Physique nucléaire et radioprotection: à l’usage de l’environnement nucléaire 9782759823147

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Arnaud BOQUET

Imprimé en France

ISBN (papier) : 978-2-7598-2313-0 – ISBN (ebook) : 978-2-7598-2314-7 Tous droits de traduction, d’adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n’autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l’article 41, d’une part, que les « copies ou reproductions strictement réservées à l’usage privé du copiste et non destinées à une utilisation collective », et d’autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d’exemple et d’illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consentement de l’auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l’article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. © EDP Sciences, 2019

À Marie, à mes parents, pour leur soutien inconditionnel. Je dédie ce livre à tous les titulaires du BTS CRIATP, qui, depuis 1962, ont contribué à amener la radioprotection française à son niveau d’exigence et de qualité actuels.

Table des matières

Remerciements 19 Introduction 21  Chapitre 1   • Les constituants de la matière 23 I – Structure simplifiée de l’atome 23 II – Nomenclature – Isotopes 28 III – Le tableau périodique 30 IV – Calcul des masses molaires 32 Exercices du chapitre 1 34 Corrigés des exercices du chapitre 1 35  Chapitre 2   • Historique de la radioactivité 37 I – Les découvertes sur les phénomènes liés à la radioactivité 37 1 – La découverte des rayons X 37 2 – La découverte de la radioactivité 38 3 – La découverte du polonium et du radium 39 4 – La découverte de la loi de la décroissance radioactive 40 5 – La découverte de la radioactivité artificielle 40 6 – La découverte de la fission nucléaire 42 7 – La découverte de la fusion nucléaire 42 II – Les découvertes en physique atomique et en physique nucléaire 43 1 – Les différents modèles de l’atome 43

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2 – L’expérience de Chadwick 44 3 – La théorie de Fermi 45 4 – La découverte des éléments artificiels 47 5 – Un pas vers la physique des particules et la physique moderne 47 III – Le développement du nucléaire 52 1 – L’essor du nucléaire au début du xxe siècle 52 2 – La création de l’ICRU et de la CIPR 52 3 – La seconde guerre mondiale 53 4 – Le développement de l’armement nucléaire 55 5 – Le développement des centrales nucléaires 56  Chapitre 3   • Énergie au cœur de la matière 61 I – Les unités usuelles de la physique nucléaire 61 1 – Unité de masse 61 2 – Unité d’énergie 62 3 – Relation masse-énergie 63 II – Origine de l’énergie nucléaire 64 1 – Défaut de masse 64 2 – Énergie de liaison 65 3 – Excès de masse 67 4 – Courbe d’Aston 68 III – Bilan énergétique d’une réaction nucléaire 69 1 – Réaction nucléaire et lois de conservation 69 2 – Énergie dans une réaction nucléaire 70 3 – Énergie de séparation du dernier neutron 71 Exercices du chapitre 3 71 Corrigé des exercices du chapitre 3 73  Chapitre 4  • La radioactivité 77 I – Activité d’une source radioactive 77 1 – Définitions 77 2 – Forme mathématique 78 II – Étude systématique des transitions radioactives 80 1 – Définitions 80 2 – La désintégration a 82 3 – La désintégration b– 85 4 – La désintégration b+ 87 5 – La désintégration par capture électronique e 90 6 – La désexcitation g 93

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Table des matières

7 – La désexcitation par conversion interne e.c. 94 8 – Phénomènes secondaires accompagnant les transitions nucléaires 95 III – Stabilité et instabilité dans le noyau 98 1 – Le noyau stable 98 2 – Le noyau instable 99 Exercices du chapitre 4 103 Corrigés des exercices du chapitre 4 107  Chapitre 5   • Décroissance radioactive et comptage nucléaire 117 I – Loi de décroissance radioactive 117 II – Les filiations radioactives 120 1 – Problème à 2 corps 120 2 – Équilibres radioactifs 123 3 – Problème à n corps 125 III – Activation neutronique 126 1 – Définition de l’activation neutronique 126 2 – Mise en équation de l’activation neutronique 126 3 – Période d’activation suivie d’une période de décroissance 129 IV – Caractère aléatoire d’un comptage radioactif 129 Exercices du chapitre 5 134 Corrigé des exercices du chapitre 5 138  Chapitre 6  • Interaction rayonnement-matière 145 I – Généralités sur l’interaction rayonnement-matière 145 II – Interaction des ondes électromagnétiques avec la matière 147 1 – La diffusion Thompson 147 2 – La diffusion Rayleigh 148 3 – L’effet photoélectrique 148 4 – L’effet Compton 149 5 – Production de paires ou matérialisation 150 6 – L’effet photonucléaire 151 7 – Importance relative des processus d’interaction photoniques 152 III – Interaction des particules avec la matière 152 1 – Cas des particules chargées lourdes 153 2 – Cas des particules chargées légères 156 3 – Cas des neutrons 159 4 – Effet Tcherenkov 161 5 – Fabrication d’une source neutronique 161 Exercices du chapitre 6 162 Corrigé des exercices du chapitre 6 164

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 Chapitre 7   • Introduction à la dosimétrie externe 169 I – Généralités sur la dosimétrie 169 1 – Effets des rayonnements ionisants 169 2 – Définition de la dosimétrie 170 II – Grandeurs physiques 171 1 – Quantités intégrales 171 2 – Quantités dérivées 172 3 – Quantités globales 172 III – Grandeurs dosimétriques 173 1 – Dose absorbée et débit de dose absorbée 173 2 – KERMA et débit de KERMA 174 3 – Exposition et débit d’exposition 175 IV – Calculs de débits de dose absorbée pour les particules chargées légères 176 1 – Comportement des particules chargées légères dans la matière 176 2 – Relation entre dose et fluence pour des électrons monoénergétiques 178 3 – Relation entre dose et fluence pour des électrons polyénergétiques (spectre b) 181 V – Calculs de débits de dose absorbée pour les photons 183 1 – Comportement des photons dans la matière 183 2 – Relation entre fluence et KERMA pour des photons 186 3 – Relation entre KERMA et dose absorbée pour des photons 187 4 – Énergie moyenne des électrons secondaires 191 5 – Méthode de calcul de la dose absorbée pour des photons 192 6 – Calcul du débit de KERMA 192 7 – Calcul du débit de dose 192 VI – Évaluation du KERMA pour les neutrons 193 1 – Comportement des neutrons dans la matière 193 2 – KERMA de première collision 193 3 – KERMA de multi-collisions 194 VII – Grandeurs de protections et grandeurs opérationnelles 195 1 – Les grandeurs de protection 195 2 – Grandeurs opérationnelles 198 Exercices du chapitre 7 201 Corrigé des exercices du chapitre 7 204

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Table des matières

 Chapitre 8  • Détection 213 I – Les différents types de détecteurs 213 1 – Modélisation d’un détecteur 213 2 – Caractérisation des détecteurs 215 3 – Les familles de détecteur 217 II – La spectrométrie gamma 221 1 – Objectif de la spectrométrie 221 2 – Chaîne de comptage en spectrométrie 222 3 – Forme générale des spectres de photons 222 4 – Exemple d’un spectre réel 225 III – Les limites de détection 226 1 – Principe 226 2 – Le seuil de décision 227 3 – La limite de détection 228 4 – Activité minimum détectable 229 Exercices du chapitre 8 229 Corrigé des exercices du chapitre 8 231  Chapitre 9   • Moyens de protection contre l’exposition externe 237 I – Moyens de protection contre l’exposition externe aux rayonnements 238 1 – La distance 238 2 – L’activité 239 3 – Le temps 240 4 – Les écrans 240 II – Protection contre les électrons 241 1 – Arrêt des électrons dans la matière 241 2 – Cas d’une exposition externe avec contact 242 III – Protection contre les neutrons 243 1 – Origine des neutrons dans une installation 243 2 – Moyens mis en œuvre pour la protection contre les neutrons 244 IV – Calcul d’écrans pour la protection contre les rayonnements électromagnétiques 245 1 – Sources ponctuelles canalisées 245 2 – Sources ponctuelles monoénergétiques non canalisées 248 V – Surveillance de l’exposition externe dans les installations nucléaires 251 1 – Appareils de mesure 251 2 – Surveillance de l’installation 252 3 – Surveillance des travailleurs 253 Exercices du chapitre 9 254 Corrigé des exercices du chapitre 9 257

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 Chapitre 10   • Moyens de protection contre l’exposition interne 263 I – Physique des aérosols et contamination 263 1 – Définition 263 2 – Diamètre des aérosols 264 3 – Voies de pénétration dans l’organisme 265 4 – Durée de séjour dans l’organisme 266 5 – Modèle du tractus respiratoire 267 6 – Modèle du tractus digestif 269 II – Grandeurs liées à l’évaluation de l’exposition interne 270 1 – Activité surfacique 270 2 – Activité volumique 270 3 – La dose par unité d’incorporation (DPUI) 271 4 – La limite dérivée de concentration dans l’air (LDCA) 272 5 – Le repère de concentration dans l’air (RCA) 273 6 – La dose efficace engagée 274 III – Mesures et évaluation de la contamination 274 1 – Contamination surfacique 274 2 – Contamination volumique 277 IV – Techniques de confinement et d’élimination de la contamination dans les installations nucléaires 281 1 – La défense en profondeur 281 2 – Ventilation et filtration dans une installation 283 3 – Surveillance continue de l’installation 289 V – Protection des travailleurs 289 1 – Protections collectives 289 2 – Protections individuelles 291 3 – Contrôles et décontamination 293 VI – Décontamination des surfaces 295 1 – Définition 295 2 – Approche de la décontamination 295 3 – Procédés de décontamination 296 Exercices du chapitre 10 298 Corrigé des exercices du chapitre 10 304  Chapitre 11   • Les effets biologiques des rayonnements ionisants 315 I – Les effets moléculaires et cellulaires 315 1 – Effets moléculaires 316 2 – Effets cellulaires 317 II – Les effets déterministes 319

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Table des matières

1 – Causes des effets déterministes 319 2 – Propriétés des effets déterministes 320 3 – Seuils des effets déterministes 321 III – Les effets stochastiques 323 1 – Propriétés des effets stochastiques 323 2 – Effets cancérogènes 324 3 – Effets génétiques et héréditaires 327 Conclusion 328  Chapitre 12   • Bases de la réglementation 329 I – Grands principes de réglementation en radioprotection 329 1 – But de la radioprotection 329 2 – Les instances internationales et nationales 330 3 – Classement des installations 332 II – Réglementation en radioprotection dans le droit français 334 1 – Réglementation des travailleurs 335 2 – Zonage radioprotection 343 3 – Principe ALARA 348 4 – Rôles du conseiller en radioprotection 350 5 – Régimes administratifs 354 6 – Contrôles réglementaires des sources et des appareils 356 7 – Situations anormales de travail 359 8 – Situations d’urgence radiologique 361 9 – Expositions médicales 363 III – Réglementation transport 364 1 – Cadre réglementaire 364 2 – Transport par route 366 3 – Classe 7 367 4 – Emballage et étiquetage des colis 369 5 – Contrôles et limites réglementaires 372 Exercices du chapitre 12 372 Corrigé des exercices du chapitre 12 373  Chapitre 13   • La fission nucléaire et la fusion nucléaire 377 I – Principe de la fission nucléaire 377 1 – Principe 377 2 – La fission spontanée 378 3 – La fission induite 378 4 – La réaction de fission en chaîne 380

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II – Principe de la fusion nucléaire 381 1 – Principe 381 2 – Énergétique de la fusion nucléaire 381 Exercices du chapitre 13 383 Corrigé des exercices du chapitre 13 385  Chapitre 14   • Les différentes formes de l’énergie 389 I – Définition de l’énergie 389 1 – Quelques exemples 389 2 – Définition 390 II – Les différentes formes de l’énergie 390 1 – Les sources d’énergie 390 2 – Les différentes formes de l’énergie 390 III – Principe de conservation de l’énergie 391 1 – Un exemple de mécanique 391 2 – Énoncé du théorème 392 IV – Inventaire des énergies mises en jeu dans une centrale nucléaire 393 1 – Transformation de l’énergie dans une centrale nucléaire 393 2 – Puissance d’une centrale nucléaire 393 Exercices du chapitre 14 394 Corrigé des exercices du chapitre 14 395  Chapitre 15   • Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires 397 I – Présentation du parc électronucléaire français 397 1 – Développement du parc français 397 2 – Le parc électronucléaire français en exploitation 398 II – Principe de fonctionnement d’un REP 399 1 – Rôle des trois circuits 399 2 – Rôles de l’eau dans les circuits 402 3 – Pilotage et domaine de fonctionnement d’un réacteur 402 III – La fission industrielle 404 1 – Le combustible utilisé pour la réaction en chaîne 404 2 – Criticité du réacteur 406 IV – Origine du risque radiologique et gestion des déchets nucléaires 407 1 – Origine du risque radiologique 407 2 – Gestion des déchets radioactifs 410 3 – Contrôles environnementaux et entretien de l’installation 413 Exercices du chapitre 15 414 Corrigé des exercices du chapitre 15 417

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Table des matières

 Chapitre 16   • Les évaluations dosimétriques prévisionnelles 421 I – Principe des EDP 423 1 – Classement des activités 423 2 – Grandeurs utilisées pour les EDP 424 II – Mise en œuvre d’une EDP 425 1 – Description de l’intervention 425 2 – EDPI 425 3 – EDPO 426 Conclusion 427 Exercice du chapitre 16 428 Corrigé de l’exercice du chapitre 16 429  Chapitre 17   • Diverses utilisations des rayonnements ionisants et des radionucléides 431 I – Le domaine médical 431 1 – La radiologie 431 2 – La médecine nucléaire 433 3 – Le traitement des cancers 435 II – La stérilisation par irradiation 436 III – Les dispositifs de contrôle 438 1 – Les contrôleurs de bagages 438 2 – L’appareil gammagraphique 439 3 – Les jauges de niveau et d’épaisseur 439 4 – Les détecteurs de plomb par fluorescence X 440 5 – Radiotraceurs dans l’industrie 441 IV – Propulsion de véhicules 441 V – Les applications en sciences fondamentales 443 1 – Archéologie et objets d’art 443 2 – Géologie et hydrologie 445 3 – Aérospatial 445 4 – Recherche fondamentale 446 VI – Utilisations obsolètes des rayonnements ionisants et des radionucléides 447  Chapitre 18   • La radioactivité naturelle et artificielle 449 I – La radioactivité naturelle 449 1 – Exposition externe 449 2 – Exposition interne 453 II – La radioactivité artificielle 456 1 – Exposition liée à l’activité militaire et industrielle 456 2 – Exposition liée à l’activité médicale 457

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III – L’exposition annuelle mondiale et française 459 Exercices du chapitre 18 462 Corrigé des exercices du chapitre 18 464  Chapitre 19   • Quelques accidents liés à l’utilisation du nucléaire 469 I – Classements des accidents 469 1 – Échelle INES 469 2 – Événements significatifs 471 II – Accidents liés à l’industrie 471 1 – Liste des accidents classés dans le monde et en France 471 2 – L’accident de Tchernobyl 473 3 – L’accident de Tokaï-Mura 474 4 – L’accident de Fukushima 475 III – Accidents liés au médical 476 1 – L’accident de Goiânia 476 2 – Les surirradiations d’Épinal et Toulouse 477 Conclusion 479 Annexes 481 Annexe 1 : Alphabet grec utilisé en sciences 481 Annexe 2 : Dimensions et unités des grandeurs en physique (Système international) 482 Annexe 3 : Multiples et sous-multiples des unités du Système international 483 Annexe 4 : Constantes fondamentales en physique et facteurs de conversion 483 Annexe 5 : Perte d’énergie par ionisation pour les électrons en MeV.cm2.g–1 484 Annexe 6 : Valeurs des coefficients d’absorption massique µ en énergie en en cm2.g–1 dans l’eau, l’air, l’os compact ρ et les tissus mous 485 µ Annexe 7 : Valeurs des coefficients d’absorption massique en énergie en ρ en cm2.g–1 dans des milieux monoatomiques 486 Annexe 8 : Coefficients d’atténuation massique m/r (cm2.g–1) pour différents matériaux 486 Annexe 9 : Coefficients d’atténuation linéique ml (cm–1) pour différents matériaux 487

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Table des matières

Annexe 10 : Facteur d’accumulation de dose (Build-up) pour une source ponctuelle dans l’eau 488 Annexe 11 : Facteur d’accumulation de dose (Build-up) pour une source ponctuelle dans le plomb 488 Annexe 12 : Facteur d’accumulation de dose (Build-up) pour une source ponctuelle dans le béton ordinaire 489 Annexe 13 : Affections provoquées par les rayonnements ionisants prises en charge par le Régime général en France 489 Annexe 14 : Valeurs d’exemption pour les radionucléides ou substances radioactives, et niveaux définissant une source scellée de haute activité (annexe 13-8 du code de la santé publique) 490 Annexe 15 : Limites réglementaires retenues par la réglementation transport 492 Annexe 16 : Codes ONU pour la classe 7 493 Annexe 17 : DPUI (en Sv/Bq) pour différents nucléides publiés par le Journal officiel de la République française 494 Annexe 18 : Liste des principales installations nucléaires du parc nucléaire français 495 Annexe 19 : Appareils gammagraphiques 496 Annexe 20 : Principe de fonctionnement des générateurs de rayons X 498 Annexe 21 : Tableau périodique des éléments chimiques 499 Bibliographie 501

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Remerciements

Je tiens à remercier toutes les personnes, personnel du CEA, personnel EDF (en particulier le personnel du CNPE de Cattenom), prestataires, personnel de l’unité locale de Yutz de TRIHOM, avec qui j’ai pu collaborer pendant toutes ces années au sein de La Malgrange. Bien entendu, je remercie l’ensemble de mes collègues du CFA des Industries du nucléaire, en particulier Sonia Posteraro pour son soutien et son énergie, Erika Nargil, pour son aide, Gérard Coquereau, qui m’a appris que « la confiance n’exclut pas le contrôle » et un énorme merci à René Larché, pour tout ce qu’il m’a appris lors des nombreuses formations Prévention des risques que nous avons animées ensemble. Je remercie, à titre posthume, Walter Coïs, directeur à l’initiative de la création du CFA des Industries du Nucléaire au lycée la Malgrange de Thionville, pour m’avoir fait confiance. Merci aux apprentis Marion Jalinier et Yann Katachinsky, pour les photographies en mise en situation pratique. Enfin, j’adresse un merci particulier à Marc Ammerich, pour son regard d’expert sur cet ouvrage, sa relecture assidue et ses conseils avisés.

« C’est le devoir de chaque homme de rendre au monde au moins autant qu’il a reçu. » Albert Einstein

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Introduction

Les sciences fondamentales et les applications industrielles ont toujours été liées. La découverte de la radioactivité en 1896 par Henri Becquerel, l’essor des besoins électriques et la modernisation des techniques médicales se sont donc rencontrés au cours du xxe siècle. En France, l’électricité représentait 24,7 % de la consommation d’énergie totale en 2015. La production nette d’électricité était de 529,4 TWh en 2017. Les centrales développées aujourd’hui reposent encore sur le modèle des centrales électriques développées par Nikola Tesla il y a plus de 100 ans. En effet, ce grand esprit a créé la première centrale électrique à courant alternatif aux États-Unis, aux chutes du Niagara, en 1896. Cette centrale, financée par George Westinghouse, fonctionnait grâce à l’énergie mécanique des chutes. Les besoins en énergie croissants dans nos sociétés modernes ont imposé l’utilisation de nouvelles sources. La radioactivité en est une. C’est même la principale en France pour la production d’électricité. RTE (Réseau de transport d’électricité) nous donne la répartition française de production d’électricité pour 2017 : – – – – – –

nucléaire (71,6 %) ; énergie fossile, gaz, charbon, fioul (10,3 %) ; hydraulique (10,2 %) ; éolien (4,5 %) ; solaire (1,7 %) ; bioénergies, bois-énergie, biogaz, biocarburant (1,7 %).

Le développement de nouvelles techniques médicales, basées sur l’utilisation des rayonnements ionisants, a permis de réaliser d’énormes progrès sur la connaissance

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du corps humain, et de développer une médecine de pointe efficace. Plusieurs millions d’actes médicaux impliquant ces techniques sont pratiqués chaque année en France. Le développement de l’utilisation du nucléaire a obligé les autorités à encadrer ces activités, que ce soit dans le domaine industriel, médical, de la défense ou de la recherche. L’ensemble de ces mesures forme la radioprotection. Le caractère particulier du nucléaire et la crainte qu’il inspire dans la conscience collective obligent à un respect strict des règles et à une formation spécifique de ses utilisateurs. Cet ouvrage a donc pour but de donner une information aussi claire que possible sur tous les thèmes liés au nucléaire, en insistant sur l’utilisation industrielle pour la production d’électricité, mais il est aussi enrichi de quelques exemples médicaux. Cet ouvrage est composé de 19 chapitres ayant pour thèmes centraux : – – – –

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la physique générale et nucléaire (chapitres 1 à 6) ; la radioprotection (chapitres 7 à 12) ; l’industrie thermonucléaire (chapitres 13 à 16) ; la culture générale liée au nucléaire (chapitres 17 à 19).

Chapitre 1 Les constituants de la matière

I – Structure simplifiée de l’atome Toute la matière est composée des mêmes briques élémentaires de base. En effet, si on tente de décomposer tout objet, que ce soit le corps humain, un arbre, une goutte d’eau, un caillou ou votre téléphone portable, on obtiendra toujours les mêmes systèmes élémentaires. Autrement dit, tout ce qui existe de matériel a les mêmes constituants de base : les atomes.

Modèle simplifié de l’atome Tout atome a invariablement la même structure atomique et est globalement électriquement neutre : – en son centre un noyau chargé positivement qui concentre la masse de l’atome ; – un nuage (ou un cortège) électronique chargé négativement qui entoure le noyau ; – le vide séparant le noyau et le cortège électronique.

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Noyau Vide

Cortège électronique

 Figure 1-1  Modèle simplifié de l’atome.

L’atome est très petit. Il mesure en moyenne : 10–10 m. Le noyau, au centre de l’atome, est 100 000 fois plus petit : 10–15 m. À titre de comparaison, si le noyau mesurait 1 mm, le cortège électronique se trouverait à 100 m de lui ! La matière est donc remplie de vide ! Lorsqu’on se place à l’échelle atomique, on préfère utiliser des unités de longueur plus adaptées : – l’Angström : 1 Å = 10–10 m ; – le femtomètre : 1 fm = 10–15 m, aussi appelé fermi. Les atomes peuvent s’assembler entre eux pour former des édifices plus gros : les molécules. Ils mettent en commun leurs électrons pour se lier les uns aux autres. Par exemple, la molécule d’eau H2O est formée d’un atome d’oxygène et de deux atomes d’hydrogène.

 Figure 1-2  Molécule d’eau.

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Chapitre 1. Les constituants de la matière

Composition du noyau Au centre de l’atome se trouve le noyau. On l’appelle aussi nucléide. Si l’on regarde de plus près ce noyau, on constate qu’il est composé de différentes particules de même taille. Ces particules portent le nom de nucléon.

protons   nucléons neutrons

 Figure 1-3  Noyau atomique.

Les nucléons sont donc les constituants du noyau. Il en existe deux sortes : – les protons, chargés positivement ; – les neutrons, ne présentant aucune charge électrique. Les neutrons et les protons ont sensiblement la même taille (de l’ordre du femtomètre) et la même masse (1,67.10–27 kg).

Cortège électronique Autour du noyau se trouve le cortège électronique. Il est composé de petites particules chargées négativement, appelées électrons. Un atome a une charge électrique nulle. Par conséquent, il comporte autant de protons que d’électrons.

électron

 Figure 1-4  Cortège électronique.

