Généralités sur la radioactivité et le rayonnement gamma

La radioactivité est un phénomène qui existe depuis que les atomes se sont formés, il y a des milliards d’années, au commencement de l’univers. Elle fut découverte en 1896 par Henri Becquerel qui travaillait sur les rayons X. Comme les rayonnements ionisants ne sont pas perceptibles par nos cinq sens, des détecteurs ont été conçus pour détecter la présence des radionucléides et mesurer leur activité. Pour cela le Département de Dosimétrie et de Radioprotection de INSTNMadagascar possède un Laboratoire Secondaire d’Etalonnage en Dosimétrie (LSED) qui assure l’étalonnage des dosimètres utilisés pour la détection et la mesure des grandeurs physiques. Les besoins en radioprotection nécessitent l’étalonnage et la vérification de ces dosimètres.

Généralités sur la radioactivité et le rayonnement gamma

La radioactivité 

Définition
La radioactivité est une propriété de certains éléments chimiques à se transformer spontanément en d’autres éléments par désintégration du noyau atomique avec émission de particules accompagnées par des ondes électromagnétiques. La radioactivité peut être naturelle ou artificielle mais le phénomène est le même. La radioactivité est naturelle quand les noyaux sources ont été produits dans la nature. Les sources terrestres occasionnent la majeure partie de l’exposition naturelle. La radioactivité artificielle est générée par le bombardement des noyaux stables par des particules nucléaires comme les particules alpha et les neutrons. Il s’agit des isotopes synthétisés par l’homme dans les laboratoires et les centrales nucléaires.

Décroissance radioactive
La décroissance radioactive donne la variation du nombre dN de noyau, lors de la désintégration nucléaire spontanée, en fonction de la durée de temps infiniment petit dt. Il s’agit d’une relation de proportionnalité entre le nombre d’atomes radioactifs et la durée de temps (dt), soit :

𝒅𝑵 = −𝝀 . 𝑵 . 𝒅𝒕 (1)

Avec λ est la constante radioactive Par intégration en fonction du temps, on obtient :

𝑵(𝒕) = 𝑵𝟎 . 𝒆−𝝀𝒕 (2)

Où N(t) : le nombre d’atomes radioactifs présents à l’instant t.
𝑵𝟎 : le nombre d’atomes radioactifs présents à l’instant initial.

Le phénomène de désintégration radioactive est indépendant de la température, de la pression, de l’état physique du corps et de toute combinaison chimique.

L’atténuation des photons

Les photons interagissent très peu avec la matière. Ainsi, la probabilité pour qu’un photon traverse une épaisseur d’une matière sans interagir est élevée : un photon de 1 MeV a 74% de chances de ne subir aucune interaction en traversant 1 cm de Germanium. C’est pourquoi on ne parle pas de parcours des photons dans la matière mais plutôt de leur libre parcours moyen. Il s’agit de la distance moyenne parcourue par un photon d’énergie donnée avant la première interaction dans un matériau. De même, on utilise la notion de coefficient d’atténuation résultant des différentes interactions que peut subir un photon dans un matériau. Considérons un faisceau de photon monoénergétique traversant une épaisseur x d’un matériau. Le nombre de photons transmis I dépend du nombre total de photons émis par la source I0 comme l’indique la loi d’atténuation suivante :

𝑰 = 𝑰𝟎𝒆−µ𝒙 (14)

La dosimétrie et la radioprotection

La dosimétrie

Définition
La dosimétrie est le traitement de mesure de dose ou de débit de dose absorbée résultant de l’interaction des rayonnements ionisants avec la matière dans un milieu. Pour vérifier les doses émises par les sources radioactives, la dosimétrie active consiste à mesurer les doses environnantes et les débits de dose, paramètres très importants à connaître en cas d’irradiation accidentelle.

Grandeurs dosimétriques
Les normes concernant les grandeurs et unités dosimétriques sont essentiellement fondées sur les recommandations de la CIPR (Commission Internationale de Protection Radiologique) et de la CIUMR (Commission Internationale des Unités et des Mesures Radiologiques). Ces grandeurs dosimétriques servent à caractériser l’effet physique des rayonnements ionisants sur la matière en termes d’énergies transférées ou déposées.

La radioprotection 

Toute exposition associée aux risques causés par les rayonnements ionisants peut engendrer des dangers néfastes pour l’homme. Pour le protéger, un système de protection contre les rayonnements ionisants est instauré, c’est la « Radioprotection».

Définition 

La radioprotection est l’ensemble des moyens mis en œuvre pour protéger les travailleurs, le public et l’environnement contre les effets néfastes des rayonnements ionisants.

Principes généraux de la radioprotection

La radioprotection se base sur trois principes :
• la justification de la pratique
• l’optimisation de la protection et de la sûreté
• la limitation des doses.

Justification de la pratique
Une pratique ou une source associée à une pratique ne devrait pas être utilisée et autorisée que si la pratique procure aux individus exposés ou la société un avantage suffisant pour compenser les effets radiologiques nocifs qu’elle pourrait entraîner, c’est-àdire la pratique est justifiée compte tenu des facteurs sociaux et économiques et d’autres facteurs pertinents.

