.037E-02 1.842E-025.00000E+00 2.753E-02 1.743E-026.00000E+00 2.559E-02 1.675E-028.00000E+00 2.319E-02 1.595E-021.00000E+01 2.181E-02 1.552E-021.50000E+01 2.023E-02 1.508E-022.00000E+01 1.970E-02 1.496E-02

Chapitre IV Les calculs

41

Tableau IV.2 / dAluminium.

AluminumZ = 13

Energy / en/

(MeV) (cm2/g) (cm2/g)

1.00000E-03 1.185E+03 1.183E+03

1.50000E-03 4.022E+02 4.001E+021.55960E-03 3.621E+02 3.600E+02

K 1.55960E-03 3.957E+03 3.829E+03

2.00000E-03 2.263E+03 2.204E+03

3.00000E-03 7.880E+02 7.732E+024.00000E-03 3.605E+02 3.545E+025.00000E-03 1.934E+02 1.902E+026.00000E-03 1.153E+02 1.133E+028.00000E-03 5.033E+01 4.918E+011.00000E-02 2.623E+01 2.543E+011.50000E-02 7.955E+00 7.487E+002.00000E-02 3.441E+00 3.094E+003.00000E-02 1.128E+00 8.778E-014.00000E-02 5.685E-01 3.601E-015.00000E-02 3.681E-01 1.840E-016.00000E-02 2.778E-01 1.099E-018.00000E-02 2.018E-01 5.511E-021.00000E-01 1.704E-01 3.794E-021.50000E-01 1.378E-01 2.827E-022.00000E-01 1.223E-01 2.745E-023.00000E-01 1.042E-01 2.816E-024.00000E-01 9.276E-02 2.862E-025.00000E-01 8.445E-02 2.868E-026.00000E-01 7.802E-02 2.851E-028.00000E-01 6.841E-02 2.778E-021.00000E+00 6.146E-02 2.686E-021.25000E+00 5.496E-02 2.565E-021.50000E+00 5.006E-02 2.451E-022.00000E+00 4.324E-02 2.266E-023.00000E+00 3.541E-02 2.024E-024.00000E+00 3.106E-02 1.882E-025.00000E+00 2.836E-02 1.795E-026.00000E+00 2.655E-02 1.739E-028.00000E+00 2.437E-02 1.678E-021.00000E+01 2.318E-02 1.650E-021.50000E+01 2.195E-02 1.631E-022.00000E+01 2.168E-02 1.633E-02

Chapitre IV Les calculs

42

Tableau IV.3 / dIodine.

IodineZ = 53

Energy / en/(MeV) (cm2/g) (cm2/g)

1.00000E-03 9.096E+03 9.078E+03

1.03542E-03 8.465E+03 8.448E+031.07210E-03 7.863E+03 7.847E+03

M1 1.07210E-03 8.198E+03 8.181E+031.50000E-03 3.919E+03 3.908E+03

2.00000E-03 1.997E+03 1.988E+033.00000E-03 7.420E+02 7.351E+024.00000E-03 3.607E+02 3.548E+024.55710E-03 2.592E+02 2.537E+02

L3 4.55710E-03 7.550E+02 7.121E+024.70229E-03 7.123E+02 6.724E+024.85210E-03 6.636E+02 6.270E+02

L2 4.85210E-03 8.943E+02 8.375E+025.00000E-03 8.430E+02 7.903E+02

5.18810E-03 7.665E+02 7.198E+02L1 5.18810E-03 8.837E+02 8.283E+02

6.00000E-03 6.173E+02 5.822E+028.00000E-03 2.922E+02 2.777E+021.00000E-02 1.626E+02 1.548E+021.50000E-02 5.512E+01 5.208E+012.00000E-02 2.543E+01 2.363E+013.00000E-02 8.561E+00 7.622E+003.31694E-02 6.553E+00 5.744E+00

K 3.31694E-02 3.582E+01 1.188E+014.00000E-02 2.210E+01 9.616E+005.00000E-02 1.232E+01 6.573E+006.00000E-02 7.579E+00 4.518E+008.00000E-02 3.510E+00 2.331E+001.00000E-01 1.942E+00 1.342E+001.50000E-01 6.978E-01 4.742E-012.00000E-01 3.663E-01 2.295E-013.00000E-01 1.771E-01 9.257E-024.00000E-01 1.217E-01 5.650E-025.00000E-01 9.701E-02 4.267E-026.00000E-01 8.313E-02 3.598E-028.00000E-01 6.749E-02 2.962E-021.00000E+00 5.841E-02 2.646E-021.25000E+00 5.111E-02 2.399E-021.50000E+00 4.647E-02 2.243E-022.00000E+00 4.124E-02 2.092E-023.00000E+00 3.716E-02 2.059E-024.00000E+00 3.607E-02 2.142E-025.00000E+00 3.608E-02 2.250E-026.00000E+00 3.655E-02 2.357E-028.00000E+00 3.815E-02 2.553E-021.00000E+01 4.002E-02 2.714E-021.50000E+01 4.455E-02 2.980E-022.00000E+01 4.823E-02 3.101E-02

Chapitre IV Les calculs

43

Figure IV.1 Le graphe / de Sodium

Figure IV.2 Le graphe / dAluminium

Chapitre IV Les calculs

44

Figure IV.3 Le graphe / dIodine

Figure IV.4 Le coefficient dattnuation linaire.

Chapitre IV Les calculs

45

Table IV.4 coefficient dattnuation de masse.