L’électron a une masse très faible : 9,1.10–31 kg. Le proton et l’électron ont la même charge électrique élémentaire mais de signe opposé : e = 1,602.10 −19 C . Un atome peut perdre ou gagner des électrons. Un tel atome est appelé ion.

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– Un cation est un atome qui a perdu des électrons et est globalement positif. – Un anion est un atome qui a gagné des électrons et est globalement négatif. Les électrons ne tournent pas au hasard autour de noyau : l’atome a des couches électroniques spécifiques. Ce sont les couches K, L, M, etc. Elles ont des règles de remplissage précises. – Chaque couche est représentée par une valeur appelée n : Couche K : n = 1 Couche L : n = 2 Couche M : n = 3 – Chaque couche électronique peut contenir 2 n2 électrons. – On représente les couches par des séries de cases, chaque case pouvant contenir deux électrons : Couche K :  2 électrons sur cette ligne Couche L :  8 électrons sur cette ligne 10 électrons au total Couche M :  18 électrons sur cette ligne 28 électrons au total – Tout atome peut perdre ou gagner des électrons pour acquérir la structure électronique du gaz rare le plus proche : c’est la règle de l’octet, encore appelée règle de Pauli. Exemples : Le fluor (Z = 9) possède 9 électrons : 2 électrons sur la couche K 7 électrons sur la couche L structure électronique : K2 L7 Le sodium (Z = 11) possède 11 électrons : 2 électrons sur la couche K 8 électrons sur la couche L 1 électron sur la couche M structure électronique : K2 L8 M1 La structure électronique de l’atome est en fait plus compliquée. Les couches électroniques peuvent être divisées en sous-couches appelées orbitales atomiques. Les électrons sont alors décrits par 4 nombres quantiques (n, l, m, s). Chaque électron a un jeu unique de ces quatre nombres : c’est la règle de Pauli. – n est le nombre quantique principal et représente la couche électronique. – l est le nombre quantique azimutal et correspond à la forme de l’orbitale. l définit le sous-niveau ou la sous-couche d’une couche n 0  T2, ce qui entraîne λl 1 = = cte et 2 = N 1(t ) λ2 − λ1 A1(t ) λ2 − λ1 L’activité du fils reste dès lors en rapport constant (supérieur à 1) avec celle du père : c’est ce que l’on appelle « l’équilibre radioactif de régime ».

 Figure 5-4  Évolution de l’activité lors d’un équilibre de régime.

124

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

Cas du père à vie très longue (T1 >> T2) - Équilibre séculaire Considérons le cas où Tl >> T2, ce qui entraîne λl  10 T2, A1 (t ) = A2 (t ). L’activité du fils devient sensiblement égale à celle du père : c’est l’équilibre radioactif séculaire.

3 – Problème à n corps Considérons à présent, le cas où un noyau père se désintègre en noyau radioactif, et qui entraîne des désintégrations en cascade, jusqu’à arriver à une espèce stable. On a alors n corps radioactifs pour arriver au corps (n + 1) stable. λ1

λ2

(1)

(2)

λn-1

λn

…

(n)

(n +1)

Le physicien Bateman a résolu ce problème en 1920. Le nombre d’équations se multiplie mais le traitement reste identique. Il a posé :  dN 1  dt  dN 2   dt   dN n  dt  dN  n +1  dt

=

−λ1 .N 1

=

λ1 .N 1 − λ2 .N 2

... = λn −1N n −1 − λn N n =

λn N n i

La solution obtenue pour le ième corps est N i (t ) = ∑ C j .e − λ j t , avec : C  1  C 2    C n 

= = ... =

λ1 .λ2 ......λn −1 N 1 (0) (λ2 − λ1 ) (λ3 − λ1 ) ..... (λn − λ1 ) λ1 .λ2 ......λn −1 N 1 (0) (λ1 − λ2 ) (λ3 − λ2 ) ..... (λn − λ2 ) N 1 (0)

j =1

λ1 .λ2 ......λn −1 (λ1 − λn ) (λ2 − λ0 ) ..... (λn −1 − λn )

Dans le cas où le père (1) a une période très supérieure à celle de tous ses descendants, on obtient rapidement l’équilibre séculaire. On a alors :

λ1N 1 (t ) = λ2 N 2 (t ) = .... = λn N n (t ) ou A1 (t ) = A2 (t ) = .... = An (t )

125

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

N (t ) N 1(t ) N 2 (t ) Cette relation peut également s’écrire : = = ... = n . Tn T1 T2 Les familles radioactives naturelles ont des pères à vie très longue. Étant donné l’âge de la Terre, les équilibres radioactifs ont eu le temps de s’établir et permettent d’expliquer la présence à notre époque de radionucléides à vie très courte, qui se créent et disparaissent continuellement.

III – Activation neutronique 1 – Définition de l’activation neutronique Lorsqu’il est soumis à un flux neutronique, une cible composée de noyaux initialement stable ZA X , un de ces noyaux peut capturer un neutron, avec une probabilité intrinsèque, appelée section efficace σ. Il se transmute alors en un nouveau noyau A +1 X et devient radioactif. On passe alors d’un noyau stable à un noyau devenu Z radioactif : c’est l’activation neutronique. Le noyau fils se désintègre généralement par désintégration β– puis se désexcite en émettant des γ. En étudiant le spectre final d’émission γ, caractéristique du noyau fils, on peut obtenir une mesure du nombre de noyaux du père, et donc un dosage de l’élément X présent au départ dans la cible. C’est le principe de l’analyse par activation neutronique. En résumé : → A +Z1 X  ; Le noyau stable capture un neutron : ZA X + 01n  Le noyau radioactif formé se désintègre :

A +1 X Z

 → ZA ++11Y * + −10 e + υ  ;

→ ZA ++11Y + γ . Le noyau excité retourne à l’état fondamental : ZA ++11Y *  Reste une question : quelle est l’activité liée au radionucléide formé ?

2 – Mise en équation de l’activation neutronique Considérons un nucléide stable (1) de section efficace σ qui s’active sous l’action d’un flux de neutrons (ou débit de fluence neutronique) ϕ pour produire un nucléide radioactif (2), de constante radioactive λ, qui va se désintégrer en un noyau stable (3). (1)

σφ

(2)

λ

(3)

La section efficace est une grandeur homogène à une surface : c’est la surface du noyau que voit le neutron pour pénétrer à l’intérieur. La section efficace s’exprime en barn (1 b = 10–24 cm²). On suppose qu’au départ (t = 0), la cible contient N1(0) nucléides de l’espèce (1).

126

t

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

Équations différentielles Cherchons la variation du nombre de noyaux de chaque espèce en fonction du temps. Par analogie avec les calculs faits en filiation radioactive, on montre que : dN 1(t ) = −σφ N 1 dt dN 2 (t ) = σφ N 1 − λ N 2 dt dN 3 (t ) = λN 2 dt

Résolution de l’équation différentielle du corps (1) dN 1 dN 1 = −σφ .dt = −σφ .N 1, ce qui entraîne que : dt N1 dN Par intégration : ∫ N 11 = ∫ −σφ dt

On a :



ln ( N 1 ) = −σφ t + Cte



N 1(t ) = k .e −σφt

En prenant en compte la condition initiale, il vient que k = N 1 (0) . On trouve alors la loi de décroissance du corps (1) : N 1(t ) = N 1 (0) .e −σφt

Résolution de l’équation différentielle du corps (2) dN 2 On a : = σφ N 1 − λ N 2 dt La réponse pour le corps (1) est : N 1(t ) = N 1 (0) .e −σφt . Pour le corps (2), cherchons une solution de la forme : N 2 (t ) = A.e −σφt + B .e − λt . A et B sont des constantes à déterminer. En utilisant les conditions initiales, on a : N 2 (0) = A.e −σφ ×0 + B .e − λ ×0, donc 0 = A + B. On en déduit que B = − A . La solution peut donc prendre la forme : N 2 (t ) = A.e −σφt − A.e − λt . En injectant ces solutions dans l’équation différentielle, on obtient : −σφ A.e −σφt + λ A.e − λt = σφ N 1 (0) .e −σφt − λ A.e −σφt + λ A.e − λt + σφ A.e −σφt

En séparant les exponentielles : λ A.e − λt − λ A.e − λt = σφ N 1 (0) .e −σφt + σφ A.e −σφt − λ A.e −σφt − λ A.e −σφt

127

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Donc : 0 = (σφ N 1 (0) + σφ A − λ A) .e −σφt σφ N (0) , et on peut le remplacer dans la solution de départ. A vaut alors : A = λ − σφ 1 On trouve alors la loi de décroissance du corps (2) : N 2 (t ) = N 1 (0)

σφ (e −σφt − e −λt ) λ − σφ

Simplifications des expressions En règle générale, σ est de l’ordre du barn (10–24 cm²) et le débit de fluence neutronique est de l’ordre de 1012 à 1013 n.cm–².s–1. On a alors : σφ ≈ 10 −12 s −1 . Dans la majorité des cas, on peut donc dire λ >> σφ , et λ − σφ ≈ λ . De même, le temps d’irradiation des échantillons étant de l’ordre de l’heure, on a rapidement : σφ t ≈ 0 et e −σφt ≈ 1. On peut donc simplifier les expressions, et on obtient : N 1(t ) = N 1 (0) et N 2 (t ) = N 1 (0)

σφ (1 − e −λt ) λ

On constate que le nombre de noyaux dans la cible ne varie quasiment pas : cela veut dire que la cible ne se détruit pas. Il est alors possible de calculer l’activité liée au corps (2) : A2 (t ) = λ N 2 (t ). On obtient : A2 (t ) = N 1 (0) σφ (1 − e − λt ) . À partir, de cette expression, on voit qu’à t = 0, A2(0) = 0 Bq. C’est normal, il n’y a pas encore d’espèce (2) formée. Si on attend un temps très long (t → ∞), alors A2 (∞ ) = N 1 (0) σφ = Asat . L’activité atteint une valeur limite qu’elle ne peut pas dépasser : l’activité à saturation Asat. Si on représente l’évolution de A2(t) en fonction de t, on obtient l’évolution suivante : A2(t)

Asat

t  Figure 5-5  Évolution de l’activité lors d’une activation neutronique.

128

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

3 – Période d’activation suivie d’une période de décroissance Considérons à présent que l’échantillon est soumis au flux neutronique pendant un temps θ, puisqu’on le laisse décroître avant mesure pendant un temps t (avec t = 0 à la fin de l’activation). L’activité de l’échantillon au temps θ sera : A2 (θ ) = N 1 (0) σφ (1 − e − λθ ) . Si, après activation, on laisse décroître pendant un temps t l’échantillon, l’activité sera alors : A2 (t ) = A2 (θ ).e − λt = N 1 (0) σφ (1 − e − λθ ) .e − λt .

Si on représente l’évolution de A2(t) en fonction du temps, on obtient la courbe suivante : A2(t)

θ

t

 Figure 5-6  Évolution de l’activité en phase d’activation et de décroissance.

IV – Caractère aléatoire d’un comptage radioactif Origine des fluctuations des comptages nucléaires On désire mesurer l’activité d’une source radioactive, par exemple du césium 137 (période radioactive : 30 ans). Si on réalise deux fois la même mesure avec un détecteur, je n’obtiens pas le même comptage (ou mesure). De même, si on mesure l’activité d’une source avec deux détecteurs différents, on n’aura de nouveau pas le même comptage. Pourquoi ? Considérons un ensemble source-détecteur :

source

détecteur

 Figure 5-7  Principe de détection.

129

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Sur ce schéma, on peut compter quatre phénomènes de nature aléatoire agissant sur la mesure du détecteur : – il faut qu’un noyau se désintègre dans la source pendant le temps d’observation ; – il faut une émission d’une particule ou d’une onde électromagnétique observable par le détecteur ; – la particule (ou l’onde) doit être émis dans la direction du détecteur ; – cette particule doit créer une interaction dans le détecteur. L’ensemble de ces phénomènes fait donc varier la mesure de l’activité d’une source. Pour réaliser une mesure correcte, il faut affiner les résultats obtenus, et donc faire une étude statistique des comptages nucléaires.

Étude statistique Reprenons la source de césium 137. À l’aide d’un dispositif expérimental (appelé détecteur CRAB pour Compteur de radiations bêta et gamma), on réalise une série de mesures. La source de césium 137 émet des rayonnements β– et γ et lors de sa désintégration : 137Cs 55

*  → 137 56 Ba +

137 Ba * 56

0 −1 e

+ν

 → 137 56 Ba + γ

Pour une source donnée, il y a 4 paramètres que l’expérimentateur peut modifier et qui influent sur le comptage dans cette expérience : – – – –

le temps de comptage ; la distance source-détecteur ; la mise en place d’écrans entre la source et le détecteur ; la position de la source.

À présent, on réalise une mesure en effectuant N = 200 comptages. Les résultats sont les suivants : – N est le nombre de comptages réalisés ; – di est le nombre de désintégrations obtenu pendant le comptage ; – fi est la fréquence (ou nombre de fois) où l’on trouve la valeur di. di fi

130

130 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 141 142 143 144 145 1

0

0

1

0

0

1

0

2

2

3

5

8

13

17

21

di

146 147 148 149 150 151 152 153 154 155 156 157 158 159 160 161

fi

33

27

19

14

12

8

5

3

2

1

0

0

1

0

1

0

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

Il faut ensuite représenter les valeurs du tableau sur un diagramme en barres, ou histogramme. En observant cet histogramme, on constate que les comptages sont dispersés. Les valeurs : – – – –

varient de 130 à 160 chocs ; augmentent de 130 à 146 ; diminuent de 146 à 160 ; forment un pic. 35 30

Fréquence

25 20 15 10 5 0

Activité (chocs)

 Figure 5-8  Histogramme de l’activité mesurée.

fréquence

Généralisons : la courbe générale d’une mesure a une forme de cloche, appelée gaussienne. Elle correspond à la loi statistique normale (ou gaussienne). C’est la loi dite des grands nombres.

mesure

 Figure 5-9  Courbe d’une détection théorique.

131

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Pour caractériser un comptage, et donner une valeur de la mesure, il faut définir trois grandeurs : – la moyenne ; – la variance ; – l’écart-type. La moyenne m donne la valeur la plus probable de la mesure. Elle se calcule ainsi :

m=

∑ di × f i i ∑ fi i

Ici :

∑ di × f i m= i ∑ fi

=

29249 = 146,245 . 200

i

La variance V permet de déterminer l’écart-type. Sa forme mathématique est :

V =

∑ (d i − m ) 2 × f i i ∑ fi i

Ici :

∑ (d i − m ) 2 × f i V = i ∑ fi

=

2798,095 = 13,990475 200

i

L’écarttype σ d’une série statistique est la racine carrée de la variance. Elle correspond à la dispersion des comptages autour de la valeur moyenne :

σ= V Ici :

σ = V = 13,990475 = 3,74 L’écart-type est un estimateur de l’erreur sur la mesure. On peut estimer, avec un degré de confiance de 95 %, que le nombre de désintégrations pendant la durée Δt est compris entre dmoy – 2σ et dmoy +2σ :

132

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

m

+2σ

fréquence

-2σ

mesure

 Figure 5-9  Représentation de la moyenne et l’écart-type sur une courbe de détection.

Ainsi si l’on considère une dispersion à deux écarts-types : – on prend en compte 95 % des mesures ; – on exclut les comptages extrêmes. Quand l’appareil de mesure est de bonne qualité, la dispersion des comptages est faible et le pic est fin : le détecteur a une bonne résolution. Quand l’appareil de mesure et moins bon, la dispersion des mesures est plus importante et la gaussienne est dilatée. Ici, d = dmoy ± 2.σ = 146,245 ± 7,48 chocs. La mesure est donc dans l’intervalle suivant : 138,7 chocs > σ 1ϕ1 et A2 (t ) = λ2 .N 2 (t ) = N 1(0).σ 1ϕ1 . (1 − e − λ2t ) 4) Asat =

m 0,025 × N A × σ 1φ1 = × 6,02.10 23 × 32.10 −12 = 3,79.109 Bq M 127

5) Il faut que : A2 (θ ) = 0,999 Asat = Asat . (1 − e − λ2θ ) Donc : e − λ2θ = 1 − 0,999 = 0,001 Et θ =

− ln 0,001 ln 0,001 ln 0,001 = −T . = −25 × = 249 min λ2 ln 2 ln 2

On peut aussi poser : θ = 10.T2 = 10 × 25 = 250 min Le temps d’activation est donc d’environ 4 heures. 6) A2(t) Asat

θ

t

7) A2 (t ) = 0,999 Asat .e − λt = 0,999 × 3,79.109 × e −4,62.10

−4 ×5×3600

= 9,56.105 Bq

Exercice 8 1) Comparons les valeurs :

λ2 =

ln 2 ln 2 = = 2,87.10 −6 s −1 et σ 1φ1 = 0,5.10 −24 × 1012 = 5.10 −13 s −1 T 67 × 3600

Donc λ2 >> σ 1ϕ1 et A2 (t ) = λ2 .N 2 (t ) = N 1(0).σ 1ϕ1 . (1 − e − λ2t ) m 0,250 × N A × σ 1φ1 = × 6,02.10 23 × 5.10 −13 = 7,68.108 Bq M 98 − ln 0,001 ln 0,001 ln 0,001 = −T . = −67 × = 668 h 3) τ = λ2 ln 2 ln 2 On peut aussi poser : τ = 10.T2 = 10 × 67 = 670 h, soit environ 28 jours. 2) Asat =

4) A2 (t ) = 0,999 Asat .e − λt = 0,999 × 7,68.108 × e −2,87.10 5) T ( 99 Mo) > T ( 99m Tc ) : équilibre de régime.

−6 ×2×3600

= 7,51.108 Bq

On peut même dire : T ( 99 Mo) >> 10.T ( 99m Tc )  : équilibre séculaire.

142

Chapitre 5. Décroissance radioactive et comptage nucléaire

6) En utilisant la formule de l’équilibre de régime :

λ ( 99m Tc ) T ( 99 Mo) 67 = = = 1,1 m m 99 99 99 99 −6 67 λ ( Tc ) − λ ( Mo) T ( Mo) − T ( Tc ) Ce rapport vaut quasiment 1, c’est bien le rapport de l’équilibre séculaire : l’activité du père est égale à l’activité du fils à l’équilibre. Cependant, comme il existe un rendement de filiation entre le molybdène 99 et le technétium 99m, il convient de le prendre en compte. Dans ce cas précis, on obtient donc : A ( 99m Tc ) A ( 99 Mo)

= 0,824 ×

T ( 99 Mo)

T ( 99 Mo) − T ( 99m Tc )

= 0,824

Ainsi, pour une activité de 7,51.108 Bq pour le molybène 99, on peut espérer obtenir, pour le technétium 99m : A3 (t ) = 0,824. A2 (t ) = 0,824 × 7,51.108 = 6,19.108 Bq 7) Le technétium 99m a une période très courte : il ne se conserve pas. Il est plus simple de fournir le molybdène et d’en extraire au fur et à mesure le technétium qui se crée suite à la désintégration du molybdène. Exercice 9 1 → 147 1) 146 60 Nd + 0 n  61 Pm +

0 −1 e

2) La période radioactive du samarium 147 est très longue devant la durée de l’expérience : on peut considérer qu’il n’a pas le temps de se désintégrer et qu’il est donc stable à l’échelle de temps considérée. 3) Comparons les valeurs :

λ2 =

ln 2 ln 2 = = 8,38.10 −9 s −1 et T 2,62 × 365,25 × 24 × 3600

σ 1φ1 = 9,2.10 −24 × 1013 = 9,2.10 −11 s −1

Donc λ2 >> σ 1ϕ1 et A2 (t ) = λ2 .N 2 (t ) = N 1(0).σ 1ϕ1 . (1 − e − λ2t ) 4) Activité du prométhéum après 30 jours d’activation : A (30 j ) = N 1(0).σ 1φ1 . (1 − e − λ2t )

(

)

−9 10 × 6,02.10 23 × 9,2.10 −11 1 − e −8,38.10 ×30×24×3600 = 815 , .1010 Bq 146 Masse responsable de cette activité : m Comme A = λ N = λ . .N A M A.M 815 , .1010 × 147 = = 2,37.10 −3 g Alors m = λ .N A 8,38.10 −9 × 6,02.1023 On peut espérer récupérer 2,37 mg de prométhéum.

=

143

Chapitre 6 Interaction rayonnement-matière

I – Généralités sur l’interaction

rayonnement-matière

Les rayonnements ne sont pas visibles à l’œil nu ou avec un microscope. La seule façon de les mettre en évidence est de leur faire rencontrer de la matière avec laquelle ils vont interagir. À partir de cette interaction, il sera possible de les mettre en évidence. Dans le cadre de la radioactivité, on s’intéressera à l’interaction rayonnementmatière dans trois cas : – la détection des particules (fabrication de détecteurs) ; – la dosimétrie des travailleurs (dosimètres) ; – l’atténuation des rayonnements (épaisseur d’écran pour la protection). En radioprotection, les rayonnements soumis à contrôle sont les rayonnements ionisants, dont la définition est la suivante : Un rayonnement ionisant est un rayonnement capable d’arracher un ou plusieurs électrons dans la matière.

145

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Il existe deux types de rayonnements ionisants : – les rayonnements directement ionisants (RDI) arrachent directement les électrons dans la matière. Les RDI sont les particules chargées électriquement (α ou β par exemple) ; – les rayonnements indirectement ionisants (RII) cèdent leur énergie à l’atome qui va pouvoir s’ioniser. Les RII sont non chargés électriquement (γ ou neutrons par exemple). Enfin, une autre famille de rayonnements vient compléter la liste des rayonnements, les rayonnements non ionisants. Ils sont composés des rayonnements électromagnétiques de faible énergie, et peuvent exciter la matière. On y trouve : – les basses fréquences (ultrasons médicaux, lignes électriques) ; – les ondes radio (radio AM et FM, imagerie médicale par résonance magnétique, la télévision, les téléphones cellulaires) ; – les micro-ondes (internet sans fil, Wi-Fi, fours à micro-ondes) ; – les infrarouges (fibres optiques, laser) ; – la lumière visible. Avec le développement de la communication sans fil au cours de ces dernières années, nous sommes entourés toute la journée de rayonnements. Un nouveau syndrome est apparu : l’hypersensibilité électromagnétique. Dans certains cas, certains individus souffrent de symptômes (maux de tête, nausées) causés et aggravés par des champs ou des ondes électromagnétiques. L’OMS a reconnu ces symptômes, mais au jour d’aujourd’hui aucune étude ne prouve le lien entre le syndrome et les symptômes. L’ensemble des rayonnements peut être résumé sur le schéma suivant : • ondes électromagnétiques

Rayonnement non ionisant

Ondes radio Infrarouge Lumière visible UV proches

λ > 0,1 µm

UV lointains Rayons X Rayons γ

λ < 0,1 µm

Rayonnement ionisant

non chargées • particules

neutrons

légères

Électrons ββ+

lourdes

α ions proton deuton/triton

chargées

 Figure 6-1  Ensemble des rayonnements étudiés.

146

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

II – Interaction des ondes électromagnétiques

avec la matière

La particule qui porte la radiation électromagnétique s’appelle le photon, noté γ. Elle se trouve dans les rayonnements suivants : rayons γ, rayons X, UV, lumière visible, infrarouge, ondes radio. Seuls les rayons X, les rayons γ et les ultraviolets lointains sont ionisants, et même indirectement ionisants. La probabilité d’interaction des photons avec les noyaux est négligeable devant celle avec les électrons périphériques du cortège. Ainsi les radiations électromagnétiques dissipent elles-mêmes leur énergie essentiellement selon six processus : – – – – – –

la diffusion Thompson ; la diffusion Rayleigh ; l’effet photoélectrique ; l’effet Compton ; la production de paires ; l’effet photonucléaire.