Optimisation de la protection
Pour l’exposition due à toute source associée à une pratique sauf dans les cas des expositions médicales et thérapeutiques, la protection et la sûreté sont optimisées de façon que la valeur des doses individuelles, le nombre des personnes exposées et la probabilité de subir des expositions soient maintenues au niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre (A.L.A.R.A : As Low As Reasonably Achievable). Les facteurs économiques et sociaux de la dose délivrée par la source aux individus doivent faire l’objet de contrainte de dose.

Limitation des doses
L’exposition normale des individus est restreinte de façon que ni la dose effective totale, ni la dose équivalente totale aux organes ou tissus conservés résultant de l’association éventuelle d’exposition due à des pratiques autorisées, ne dépasse pas toute limite de dose applicable qui est spécifiée dans la règlementation nationale en vigueur.

Règlementations

La détention et l’utilisation des sources radioactives ont besoin d’une règlementation très rigoureuse pour une sûreté maximale des travailleurs ainsi que du public. Cette règlementation doit être conforme à la loi n° 97-041 du 02 Janvier 1998 relative à la protection contre les dangers des rayonnements ionisants et à la gestion des déchets radioactifs à Madagascar qui est basée sur la norme de sécurité de l’AIEA n° 115 (BSS 115).

Les quatre décrets d’application de cette loi ont été promulgués en 2002.

➢ Le décret N°2002-569 : Fixant les attributions et le fonctionnement des divers organes chargés de la protection contre les dangers des rayonnements ionisants et de déchets radioactifs à Madagascar.
➢ Le décret N°2002-1161 : Fixant les principes généraux régissant la détention et l’utilisation des sources de rayonnements ionisants destinés à des fins médicales ou odontostomatologie.
➢ Le décret N° 2002-1199 : Fixant les principes généraux de la protection contre les dangers des rayonnements ionisants.
➢ Le décret N°2002-1274 : Fixant les principes généraux de la gestion des déchets radioactifs.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) est un élément qui contribue à l’élaboration de ces lois. La CIPR est un organisme regroupant des spécialistes du nucléaire et de la santé qui fournit les recommandations relatives aux principes et aux normes de radioprotection qui servent de base à l’élaboration de la réglementation.

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Table des matières

INTRODUCTION
I. PARTIE THEORIQUE
1. Généralités sur la radioactivité et le rayonnement gamma
1.1. La radioactivité
1.1.1. Définition
1.1.2. Décroissance radioactive
1.1.3. Période radioactive
1.1.4. Activité
1.2. Processus d’interaction du rayonnement gamma avec la matière
1.2.1. Les mécanismes d’interaction
1.2.2. L’effet photoélectrique
1.2.3. La diffusion Compton
1.2.4. La création de paire
1.2.5. L’atténuation des photons
2. La dosimétrie et la radioprotection
2.1. La dosimétrie
2.1.1. Définition
2.1.2. Grandeurs dosimétriques
2.1.2.1. Dose absorbée
2.1.2.2. Débit de dose absorbée
2.1.2.3. KERMA
2.2. La radioprotection
2.2.1. Définition
2.2.2. Principes généraux de la radioprotection
2.2.2.1. Justification de la pratique
2.2.2.2. Optimisation de la protection
2.2.2.3. Limitation des doses
2.2.3. Moyens de protection
2.2.3.1. Activité de la source
2.2.3.2. Distance
2.2.3.3. Temps d’exposition
2.2.3.4. Ecran
2.2.4. Grandeurs et unités
2.2.4.1. Grandeurs de protection
2.2.4.1.1. Dose équivalente
2.2.4.1.2. Débit de dose équivalente
2.2.4.1.3. Dose efficace
2.2.4.2. Surveillances individuelles
2.2.4.2.1. Dose équivalente en profondeur Hp(10)
2.2.4.2.2. Dose équivalente en surface Hp(0.07)
2.2.4.3. Surveillances environnementales : Dose environnementale H*(d)
2.2.5. Règlementation
2.3. Appareils de mesure de dose
2.3.1. Dosimètre Thermoluminescent (TLD)
2.3.2. Débitmètre
II. PARTIE METHODOLOGIQUE
3. Etalonnage en dosimétrie
3.1. Définition
3.2. Principe
3.3. Approximation de la réponse
3.4. Incertitude de mesure
3.4.1. Définition de l’évaluation d’incertitude de type A
3.4.2. Evaluation de type A
3.5. Etalon
3.6. Facteur d’étalonnage
3.7. Chaîne d’étalonnage
4. Les matériels utilisés
4.1. La salle d’irradiation
4.2. La chambre d’ionisation
4.3. L’électromètre
4.4. Le baromètre
4.5. Le pupitre de commande de la source de Cs-137
4.6. Les sources
4.7. Les atténuateurs de Pb
4.8. Les débitmètres à étalonner
4.9. La caméra pour la lecture des charges et le micro-ordinateur
III. PARTIE EXPERIMENTALE
CONCLUSION

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