U-238

A

GammaEnergyKeV

Probab.%

1(Na)Cm/gW1=0.153

2 (I)Cm/gW

2=8.1466

i. wim.cal.(NaI)*

m.ref.(NaI)NIS**

m.ref.(NaI).lowENERGI

ES

m.mean(NaI)average

l(NaI).= m.= 3.67g/cm

3

l(NaI)average

l(Al)1/cm

NIST

l(Al)averag

e

226Ra

238U

186.1*241.98295.21351.92609.31768.63

49.5**

0.03510.07120.1815003510.4410.0476

1 0.1230.1100.1020.0950.0770.069

0.244

0.500.250.1630.1300.0790.070

11.2

0.41880.21730.14860.11510.07620.0675

9.1874

0.4250.2780.1530.1300.0780.068

10.40

1.4500.8600.6290.480

0.4200.2450.1510.1220.0770.068

9.89

1.5410.8990.5540.4480.2830.249

36.30

1.5410.8600.6290.48002830.249

0.3430.3100.2900.2600.2050.188

0.96

0.3430.2950.2800.2600.2050.190

214pbmean

295.1325.0351.93

19.24%37.2 %35.34%

0.1020.099

0.1600.145

0.14560.1331

0.1530.142

0.6290.530

0.1490.138

0.5470.506

0.6290.530

0.290.28

0.2800.270

214Bi214Bi214Bi

609.31764.51120.3

46.36%15.8%15.1 %

0.0770.0460.057

0.0790.0430.053

0.07620.04200.0520

0.0780.0430.051

0.0770.0430.051

0.2830.1580.187

0.2830.1580.187

0.2050.1260.156

0.2050.1260.156

234mPa

1001.1

0.6% 0.060 0.057 0.0558 0.057 0.056 0206 0.206 0.165 0.165

234Th

63.2892.37*

4.47%2.60%

2 0.2000.155

7.322.60

6.0162.1477

6.1002.220

20.9467.400

6.052.18

22.208.000

0.710.49

46.5 4.25%%

1.5781.872

0.3450.385

0.3450.385

235U

185.70143.7*

57.25%10.96%

3 0.1250.128

0.510.60

0.43600.5096

0.4250.516

1.4602.400

0.430.51

1.5781.872

same 0.193 0.193

Same0.6000.866

0.430.2850.293

0.2750.300

232Th

B 0300same

0.2150.054

0.215

228Ac

338.3*911.2969.8

11.40%27.7 %5.2 %

0.0970.0650.062

0.1510.0600.058

0.13790.05890.0565

0.1400.0620.059

0.500

0.1390.0600.058

0.5100.2200.213

UpSamesame

0.2740.1750.172

224Ra

0.156

212Bi

727.00

11.8 % 0.075 0.072 0.0709 0.071 0.257 0.145

Chapitre IV Les calculs

46

212Pb

115.18300.09238.6*

0.62 %3.40 %43.6%

4 0.1460.1010.117

1.8000.1620.150

1.49130.14750.2200

1.5000.1530.190

4.3000.6000.866

1.4950.1500.205

5.4870.5500.752

0.2100.183

208TlFrom2

583.202615*

84.5%99.79%

5 0.0790.038

0.0800.039

0.07310.0378

0.0810.038

0.0770.038

0.2830.140

0.196

228Th

212Pb2615Tl

238.63 0.117 0.158 0.1469 0.190 0.866

0.169 0.620 0.137

228Ra

338.32911.07969.11

0.11260.2660.1623

0.0970.0650.062

0.1510.0600.058

0.13720.05890.0565

0.1400.0620.059

0.500

0.1390.0600.058

0.5100.2200.213

60Co

1173 100 % 0.057 0.055 0.0527 0.054 0.0530 0.195

60Co

1332 100 % 0.052 0.050 0.0488 0.050 0.0495 0.182

134Cs

604.7795.5

97.1%85.4%

0.0770.067

0.0790.065

0.07630.0649

0.0790.065

0.0780.065

0.2860239

137Cs

661.6 85 % 0.070 0.075 0.0720 0.075 0.0735 0.270

40kC

1460.8

10.66% 0.050 0.045 0.0384 0.042 0.040 0.1468

Note :

1) A: * interfrence avec U-235 185,7 keV ligne.

B: ** Sa ligne.

2) * interfrence avec X - ray.

3) * interfrence avec 223Ra ligne 144.25 keV.

4) * meilleur.

5) * 2614,47 Kev (valeur exacte)

IV-2 Efficacit de Nal [27]

L'efficacit de comptage du dtecteur (DE) concerne la quantit de rayonnement mis par une

source radioactive la quantit mesure dans le dtecteur. Le DE peut tre utilis pour

calculer le taux de comptage prvue dans un dtecteur lorsque l'intensit de la source est

connue ou calculer l'intensit de la source, en mesurant le taux de comptage dans le

Chapitre IV Les calculs

47

dtecteur. Le DE est le rapport de taux de comptage observ ou mesur (ou les vnements

totales dans un intervalle de temps connu) le taux de comptage (ou les vnements au total)

mis par la source de rayonnement.

DE = D / N (25)

O:

DE = l'efficacit du dtecteur.

D = le nombre de photons compts dans le dtecteur.

N = le nombre de photons mis par la source.

IV-2-1 Mesure de D

Pour des photons d'nergie faible, ceux qui sont absorbs comme un vnement dans le

dtecteur photo-lectrique, d est le nombre net dans le pic photolectrique de cette nergie.

Pour un dtecteur Nal(Tl), les vnements photolectriques sont majoritaires pour des photons

de 100 keV ou moins d'nergie. Au-dessus de 100 keV, les vnements Compton deviennent