Chacune de ces interactions est caractérisée par sa probabilité de réalisation, appelée section efficace. Elle est homogène à une surface, dépend de l’énergie du photon, de l’atome rencontré et de la réaction considérée. Finalement, lorsqu’ils traversent la matière, les photons peuvent être capturés, ou ils peuvent passer. Globalement, c’est le faisceau qui va diminuer mais en conservant la même énergie. Énergie perdue par un photon d’énergie E0 0

0 2 m0C2

e–

e+ 511 keV

511 keV e–  Figure 6-6  Production de paires.

Le photon ayant une charge électrique nulle, la loi de conservation de la charge demande la formation de deux particules de charges égales et opposées. Si l’on considère le système formé par le photon et les deux électrons, les lois de conservation de l’énergie et de la quantité de mouvement ne sont pas respectées. L’interaction ne peut donc se produire qu’en présence du champ des particules chargées principalement dans le champ du noyau et parfois dans le champ des électrons.

150

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

Lorsque l’interaction a lieu en présence d’un noyau, la fraction d’énergie emportée par celui-ci est faible donc l’énergie minimale que doit avoir le photon est : E = 2 m0c2. Lorsque l’interaction a lieu en présence d’un électron, la fraction d’énergie emportée par ce dernier n’est plus négligeable et il est démontré que l’énergie minimale du photon doit être : E = 4 m0c2. Si l’énergie du photon est dans chaque cas supérieure à l’énergie minimale, le supplément est partagé entre les deux électrons sous forme d’énergie cinétique. En pratique, le positron créé va s’annihiler immédiatement avec un électron pour donner deux photons de 0,511 MeV.

6 – L’effet photonucléaire L’effet photonucléaire est très similaire à l’effet photoélectrique. Au lieu de l’absorption du photon par un électron atomique, l’effet photonucléaire se rapporte à l’absorption d’un photon incident par le noyau avec émission d’un ou plusieurs nucléons. Ces réactions peuvent être symbolisées entre autres par (γ, n), (γ,  p), (γ, α). La figure ci-dessous montre l’exemple d’une réaction (γ, n). Après l’éjection d’une partie de ses constituants, le noyau se trouve souvent dans un état excité qu’il quitte en émettant un rayonnement gamma. Les noyaux ainsi formés sont donc généralement radioactifs. Dans de très rares cas, les effets photonucléaires sont possibles avec des photons d’énergie à peine supérieure à 2 MeV. Nous retiendrons néanmoins la valeur de seuil de 10 MeV à partir de laquelle les effets photonucléaires sont significatifs.

γ incident

Neutron éjecté

 Figure 6-7  Réaction photonucléaire de type (γ, n).

151

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

7 – Importance relative des processus d’interaction photoniques Dans la gamme d’énergie habituellement rencontrée dans les domaines industriels, on observe uniquement les effets photoélectriques, Compton et création de paires. Les photons incidents ayant une énergie de l’ordre du MeV, c’est l’effet Compton qui est prépondérant. Numéro atomique de l’absorbant

120 100 80

Zone de prédominance de l’effet photoélectrique

Zone de prédominance de la production de paires

60 40 Zone de prédominance de l’effet Compton

20 0 0,01

0,1

 

1

  10

100

Énergie des photons (MeV)

 Figure 6-8  Prédominance des interactions photon - matière en fonction de l’énergie du photon incident (hν) et du numéro atomique (Z).

III – Interaction des particules avec la matière Un rayonnement lourd est caractérisé par trois paramètres : – sa charge électrique ; – sa masse au repos ; – son énergie totale ou sa vitesse ou son énergie cinétique. La matière a pour effet de ralentir les particules qui la traversent. – Si la particule est chargée : elle est ralentie par interaction coulombienne. – Si la particule est neutre : elle ne réagit qu’avec les noyaux et est ralentie par chocs successifs.

152

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

 Figure 6-9  Une chambre à brouillard est un dispositif expérimental inventé en 1911 par Wilson. Il permet de voir littéralement les traces des particules sous la forme de traînées de condensation lors de leur passage dans la matière (vapeur d’eau ou d’alcool dans ce cas). La photographie montre les émissions alpha d’un minerai de thorium. Source : https://fr.wikipedia.org/wiki/ Fichier:Radioactivity_of_a_Thorite_mineral_seen_in_a_cloud_chamber.jpg, CC BY-SA 3.0.

1 – Cas des particules chargées lourdes Les particules lourdes chargées (PLC) sont les ions (protons, deutons ou noyaux de deutérium, tritons ou noyaux de tritium, hélions ou noyaux d’hélium, ou tout autre ion) ainsi que les α (assimilables à des noyaux d’hélium). Elles perdent leur énergie par une succession de faibles transferts dans un très grand nombre de collisions. La force exercée par le champ coulombien de la particule peut amener un électron de son état normal dans le cortège électronique à un état excité, ou lui céder assez d’énergie pour l’expulser de l’atome.

Perte d’énergie des PLC Le transfert d’énergie linéique (TEL) ou pouvoir d’arrêt d’un absorbant, pour une pardE et est exprimé MeV/cm ou en keV/µm. ticule ionisante d’énergie E correspond à : − dx Le transfert d’énergie linéique d’une particule lourde chargée peut être décrit par la formule de Bethe-Bloch : −

4m .E Z .z 2 .e 4 .N A .mi dE = 6,24.1010. .ρ .ln  e cin  2 dx 8πε 0 .me .E cin .M A  I .mi 

Où : dE − est le transfert d’énergie linéique (en MeV/cm) ; dx Z est le numéro atomique du milieu ; z est le numéro atomique du projectile ;

153

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

e est la charge élémentaire (en C) ; NA est le nombre d’Avogadro ; mi est la masse du projectile (en kg) ; me est la masse de l’électron (en kg) ; ε0 est la permittivité du vide (en C.V–1.m–1) ; Ecin est l’énergie cinétique du projectile (en J) ; MA est la masse molaire du milieu (en kg/mol) ; ρ est la masse volumique du milieu (en kg/m3) ; I est l’énergie moyenne d’ionisation (en J) ; 6,24.1010 est un facteur de conversion qui permet de passer de J/m à MeV/cm. La courbe représentative de la variation de l’ionisation spécifique en fonction de la distance parcourue par la courbe est appelée courbe de Bragg.

 Figure 6-10  Courbe de Bragg.

Pour une particule lourde chargée, la perte d’énergie est maximale en fin de parcours. Cette propriété est utilisée en radiothérapie par ions lourds pour le traitement des tumeurs.

Trace des PLC sur leur trajectoire Les particules lourdes ont une trajectoire sensiblement rectiligne : seules les interactions avec les noyaux produiront en fin de parcours des changements importants de direction. Tout au long de leur parcours, les PLC vont arracher des électrons, capables, de se déplacer et créer des dépôts d’énergie ailleurs. Afin de rendre compte de l’hétérogénéité spatiale de l’énergie déposée par les particules ionisantes, on distingue trois classes différentes : – les spurs, ou grappes isolées, pour des faibles dépôts d’énergie, inférieurs à 100 eV. Ils sont constitués de molécules excitées créées par des électrons rapides (donc énergétiques) lors de collisions. L’interaction entre molécules activées voisines le

154

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

long d’une même trajectoire est alors négligeable, autrement dit les molécules excitées créées sont isolées ; – les blobs, ou gouttes ou essaims, pour des dépôts d’énergie compris entre 100 et 500 eV. Ils sont constitués de molécules activées par des électrons lents. Ces derniers sont caractérisés par un transfert d’énergie linéaire (TEL) élevé et par une section efficace de choc élastique importante. Les blobs sont donc induits par des électrons secondaires résultant de collisions centrales. Les molécules créées sont alors soumises à l’interaction de leurs voisines et ont donc tendance à s’accumuler dans un volume limité ; – les shorts tracks, ou traces courtes, pour des forts dépôts d’énergie, supérieurs à 500 eV.

 Figure 6-11  Distribution spatiale des zones d’activation dans un milieu irradié par des PLC.

Il s’ensuit qu’après le passage d’un ion (proton ou rayon α par exemple) de pouvoir ionisant élevé, on distingue dans le milieu irradié deux zones distinctes : – la zone de forte densité d’excitation, le cœur de la trace, formé par le recouvrement des blobs et des spurs créés par le ralentissement de la particule primaire et des électrons secondaires lents le long de la trace de la particule ionisante primaire ; – la zone de faible densité d’activation, le halo situé hors de la trace, formé par des spurs et des blobs isolés créés par des électrons secondaires rapides, appelés aussi rayons δ. Au sein d’une même trajectoire, cœur et halo forment deux zones coaxiales, le cœur étant la partie centrale, alors que le halo forme la partie annulaire de la trace.

Parcours des PLC Le parcours d’une particule lourde dans un matériau quelconque obéit à une loi complexe. On préfère utiliser des formules empiriques issues de l’expérience : R = aE n

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Pour les alphas de 4 à 10 MeV dans l’air : R (cm ) = 0,32 E 1,5. Pour les protons de 10 à 200 MeV dans l’air : R (cm ) = 1,8E 1,8 . Pour passer d’un milieu à un autre : R x =

3,4.10 −4 Ax .Rair ρx

Où : Rair est le parcours de la particule dans l’air (en cm) ; Rx est le parcours de la particule dans le milieu (en cm) ; Ax est le nombre de masse du milieu ; ρx est la masse volumique du milieu (en g/cm3).

2 – Cas des particules chargées légères Les particules chargées légères, électrons ou positrons, peuvent avoir plusieurs origines : – – – – – –

faisceau d’un accélérateur de particules (rayonnements monoénergétiques) ; désintégrations β– et β+ (rayonnements polyénergétiques) ; les électrons de conversion ; les électrons Auger ; les électrons issus de l’effet Compton et de l’effet photoélectrique ; les électrons et les positrons issus de la matérialisation.

Les propriétés spécifiques de l’électron font que son interaction avec la matière diffère notablement des particules lourdes : – sa masse est identique à celle des particules qu’il rencontre ; – son comportement est relativiste si son énergie est supérieure à 50 keV. Les particules chargées légères sont émises avec une certaine énergie cinétique qu’elles vont perdre progressivement dans la matière via différents mécanismes : – les collisions qui regroupent les phénomènes d’ionisation et d’excitation ; – le rayonnement de freinage avec les noyaux.

Avec les électrons des atomes Il y a excitation et ionisation des atomes. Les pertes d’énergie et les angles de diffusion peuvent être importants. Nous pouvons aussi observer une diffusion sur les électrons atomiques (légère modification de la trajectoire) avec un faible transfert d’énergie. L’ionisation correspond à l’arrachement d’un des électrons très liés du cortège électronique. Cette interaction n’est possible que si l’énergie incidente est supérieure à l’énergie de l’électron sur sa couche.

156

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

Une partie de l’énergie transférée est utilisée pour réaliser l’extraction de l’électron, l’autre partie est utilisée sous forme d’énergie cinétique par l’électron éjecté. D’un atome électriquement neutre au départ, nous obtenons après l’interaction un atome chargé positivement (ion lourd) et un électron libre. Ce couple est appelé paire d’ions. En ce qui concerne l’excitation, l’énergie cédée à l’électron est inférieure à l’énergie de liaison de l’électron. L’électron passe sur une couche plus externe, donc moins liée. Le cortège électronique est dit alors excité. La lacune créée provoque un réarrangement du cortège, le surplus d’énergie étant réémis sous forme : – de photons : il s’agit de l’émission d’un photon dont l’énergie va de l’ultraviolet au X. L’énergie du photon émis est égale à la différence d’énergie de liaison entre les couches ; – d’électrons : il s’agit de l’émission d’un électron issu du cortège électronique, ou électron Auger.

Avec les noyaux En passant dans le champ coulombien d’un noyau, la particule va interagir et être déviée. L’accélération d’une particule chargée dans un champ électrique entraîne une perte d’énergie émise sous forme de rayonnement : c’est le rayonnement de freinage (Bremsstrahlung). La perte d’énergie peut être très grande, en particulier si l’angle de diffusion est important. En effet, une particule chargée accélérée rayonne de l’énergie électromagnétique proportionnellement au carré de l’accélération qu’elle subit : une particule de charge ze et de masse M passant au voisinage d’une particule de charge Ze subit une accélération proportionnelle à Zze2/M. C’est le cas d’un électron accéléré par le champ coulombien d’un noyau.

Photon de freinage

Électron incident

 Figure 6-12  Rayonnement de freinage (Bremsstrahlung).

Seuls les électrons de grande énergie (E > 200 MeV) peuvent produire du rayonnement de freinage.

157

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Diffusion des électrons Bien que le ralentissement d’un électron de faible énergie se produise, comme celui des particules lourdes, par ionisation et excitation des atomes de l’absorbant, il en diffère : – l’électron d’énergie E peut céder aux électrons orbitaux une fraction élevée de son énergie, qui ne dépasse pas E/2, puisqu’après choc, les deux électrons sont indiscernables, on définit comme électron projectile celui qui a la plus grande énergie. L’énergie cédée aux noyaux est par contre négligeable ; – la diffusion sur les électrons et les noyaux est grande. Cela produit des changements de direction importants. La diffusion est d’autant plus forte que l’énergie est faible ( 0,8 MeV Ces formules sont applicables pour déterminer pratiquement les épaisseurs nécessaires pour arrêter tous les électrons d’une énergie E dans les matériaux légers (aluminium, air, eau, plexiglas). La portée R est exprimée en unité de masse surfacique. Il convient de multiplier par la masse volumique de milieu pour pouvoir l’exprimer en unité de longueur.

3 – Cas des neutrons Un neutron libre se désintègre avec une période de l’ordre de 887 secondes (moins de 15 minutes). Sa durée de vie dans une substance telle que la paraffine n’est que d’une fraction de seconde. Sans charge électrique, le neutron n’interagit que très faiblement avec les électrons et c’est par chocs successifs avec des noyaux qu’il va perdre son énergie. Dans l’hydrogène, il faut environ 20 collisions pour ralentir un neutron de quelques MeV à l’énergie thermique (0,025 eV), ce qui a lieu en moins de 10–3 s. Ensuite, le neutron est très rapidement capturé par un proton pour former un deuton (noyau de deutérium). Il y a deux mécanismes d’interaction des neutrons avec la matière : – la diffusion domine dans le domaine dit rapide. Le neutron incident est dévié et change de direction quand il frappe un noyau ; – la capture domine dans le domaine thermique. Le neutron reste bloqué dans le noyau. La diffusion élastique implique le transfert total de la perte d’énergie cinétique du neutron vers le noyau subissant le choc. Dans un choc frontal, l’énergie maximale transmise est : 4 M1 .M 2 E2 = .E1 ( M1 + M 2 ) 2 Cette énergie est maximale lorsque M1 et M2 sont égales. Le proton sera donc le noyau le plus efficace pour le ralentissement des neutrons. Pour un neutron de 2 MeV : – 18 chocs dans l’eau ; – 24 chocs dans l’eau lourde ; – 110 chocs dans le graphite. Pour une diffusion inélastique, une partie de l’énergie cinétique du neutron est transférée en énergie d’excitation pour le noyau. Celui-ci se désexcitera par désexcitation électromagnétique.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Afin de pouvoir quantifier le nombre de réactions possibles entre un faisceau de neutrons et les particules de la cible, il faut définir une nouvelle grandeur : la section efficace microscopique σ. Une section efficace peut être « microscopique », c’est-à-dire caractéristique d’une cible individuelle, ou « macroscopique », c’est-à-dire caractéristique d’un matériau contenant un très grand nombre de cibles. La figure ci-après introduit de façon intuitive la définition d’une section efficace (pour une cible et un projectile supposés sphériques) : une collision a lieu si et seulement si la trajectoire du centre du projectile traverse le cercle en tirets, le rayon du cercle étant la somme des rayons de la cible et du projectile. La section efficace est l’aire s de ce cercle. Projectile (neutron)

cible

 Figure 6-14  Notion de section efficace.

Cette aire est liée à une probabilité (d’interaction). La section efficace σ a donc la dimension d’une aire. Elle est généralement exprimée en cm2 ou en barn (b), 1 barn = 10–24 cm2. La section efficace d’interaction peut être bien supérieure ou inférieure à l’aire géométrique du disque vu par le faisceau incident. Par exemple, pour un noyau de rayon R = 6 fm, l’aire géométrique est d’environ 1 barn. La section efficace de capture neutronique par un noyau de 135Xe est de 106 barns tandis que d’autres réactions ont des sections efficaces de l’ordre du millibarn ou même du microbarn. Il faut donc considérer σ comme une grandeur ayant la dimension d’une aire, mais proportionnelle à la probabilité de la réaction. Ainsi, la section efficace dépend : – – – –

de la nature du noyau cible ; de la nature de la particule incidente ; de l’énergie de la particule incidente ; de la réaction considérée (capture ou diffusion).

Enfin, on peut définir la section efficace macroscopique. Si n est le nombre de particules cibles par unité de volume de matière, la section efficace macroscopique est définie par Σ = µ = nσ . Elle s’exprime par l’inverse d’une longueur (cm–1).

160

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

4 – Effet Tcherenkov Une particule chargée est entourée d’un champ électrique. Elle polarise les atomes et molécules du milieu qu’elle traverse, au voisinage de sa trajectoire. Si la vitesse de la particule n’est pas très grande, les états de polarisation ne présentent pas de direction privilégiée. Par contre si la vitesse de la particule dépasse la vitesse de la lumière dans le milieu (v > c/n), des photons sont émis selon un angle θ déterminé par rapport à sa trajectoire, avec cos θ = c/(nv) : c’est l’effet Tcherenkov. L’émission électromagnétique se trouve dans le domaine visible et est connue sous le nom d’effet Tcherenkov. L’énergie rayonnée étant proportionnelle à la fréquence, le rayonnement Tcherenkov a une teinte bleutée. Il est visible dans les piscines des centrales nucléaires. Les astronautes aussi ont eu des éclairs bleus dans leurs yeux : des particules cosmiques passant dans l’humeur aqueuse de leurs yeux peuvent produire l’effet Tcherenkov.

5 – Fabrication d’une source neutronique Les réactions réalisées par Irène et Frédéric Joliot-Curie et qui ont permis à Chadwick de découvrir le neutron sont utilisées aujourd’hui pour fabriquer des sources neutroniques de petite dimension. C’est le cas des sources (α, n). Pour les fabriquer, on réalise un mélange chimique intime d’une poudre de noyaux légers (béryllium 9) et d’un émetteur alpha pulvérisé, un sel de radium ou de polonium par exemple. Le mélange doit être intime car le parcours des alphas dans la matière est faible. Le béryllium est choisi car il a une énergie de séparation de dernier neutron très faible : 1,67 MeV. Pour ce type de source, on peut aussi utiliser du bore 10 ou du bore 11. Si on choisit du polonium (émetteur alpha d’énergie 5,3 MeV), on peut réaliser la → 126 C + 01n, qui fournit un neutron. réaction suivante : 49 Be + 42 He  Le polonium n’émet que très peu de rayons gamma et les sources sont relativement faciles à manipuler. Elles ont une période de 138 jours mais l’intensité neutronique diminue exponentiellement avec cette période. On peut aussi réaliser des sources (γ, n). Les γ émis par l’émetteur doivent avoir une énergie assez forte pour arracher le dernier neutron de la cible : seuls le béryllium 9 (Sn = 1,67 MeV) et le deutérium (Sn = 2,23 MeV) peuvent convenir. Le deutérium est utilisé sous forme d’eau lourde D2O. Les radionucléides utilisés comme émetteur  γ sont fabriqués dans les réacteurs industriels. Les sources (γ, n) sont donc peu coûteuses.

161

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Réaction

Q (MeV)

Énergie maximale des neutrons (MeV)

Be(α,n)12C Be(α,n)12C 9 Be(α,n)12C 9 Be(α,n)12C 9 Be(α,n)12C 9 Be(α,n)12C

5,65 5,65 5,65 5,65 5,65 5,65

10,8 13 13 10,8 11 11,8

2H(γ,n)1H

2,23 1,62 2,23 1,62 1,62 1,62

0,22 0,83 0,13 0,27 0,16 0,02

Source 210

9

226

Po + 9Be Ra + 9Be 222 Rn + 9Be 239 Pu + 9Be 241 Am + 9Be 242 Cm+ 9Be

9

24Na

+ D2O + 9Be 72Ga + D O 2 72Ga + 9Be 88Y + 9Be 124Sb + 9Be 24Na

9Be(γ,n)8Be 2H(γ,n)1H

9Be(γ,n)8Be 9Be(γ,n)8Be 9Be(γ,n)8Be

 Figure 6-15  Quelques sources neutroniques (α, n) et (γ, n).

Il existe d’autres façons de produire des neutrons. On peut utiliser des émetteurs neutron spontané. C’est le cas du californium 252 (252Cf ). C’est un radionucléide artificiel qui émet spontanément des neutrons, de l’ordre de 2,34.1012 neutrons par gramme et par seconde. L’inconvénient de cette source est qu’elle est aussi fortement émettrice γ. Elle est utilisée dans l’industrie pour le démarrage des réacteurs nucléaires. On peut aussi produire des neutrons dans des accélérateurs de particules. Dans ce cas, la dimension de la source est plus conséquente. En projetant des photons d’énergie déterminée sur une cible, on peut alors obtenir des photoneutrons à l’énergie souhaitée. Il est aussi possible de projeter des protons, dont l’énergie est de l’ordre du MeV sur des matériaux légers afin d’obtenir un faisceau de neutrons. Enfin, les réacteurs qui mettent en jeu deux réactions nucléaires spécifiques, la fission et la fusion, produisent aussi des neutrons. La dimension de l’installation est alors très grande.

Exercices du chapitre 6 Exercice 1 Voici le parcours schématique de différentes particules dans un écran.

1

Dire quelle trajectoire correspond à quelle particule. Justifier votre réponse.

3

Quels sont les rayonnements les plus pénétrants ?

162

2

4

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

Exercice 2 1) Le transfert d’énergie linéique dans l’eau de l’alpha émis par le polonium dE = 100 keV/ m. Calculer le parcours total de cette particule (E = 5,3 MeV) est : dx à travers un écran d’eau. 2) Pour les alphas de 4 à 10 MeV dans l’air : R (cm ) = 0,32 E 1,5 . Calculer le parcours des alphas du polonium dans l’air. 3,4.10 −4 Ax .Rair d Calculer le parcours d’un alpha du polonium dans un écran de plomb (d = 11,3 – A = 208). 3) Pour passer d’un milieu à un autre : R x =

Calculer le parcours d’un alpha du polonium dans l’eau (d = 1 – A = 18). Ce résultat concorde-t-il avec celui de la première question ? 4) Où la perte d’énergie est-elle maximale pour les PLC (particules lourdes chargées) ? Exercice 3 Le pouvoir d’arrêt linéique dans un matériau donné d’un proton d’énergie cinétique 2 MeV vaut 0,8 MeV.cm–1. Estimer le pouvoir d’arrêt linéique, dans le même matériau, des particules suivantes ayant pour énergie cinétique : 3H :

6 MeV 8 MeV 6Li : 12 MeV. 4He :

Exercice 4 On considère un photon incident d’énergie 100 keV. 1) Calculer l’énergie cinétique de l’électron libéré si on considère l’effet photoélectrique. On considère un photon incident d’énergie 1 MeV. 2) Calculer l’énergie minimum puis maximum de l’électron libéré par effet Compton. En déduire l’énergie emportée par le gamma diffusé dans ces deux cas. 3) À partir de quelle énergie la création de paires est-elle possible ? Exercice 5 On considère un faisceau de neutrons d’énergie égale à 1 MeV. 1) Calculer la perte d’énergie de ces neutrons par diffusion élastique dans l’hydrogène. 2) Quelles sont les particules mises en mouvement ?

163

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

3) On suppose que les particules mises en mouvement ont toutes l’énergie perdue par les neutrons. Sachant que le pouvoir d’arrêt linéique moyen de l’hydrogène pour ces particules est égal à 100 keV/cm, quelle distance faut-il pour arrêter ces particules ? 4) Combien de paires d’ions sont formées par chaque particule sachant que l’énergie moyenne pour former une paire d’ions dans l’hydrogène est de 37 eV ? Exercice 6 Le béryllium 9Be est un des rares corps susceptibles de produire des neutrons par réaction (α, n) ou (γ, n) en utilisant des sources γ ou α. 1) Justifier l’intérêt du 9Be par rapport aux autres corps en calculant l’énergie de liaison de son dernier neutron. 9 2) On réalise une source en mélangeant du 226 88 Ra et du Be.

Écrire la réaction de production de neutrons et calculer Q. Calculer l’énergie de la particule alpha émise par la désintégration du 226 88 Ra (transition qui aboutit sur l’état fondamental). 3) L’88Y est émetteur β+/ε. Lors de ses transitions isobariques, on atteint les niveaux excités du noyau fils. Les gammas émis sont les suivants : Eγ1 = 898 keV Eγ2 = 1 836 keV Eγ3 = 2 734 keV Serait-il possible de mélanger de l’88Y avec du 9Be pour obtenir une source de neutrons ? On donne : m(n) = 1,008 665 u m(8Be) = 8,005 305 u m(226Ra) = 226,025 406 u

m(4He) = 4,002 603 u m(9Be) = 9,012 182 u m(222Rn) = 222,017 574 u

Corrigé des exercices du chapitre 6 Exercice 1 1) Trajectoire rectiligne, forte pénétration : gammas. 2) Trajectoire rectiligne, faible pénétration : alphas. 3) Trajectoire aléatoire (mouvement brownien), faible pénétration : bêtas.

1 2 3 4

4) Trajectoire aléatoire (collisions multiples), forte pénétration : neutrons.

164

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

Les particules les plus pénétrantes sont les neutrons et les gammas : ce sont les rayonnements indirectement ionisants. Exercice 2 1) À l’aide du TEL, on calcule le parcours des alphas du polonium dans l’eau : dE E 5300 = 100 keV/µm ⇒ x = = = 53 µm dx TEL 100 2) À l’aide de la formule empirique, on calcule le parcours des alphas du polonium dans l’air :

TEL =

R (cm ) = 0,32 E 1,5 = 0,32 × 5,31,5 = 3,9 cm 3) Avec la formule de changement de milieu : 3,4.10 −4 APb 3,4.10 −4 208 . × 3,9 = 1,56.10 −3 cm .Rair = d 11,3 = 15,6 µm

Plomb RPb =

Eau

3,4.10 −4 Aeau 3,4.10 −4 18 . × 3,9 = 5,20.10 −3 cm .Rair = d 1 = 52 µm

Reau =

Ce résultat concorde avec celui de la première question, au µm près. 4) D’après la courbe de Bragg, la perte d’énergie est maximum en fin de parcours. Exercice 3

4m .E Z .z 2 .e 4 .N A .mi dE = 6,24.1010. .ρ .ln  e cin  dx 8πε 0 2 .me .E cin .M A  I .mi  dE z 2mi ∝ On peut déduire la proportionnalité suivante (en négligeant le ln) : − E cin dx En prenant en compte cette formule, on constate que le pouvoir d’arrêt linéique est proportionnel au carré de la charge, à la masse et à l’inverse de l’énergie (du projectile). La formule de Bethe-Bloch est : −

Le nombre de charge et le nombre de masse du proton valent 1. Son énergie est de 2 MeV. On obtient donc la formule suivante pour passer du TEL du proton à celui du nouveau projectile :

(− dEdx ) 3H

= projectile

( )

z 2mi dE . − E cin / 2 dx

p

(mi = 3m p ; z = z p ; Ecin = 3Ecin − p ) :

(− dEdx )

3H

=

( )

z 2mi dE . − E cin / 2 dx

= p

12 × 3 × 0,8 = 0,8 MeV.cm −1 6/2

165

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

4 He

(mi = 4m p ; z = 2z p ; Ecin = 4Ecin − p )  :

(− dEdx ) 6 Li

=

4 He

( )

z 2mi dE . − E cin / 2 dx

= p

22 × 4 × 0,8 = 3,2 MeV.cm −1 8/2

(mi = 6m p ; z = 3z p ; Ecin = 6 Ecin − p ) :

(− dEdx )

6 Li

=

( )

z 2mi dE . − E cin / 2 dx

= p

32 × 6 × 0,8 = 7,2 MeV.cm −1 12 / 2

Exercice 4 1) Lors de l’effet photoélectrique, seul un électron est libéré. En négligeant l’énergie d’ionisation, on obtient : E ce − ≈ Eγ = 100 keV 2) Par effet Compton, un électron est libéré et le photon de départ est diffusé. La somme de leur énergie cinétique doit être égale à l’énergie du photon incident. Au minimum, l’énergie de l’électron est de 0 MeV. Donc l’énergie du gamma diffusé et de 1 MeV (en négligeant l’énergie d’ionisation, faible devant l’énergie cinétique du photon). E0 1 = = 0,797 MeV Au maximum, l’énergie de l’électron est : E e − = m0c 2 1 + 0,511 1+ 2 ×1 2E0 L’énergie du photon sera de : E γ = 1 − 0,797 = 0,203 MeV À noter qu’au maximum, le photon emporte une énergie minimum de : E0 1 Eγ = = = 0,203 MeV , on retrouve bien le résultat précédent. 2 ×1 2E0 1+ 1+ 0,511 m0c 2 3) Lors de la création de paires, le photon doit avoir une énergie minimum de 2 1,022 MeV , afin de satisfaire aux principes de conservation E= m= min 0c de la charge et de l’énergie. Cette énergie est nécessaire pour créer un couple électron-positron. Exercice 5 1) La perte d’énergie dépend de la masse du projectile et de la cible. En tenant compte que le milieu d’interaction est l’hydrogène, et que le projectile est un neu= M = tron, de masse sensiblement égale, on choisira pour les masses : M 1 2 1. E2 =

4 M1 .M 2

( M1 + M 2 )

2

.E1 =

4 ×1×1 × 1 = 1 MeV  : (1 + 1)2

le neutron cède la totalité de son énergie au proton.

166

Chapitre 6. Interaction rayonnement-matière

2) Les particules mises en mouvement sont les noyaux des atomes dont est constitué le milieu. Ici, ce sont les noyaux de l’hydrogène, donc des protons qui sont mis en mouvement. 3) x =

E 1000 = = 10 µm TEL 100

4) Chaque proton peut donc perdre 1 MeV en ionisant l’hydrogène. Chaque ionisa1.106 tion lui coûte 37 eV. Il pourra donc créer : = N = 27027 paires d’ions. 37 Exercice 6 Le béryllium 9Be est un des rares corps susceptibles de produire des neutrons par réaction (α, n) ou (γ, n) en utilisant des sources γ ou α. 1) Énergie de séparation du dernier neutron : Sn = [m( 48 Be ) + m( 01n ) − m( 49 Be )] × c 2 = (8,005305 + 1,088665 − 9,012182) × 931,5 = 1,67 MeV Le béryllium 9 a une énergie de séparation de dernier neutron faible : ce qui fait de lui un bon candidat pour la fabrication de sources neutroniques. → 126 C + 01n 2) Équation de production de neutrons : 49 Be + 42 He 

Q = [m( 48 Be ) + m( 01n ) − m( 42 He ) − m ( 126 C) − m (n)] × c 2

Q = (9,012182 + 4,002603 − 12,000000 − 1,008665) × 931,5 Q = 5,7 MeV 4 → 222 Équation de désintégration du radium 226 : 226 88 Ra  86 Rn + 2 He 222 4 2 Qα = [m( 226 88 Ra ) − m( 86 Rn ) − m( 2 He )] × c

Qα = (226,025406 − 222,017574 − 4,002603) × 931,5 Qα = 4,87 MeV Énergie cinétique de l’alpha : 4 4 Eα = (Qα − E *) . 1 − = (4,87 − 0) × 1 − = 4,78 MeV A 226

( )

(

)

On constate que Eα > Sn  : l’alpha a assez d’énergie pour arracher le dernier neutron du béryllium 9. 3) Il faut au minimum 1,67 MeV pour arracher le dernier neutron du béryllium 9. Cette énergie peut être fournie par le γ2 ou le γ3 de l’yttrium 88. Il est donc parfaitement possible de créer une source (γ, n) en mélangeant de l’yttrium 88 avec du béryllium 9. (Les sources (γ, n) sont moins énergétiques que les sources (α, n)).

167

Chapitre 7 Introduction à la dosimétrie externe

I – Généralités sur la dosimétrie 1 – Effets des rayonnements ionisants Les effets des rayonnements ionisants ont très vite préoccupé les scientifiques. Il est possible de les répartir en trois principales catégories, décrites dans la figure ci-dessous : – les effets physiques et physico-chimiques, très rapides (de 10–15 à 10–10 s), sont encore aujourd’hui très mal connus, car difficilement observables. Ils correspondent principalement à l’ionisation de la matière ; – les effets chimiques prennent naissance quelques millisecondes après l’irradiation. Leur étude permet de mieux connaître la transformation du milieu irradié, par l’étude des nouvelles espèces chimiques créées ; – les effets biologiques, eux-mêmes répartis entre les effets déterministes certains, à temps courts (de la minute au jour), et les effets stochastiques aléatoires, à temps longs. Leurs principales manifestations sont les érythèmes, les cataractes et les cancers. Ce point sera détaillé dans un autre chapitre sur les effets biologiques.

169

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

 Figure 7-1  Effets des rayonnements ionisants.

Suite à ces observations, il est devenu nécessaire de pouvoir évaluer les effets biologiques des rayonnements par l’utilisation d’une grandeur physique représentative.

2 – Définition de la dosimétrie La dosimétrie est naturellement venue du milieu médical. En effet, les premiers à s’intéresser à ce problème étaient les radiologues au début du xxe siècle. Ils étaient soucieux de pouvoir évaluer les quantités de radiations émises par les générateurs de rayons X. C’est pourquoi on retrouve le terme « dose » dans le mot dosimétrie. En effet, en médecine, la dose est la quantité administrée qui produit un certain effet. La dosimétrie est donc la mesure de la quantité de rayonnements ionisants produisant un effet. Elle permet de déterminer, par calcul ou par mesure, les quantités d’énergie déposées dans la matière par les rayonnements ionisants. Le but de la dosimétrie est donc d’évaluer quantitativement cette énergie absorbée afin de : – définir des normes de protection vis-à-vis de ces rayonnements (radioprotection), soit individuellement, soit collectivement ;

170

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

– prévoir les effets des traitements en radiothérapie aussi bien sur les tissus sains que les tissus tumoraux ; – mesurer l’énergie déposée dans les tissus lorsque les rayonnements ionisants (directs ou indirects) sont utilisés à des fins diagnostiques. La dosimétrie se définit comme étant la mesure des doses et cette mesure est réalisée avec un appareil appelé dosimètre. Il convient de préciser que la dose est liée aux dégâts produits par les rayonnements ionisants dans la matière. Tout le problème en dosimétrie est donc d’être capable de relier le dégât produit par le rayonnement ionisant (en particulier via son effet primaire qui est l’ionisation), avec l’effet qu’il produit (c’est-à-dire les transformations induites dans la matière).

II – Grandeurs physiques Une grandeur physique est une grandeur accessible quantitativement par le calcul ou par la mesure. Les principales grandeurs physiques utilisées en radioprotection et en dosimétrie sont les suivantes : – – – – – – –

énergie du rayonnement E (MeV) et son intensité d’émission η (%) ; activité de la source d’exposition A (Bq) ; dose absorbée - KERMA (Gy) ; débit de dose absorbée – débit de KERMA (Gy.h–1) ; transfert d’énergie linéique (MeV.cm–1) ; section efficace en barn σ (b) et coefficient d’atténuation massique µ/ρ (cm2.g–1) ; débit de fluence de particules ou de photons (cm–2.s–1).

1 – Quantités intégrales Nombre de particules : N  N est le nombre de particules présentes, émises, transférées ou reçues dans un milieu et N est sans unité.

Énergie radiante : R R est la somme de l’énergie des particules présentes, émises, transférées ou reçues, à l’exclusion de l’énergie au repos. L’énergie radiante s’exprime en joule.

171

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Quantités dérivées Flux de particules

•

dN dt • N =représente le nombre de particules émises, transférées ou reçues pendant un intervalle de temps dt. Le flux s’exprime en nombre de particules par seconde. N =

Flux d’énergie radiante

•

dR dt • R =représente l’énergie rayonnante ou radiante émise, transférée ou reçue pendant un intervalle de temps dt. Le flux d’énergie radiante s’exprime en joule par seconde. R=

3 – Quantités globales Fluence de particules dN ds Φ représente le nombre de particules dN traversant une sphère élémentaire de section diamétrale dS. La fluence de particules s’exprime en nombre de particules m–2. Φ=

Φ est remplacé par F pour les particules directement ionisantes (α, β…). Cette grandeur est calculable si l’on connaît l’activité, le taux d’émission, le temps d’exposition de la source de rayonnements. Elle est mesurable avec des appareils qui comptent les impulsions par unité de surface.

Fluence énergétique  dR ds Ψ représente l’énergie radiante émise, transférée ou reçue dans une sphère élémentaire de section diamétrale dS. La fluence énergétique s’exprime en joule m–2. Ψ=

Cette grandeur est calculable si l’on connaît l’activité, l’énergie des rayonnements mis en œuvre et la position, le taux d’émission, le temps d’exposition de la source de rayonnements, mais difficilement mesurable.

Débit de fluence de particules •

Aη dN = dsdt 4π d 2 • Φ ou ϕ représente le nombre de particules traversant une sphère élémentaire de section diamétrale dS pendant un intervalle de temps dt. Le débit de fluence de particules s’exprime en nombre de particules m–2 s–1. Φ =ϕ =

172

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Cette grandeur est calculable si l’on connaît l’activité A, le taux d’émission η, la distance source-point d’observation d. Elle est mesurable avec des appareils qui comptent les débits d’impulsions par unité de surface.

Débit de fluence énergétique •

Ψ= •

dR dsdt

Ψ représente l’énergie rayonnante émise, transférée ou reçue dans une sphère élémentaire de section diamétrale dS pendant un intervalle de temps dt. Le débit de fluence énergétique s’exprime en joule m–2 s–1. Cette grandeur est calculable mais difficilement mesurable.

III – Grandeurs dosimétriques 1 – Dose absorbée et débit de dose absorbée Dose absorbée L’énergie délivrée (ou communiquée) dE n’est pas identique d’un élément de volume à l’autre. Il s’agit d’une valeur stochastique. On définit alors la dose absorbée comme le quotient de l’énergie moyenne déposée localement par des particules chargées dans un volume élémentaire dV sur la masse dm de cet élément de matière. C’est cette énergie perdue par les particules chargées qui est responsable des dégâts dans la matière. D=

dE dm

La dose absorbée s’exprime en Gray (symbole : Gy). 1 Gy équivaut à 1 J.kg–1. Il existe une ancienne unité qui n’a plus cours aujourd’hui, mais qui est encore utilisée sur certains abaques, dans d’anciens livres ou sur des vieux détecteurs : le rad. 1 Gy = 100 rad

Débit de dose absorbée

•

Le débit de dose absorbée D =est le quotient de dD par dt où dD est la variation de dose absorbée pendant l’intervalle de temps dt : •

D=

dD dt

L’unité dans le système international du débit de dose absorbée est le J.kg–1.s–1. Cependant, on préfère utiliser le Gy.h–1.

173

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – KERMA et débit de KERMA KERMA est l’acronyme anglais pour Kinetic Energy Released in Matter (énergie cinétique déposée dans la matière). Dans le cas des rayonnements indirectement ionisants (photons et neutrons), ce sont les particules chargées mises en mouvement qui déposent leur énergie dans le milieu. Pour déterminer cette quantité, il est nécessaire de connaître la part de l’énergie incidente transférée dans un élément de matière. En effet, c’est l’énergie perdue par les particules secondaires chargées qui vont produire des dégâts dans la matière. C’est pourquoi il faut déterminer leur énergie initiale, transférée par les photons ou les neutrons incidents.

KERMA Le KERMA (K) est le quotient de dEtr par dm où dEtr est la somme des énergies cinétiques initiales de toutes les particules chargées (c’est-à-dire les électrons secondaires), libérées par des particules indirectement ionisantes dans un élément de matière de volume dV, de masse dm : K =

dEtr dm

Comme la dose absorbée, le KERMA s’exprime en Gy. La dose absorbée permet de caractériser le phénomène d’énergie communiquée à la matière par un rayonnement ionisant, cette énergie étant « absorbée » localement par ionisation. Le KERMA traduit le premier acte du transfert d’énergie, à savoir la mise en mouvement par collision des particules secondaires. Il s’applique quelle que soit la nature du rayonnement indirectement ionisant. Le rayonnement indirectement ionisant induit des interactions dans le milieu considéré qui libèrent des rayonnements directement ionisants dont l’énergie pourra être communiquée au milieu. Le KERMA n’est donc défini que pour les particules neutres, photons et neutrons. La dose absorbée peut être assimilée au KERMA à partir du moment où la production d’électrons secondaires est constante dans la matière, c’est-à-dire en profondeur, dans ce cas, pour les milieux légers, on a : K =D

Débit de KERMA

•

Le débit de KERMA (K )=est le quotient de dK par dt où dK est la variation du KERMA pendant l’intervalle de temps dt : •

K =

174

dK dt

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

L’unité dans le système international du débit de KERMA est le J.kg–1.s–1. Cependant, on préfère utiliser le Gy.h–1. En profondeur, on peut assimiler le débit de KERMA au débit de dose absorbée pour les milieux légers : •

•

K =D

3 – Exposition et débit d’exposition Exposition L’exposition X est une des notions les plus anciennes utilisées en radiologie. Elle ne s’applique qu’aux rayonnements électromagnétiques (rayons X ou photons γ). Elle caractérise un faisceau de rayonnements électromagnétiques par l’intermédiaire de la charge électrique qu’il crée dans l’air par irradiation, en un point donné. Cette charge est due aux électrons que ces rayonnements indirectement ionisants mettent en mouvement ou créent tout au long de leur parcours. L’exposition (X) est le quotient de dQ par dm où dQ représente la valeur absolue de toutes les charges de même signe produites dans l’air quand tous les électrons (négatons et positons) libérés par les photons sont complètement arrêtés et dm la masse dans laquelle a lieu l’interaction : X =

dQ dm

Son unité courante est le Röntgen (symbole R) et 1 R = 1 C.kg–1. Par définition, 1 Röntgen est la « quantité » de rayonnement X ou γ qui engendre dans 1 cm3 d’air (dans les conditions normales de température et de pression) la création d’une unité électrostatique d’ions (u.e.s) de chaque signe. Bien que le Röntgen soit encore utilisé en radiologie, il a été peu à peu abandonné en radiobiologie, car il dépend à la fois des caractéristiques du faisceau et du milieu, en l’occurrence l’air. En outre, pour les énergies photoniques supérieures à 3 MeV, le parcours des électrons secondaires devient très grand et les rayonnements de freinage, qui ne sont pas pris en compte, commencent à intervenir. Officiellement, son utilisation n’est plus autorisée depuis le 1er janvier 1986.

Débit d’exposition

•

Le débit d’exposition (X )=est le quotient de dX par dt où dX représente la variation de l’exposition pendant un intervalle de temps dt. Il vaut : •

X =

dX dt

Il s’exprime en C.kg–1.s–1.

175

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

IV – Calculs de débits de dose absorbée

pour les particules chargées légères

1 – Comportement des particules chargées légères dans la matière Les particules chargées légères (électrons ou positrons) peuvent avoir plusieurs origines : – un faisceau d’électrons produit par un accélérateur, on obtient alors des particules de même énergie ; le faisceau est dit monoénergétique ou monocinétique ; – la désintégration β– ou β+ des noyaux, on obtient alors une émission d’électrons ou de positrons caractérisée par un spectre continu ; – les électrons de conversion interne et les électrons Auger, faisant suite à la désintégration d’un noyau ; – les électrons mis en mouvement par effet Compton ou effet photoélectrique ; – les électrons et les positrons issus de phénomène de matérialisation.

Pouvoir d’arrêt Ces particules sont émises avec une certaine énergie cinétique qu’elles vont perdre progressivement dans la matière via différents mécanismes : – les collisions qui regroupent les phénomènes d’ionisation et d’excitation ; – le rayonnement de freinage avec les noyaux. Cette partie d’énergie ou ralentissement se traduit par le pouvoir d’arrêt. Il s’agit du rapport de la valeur moyenne de la perte d’énergie par unité de longueur de la dE , exprimé en MeV.cm–1. trajectoire : S = − dx dE ou S (de l’anglais Stopping power). Le pouvoir Le pouvoir d’arrêt total est noté − dx d’arrêt par ionisation et excitation est proportionnel à Z. Une formule complexe de forme similaire à celle de Bethe-Bloch existe, ou il existe des tables qui donnent les pouvoirs d’arrêt en fonction du milieu d’interaction.

( )

Le pouvoir d’arrêt des électrons est environ mille fois plus faible que celui des particules α de même énergie. L’énergie perdue par un électron traversant la matière est la somme de l’énergie cédée par l’ionisation et l’excitation (collision) et celle perdue par radiation de freinage : −

176

( )

dE dE = − dx dx

( dEdx )

+ − collision

radiation

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

On donne aussi parfois le pouvoir d’arrêt massique Sm (en MeV.cm2.g–1), qui est le rapport du pouvoir d’arrêt S (en MeV.cm–1), sur la masse volumique ρ du milieu (en g.cm–3). Il permet de définir le pouvoir d’arrêt dans tout milieu, même hétérogène, et présente l’avantage d’être indépendant de l’état physique : Sm =

()

S 1 dE S S =− ou = ρ ρ dx ρ ρ

+ collision

( ρS )

radiation

Trajectoire des électrons Lorsqu’un électron pénètre dans la matière, il y produit des interactions pouvant conduire à des déviations importantes. Il convient de considérer deux grandeurs différentes : – le parcours, c’est la distance effectivement parcourue dans la matière (la longueur de la trajectoire) ; – la portée, c’est la profondeur de pénétration de la particule dans la matière. Ces deux grandeurs peuvent être exprimées en unité de masse surfacique (g.cm–2). Il existe de nombreuses relations empiriques donnant la valeur de la portée des électrons. Dans le cadre de la dosimétrie, et avec les gammes d’énergies auxquelles nous sommes confrontés, nous retiendrons les formules de Katz et Penfold, applicables pour déterminer pratiquement les épaisseurs R nécessaires pour arrêter tous les électrons d’énergie E (MeV) dans les matériaux légers. R (mg.cm–2) = 412 E n

pour 0,01 ≤ E ≤ 3 MeV

Avec n = 1,265 – 0,0954 lnE R (mg.cm–2) = 530 E – 106

pour 3 ≤ E ≤ 20 MeV

Atténuation du spectre b  Lors d’une désintégration β, le spectre d’électrons émis est continu, caractérisé par l’énergie maximale des électrons Eβmax et leur énergie moyenne Eβmoy. Lors de leur pénétration dans la matière, les électrons vont interagir, entraînant une perte d’énergie. Cela conduira à la dégradation du spectre par : – la disparition des électrons de plus faible énergie ; – la diminution de l’énergie des électrons du spectre.

177

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

La courbe de transmission à travers un matériau a l’allure suivante :

 Figure 7-2  Atténuation d’un spectre β à travers un écran.

Il est possible, expérimentalement, de déterminer la loi d’absorption des électrons en fonction de l’épaisseur du matériau. Cette loi est sensiblement exponentielle : N ( x ) = N 0 .e − k ( ρ x ) N0 étant le nombre d’électrons en l’absence d’écran, N(x) étant le nombre d’électrons en présence d’une épaisseur x d’écran. Le coefficient « k » a été calculé à partir de formules empiriques par un certain nombre de chercheurs. Nous retiendrons les formules empiriques de Loevinger où les énergies sont exprimées en MeV : Pour l’eau et les milieux légers,

keau =

Pour l’air,

kair =

18,6

1,37

(en cm2.g–1)

1,40

(en cm2.g–1)

(E β max − 0,036) 16

(E β max − 0,036)

ms = ρ x , est la masse surfacique exprimée (en g.cm–2), avec x l’épaisseur d’écran (en cm) et ρ la masse volumique de l’écran (en g.cm–3).

2 – Relation entre dose et fluence pour des électrons monoénergétiques Dans le cas des particules chargées, l’énergie absorbée moyenne par l’élément de matière correspond à l’énergie cédée par collision, ionisation ou excitation. C’est elle qui est responsable des dégâts causés dans la matière.

178

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

L’énergie perdue par rayonnement de freinage n’étant pas absorbée localement, elle n’intervient pas dans la dose absorbée en ce point. dE dE = coll , où dEcoll Le pouvoir d’arrêt par collision s’exprime par : Scoll = − dx coll dx représente l’énergie cédée par collision.

( )

Si on considère que le faisceau incident comporte N électrons, alors l’énergie totale cédée est : dE coll = N × Scoll × dx . En multipliant chaque terme de l’égalité par la masse volumique du milieu et la surface d’irradiation, on a : s × ρ × dE coll = N × Scoll × dx × s × ρ . Donc : dE coll =

()

N S × ρ s

× ρ .s .dx . coll

En remarquant que dm = ρ .s .dx et que la fluence particulaire est F = dE coll = F ×

( ρS )

× dm et D = coll

()

dE coll S =F× ρ dm

N , alors on a : s

coll

On a alors la dose absorbée D en Gy, la fluence particulaire F doit être exprimée en e–.m–2 et le pouvoir d’arrêt en J.m2.kg–1. Afin de prendre en compte les unités utilisées en pratique, on préfère exprimer les masses en grammes, les énergies en MeV et les temps en heures. En prenant en compte ces facteurs de conversion, pour les électrons, on peut montrer que la dose absorbée et le débit de dose absorbée peuvent se calculer ainsi : D = 1,6.10 −7 .F .

() S ρ

E

•

•

 et  D = 5,76.10 −4. F .

milieu

() S ρ

E milieu

avec : D la dose absorbée en mGy ; F la fluence particulaire en e–.cm–2 ; E S le pouvoir d’arrêt massique en MeV.cm2.g–1 des électrons dans un milieu à ρ milieu l’énergie E (E est l’énergie cinétique des électrons d’un faisceau monoénergétique) ;

() •

D= le débit de dose absorbée en mGy.h–1 ; •

F= le débit de fluence particulaire en e–.cm–2. –1.

Méthode de calcul du débit de dose absorbée pour les électrons monocinétiques à une distance d dans un milieu quelconque Soit une source ponctuelle (dont les dimensions sont petites vis-à-vis de la distance à laquelle on veut calculer le débit de dose absorbée) et isotrope (équiprobabilité d’émission sous 4π), d’activité A Bq, émettant des électrons monoénergétiques d’énergie Ee– avec une intensité d’émission he–, placée au contact du milieu.

179

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

On souhaite calculer le débit de dose absorbée dans le milieu à une distance d de la source.

Milieu

Source ponctuelle et isotrope Activité A (Bq) Ee-, ηe-

•

D ( d ) milieu ?

d

 Figure 7-3  Cas d’un faisceau d’électrons monoénergétiques.

a) Vérifier que les électrons sont présents au point de calcul La portée des électrons doit être supérieure à la distance entre la source le point de calcul. b) Estimation de l’énergie des électrons au point de calcul Tout au long de la distance d, les électrons vont céder de l’énergie par ionisation, excitation et rayonnement de freinage. E S e− × ρmilieu × d . Au point de calcul, l’énergie des électrons sera : E e′− = E e − − ρ milieu On suppose ici que la distance d est très faible vis-à-vis de la portée des électrons monocinétiques pour considérer le pouvoir d’arrêt constant.

()

c) Débit de fluence des électrons au point de mesure Plusieurs électrons vont interagir dans le point de mesure. On calcule alors le débit • Aηe − . de fluence à la distance d : F e − = 4π d 2 d) Débit de dose absorbée ou énergie absorbée par unité de masse et de temps •

•

D (d )milieu = 5,76.10 −4. F e − ×

() S ρ

E e′ − coll ,milieu

e) Dose absorbée, avec une exposition de durée t t •

•

D (d )milieu = ∫ D (d )milieu = 1,6.10 −7 . F e − × 0

180

() S ρ

E e′ − coll ,milieu

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

3 – Relation entre dose et fluence pour des électrons polyénergétiques (spectre b) L’énergie déposée localement par une particule chargée est fonction de sa propre énergie cinétique et pour chaque électron d’énergie comprise entre E et E + dE, la part d’énergie déposée dans un élément de volume n’est pas constante. Par ailleurs, nous avons vu précédemment que le faisceau d’électrons issus d’un spectre  β évoluait dans la matière en suivant une loi exponentielle (formule de Loevinger). Si l’on a en un point un spectre d’électrons, la fluence est caractérisée dF . La dose absorbée s’exprime par une répartition en énergie (fluence en énergie) dE Em E dF S alors par : D = ∫ dE . dE ρ coll 0

()

À partir de cette relation, on recherche le coefficient de pouvoir d’arrêt massique moyen : Em S 1 dF S = dE ρ ∫  coll F 0 dE ρ coll

()

Pour un spectre d’électrons dont l’énergie maximale est supérieure à 100 keV, le pouvoir d’arrêt massique moyen est égal au pouvoir d’arrêt massique de l’énergie moyenne du spectre β. Dans le cas d’un spectre β, la relation fluence-dose est la suivante :

()

S S D = F ×  = F × ρ ρ  coll

E β moy coll

()

• • • S S ou D = F ×   = F × ρ ρ  coll

E β moy coll

Remarque : Lors de la traversée d’un milieu M, le spectre β se déforme mais on considère que l’énergie moyenne reste invariante. On a alors la dose absorbée D en Gy, la fluence particulaire F doit être exprimée en e–.m–2 et le pouvoir d’arrêt en J.m2.kg–1. Afin de prendre en compte les unités utilisées en pratique, en préfère exprimer les masses en grammes, les énergies en MeV et les temps en heures. En prenant en compte ces facteurs de conversion, pour les électrons, on peut montrer que la dose absorbée et le débit de dose absorbée peuvent se calculer ainsi : D = 1,6.10 −7 .F .

( ρS )

E β moy milieu

•

•

 et  D = 5,76.10 −4. F .

( ρS )

E β moy milieu

avec : D la dose absorbée en mGy ; F la fluence particulaire en e–.cm–2 ; E S β moy le pouvoir d’arrêt massique en MeV.cm2.g–1 des électrons dans un milieu à ρ milieu l’énergie Eβmoy (énergie cinétique moyenne des électrons du spectre β) ;

()

181

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

•

D= le débit de dose absorbée en mGy.h–1 ; •

F= le débit de fluence particulaire en e–.cm–2.s–1.

Méthode de calcul du débit de dose absorbée pour les b à une distance d dans un milieu quelconque Soit une source ponctuelle (dont les dimensions sont petites vis-à-vis de la distance à laquelle on veut calculer le débit de dose absorbée) et isotrope (équiprobabilité d’émission sous 4π), d’activité A Bq, émettant des rayonnements bêtas d’énergies maximale Eβmax et moyenne Eβmoy avec une intensité d’émission ηβ, placée au contact du milieu. On souhaite calculer le débit de dose absorbée dans le milieu à une distance d de la source. Milieu

Source ponctuelle et isotrope Activité A Bq Eβmax, Eβmoy, ηβ

•

D (d ) milieu ?

d

 Figure 7-4  Cas d’un spectre β.

a) Vérifier que les électrons sont présents au point de calcul La portée maximale des bêtas doit être supérieure à la distance entre la source et le point de calcul. b) Débit de fluence des bêtas au point de mesure • Aη β Fβ = × e − kmilieu ×msmilieu 4π d 2 c) Débit de dose absorbée ou énergie absorbée par unité de masse et de temps

()

• • • S S D (d )milieu = 5,76.10 −4 F β ×   = 5,76.10 −4. F β × ρ ρ  coll ,milieu

d) Dose absorbée, avec une exposition de durée t t •

•

D (d )milieu = ∫ D (d )milieu = 1,6.10 −7 . F β × 0

182

() S ρ

Eβ coll ,milieu

E β moy coll ,milieu

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

V – Calculs de débits de dose absorbée

pour les photons

1 – Comportement des photons dans la matière L’interaction du rayonnement électromagnétique avec la matière, dans la gamme d’énergie qu’il convient d’étudier en dosimétrie, est caractérisée principalement par trois effets : – l’effet photoélectrique provoque l’arrachement d’un électron du cortège électronique d’un atome. Ce dernier peut émettre des rayons de fluorescence X et des électrons Auger lors de son réarrangement électronique ; – l’effet Compton libère un électron du cortège électronique d’un atome et diffuse le photon incident ; – la création de paires provoque la création d’une paire électron-positron. Le positron se désintègre en émettant deux photons de matérialisation. Les interactions des photons avec la matière mettent donc en mouvement des particules secondaires chargées, les électrons ou positrons, qui perdront leur énergie cinétique par collision avec les atomes du milieu (ionisation et excitation). Elles produisent aussi des photons qui s’échappent de la matière et n’y laissent donc pas leur énergie.

 Figure 7-5  Interactions des photons dans la matière.

Il convient alors de définir des coefficients qui caractérisent la probabilité de disparition d’un photon incident, la part d’énergie transférée à la matière par le photon incident, et la part d’énergie effectivement piégée par la matière.

183

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Coefficient linéique d’interaction ou d’atténuation linéique Le coefficient linéique d’interaction caractérise la probabilité d’interaction d’un photon (à une énergie donnée) par unité de longueur, d’un matériau donné traversé. Il prend en compte l’effet photoélectrique, l’effet Compton et la création de paires :

µ=

1 dN ⋅ dx N

Où : µ est le coefficient d’interaction linéique (en cm–1) ; dx est l’élément infinitésimal de longueur, ou la plus petite portion de matériau traversé (en cm) ; N est le nombre de particules incidentes ; dN est le nombre de particules qui interagissent dans le milieu.

Coefficient massique d’interaction ou d’atténuation massique  Le coefficient massique d’interaction ou coefficient d’atténuation massique est le rapport du coefficient linéique d’interaction par la masse volumique du matériau traversé :

µm =

µ ρ

µm s’exprime en cm2.g–1 et la masse volumique en g.cm–3.

Coefficient de transfert massique en énergie Le coefficient de transfert massique en énergie d’un matériau pour des particules ionisantes non chargées correspond à l’énergie cinétique cédée par les particules µ incidentes au milieu. Son symbole est tr et s’exprime en cm2.g–1. ρ

Coefficient d’absorption massique en énergie Le coefficient d’absorption massique en énergie pour des particules ionisantes non chargées est le produit du coefficient de transfert massique en énergie par (1 – g) où g est la fraction de l’énergie des particules chargées secondaires perdue sous forme de rayonnement de freinage dans le matériau. Il représente donc l’énergie réellement cédée au milieu par les particules incidentes. µ Son symbole est en et s’exprime en cm2.g–1. Il vaut : ρ µen µtr = (1 − g ) ρ ρ

184

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

 Figure 7-6  Coefficients d’atténuation massique dans l’eau en fonction de l’énergie du photon incident (courbe d’Ewans). Source : http://www.cloudylabs.fr/wp/ interaction-des-rayonnements-electromagnetique, DR.

La courbe d’Ewans (1963) donne le coefficient d’atténuation massique en fonction de l’énergie du photon incident, ici dans l’eau. En généralisant aux milieux légers, on constate que l’effet photoélectrique est prépondérant aux énergies inférieures à 50 keV, que la création de paire n’intervient qu’à des énergies plus fortes. Donc, dans notre gamme d’énergie pour les rayons X et les gammas, de l’ordre d’une centaine de keV à quelques MeV, l’effet prépondérant est l’effet Compton.

Atténuation d’un faisceau collimaté de photons par un écran Considérons un faisceau de photons canalisé par des collimateurs de débit de fluence initial ϕ0 traversant un écran d’épaisseur d. La présence des collimateurs supprime du faisceau des photons diffusés et des photons créés lors des interactions (réarrangement des couches électroniques, rayonnement de freinage, photons d’annihilation). Dans ce cas, nous pouvons dire que toute interaction entraîne la disparition du photon. Le faisceau diminue d’intensité (est atténué) à la traversée de l’écran.

 Figure 7-7  Atténuation d’un faisceau de photons collimaté par un écran.

185

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Déterminons la loi d’atténuation dans les écrans. Cherchons le nombre de photons dϕ qui disparaissent dans une portion dx d’écran : c’est le produit du nombre de photons présents ϕ par la probabilité d’interaction μ, auquel on ajoute un signe (–) pour signaler une diminution. On obtient une équation différentielle du 1er ordre : dϕ = − µ .ϕ . dx dϕ = − µ .dx Si on la résout : ϕ dϕ Par intégration : ∫ ϕ = ∫ − µ dx ln (ϕ ) = − µ x + Cte ϕ (t ) = k .e − µ x En prenant en compte la condition initiale ϕ (0) = ϕ0, il vient que k = ϕ0. On retrouve alors la loi d’atténuation par un écran :

ϕ ( x ) = ϕ0 .e − µ x On peut aussi prendre en compte la masse volumique de l’écran et donner cette loi en fonction de la masse surfacique de l’écran ms :

ϕ (ms ) = ϕ0 .e

µ − .ms ρ

2 – Relation entre fluence et KERMA pour des photons Considérons un faisceau de photons qui rencontre un matériau quelconque. L’énergie transportée par ce faisceau se répartit après interaction entre une énergie perdue par le faisceau et une énergie transmise. On donne le tableau suivant pour synthétiser les transferts d’énergie. Effet

Énergie diffusée Ed

Énergie transmise Etr

Diffusion Compton

Photon Compton

Électron Compton

Effet photoélectrique

Photon de fluorescence

Photoélectron Électron Auger

Matérialisation

Photon d’annihilation

Positron Électron

µd

µtr   µen = (1 − g ) .µtr g .µtr énergie tranformée énergie perdue absorbée localement par freinage

Paramètre

 Figure 7-8  Transmission de l’énergie en fonction de l’effet du photon.

186

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Schématiquement, dans le matériau, on obtient pour le dépôt d’énergie le schéma suivant. La trajectoire des photons est représentée en noir, les transferts locaux d’énergie par les photons aux électrons sont symbolisés par les points sur la trajectoire. Les triangles correspondent aux dépôts d’énergie réalisés par les électrons secondaires. On constate que le dépôt d’énergie ne se fait pas le long de la trajectoire des photons mais sur les chemins empruntés par les électrons secondaires. Notons qu’un facteur g intervient : c’est la fraction d’énergie perdue sous forme de rayonnement de freinage par les électrons secondaires. Il vaut g = 0 dans les milieux légers aux énergies mises en jeu. L’énergie d’un champ de photons est d’abord transférée ou convertie en énergie cinétique des électrons du milieu avant d’être déposée dans la matière.

 Figure 7-9  Dépôts d’énergie dans la matière suite au passage d’un faisceau de photons.

Relation Fluence – KERMA  Le faisceau de photons d’énergie E de fluence Φ transmet son énergie à la matière avec un coefficient µtr. La grandeur qui traduit cette première interaction est le KERMA. Les relations qui donnent le KERMA et le débit de KERMA sont les suivantes : • µ Eγ µ Eγ K = Φ × Eγ ×  tr   et K = ϕ × Eγ ×  tr   ρ   ρ  Dans le cas d’un spectre de raies (faisceau polyénergétique), il faudrait utiliser la relation suivante : • µ Eγ i K = ∑ ϕi × Eγ i ×  tr   ρ  Em

3 – Relation entre KERMA et dose absorbée pour des photons Il n’y a pas de relation simple pour calculer la dose absorbée due aux photons tant que l’équilibre électronique n’est pas atteint dans le milieu. Mais avant toute chose, qu’est-ce que l’équilibre électronique ?

187

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Équilibre électronique Considérons un faisceau parallèle de photons monoénergétiques passant du vide à un milieu matériel disposé normalement à sa trajectoire. On suppose que le faisceau n’est pas atténué. Or, compte tenu que pour les photons, la probabilité d’interagir par unité longueur est constante, on admettra que chaque tranche est le siège d’un nombre constant d’interactions. Les électrons mis en mouvement emportent en moyenne la même quantité d’énergie T et leur portée est donc fixée (4 dx dans l’exemple de la figure ci-dessous). Au départ, chaque tranche dx est traversée par un nombre croissant d’électrons et ce n’est qu’à partir de la quatrième tranche que le nombre atteint une valeur qui demeure constante. Au-delà de la profondeur correspondant à la portée maximale des électrons mis en mouvement, il y a autant d’électrons secondaires qui terminent leur parcours qu’il y en a de mis en mouvement. C’est à partir de cette profondeur que l’équilibre électronique est réalisé, le rapport entre la fluence de photons et la fluence d’électrons est alors constant.

 Figure 7-10  Illustration de l’équilibre électronique.

Pour vérifier que l’équilibre électronique est réalisé à la profondeur considérée, on calculera la portée maximum des électrons mis en mouvement par les photons avec les relations de Katz et Penfold. Il convient donc de déterminer quelle est l’interaction la plus probable compte tenu de la nature de la matière et de l’énergie du rayonnement électromagnétique afin de connaître l’énergie maximale des électrons secondaires.

188

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Dans le cas de l’effet photoélectrique prépondérant pour les matériaux légers (Al, air, tissus mous, eau…) aux énergies γ incidentes inférieures à 50 keV et pour les matériaux lourds inférieurs à 1 MeV, on utilisera la formule suivante : E e − ph = Eγ − E l . Dans le cas de l’effet Compton, généralement prépondérant pour les matériaux légers aux énergies courantes des rayonnements γ, on emploie la relation donnant 4 × Eγ2 . Les énergies sont expril’énergie maximale des électrons : E e −C max = 1 + 4 × Eγ mées en MeV. En réalité, le flux de photons subit progressivement une atténuation et diminue. Dès que l’équilibre électronique est réalisé, le flux d’électrons secondaires diminue dans les mêmes proportions.

 Figure 7-11  Illustration de la variation de la fluence des électrons secondaires avant et après équilibre électronique.

Relation KERMA – dose absorbée Lorsque l’équilibre électronique des électrons secondaires mis en mouvement par l’interaction des photons dans la matière est réalisé, l’énergie absorbée localement est égale à l’énergie transférée aux particules chargées, déduction faite de celle dépensée sous forme de rayonnement de freinage. En effet, la part de l’énergie cinétique des électrons secondaires perdue par rayonnement de freinage est délivrée en dehors de l’élément de volume considéré ; seule l’énergie communiquée par collision est absorbée « localement », c’est elle qui est responsable des dégâts dans la matière, et nous avons : D = K × (1 − g ) où g représente la fraction d’énergie emportée par rayonnement de freinage. D et K sont exprimés en Gray. µ µ En définissant le coefficient d’absorption massique en énergie par : en = tr (1 − g ) ρ ρ on obtient les relations (valables uniquement à l’équilibre électronique) : • µ Eγ µ Eγ D = Φ × Eγ ×  en   et D = ϕ × Eγ ×  en   ρ   ρ 

189

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Dans le cas des matériaux légers, aux énergies couramment rencontrées, g ≈ 0 =et µen µtr = . ρ ρ •

•

Et alors le KERMA est égal à la dose : K = D ou K = D . Afin de prendre en compte les unités utilisées en pratique, on exprime les masses en grammes, les énergies en MeV et les temps en heures. En prenant en compte ces facteurs de conversion, pour les photons, on peut montrer que la dose absorbée et le débit de dose absorbée, à l’équilibre électronique, peuvent se calculer ainsi : E

γ µ D = K (1 − g ) = 1,6.10 −7 .Φ.Eγ .  en   ρ milieu

E

γ µ et  D = K (1 − g ) = 5,76.10 −4.ϕ .Eγ .  en   ρ milieu

•

•

avec : D la dose absorbée en mGy ; Φ la fluence particulaire en γ.cm–2 ; E  µen  γ le coefficient d’absorption massique en cm2.g–1 pour des photons d’éner ρ   milieu gie Eγ dans un milieu considéré ; •

D= le débit de dose absorbée en mGy.h–1 ; ϕ le débit de fluence particulaire en γ.cm–2.s–1.

Effet de la diffusion Les modes d’interaction des photons avec la matière et notamment l’effet Compton sont à l’origine de multiples diffusions dans le milieu. L’expression de la dose absorbée définie précédemment ne prend pas en compte le flux secondaire des photons diffusés alors que leurs éventuelles interactions dans le milieu contribuent à y déposer de l’énergie. La dose absorbée en profondeur dans un milieu soumis à un faisceau large de photons est donc supérieure à la dose théorique définie ci-dessus et se caractérise par l’utilisation d’un facteur d’accumulation de dose noté B (Build-up) :

µ Eγ D = Φ × Eγ ×  en  × B  ρ  La détermination exacte du facteur d’accumulation de dose exige des calculs mathématiques complexes. On peut s’en affranchir expérimentalement en utilisant des faisceaux de photons collimatés. Le facteur d’accumulation sera détaillé dans le chapitre sur l’exposition externe.

190

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

4 – Énergie moyenne des électrons secondaires Le nombre de rayonnements électromagnétiques qui interagissent par élément de volume dV est égal à dN = Φ × µ × dV  ; or nous savons que dN = N × µ × dx et que dm = ρ .dV . En notant T , l’énergie cinétique moyenne d’un électron secondaire, déterminons l’énergie totale transférée à la matière par élément de volume : dEtr = Φ × µ × dV ×T . dE µ Par déduction des formules déjà vues : K = tr et K = Φ × Eγ × tr dm ρ Il vient que : dEtr = Φ × Eγ × µtr × dV

µ ( ρ) × tr

Par comparaison des formules ci-dessus : T Milieu = Eγ

(µ ρ )

Eγ

Milieu Eγ Milieu

Il n’est pas possible de corréler théoriquement la dose absorbée en profondeur avec la fluence de photons en dehors de l’équilibre électronique. Cependant, l’énergie absorbée localement étant délivrée dans la matière par les électrons secondaires, la dose absorbée peut être exprimée en tout point du milieu par : T

S D = F ×   ρ coll où F définit la fluence d’électrons secondaires et T est l’énergie moyenne des électrons secondaires, définie ci-dessus. Vide

Milieu M1

Φ0

Milieu M2

ΦM1(x) ΦM2(x) KM2(x)

KM1(x) DM1(x)

DM2(x) FM2(x)

FM1(x)

RM1 S S >     ρ  coll ,M 2  ρ  coll ,M 1

RM2  µtr   µtr   ρ  >  ρ   M 2  M1

 Figure 7-12  Illustration de la variation de dose absorbée et du KERMA lors d’un changement de milieu.

191

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

À partir de toutes ces données, nous constatons qu’on peut calculer le KERMA où on le souhaite. Pour la dose absorbée, on ne peut l’évaluer que si l’équilibre électronique est atteint. Si l’équilibre électronique n’est pas atteint, le KERMA est un majorant de la dose absorbée.

5 – Méthode de calcul de la dose absorbée pour des photons Soit une source ponctuelle et isotrope, d’activité A Bq, émettant des photons d’énergie Eγ avec une intensité d’émission h, placée dans l’air. On souhaite calculer les débits de KERMA et de dose absorbée sous une épaisseur msTissus de tissus placés à une distance dAir dans l’air : •

K ( d Air + xTtissus ) Tissus

Air

•

D(d Air + xTissus ) Tissus ?

Source ponctuelle et isotrope Activité A Bq Eγ, ηγ

dAir

msTissus

 Figure 7-13  Cas d’un faisceau collimaté de photons monoénergétiques.

6 – Calcul du débit de KERMA On applique la formule tout simplement : Eγ

µ K (d Air + xTissu )Tissus = ϕγ (d Air + xTissus ) × Eγ ×  tr   ρ Tissus •

avec :

ϕγ (d Air + xTissus ) =

Aηγ 4π (d Air

()

 µ × exp−  + xTissus )  ρ 2

Eγ Air

× msAir +

( µρ )

 × msTissus  Tissus  Eγ

7 – Calcul du débit de dose Il faut d’abord vérifier que l’équilibre électronique est atteint dans les tissus. a) Détermination de l’effet prépondérant Il faut calculer trois énergies et les comparer : T Tissus , E e −compton max et E photoe − .

192

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Si 0 < T Tissus < E e −compton max E e −max = E e −compton max .

alors l’effet Compton est prépondérant et

Si E e −compton max < T Tissus < E photoe − alors l’effet photoélectrique est prépondérant et E e −max = E photoe − . b) Vérification de l’état de l’équilibre électronique et calcul du débit de dose absorbée Calcul du parcours pour E e −max avec les formules de Katz et Penfold.

Si R ( E e −max ) > msTissus alors l’équilibre électronique n’est pas atteint et on ne peut pas calculer le débit de dose absorbée. Si •

R ( E e −max ) < msAir

•

alors

l’équilibre

électronique

est

atteint

et

D (d Air + xTissus )Tissus = K (d Air + xTissus )Tissus × (1 − g ) .

VI – Évaluation du KERMA pour les neutrons 1 – Comportement des neutrons dans la matière Les interactions des neutrons avec la matière sont multiples et conduisent généralement à communiquer de l’énergie cinétique aux noyaux du milieu, soit par diffusion, soit par réaction nucléaire. C’est l’énergie que dissipe ce noyau qui sera responsable des dégâts dans la matière. Dans le cas des milieux hydrogénés, le neutron réagit préférentiellement avec les noyaux d’hydrogène et met en mouvement des protons. Cependant, dans le cas de la diffusion, un même neutron effectue plusieurs collisions et l’équilibre entre la fluence de particules secondaires et celle des neutrons incidents n’est jamais parfaitement réalisé. Il existe néanmoins une zone où le rapport des fluences primaire et secondaire est sensiblement constant.

2 – KERMA de première collision Considérons un échantillon mince de matière tel que le neutron primaire n’y a qu’une seule interaction et que l’influence du rayonnement électromagnétique soit négligeable. Dans ce cas, la dose absorbée est égale au KERMA. Cette dose absorbée ou KERMA de première collision considère uniquement l’énergie absorbée due aux particules chargées. Le nombre de réactions produites par unité de masse est : ni = N i × σ i × Φ. Avec : Φ la fluence de neutrons (n.cm–2) ; ϕ le débit de fluence neutronique (n.cm–2.s–1) ;

193

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

σ la section efficace de la réaction étudiée (cm²) ; Ni le nombre de noyaux cibles de l’élément « i » par unité de masse du milieu (g–1). Il vient par la définition du KERMA (en mGy) : K = 1,6.10 −7 N i × σ i × Φ × Q ( E n ) Avec : En l’énergie des neutrons incidents (MeV) ; Q(En) l’énergie cédée aux particules chargées ; i l’indice désignant un type de réaction. Dans le cas d’une collision élastique : Q ( E n ) =

2A

( A + 1)2

× E n , avec A, le nombre de

masse de l’élément composant la matière exposée.

Dans le cas d’une réaction nucléaire : Q ( E n ) = Q , avec Q, la chaleur de réaction. •

Et pour le débit de KERMA (en mGy/h) :  K = 5,76.10 −4.N i × σ i × ϕ × Q ( E n ) Notons que le nombre de noyaux cibles vaut : N i = Où :

NA .n M

– NA est le nombre d’Avogadro ; – M est la masse molaire de la molécule composant le milieu irradié ; – n est le nombre de noyaux cibles compris dans une molécule.

3 – KERMA de multi-collisions Dans un milieu soumis à un champ neutronique, la fluence observée en un point situé à une profondeur donnée du matériau est fonction de la forme et des dimensions de l’objet irradié. Il faut alors recourir au calcul statistique pour évaluer le KERMA. En dosimétrie, la méthode de « Monte Carlo » simule au moyen d’un modèle mathématique le cheminement probabiliste des neutrons en examinant ce qui se passe à chaque interaction. Une nouvelle approche consiste dorénavant à recourir à une géométrie de référence commune à tous les rayonnements pour assurer l’étalonnage des dosimètres. Des réflexions sont menées par des groupes de travail internationaux, elles pourraient conduire à recommander l’utilisation d’un fantôme de 30 cm par 30 cm par 15 cm à parois minces de PMMA (PolyMéthylMétAcrylate), rempli d’eau, qui simulerait encore mieux le fantôme ICRU. Une technique identique est préconisée pour réaliser les fantômes « doigt » et « bras ». Ils sont simulés par un rondin en PMMA de longueur supérieure ou égale à 300 mm et de 19 mm de diamètre pour

194

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

le « fantôme doigt » et un cylindre en PMMA de longueur supérieure ou égale à 300 mm et de 73 mm de diamètre pour le « fantôme bras et jambes ». La relation dose efficace-fluence neutronique ne dépend plus seulement de l’énergie des particules mais également de nombreux autres paramètres comme l’angle d’incidence des rayonnements par rapport à la face d’entrée du fantôme.

VII – Grandeurs de protections et grandeurs

opérationnelles

1 – Les grandeurs de protection Définition La dosimétrie de radioprotection utilise des grandeurs particulières qui ne sont pas mesurables et que l’on nomme grandeurs de protection (dose équivalente, dose efficace…). Elles sont définies par la CIPR. Les grandeurs décrites dans ce chapitre sont celles de la CIPR 60 parue en 1991. Suite aux recherches et avancées scientifiques de ces dernières décennies, la CIPR a émis de nouvelles recommandations publiées en 2007 sous le titre de Publication 103 de la CIPR. Ces recommandations tiennent compte du retour d’expérience en radioprotection et de l’actualisation des données scientifiques. Les grandeurs de protection sont destinées à quantifier le risque encouru par un individu lorsqu’il est soumis à une exposition. Afin de pouvoir estimer ces grandeurs de protection, non mesurables, l’ICRU a développé un ensemble de grandeurs opérationnelles qui doivent pouvoir être mesurées par un appareil. L’interaction des rayonnements ionisants avec le tissu biologique se traduit par un transfert d’énergie au milieu irradié. Des dégâts plus ou moins importants peuvent être causés, suivis d’effets sur la santé de l’individu ou sur sa descendance. L’importance de ces effets doit être prévisible. La grandeur physique fondamentale à considérer lors d’un transfert d’énergie entre le rayonnement et le tissu vivant est la dose absorbée dans le tissu. Cependant, la dose absorbée dans la matière ne rend pas compte à elle seule des effets provoqués dans les tissus de l’organisme vivant. L’énergie cédée par unité de masse entraîne en effet sur les atomes et molécules, des ionisations et excitations, mais dans la matière vivante cet effet physique initial engendre des suites de nature biochimique, d’abord dans la cellule touchée, puis éventuellement dans le tissu. On conçoit que la densité d’énergie cédée doit jouer un rôle. Des expériences sur des animaux de laboratoire confirment ce fait : à même dose absorbée délivrée par des rayonnements ionisants de nature différente, les effets globaux étudiés ne sont pas les mêmes.

195

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

L’effet des rayonnements sur les organismes vivants dépend de la dose absorbée dans les tissus, mais également de la nature du rayonnement et de la sensibilité des tissus ou organes exposées. Il faut donc déterminer une fonction de transfert qui permette de passer de la dose absorbée dans le tissu (grandeur physique) à la grandeur de protection qui prend en compte le risque biologique. Concernant les grandeurs de protection, la CIPR 103 précise que les grandeurs « dose équivalente » et « dose efficace » ne doivent pas être utilisées pour quantifier des doses de rayonnements élevées. Les grandeurs de protection permettent de déterminer les limites d’exposition afin de garantir que la survenue d’effets stochastiques sur la santé est maintenue en dessous des niveaux inacceptables et que les réactions tissulaires sont évitées.

Dose équivalente (H) Tous les rayonnements ne produisent pas les mêmes effets. Si l’énergie est cédée dans un petit volume de tissu, la nuisance sera plus grande que si cette énergie est cédée sur une plus grande distance. Le rayonnement alpha, dont le parcours moyen dans la matière vivante est d’environ 40 µm est a priori plus nocif que le rayonnement gamma qui n’est que partiellement arrêté par l’Homme. Pour tenir compte de cette différence d’efficacité biologique du rayonnement incident, on a introduit un facteur de pondération radiologique (ou facteur de pondération des rayonnements). Ce facteur est noté WR. Ainsi, en multipliant la dose absorbée dans un tissu vivant par ce coefficient WR, on obtient une grandeur qui mesure l’effet biologique en fonction du type de rayonnement, appelée dose équivalente HT,R. Cela ne s’applique que dans le domaine des faibles doses. On la note plus généralement H. Elle vaut : H = W R .D La dose équivalente s’exprime en Sievert (Sv). D est la dose absorbée moyenne pour l’organe ou le tissu T due au rayonnement R. Il existe une ancienne unité : le rem. Elle correspond à l’ancienne réglementation et le rem mesure l’équivalent de dose (similaire à la dose équivalente) : 1 Sv = 100 rem Les valeurs du facteur de pondération radiologique sont données dans le tableau ci-après. La CIPR 103 prend en compte les pions (méson π composé des quarks ud pour π+ et des quarks ud pour π–) et se base sur une courbe continue en fonction de l’énergie des neutrons pour déduire des formules empiriques du facteur wR.

196

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Nature du rayonnement

Énergie

WR (CIPR 103)

Photons (X et γ)

Toutes

1

Électrons et muons

Toutes

1

E < 1 MeV Neutrons

2,5 + 18,2e − (ln E )

2

/6 2

1 MeV < E < 50 MeV

5,0 + 17,0e − (ln (2 E ))

E > 50 MeV

2,5 + 3,2e − (ln (0,04 E ))

Protons et pions chargés

Toutes

2

Alphas, fragments de fission, ions lourds

Toutes

20

/6

2

/6

 Figure 7-14  Facteurs de pondération radiologique de la CIPR 103.

Lorsque le champ de rayonnements comprend des rayonnements de type et d’énergies correspondant à des valeurs différentes de WR, la dose équivalente pour le tissu T est : HT = ∑ (W R × DTR ) •

Le débit d’équivalent de dose est :  H T =

dHT dt

Il s’exprime usuellement en Sv.h–1.

Dose efficace (E) Certains tissus ou organes du corps humain sont plus radiosensibles que d’autres. Une même dose équivalente peut induire des effets biologiques et des risques différents en fonction de l’organe irradié. La Commission internationale de protection radiologique (CIPR 60) a donc introduit une nouvelle grandeur, caractéristique de l’effet des rayonnements ionisants sur le vivant : la dose efficace, notée E. C’est la somme des doses équivalentes délivrées aux différents tissus et organes du corps, par exposition externe et interne, et pondérées par un facteur de pondération tissulaire (WT) : E = ∑WT .H = ∑WT ∑W R .D T

T

R

Tout comme la dose équivalente, la dose efficace s’exprime en Sv. La dose efficace n’est définie que pour les effets biologiques sur les Hommes (elle n’est pas valable pour les animaux ou les plantes). Elle ne s’applique que pour les effets stochastiques (faibles doses). La valeur numérique de la grandeur E est celle qui doit être notée dans le dossier dosimétrique des personnes soumises à exposition : cette valeur doit donc pouvoir être estimée par le dosimètre individuel.

197

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Le tableau suivant donne les différentes valeurs du facteur de pondération tissulaire. Dans le cas des facteurs de pondération tissulaires, la CIPR 103 réévalue les différents facteurs de tous les organes et en prend en compte de nouveaux. WT

Organe ou tissu Thyroïde

0,04

Poumons

0,12

Seins

0,12

Œsophage

0,04

Estomac

0,12

Foie

0,04

Côlon

0,12

Vessie

0,04

Gonades (testicules ou ovaires)

0,08

Peau

0,01

Moelle osseuse rouge

0,12

Surfaces osseuses

0,01

Cerveau

0,01

Glandes salivaires

0,01

Tissus restants (surrénales, région extra-thoracique ET, vésicule biliaire, cœur, reins, ganglions lymphatiques, muscles, muqueuse buccale, pancréas, prostate / hommes, intestin grêle, rate, thymus, utérus et col de l’utérus / femmes)

0,12

Total

1

 Figure 7-15  Facteurs de pondération tissulaires de la CIPR 103.

La CIPR 103 propose en outre de moyenner les doses efficaces en fonction des sexes, à partir d’un homme de référence et d’une femme de référence.

2 – Grandeurs opérationnelles Définition L’inconvénient majeur des grandeurs de protection (dose équivalente, dose efficace, dose engagée et dose collective) est qu’elles ne sont pas directement mesurables. Dans ce contexte, l’ICRU a introduit le concept de grandeurs opérationnelles (mesurables à l’aide de détecteurs de rayonnements ionisants) ayant pour objectif d’estimer de façon « raisonnable » les grandeurs de protection.

198

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Les rapports ICRU n° 39 (1985), n° 43 (1988), n° 47 (1992) et n° 51 (1992) ont défini et explicité les grandeurs opérationnelles, de type équivalent de dose, qui sont des estimateurs de grandeurs de protection non mesurables. Les caractéristiques de ces grandeurs sont : – elles sont mesurables par des instruments équipés de détecteurs de rayonnements externes ; – elles sont des estimateurs généralement majorants de la dose efficace et des doses équivalentes aux organes pour des rayonnements fortement et faiblement pénétrants ; – les valeurs de chacune de ces grandeurs sont additives pour des rayonnements, des énergies et des angles d’incidence différents. En ce qui concerne la surveillance individuelle, la grandeur utile s’appelle : équivalent de dose individuel HP(d). La grandeur HP(d) est un estimateur de la grandeur de protection E. En ce qui concerne la surveillance de zone, les grandeurs utiles sont : l’équivalent de dose directionnel H’(d,Ω) pour des rayonnements faiblement pénétrants. L’équivalent de dose ambiant H*(d) est utilisé pour les rayonnements fortement pénétrants.

Grandeurs opérationnelles pour la surveillance de zone ou de l’environnement Avant de définir et d’expliciter ces grandeurs opérationnelles, il est nécessaire de préciser les conventions simplificatrices adoptées au niveau des champs de rayonnement. En pratique, les grandeurs dosimétriques (grandeurs physiques) peuvent présenter des variations importantes au niveau du volume occupé par un individu ou par un récepteur dosimétrique. Pour définir ses grandeurs opérationnelles, l’ICRU utilise une sphère de 30 cm de diamètre en matériau équivalent tissu qui représente le corps humain (densité ρ = 1 g/cm3, composition : 76,2 % d’oxygène, 11,1 % de carbone, 10,1 % d’hydrogène et 2,6 % d’azote). Ces grandeurs se réfèrent à la dose équivalente en Sv qui existerait dans la sphère si cette dernière était placée dans le champ de rayonnement. De plus, pour bien définir les conditions d’étalonnage de ces récepteurs, l’ICRU a considéré des champs de rayonnement « idéalisés », dérivés du champ de rayonnement réel existant au point considéré. Les grandeurs, équivalent de dose directionnel H’(d,  Ω) et équivalent de dose ambiant H*(d), sont donc définies dans un fantôme composé de la sphère ICRU. L’équivalent de dose ambiant H*(d) pour les rayonnements fortement pénétrants, est, en un point du champ de rayonnement, l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé et unidirectionnel correspondant, dans la sphère ICRU, à une profondeur d, sur un rayon qui fait face au champ unidirectionnel.

199

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

La profondeur recommandée est de 10 mm et l’équivalent de dose ambiant peut s’écrire H*(10). Les appareils de contrôle d’ambiance sont calibrés à partir de cette grandeur, qui donne une approximation (surestimation) raisonnable de la dose efficace. L’équivalent de dose directionnel H’(d, Ω) pour les rayonnements faiblement pénétrants, c’est en un point du champ de rayonnement, l’équivalent de dose qui serait produit par le champ expansé correspondant, dans la sphère ICRU, à une profondeur d, sur un rayon et dans la direction spécifiée Ω. La profondeur recommandée est de 0,07 mm (pour la peau 7 mg/cm2) et de 3 mm (pour le cristallin 300 mg/cm2) et l’on peut écrire H’(0,07, Ω) et H’(3, Ω). L’équivalent de dose directionnel est un bon estimateur (majorant) de la dose équivalente dans les tissus superficiels (peau, cristallin).

Grandeurs opérationnelles pour la surveillance individuelle L’équivalent de dose individuel Hp(d) est la dose équivalente dans le tissu mou au point spécifié sur la surface du corps à une profondeur d (en mm). Le champ de rayonnement étant le champ réel où se trouve l’individu. Les profondeurs d préconisées par l’ICRU sont : – 0,07 mm pour la peau (rayonnements faiblement pénétrants) : Hp(0,07) ; – 3 mm pour le cristallin (rayonnements faiblement pénétrants) : Hp(3) ; – 10 mm pour le corps entier (rayonnements fortement pénétrants) : Hp(10). En pratique, les mesures de Hp(10) et de Hp(0,07) sont réalisées en plaçant un dosimètre opérationnel à la surface du corps. Ce dosimètre peut être constitué d’un détecteur recouvert d’une épaisseur appropriée de matériau équivalent tissu. La sphère ICRU peut servir de fantôme pour l’étalonnage de dosimètres portés sur le tronc. Les grandeurs opérationnelles étant de bons estimateurs majorant les grandeurs de protection, elles peuvent être reliées aux limites annuelles de dose efficace et de dose équivalente à la peau et au cristallin définies dans la réglementation. Les correspondances sont données dans le tableau ci-dessous. Grandeur de protection

Grandeur opérationnelle

Limite sur 12 mois glissants

Dose efficace

Hp(10)

20 mSv

Dose équivalente peau

Hp(0,07)

500 mSv

Dose équivalente cristallin

Hp(3)

20 mSv

 Figure 7-16  Grandeurs opérationnelles liées aux limites réglementaires.

Précisons que c’est la directive 2013/59/Euratom du 5 décembre 2013 qui propose d’abaisser la limite de dose équivalente cristallin à 20 mSv par an, en moyenne sur

200

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

des périodes définies de 5 ans, sans dépasser 50 mSv sur une année, pour les travailleurs. Elle fait suite à une recommandation publiée par la CIPR en 2011 (Statement on tissue reactions). Pour la France, le décret n° 2018-437 du 4 juin 2018 relatif à la protection des travailleurs contre les risques dus aux rayonnements ionisants propose une entrée en vigueur le 1er juillet 2023 pour la limite cristallin.

Exercices du chapitre 7 Exercice 1 On donne :

Masse volumique de l’eau : ρeau = 1,0 g.cm–3 Masse volumique de l’air : ρair = 1,3.10–3 g.cm–3

Pour des électrons de 1 MeV, le pouvoir d’arrêt linéique dans l’eau est de 1,88 MeV.cm–1, et le pouvoir d’arrêt linéique dans l’air est de 2,17.10–3 MeV.cm–1. Calculer et comparer les pouvoirs d’arrêt massiques de l’eau et de l’air. Exercice 2 On considère un faisceau d’électrons monocinétiques d’énergie 800 keV traversant une feuille d’aluminium de masse volumique 2,7 g.cm–3. 1) Calculer la masse surfacique traversée par les électrons à l’aide de la formule de Katz et Penfold. En déduire la portée des électrons.  2) Donner leur pourvoir d’arrêt massique dans l’aluminium. En déduire le pouvoir d’arrêt linéique. 3) Calculer leur perte d’énergie sur 1 mm. 4) En déduire l’énergie des électrons après un parcours de 1 mm. Exercice 3 Un faisceau de particules, parallèle et homogène, de section 10 cm2, a un débit de fluence de 3.109 cm–2.s–1. Calculer le nombre de particules qui passent pendant 30 secondes à travers une surface carrée de 2 cm de côté, orthogonale au faisceau. Exercice 4 On considère un faisceau de particules, parallèle et homogène. Pendant 10 secondes, on compte 4.105 particules, à travers une surface de 2 cm2, orthogonale au faisceau. Calculer le débit de fluence du faisceau. Exercice 5 Une source ponctuelle collimatée émet 3.105 e.s–1. L’énergie de chaque particule est de 0,6 MeV. Calculer le débit de fluence énergétique sur une surface de 1,5 cm2.

201

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Exercice 6 Une source ponctuelle et isotrope d’activité 3,7.1010 Bq émet des photons d’énergie 2 MeV dans 30 % de ses désintégrations et des photons d’énergie 0,8 MeV dans 50 % de ses désintégrations. Calculer le flux de photons, puis le débit de fluence particulaire et le débit de fluence énergétique à 2 m de la source. Exercice 7 Un faisceau parallèle d’électrons monoénergétiques d’énergie Ee– = 2 MeV est émis par un accélérateur de particules. 1) Quelle est la fluence F d’électrons qui produit une dose absorbée de 1 mGy dans les tissus mous (en e–.cm–2) ? •

2) Quel sera le débit de fluence F =qui produira un débit de dose absorbée de 1 mGy.h–1 dans les tissus mous (en e–.cm–2.s–1) ? 3) Retrouver l’origine des facteurs 1,6.10–7 pour la dose absorbée et 5,76.10–4 pour le débit de dose absorbée. Exercice 8 On considère un faisceau d’électrons monoénergétiques d’énergie E = 1 MeV, de •

débit de fluence F == 2.105 e–.cm–2.s–1, émis par un accélérateur de particules. Calculer, en suivant la méthode proposée, le débit de dose absorbée dans l’air après un écran d’air de 50 cm. En déduire la dose intégrée pendant 30 minutes. (On donne ρair = 1,3.10–3 g.cm–3). Exercice 9 On considère une source radioactive β– d’activité A = 10 000 Bq. Les électrons émis ont les propriétés suivantes : E β max = 600 keV , E β moyen = 200 keV , η β = 50 %. 1) Calculer, en suivant la méthode proposée, le débit de dose absorbée dans les tissus mous après une épaisseur de 70 µm (on donne ρTM = 1 g.cm–3). En déduire la dose intégrée pendant 30 minutes. 2) On souhaite gainer la source afin d’éviter l’exposition β. Calculer l’épaisseur de gainage d’aluminium nécessaire pour arrêter tous les β (on donne ρalu = 2,7 g.cm–3). Exercice 10 On désire mesurer le débit de dose absorbée à 1 m d’une source émettrice gamma. On utilise un détecteur muni d’une paroi équivalent tissus mous. La source a une activité de 3,5 GBq et émet des gammas d’énergie E = 1 MeV avec une intensité d’émission η = 80 %. 1) En utilisant la méthode proposée, calculer le débit de dose absorbée à 1 m de la source sous 1 cm de tissus mous.

202

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

2) La source est aussi émettrice β– (Eβmax = 300 keV). Mais elle est gainée par 1 mm d’aluminium. Les bêtas ont-ils un impact à 1 m de la source ? Calculer le nouveau débit de dose absorbée dû aux photons. Exercice 11 Déterminer le débit de KERMA de 1re collision dans un échantillon mince de polyéthylène (CH2)n soumis à un débit de fluence de neutrons = 105 n.cm–2.s–1 et d’énergie En = 2 MeV. On se limitera à la première collision et on ne tiendra compte que des réactions de collision élastique. On donne :

σc = 1,55 barn M(C) = 12 g/mol σH = 2,55 barn M(H) = 1 g/mol Exercice 12 1) Calculer la dose équivalente pour une dose absorbée de 1 mGy déposée par un gamma, un neutron de 1 MeV, un bêta et un alpha. Quel est le rayonnement le plus dangereux ? 2) Calculer la dose efficace corps entier, en détaillant le calcul pour chaque organe pour un équivalent de dose de 1 mSv déposée par un gamma. Quels sont les organes les plus radiosensibles ? Exercice 13 On considère une source de photons qui délivre un débit de dose absorbée 500 µGy par heure. Calculer la dose équivalente pour une exposition de 45 minutes. Quelle grandeur opérationnelle permet d’évaluer la dose ambiante et qui doit être indiquée sur le radiamètre ? Exercice 14 On délivre une dose absorbée de 765 µGy à un individu. Calculer la dose efficace corps entier, citer la grandeur opérationnelle qui permet de la mesurer, puis citer la grandeur opérationnelle qui permet de mesurer l’exposition de la peau. Exercice 15 Lors d’une opération de maintenance, un opérateur se contamine au visage. Le médecin du travail doit évaluer la dose équivalente peau reçue par ce travailleur. Après analyse, le médecin du travail constate que le point de contamination émet des β d’énergie maximale 600 keV, pour une énergie moyenne de 200 keV. Il suppose que le temps d’exposition de l’opérateur est de 2 heures.

203

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Il calcule le débit de fluence particulaire sous 70 µm de peau : 65 000 e.cm–2.s–1. Masse volumique de la peau : ρ = 1 g.cm–3. 1) Montrer, à l’aide de la formule de Katz et Penfold, que les rayonnements β traversent bien la peau lorsque la contamination est au pseudo-contact du visage. 2) Calculer la dose absorbée par la peau. 3) En déduire la dose équivalente peau pour les rayonnements β. 4) Comparer avec la limite réglementaire et conclure. 5) Quelle grandeur opérationnelle permet de mesurer la dose équivalente peau ? Exercice 16 Un technicien se tient à proximité d’un point chaud non répertorié. Au bout de 3 minutes l’alarme débit de dose de son dosimètre opérationnel se déclenche. Avant de s’éloigner, le technicien regarde la valeur affichée sur son radiamètre : 2,41 mSv/h. 1) Quelle grandeur opérationnelle indique le dosimètre opérationnel ? Quel est l’intérêt d’avoir des alarmes sur le dosimètre opérationnel ? 2) Quelle grandeur opérationnelle indique le radiamètre ? 3) À partir de la valeur affichée par le radiamètre, calculer la surdose reçue par ce technicien. 4) Quel lien existe-t-il entre la dose efficace et la grandeur opérationnelle du dosimètre ? 5) Quelle surdose aurait reçu ce technicien si l’alarme ne s’était pas déclenchée et qu’il soit resté pendant 30 minutes près du point chaud ? 6) Quelle mesure peut-on prendre pour que cette situation ne se reproduise pas ?

Corrigé des exercices du chapitre 7 Exercice 1

( ) dE = (− ) dx

1MeV = − S air 1MeV Seau

dE dx

1MeV air

1MeV eau

= 2,17.10 −3 MeV .cm −1 et = 1,88 MeV .cm −1

1MeV < S 1MeV  : le pouvoir d’arrêt linéique de l’eau est plus On constate que : S air eau important que le pouvoir d’arrêt linéique de l’air pour des électrons de 1 MeV.

204

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Calculons les pouvoirs d’arrêt massiques :

( ) (− dEdx )

Sm1MeV = air

1 dE − ρ air dx

1MeV

Sm1MeV = eau

1 ρ eau

1MeV

=

2,17.10 −3 = 1,67 MeV .cm 2 .g −1 1,3.10 −3

=

1,88 = 1,88 MeV .cm 2 .g −1 1

air

eau

Sm1MeV  ≈  ⊕Sm1MeV . air eau

On constate que : Alors que les pouvoirs d’arrêt linéiques sont très différents, les pouvoirs d’arrêt massiques de l’eau et de l’air sont de même ordre de grandeur. Exercice 2 1) Masse surfacique : R = 412.E 1,265−0,0954 ln E = 412 × 0,8001,265−0,0954 ln 0,800 = 309,2 mgg.cm −2 La portée des électrons est donc : d =

R 309,2.10 −3 = 0,115 cm = 115 = , mm ρ 2,7

keV 2) Par lecture dans le tableau : Sm800 = 1,74 MeV .cm 2 .g −1 alu 800 keV keV Donc : S alu = ρ alu .Sm800 = 2,7 × 1,74 = 4,698 MeV .cm −1 alu

3) Perte d’énergie sur 1mm : keV ∆E = Sm800 .d .ρ = 1,74 × 0,1 × 2,7 = 0,470 MeV = 470 keV alu

4) Énergie à 1 mm : E ′ = E − ∆E = 800 − 470 = 330 keV Exercice 3

Surface de l’écran : S = 2 × 2 = 4 cm 2 (plus petite que la section du faisceau) • dN Φ =ϕ = ⇒ N = ϕ .S .t = 3.109 × 4 × 30 = 3,6.1011 particules dS .dt Exercice 4 •

Φ =ϕ =

4.105 dN ⇒ = 2.10 4 particules.cm −2 .s −1 dS .dt 2 × 10

Exercice 5 •

Ψ=

dR 3.105 × 0,6 ⇒ = 1,2.105 MeV .cm −2 .s −1 dS .dt 1,5 × 1

Exercice 6 •

dN = A. (η1 + η 2 ) = 3,7.1010 × (0,3 + 0,5) = 2,96.1010 γ .s −1 dt 10 dN A ϕ= = (η1 + η 2 ) = 3,7.10 2 × (0,3 + 0,5) = 58 887 γ .cm −2 .s −1 2 dSdt 4π d 4 × π × 200 N =

205

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

•

dR A 3,7.1010 η η = . . E + . E = × (2 × 0,3 + 0,8 × 0,5) ( ) 1 1 2 2 dS .dt 4π d 2 4π × 200 2 = 7,36.10 4 MeV .cm −2 .s −1

Ψ=

Exercice 7 1) La dose absorbée est donnée par : D = 1,6.10 −7 .F .

( ρS )

2 MeV

TM

1 D Donc : F = = = 3,45.106 e − .cm −2 2 MeV − − 7 1,6.10 7 × 1,81 1,6.10 . (S / ρ )TM •

•

2) Le débit de dose absorbée est donné par : D = 5,76.10 −4. F . •

•

() S ρ

2 MeV

TM

1 D Donc : F = = = 959 e − .cm −2 .s −1 2 MeV −4 × 1,81 − 4 , . 5 76 10 5,76.10 . (S / ρ )TM 3) La dose absorbée s’exprime en Gy (J.kg-1) : il faut donc convertir les énergies de MeV en J, les masses de g en kg : 1 MeV 1,6.10 −13 = = 1,6.10 −10 Gy , ou, en mGy : f D = 1,6.10 −7 mGy 1g 1.10 −3 Le débit de dose absorbée s’exprime en Gy/h (J.kg–1.h–1) : il faut donc convertir les énergies de MeV en J, les masses de g en kg, les temps de s en h : 1 MeV 1,6.10 −13 f• = = = 5,76.10 −7 Gy/h, ou, en mGy/h : 1.10 −3 × (1 / 3600) h D 1 g ×1 s fD =

f • = 5,76.10 −4 mGy/h . D

Exercice 8 a) Parcours des électrons : R = 412.E 1,265−0,0954 ln E = 412 × 11,265−0,0954 ln 1 = 412 mg.cm −2 R 412.10 −3 d= = = 316, 9 cm ρ 1,3.10 −3 Comme d > d air (= 50 cm) , les électrons traversent bien 50 cm d’air. b) Énergie des électrons au point de calcul : E e′− = E e − −

( ρS )

Ee − milieu

× ρmilieu × d = 1 − 1,66 × 1,3.10 −3 × 50 = 0,892 MeV •

c) Débit de fluence des électrons au point de mesure : F = 2.105 e − .cm −2 .s −1 (donnée dans l’énoncé). d) Débit de dose absorbée : •

•

D (50 cm) air = 5,76.10 −4. F ×

206

( ρS )

0,892 MeV air

= 5,74.10 −4 × 2.105 × 1,67 = 191,7 mGy/h

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

e) Dose absorbée pendant 30 minutes : •

D (50 cm) air = D (50 cm) air .t = 191,7 ×

30 = 95,9 mGy 60

Exercice 9 1) Dose absorbée en faible profondeur dans les tissus mous (peau par exemple) : a) Parcours maximal des électrons : R = 412.E 1,265−0,0954 ln E = 412 × 0,61,265−0,0954 ln 0,6 = 210,6 mg.cm −2 R 210,6.10 −3 = 0,2106 cm = 2016 µm = ρ 1 Comme d > dTm ( = 70 µm), les électrons traversent bien 70 µm de tissus mous.

d=

On peut calculer : msTM = ρTM .dTM = 1 × 70.10 −4 = 7.10 −3 g.cm −2 . b) Débit de fluence électronique : 18,6 ×70.10 −4 ×1 − • Aη β 1,37 10000 × 0,5 − kmilieu ×msmilieu , − , 0 6 0 036 ( ) Fβ = ×e = ×e 2 4π d 2 4 × π × (70.10 −4 ) = 6,10.10 6 β .cm −2 .s −1 c) Débit de dose absorbée : •

•

D (70 µm)TM = 5,76.10 −4. F β × •

() S ρ

200 keV

= 5,76.10 −4 × 6,10.106 × 2,80

coll ,TM

= 9838 mGy/h

Soit : D (70 µm)TM = 9,84 Gy/h. d) Dose absorbée pendant 30 minutes : •

D (70 µm)TM = D (70 µm)TM .t = 9,84 ×

30 = 4,92 Gy 60

Les dépôts d’énergie liés aux électrons en faible profondeur sont énormes. Il convient d’utiliser les moyens adéquats pour s’en protéger. 2) Le parcours des β est de R = 210,6 mg.cm −2 .

R 210,6.10 −3 = = 0,078 cm. ρ 2,7 Il faut donc 0,78 mm d’aluminium pour les arrêter totalement (soit moins de 1 mm). Il parcourent, au maximum, dans l’aluminium : d =

Exercice 10 1) Calcul du débit de KERMA : •

K (101 cm)TM = 5,76.10 −4 ×

()

 µ × exp−   ρ

Aη 4π (d + e )2

1 MeV Air

× msAir +

() µ ρ

1 MeV

TM

µ 1 MeV  × msTM  × Eγ ×  tr   ρ TM 

207

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

•

K (101 cm)TM = 5,76.10 −4 ×

3,5.109 × 0,8 −0,0635×1,3.10−3 ×100 −0,0700×1×1 ×e ×e 4π (100 + 1)2

× 1 × 0,0308

•

K (101 cm)TM = 0,358 mGy/h Vérifions si l’équilibre électronique est atteint : a) À 1 MeV, l’effet prépondérant est l’effet Compton : 4E 2 4 × 12 = = 0,8 MeV Énergie maximale des électrons Compton : E ec = 1 + 4E 1 + 4 × 1 Énergie des photoélectrons : E pe= E= 1 MeV µtr Eγ ρ TM 0,0308 = 1× = 0,440 MeV Énergie des électrons secondaires : T TM = Eγ × Eγ 0 ,0700 µ ρ TM On a bien 0 < T TM < E ec .

( ) ( )

b) Parcours des électrons Compton : R = 412.E 1,265−0,0954 ln E = 412 × 0,81,265−0,0954 ln 0,8 = 309,2 mg.cm −2

1 × 1 = 1 g.cm −2

Or, la masse surfacique de tissus mous est : msTM = ρTM .e = 1 × 1 = 1 g.cm −2 = 1000 g.cm − = 1000 g.cm −2 . Donc le parcours des électrons est bien inférieur à l’épaisseur de tissus mous : l’équilibre électronique est atteint. •

•

On a donc : D (101 cm)TM = (1 − g ) K (101 cm)TM = 0,358 mGy/h On rappelle que g est la part d’énergie perdue par les électrons secondaires par rayonnement et vaut 0 dans les milieux légers. 2) Parcours des β R = 412.E 1,265−0,0954 ln E = 412 × 0,31,265−0,0954 ln 0,3 = 78,2 mg.cm −2 R 78,2.10 −3 = = 0,029 cm ρ 2,7 Cette épaisseur est inférieure à l’épaisseur du gainage : les β sont tous arrêtés. Ce qui correspond, en épaisseur d’aluminium : d =

Le débit de dose absorbée, en prenant en compte l’écran d’aluminium est : •

•

D (101 cm)écran = D (101 cm)TM × e −(µ / ρ )alu .msalu = 0, 358 × e 0,0614×2,7×0,1 = 0,352 mGy/h. On retrouve quasiment la même valeur que sans écran : une faible épaisseur d’aluminium n’a que peu d’effet sur l’atténuation des photons, alors qu’il est très bon pour arrêter les β. Exercice 11 Masse molaire du polyéthylène : M (CH2 ) = 2 M (H) + M (C) = 2 ×1 + 12 = 14 g.mol −1

208

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Énergie cédée (choc avec l’hydrogène) : 2A 2 ×1 Q (En ) = × En = × 2 = 1 MeV ( A + 1)2 (1 + 1)2 Énergie cédée (choc avec le carbone) : 2A 2 × 12 Q (En ) = × En = × 2 = 0,284 MeV 2 ( A + 1) (12 + 1)2 Débit de KERMA (réaction avec l’hydrogène) : •

K H = 5,76.10 −4 N i × σ i × ϕ × Q ( E n ) 6,02.10 23 × 2 × 1,55.10 −24 × 105 × 1 = 7,68 mGy/h 14 Débit de KERMA (réaction avec le carbone) : = 5,76.10 −4 ×

•

K C = 5,76.10 −4 N i × σ i × ϕ × Q ( E n ) 6,02.10 23 × 1 × 2,55.10 −24 × 105 × 0,284 = 1,76 mGy/h 14 Débit de KERMA de 1re collision total : = 5,76.10 −4 ×

•

•

•

K = K C + K H = 7,68 + 1,76 = 9,44 mGy/h Exercice 12 1) Gamma :

H = W R .D = 1 × 1 = 1 mSv



Neutron :

H = W R .D = 2,5 + 18,2.e −(ln 1)



Bêta :

H = W R .D = 1 × 1 = 1 mSv



Alpha :

H = W R .D = 20 × 1 = 20 mSv

(

2

/6

) × 1 = 20,7 mSv

Remarque : le neutron est à la valeur limite des wR, on aurait pu prendre l’autre coefficient :

(

H = W R .D = 5,0 + 17,0.e −(ln(2×1))

2

/6

) × 1 = 20,7 mSv

Les rayonnements les plus dosants sont les neutrons à 1 MeV. 2) Thyroïde :

E org = WT .H = 0,04 × 1 = 0,04 mSv = 40 µSv



Poumons :

E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv



Seins :

E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv



Œsophage :

E org = WT .H = 0,04 × 1 = 0,04 mSv = 40 µSv



Estomac :

E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv



Foie :

E org = WT .H = 0,04 × 1 = 0,04 mSv = 40 µSv



Côlon :

E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv



Vessie :

E org = WT .H = 0,04 × 1 = 0,04 mSv = 40 µSv



Gonades :

E org = WT .H = 0,08 × 1 = 0,08 mSv = 80 µSv



Peau :

E org = WT .H = 0,01 × 1 = 0,01 mSv = 10 µSv

209

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire



Moelle osseuse rouge : E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv



Surfaces osseuses :

E org = WT .H = 0,01 × 1 = 0,01 mSv = 10 µSv



Cerveau :

E org = WT .H = 0,01 × 1 = 0,01 mSv = 10 µSv



Glandes salivaires :

E org = WT .H = 0,01 × 1 = 0,01 mSv = 10 µSv



Tissus restants :

E org = WT .H = 0,12 × 1 = 0,12 mSv = 120 µSv

Pour le corps entier : E = ∑WT .H = 1000 µSv = 1 mSv Les organes ou tissus les plus radiosensibles sont les poumons, les seins, l’estomac, le côlon, la moelle osseuse rouge. Exercice 13

•

45 = 375 µSv 60 La grandeur opérationnelle associée à l’ambiance est H*(10). H = W R .D = W R . D .t = 1 × 500 ×

Exercice 14 E = ∑WT .H = ∑WT ∑W R .D = 1 × 1 × 765 = 765 µSv T

T

R

La grandeur opérationnelle qui mesure l’exposition corps entier est : Hp(10). La grandeur opérationnelle qui mesure l’exposition de la peau est : Hp(0,07). Exercice 15 1) Masse surfacique traversée par les électrons R = 412.E n = 412 × E 1,265−0,0954. ln E On prend l’énergie maximale des β, car ils sont les plus pénétrants : R = 412.0,61,265−0,0954. ln 0,6 = 210,6 mg.cm −2 ≈ 0,211 g.cm −2 La portée des électrons vaut alors : d = ρ .R = 1 × 0,211 = 0,211 cm = 2,11 mm Cette distance est supérieure à la valeur de référence pour la peau (70 µm). Les β traversent l’épaisseur de peau.

()

2) D peau = 1,6.10 −7 . S ρ

E β moyen = 200 keV

•

. F .t = 1,6.10 −7 × 2,80 × 65000 × 2 × 3600

tissus

= 209,7 mGy 3) H peau = w R .H peau = 1 × 209,7 = 209,7 mSv 4) La limite sur 12 mois glissants pour la peau est de 500 mSv. Ici, la dose équivalente effectivement reçue est inférieure à la limite annuelle. Cependant, elle reste forte et dépasse très certainement le prévisionnel de dose. Elle représente plus du quart de la limite annuelle : elle devra très certainement faire l’objet d’une déclaration auprès des autorités compétentes. 5) La grandeur opérationnelle qui permet de mesurer la dose équivalente peau est Hp(0,07).

210

Chapitre 7. Introduction à la dosimétrie externe

Exercice 16 1) Le dosimètre doit indiquer l’équivalent de dose individuel Hp(10). L’alarme a pour but de prévenir une situation anormale (ici un point chaud). Elle permet d’optimiser la dosimétrie des travailleurs. 2) Le radiamètre doit indiquer un équivalent de dose ambiant H*(10). •

3 = 0,1205 mSv = 120,5 µSv 60 4) Les grandeurs opérationnelles sont des majorants des grandeurs de protection. 3) E = H * (10) × t = 2,41 × •

30 = 1,205 mSv 60 6) Pour éviter de nouveau cette situation, il faut signaler le point chaud à l’aide d’une pancarte appropriée. On peut de plus, si la configuration du local le permet, baliser ce point pour éviter qu’on puisse s’en approcher. 5) E = H * (10) × t = 2,41 ×

211

Chapitre 8 Détection

Les détecteurs sont essentiels pour la quantification des rayonnements ionisants. Ils permettent de les observer, de les différencier, de connaître leur énergie. Leur fonctionnement est souvent complexe, et spécifique à chaque détecteur. Ici, nous nous contenterons d’expliquer le principe de fonctionnement général des détecteurs, en étudiant spécifiquement la spectrométrie gamma avant d’expliquer les limites de détection des appareils.

I – Les différents types de détecteurs 1 – Modélisation d’un détecteur Afin de détecter un rayonnement ionisant, il faut créer une interaction dans un milieu pour transformer le rayonnement en signal (électrique ou lumineux par exemple). Ce signal est ensuite mis en forme grâce à l’électronique associée. Le signal électrique obtenu est finalement mesurable et exploitable via un ordinateur par exemple. Un détecteur se compose donc principalement de trois parties : – un milieu d’interaction qui capte les rayonnements incidents ; – un système électronique qui transforme le signal émis par le milieu d’interaction afin qu’il soit analysable ; – un système d’affichage qui permet de récolter et d’analyser les données.

213

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Milieu d’interaction Détection des rayonnements

Système électronique

Signal direct

Signal exploitable

Mise en forme du signal

Système d’affichage Affichage et analyse des données

Fig. 8-1 : Modélisation d’un détecteur.  Figure 8-1  Modélisation d’un détecteur.

Le milieu d’interaction fixe la nature du détecteur. Il prend en général la forme d’une sonde de détection. Ce milieu peut être solide, liquide ou gazeux. Lorsqu’il est traversé par un rayonnement ionisant, il va envoyer un signal (signal direct), lumineux ou électrique. Ce signal est, quant à lui, mesurable et quantifiable. Le tableau ci-dessous résume les interactions possibles pour la détection. Le signal direct émis par le milieu d’interaction n’est pas directement exploitable. Il doit être traité afin de pouvoir être analysé. Par exemple, un signal lumineux doit être canalisé par un photomultiplicateur avant d’être converti en signal électrique. De même un signal électrique doit être amplifié pour pouvoir être mesuré. Enfin, le système d’affichage permet de récolter les données, de les analyser et de les afficher. Sur des détecteurs simples, un cadran à aiguilles ou numérique suffit. Pour des mesures plus complexes, on peut faire appel à un système informatique afin d’obtenir des courbes. Radioactivité

Interaction Rayonnement-Matière

Électronique

Détection

Nature du rayonnement

Interaction intermédiaire

Particules déplacées

Interactions finales dans le milieu

Particules chargées

-

Électrons

Ionisations des atomes et molécules Excitation des atomes et molécules Transformations chimiques

Photons

Neutrons

Effet Compton Effet photoélectrique Création des paires

Choc élastique Réaction nucléaire

Électrons Électrons Électrons et positons

Protons Particules chargées

Création de défauts Piégeage des électrons dans des défauts Transformation de l’énergie sous forme calorifique Émission de lumière (effet Tcherenkov) Activation des noyaux Changement de phase

 Figure 8-2  Phénomènes physiques impliqués dans la détection.

214

Chapitre 8. Détection

2 – Caractérisation des détecteurs Efficacité géométrique egéo C’est le rapport entre le nombre de particules arrivant à la fenêtre d’entrée du détecteur et le nombre de particules émises par la source. L’efficacité géométrique dépend de la dimension du détecteur (de surface S) et de la distance source-détecteur (d). Cône d’émission d’angle solide Ω.

Détecteur

Aη Particules par seconde émises par la source

Système d’amplification

Aη εint Ω/4π Particules par seconde détectées

Traitement du signal

Système d’affichage

Aη Ω/4π Particules par seconde arrivant à la fenêtre d’entrée du détecteur

 Figure 8-3  Efficacité géométrique d’un détecteur.

Efficacité intrinsèque eint C’est le rapport entre le nombre de particules détectées ou encore le nombre d’interactions et le nombre de particules arrivant à la fenêtre d’entrée du détecteur. Cette efficacité est liée à la probabilité d’interaction de la particule avec le milieu détecteur. L’efficacité intrinsèque du détecteur est ainsi fonction de l’énergie et aussi de la nature de la particule.

Efficacité absolue R C’est le rapport entre le nombre de particules détectées ou encore le nombre d’interactions et le nombre de particules émises par la source (Aη). On l’exprime ainsi : R = ε géo .ε int L’efficacité absolue, ou rendement, s’exprime en % et dépend donc de : – la nature de la particule émise ; – l’énergie de la particule émise ;

215

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

– la géométrie de détection ; – la nature du détecteur.

Temps mort Le temps mort d’un système de détection, défini comme le plus petit intervalle de temps qui doit séparer deux événements pour que l’un et l’autre soient pris en compte individuellement par le système, dépend des caractéristiques du détecteur lui-même et de celles de l’électronique associée. Plus le temps mort est court, plus l’appareillage est apte à fonctionner avec des taux de comptages élevés. Pour connaître le temps mort d’un détecteur, il faut prendre en considération tout le système de détection. Chaque élément d’un système a son propre temps mort, et souvent l’électronique a plus de temps mort que le détecteur lui-même.

Mouvement propre Le mouvement propre correspond au taux de comptage enregistré en l’absence de toute source de rayonnement. Il a pour origine : – le bruit de fond naturel (radioactivité ambiante, rayonnement cosmique) ; – la radioactivité propre des matériaux du détecteur ; – le bruit de l’électronique associée.

Durée de vie La durée de vie d’un détecteur est le nombre total d’impulsions qu’il peut subir avant de devenir inutilisable à la suite de défauts internes permanents, liés à la détérioration du milieu détecteur par les particules qui l’ont traversé. Pour un détecteur de type Geiger-Muller, la durée de vie est de 1010 impulsions.

Mesure Ainsi, en prenant en compte toutes ces considérations, l’activité mesurée par un détecteur peut être donnée par : A=

N BRUT − N BDF η .R .t

où : A est l’activité de la source (en Bq) ; NBRUT est le nombre de chocs mesurés par le détecteur en présence d’une source ; NBDF est le nombre de chocs mesurés par le détecteur en absence de source (équivalent à la valeur du bruit de fond) ;

216

Chapitre 8. Détection

η est l’intensité du rayonnement détecté ; R est le rendement du détecteur ; t est le temps de mesure (en s). On peut aussi définir le nombre de chocs nets : N NET = N BRUT − N BDF

3 – Les familles de détecteur La nature du détecteur est donnée par le milieu d’interaction. Le tableau ci-dessous récapitule l’ensemble des détecteurs utilisés. Milieu détecteur

Information primaire recueillie

Famille de détecteurs

Ionisation des atomes et molécules

Gaz Solide (Liquide)

Impulsion électrique ou courant

Compteurs gazeux Semi-conducteurs Détecteurs à étincelles

Excitation des atomes et molécules

Liquide Solide (Gaz)

Flash de lumière

Scintillateurs organiques et inorganiques Écrans fluorescents

Transformation chimique

Liquide Solide (Gaz)

Nombres de molécules transformées Coloration

Dosimètres chimiques Dosimètres par coloration Émulsions photographiques

Piégeage des électrons dans les défauts

Solide

Lumière ou particules émises après irradiation du milieu Coloration

Dosimètres radiothermoluminescents, radiophotoluminescents, par exoémission d’électrons ou par coloration

Création de défauts

Solide

Nombre de traces

Détecteurs solides de traces Émulsions nucléaires

Dégradation de l’énergie sous forme calorifique

Solide Liquide

Élévation de température

Calorimètres Bolomètres

Émission de lumière Tcherenkov

Liquide (Solide)

Trace lumineuse

Détecteurs Tcherenkov

Activation de noyaux

Solide (Liquide)

Rayonnements émis par les atomes activés

Détecteurs par activation

Changement de phase

Gaz Liquide Solide

Lieux d’interaction de particules (prise de photographies)

Détecteurs à bulles Chambre à brouillard

Interaction

 Figure 8-4  Les familles de détecteurs.

217

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les détecteurs à gaz Le phénomène physique exploité dans les détecteurs à gaz est l’ionisation. Ce dernier est composé d’un milieu gazeux (air ; Ar-CH4 ; Ar-CO2 ; Xe…), situé au milieu de deux électrodes (l’anode positive et la cathode négative), entre lesquelles on applique une différence de potentiel. Lorsqu’une particule traverse le milieu gazeux, elle perd de l’énergie en ionisant le gaz. Les électrons libérés lors de cette interaction sont accélérés par le champ électrique régnant entre les deux électrodes et sont collectés par l’anode. La figure ci-dessous décrit le principe de fonctionnement d’un tel détecteur.

 Figure 8-5  Principe de fonctionnement d’un détecteur à gaz.

En faisant varier la différence de potentiel entre les deux électrodes, la charge collectée varie comme l’indique la figure ci-dessous, sur laquelle plusieurs régimes de fonctionnement peuvent être distingués.

Nombre de paires d’ions collectées

5

2 1 Chambre d’ionisation

3 Régime proportionnel

6

4 Régime de Geiger-Müller

0,2 MeV 0,1 MeV

Tensions inter-électrodes (V)

 Figure 8-6  Les différents modes de fonctionnement d’un détecteur à gaz.

218

Chapitre 8. Détection

Région 1 : Le champ électrique appliqué étant faible, les ions formés se déplacent lentement vers les électrodes et se recombinent partiellement avant d’y parvenir. Cette région n’est pas utilisée pour la détection. Région 2 : Tous les ions produits sont collectés. Une augmentation de la haute tension ne produit aucun effet. Les charges collectées sont égales à la charge électrique libérée. C’est le régime de fonctionnement des chambres d’ionisation. La babyline est un exemple de détecteur à chambre d’ionisation. Région 3 : Les électrons sont suffisamment accélérés pour ioniser par chocs d’autres atomes. Cette multiplication d’ions est contrôlée, il y a multiplication des charges par un facteur proportionnel à la HT (haute tension). Ce régime autorise la discrimination des rayonnements α, β (ou γ). C’est la région de fonctionnement des compteurs proportionnels. Le portique C2 et les débitmètres neutrons sont des exemples de compteurs proportionnels. Région 4 : La multiplication des ions n’est plus proportionnelle au nombre initial d’ions. Cette région, parfois appelée semi-proportionnelle ou à proportionnalité limitée est peu utilisée. Région 5 : Quel que soit le nombre initial d’ions, il s’amorce une décharge en avalanche, indépendante de l’énergie de la particule incidente. C’est la région de fonctionnement en compteur de GEIGER et MULLER. La plupart des radiamètres gamma sont des compteurs Geiger-Muller. Région 6 : La décharge amorcée devient disruptive et conduit à la destruction du détecteur.

Les détecteurs à scintillation solides Les détecteurs à scintillation sont constitués essentiellement d’une substance fluorescente organique ou inorganique qui constitue le milieu scintillant ou scintillateur. Ce scintillateur peut être un monocristal activé (NaI(Tl)), un plastique dans la matrice duquel est incorporé un corps scintillant organique, un film fin contenant une poudre d’un scintillateur inorganique (ZnS), une solution organique liquide… Lorsqu’une particule chargée pénètre dans un scintillateur inorganique, elle provoquera le long de son parcours une ionisation des molécules avoisinantes. Les électrons passent de la bande de valence à la bande de conduction et se déplacent jusqu’à ce qu’ils rencontrent des impuretés (l’activateur) qui les absorbent en émettant des photons, dans le domaine du visible ou des ultraviolets en fonction de la matière scintillante, qui constituent la scintillation. Ces photons lumineux sont ensuite transformés en impulsions électriques par l’intermédiaire d’un photomultiplicateur. L’ensemble est monté dans un boîtier étanche à la lumière. Dans le photomultiplicateur, sous l’action de la lumière, des électrons sont arrachés d’un métal par effet photoélectrique à une photocathode. Le faible courant

219

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

électrique ainsi généré est amplifié par une série de dynodes utilisant le phénomène d’émission secondaire pour obtenir un gain important. Ce détecteur permet de compter les photons individuellement. Il est sensible dans une large gamme, allant de l’ultraviolet à l’infrarouge proche. Le temps de réponse est de l’ordre de la nanoseconde (10–9 s). Les sondes à scintillation, les portiques de sortie de site ou encore la plupart des contrôleurs mains-pieds sont des détecteurs à scintillation. À titre d’exemple, le portique C1 détecte les gammas grâce à de l’iodure de sodium (NaI). Les portiques C3 sont composés de scintillateurs plastiques. Les sondes alpha sont, quant à elles, composées de sulfure de zinc (scintillateur ZnS).

 Figure 8-7  Principe de fonctionnement d’un photomultiplicateur. Source : http://www. sylvain-pilaire.fr/physique/les-photons, DR.

Les détecteurs à scintillation liquide Les détecteurs à scintillation liquide sont constitués essentiellement d’une substance liquide de référence à étudier (eau, alcools, tout liquide radioactif ) dans laquelle on dissout un soluté scintillant (luminol, BPBD…). La solution est donc composée d’une aliquote de solvant contenant en faible quantité un solvant scintillant. Lorsqu’une particule chargée est émise et traverse la solution, elle provoquera le long de son parcours une ionisation des molécules avoisinantes du solvant. Les électrons libérés vont alors aller exciter les molécules des impuretés scintillantes qui vont se désexciter en émettant des photons, dans le domaine du visible ou des ultraviolets en fonction du soluté scintillant, qui constituent la scintillation. Ces photons lumineux sont ensuite transformés en impulsions électriques par l’intermédiaire d’un photomultiplicateur. L’ensemble est monté dans un boîtier étanche à la lumière.

220

Chapitre 8. Détection

Les principaux avantages de la scintillation liquide sont l’efficacité de détection, la facilité de préparation des sources, l’absence de barrière entre le radionucléide à étudier et le détecteur. Son principal défaut est un faible rendement énergétique global, qui impose de calculer le rendement de détection pour chaque condition de mesure. Ces détecteurs sont très efficaces pour la mesure de l’activité par désintégration bêta pure, ou par capture électronique. Ils sont aussi utilisés pour les mesures d’activité d’échantillons aqueux dans le cadre de la surveillance de l’environnement.

Les détecteurs à semi-conducteurs Les détecteurs à semi-conducteurs sont constitués d’un semi-conducteur intrinsèque (Si ou Ge) ou d’un semi-conducteur extrinsèque (Ge-Li, Si-Li, diode à barrière de surface) qui constitue la jonction PN. Lors du passage d’une particule ionisante, des charges sont déplacées dans la zone de la jonction PN, un courant est alors mesuré et la particule ionisante est détectée. Par exemple, les détecteurs Germanium utilisés pour la spectrométrie gamma sont des détecteurs à semi-conducteurs.

II – La spectrométrie gamma 1 – Objectif de la spectrométrie Lorsqu’on ne connaît ni la nature d’une source ni son activité, il est nécessaire de réaliser une spectrométrie gamma. Bien entendu, il faut que la source soit émettrice gamma. Cette méthode est inopérante pour un émetteur bêta pur et peu efficace pour des radionucléides se désintégrant par capture électronique. En effet, l’apparition des gammas sur un spectre donne la nature du radionucléide, l’énergie des gammas étant propre à chaque radionucléide. De plus, la hauteur des pics du spectre permet de déterminer l’activité de la source inconnue. Cette méthode est utilisée pour l’analyse des prélèvements réalisés aux alentours d’un site nucléaire. Elle est aussi utilisée pour l’analyse de la contamination interne d’un travailleur via un examen que l’on appelle l’anthroporadiamétrie.

221

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Chaîne de comptage en spectrométrie Préamplificateur HT

Amplificateur

Analyseur multicanaux muni d’un codeur d’amplitude

Micro-ordinateur

 Figure 8-8  Chaîne de comptage d’un spectromètre radiamétrique.

Le schéma ci-dessus montre la chaîne spectrométrique complète. Le détecteur peut être un scintillateur NaI muni d’un photomultiplicateur ou un semi-conducteur Germanium refroidi par de l’azote liquide. Une source radioactive émet des photons qui vont déposer une partie ou la totalité de leur énergie dans le détecteur via les interactions Compton, photoélectrique et matérialisation. À la sortie du détecteur, les impulsions obtenues ont une amplitude proportionnelle à l’énergie déposée par les photons. Ces impulsions vont être ensuite amplifiées et mises en forme par le système préamplificateur et amplificateur. Puis elles vont être traitées par l’analyseur multicanaux, muni d’un codeur d’amplitude, qui va analyser leur amplitude et, en fonction de leur valeur, les classer dans différents canaux. Grâce à une carte d’acquisition, il est possible de visualiser le spectre de distribution des photons en fonction du numéro de canal ou de l’énergie des photons. Il faut de plus vérifier la linéarité de la chaîne, c’est-à-dire vérifier qu’à chaque numéro de canal correspond une amplitude d’impulsion ou encore une énergie. Il faut enfin réaliser un étalonnage en énergie, c’est-à-dire connaître la relation entre E, l’énergie, et n, le numéro du canal. L’étalonnage en énergie consiste donc à mesurer la réponse de chaîne pour une source étalon connue.

3 – Forme générale des spectres de photons Les spectres obtenus par cette méthode de détection sont complexes. Ils résultent de l’interaction des photons dans le milieu détecteur. En effet, par ionisation, les photons vont être capables de mettre en mouvement des électrons dans la matière. Ces interactions sont de trois types différents : – l’effet photoélectrique (un électron déplacé) ; – l’effet Compton (un électron déplacé) ; – la création de paires (un électron et un positron déplacés).

222

Chapitre 8. Détection

La forme d’un spectre est donnée sur la courbe ci-dessous. Un spectre donne le nombre d’observations en fonction de l’énergie des rayonnements (en keV).

 Figure 8-9  Spectre en énergie type obtenu par spectrométrie gamma.

L’effet photoélectrique va mettre un mouvement un électron dont l’énergie cinétique vaut E0 – Eliaison ≈ E0, (où E0 est l’énergie du photon incident et Eliaison est l’énergie de liaison électronique, faible devant l’énergie du photon incident). Cet électron va ensuite ioniser le milieu et le signal électrique obtenu en sortie du détecteur sera proportionnel à E0. Pour ce type d’interaction, on obtient théoriquement un spectre de raies. Mais les fluctuations statistiques font qu’on obtient des impulsions dont l’amplitude fluctue autour d’une valeur moyenne et on obtient une courbe d’une certaine largeur ressemblant à une gaussienne autour de la valeur de E0 : le pic d’absorption totale. Au cours d’un effet Compton, un photon incident d’énergie E0 entre en collision avec un électron considéré comme libre. Au cours de l’interaction, une partie de l’énergie du photon est transmise à l’électron, qui recule, et le reste de l’énergie E apparaît sous la forme d’un photon diffusé. E0 . L’énergie du photon décroît de la valeur initiale E0 à la valeur minimale 2E0 1+ m0c 2

223

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

E0 . m0c 2 1+ 2E0 Cet électron va ensuite ioniser le milieu et le signal électrique obtenu en sortie du détecteur sera proportionnel à Ee-. E0  : cette Le spectre obtenu correspond à un fond continu qui varie de 0 à m0c 2 1+ 2E0 partie est appelée fond continu Compton et se termine par une bosse Compton et un front Compton. Tandis que l’énergie transférée à l’électron est : E e − = E 0 − E et 0 ≤ E e − ≤

Un photon dont l’énergie est supérieure à 1 022 keV se matérialise en un électron et un positron.

L’énergie cinétique emportée par l’électron et le positon vaut : E e − + E e + = E 0 − 1022 k E e − + E e + = E 0 − 1022 keV . L’électron et le positron vont ensuite ioniser le milieu détecteur et à la fin de la trajectoire le positon va s’annihiler avec un électron pour donner deux photons de 511 keV qui pourront, soit interagir dans le détecteur, soit sortir du détecteur. Le spectre obtenu au final dépendra du devenir de ces photons. Supposons qu’après matérialisation, l’énergie emportée par l’électron soit nulle, ainsi l’énergie cinétique du positron vaut : E e + = E 0 − 1022 keV. Le positron va ioniser le milieu détecteur, ce dernier récupère dans un premier temps la quantité d’énergie E 0 − 1022 keV. À la fin de la trajectoire, le positon va s’annihiler avec un électron pour donner deux photons de 511 keV. Ces photons de 511 keV peuvent : – interagir tous les deux par effet photoélectrique dans le détecteur, ainsi l’énergie récupérée au final est E 0 − 1022 + 2 × 511 = E 0 . L’impulsion sera comptée dans le pic photoélectrique ; – l’un sortir du détecteur et l’autre interagir par effet photoélectrique, ainsi l’énergie récupérée au final est E 0 − 1022 + 511 = E 0 − 511. Nous obtenons alors un pic de simple échappement ; – sortir tous les deux du détecteur, ainsi l’énergie récupérée au final est E 0 − 1022 et un pic de double échappement apparaît. D’autres phénomènes participent à la création de pics : – le bruit de fond ; – les rayons X émis par le plomb, qui sert de collimateur dans le montage. Les pics détectés ont alors une énergie de l’ordre de 74 keV et 74 keV ; – les gammas rétrodiffusés puis absorbés.

224

Chapitre 8. Détection

4 – Exemple d’un spectre réel Le tableau ci-dessous donne la signature de quelques radionucléides : Radionucléide

Énergie des g émis

Intensité d’émission des g émis

Sodium 22

1 274,5 keV

99,94 %

Potassium 40

1 460,8 keV

10,55 %

Cobalt 60

1 173,2 keV 1 332,5 keV

99,83 % 99,98 %

Césium 137

661,7 keV

85,00 %

Américium 241

26,3 keV 59,4 keV

2,40 % 35,78 %

 Figure 8-10  Émission gamma de quelques radionucléides.

Le spectre ci-dessous est celui du cobalt 60. On y reconnaît les deux pics, qui sont la signature de ce radionucléide.

 Figure 8-11  Spectre en énergie du cobalt 60.

225

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

III – Les limites de détection 1 – Principe

Fréquence d'apparition des comptages

La réglementation impose d’avoir des seuils de contamination de plus en plus faibles. Il est donc de plus en plus difficile de pouvoir les mesurer. En effet, si l’on mesure un échantillon fortement contaminé, le détecteur n’aura aucun problème à discriminer la mesure du bruit de fond : le pic du bruit de fond et le pic de mesure sont bien distincts. Par contre, si l’échantillon est faiblement contaminé, il devient difficile de différencier la mesure du bruit de fond.

valeur moyenne valeur moyenne du bruit de fond plus l'échantillon radioactif

valeur moyenne

Fréquence d'apparition des comptages

impulsions comptées valeur moyenne du bruit de fond

valeur moyenne du bruit de fond plus l'échantillon radioactif

Impulsions comptées

 Figure 8-12  Mesures de bruits de fond et d’échantillons radioactifs. a. L’échantillon est fortement contaminé. b. L’échantillon est faiblement contaminé.

C’est ce que montrent les deux graphiques précédents. Sur le premier graphique, on voit clairement que les deux pics sont séparés ; sur le deuxième, ils se superposent. La norme ISO DIS 11929 (parties 1 et 4) donne les formules pour les grandeurs caractéristiques des limites de détection en fonction du type d’appareil.

226

Chapitre 8. Détection

Ainsi, on dénombre : – les échelles de comptage, sur lesquelles le temps de comptage est réglable (comme le NT200 pour le contrôle des frottis par exemple) ; – les ictomètres, où le temps de comptage n’est pas réglable et dépend de l’électronique de l’appareil (comme le Mini Ictomètre Portatif 10, MIP 10).

2 – Le seuil de décision Le seuil de décision permet de décider, avec une probabilité d’erreur donnée, si des impulsions mesurées comprennent ou non des impulsions dues à la présence d’un échantillon radioactif autres que celles du mouvement propre ou du bruit de fond ambiant.

Fréquence d'apparition des comptages

La figure ci-dessous montre qu’à partir d’une dispersion de coefficient k1-α, on a une probabilité de confondre le bruit de fond avec la mesure réelle. valeur moyenne du bruit de fond

Seuil de décision SD

risque α de décider à tort

k1-α

Impulsions comptées

 Figure 8-13  Représentation du seuil de décision.

Le seuil de décision est défini, en prenant un risque α de décider qu’il y a présence d’un échantillon radioactif alors qu’il s’agit d’un comptage du bruit de fond, par l’application de la formule suivante : 1 1 SD = k1−α N BDF .  +   t BDF t m  Où : SD est le seuil de décision (en c/s), k1-α vaut 2 pour avoir une erreur de décider à tort de 2,5 %, NBDF est la mesure du bruit de fond (en c/s), tBDF est le temps de comptage du bruit de fond (en s), tm est le temps de comptage de la mesure (en s).

227

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

3 – La limite de détection La limite de détection LD d’un appareil est sa capacité à discerner avec une probabilité d’erreur donnée, des impulsions dues à celle de l’échantillon à mesurer par rapport à celles de son mouvement propre et du bruit de fond ambiant. La limite de détection est définie en prenant un risque β de non-détection ou avec un niveau de confiance 1-β.

Fréquence d'apparition des comptages

Pour un niveau de confiance de 97,5 %, on prend k1-β = 2, ce qui donne un risque de non-détection de β = 2,5 %.

Limite de détection LD

valeur moyenne du bruit de fond

Seuil de décision SD

k1-α

risque β de ne pas détecter l'échantillon

k1-β

Impulsions comptées

 Figure 8-14  Représentation de la limite de détection.

Ainsi, la limite de détection LD (en c/s) vaut : 1 1 LD = (k1−α + k1− β ) N BDF .  +   tbdf tm  De manière générale, on remarque que LD = 2SD . Pour une échelle de comptage, si on pose tBDF = tm = t, on obtient : LD = 6

N BDF t

Pour un ictomètre de constante de temps τ (en s), la limite de détection vaut : LD = 4.

228

N BDF 2τ

Chapitre 8. Détection

4 – Activité minimum détectable L’activité minimum détectable (AMD) est définie comme étant le rapport entre la LD et le rendement de détection du contaminamètre pour un radionucléide donné. C’est simplement l’activité minimale que peut mesurer un détecteur : AMD =

LD R

Où : AMD est l’activité minimum détectable (en Bq) ; LD est la limite de détection (en c/s) ; R est le rendement de la chaîne de comptage. Ainsi, on peut savoir si une mesure N est valable, ou non valable : – si N SD, la mesure devient significative ; – si N > LD, la mesure est significative avec un niveau de confiance de 97,5 %.

Exercices du chapitre 8 Exercice 1 On utilise une sonde α pour mesurer des α émis par le plutonium 239 (énergie de 5,1 MeV, pour une intensité d’émission de 100 %). Le rendement sous 2π de cette sonde pour cette énergie est de 41 %. La sonde α a une surface de 30 cm² et la grille de protection a une transparence de 89 %. Calculer le rendement global Rd d’une sonde α en c/s /(Bq/cm²). Exercice 2 À l’aide d’une chaîne de spectrométrie gamma, on mesure pendant 10 s, une surface nette de 4 307,82 coups sous un pic à 1 461 keV. Le rendement total de la chaîne de détection à cette énergie est de 0,48 %. 1) À quel radionucléide appartient ce pic ? Donner son intensité d’émission. 2) Calculer l’activité mesurée. Exercice 3 Une source de cobalt 60 (T = 5,3 ans) d’activité initiale 35 kBq est utilisée 6 ans après sa mise en service pour étalonner des détecteurs. 1) Calculer l’activité de la source au moment de son utilisation.

229

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2) On veut vérifier cette valeur par mesure. Pour cela, on réalise une spectrométrie gamma. Déterminer l’activité de la source mesurée par le spectromètre. Données : Temps de mesure 100 s  Surface nette de 7 970 coups sous le pic à 1 174 keV d’intensité I = 99,83 % Rendement de 0,5 % (ce rendement correspond à l’efficacité totale du système de mesure) 3) Comparer l’activité mesurée à l’activité théorique puis conclure. 4) On désire étalonner un détecteur bêta avec cette source. Donner la valeur que doit mesurer le détecteur si son rendement pour les bêtas (intensité d’émission de 100 %) dans la gamme d’énergie considérée est de 15 % et pour un comptage de 5 s. 5) La mesure au détecteur donne une valeur 2 395,35 c/s. Ce détecteur est-il bien étalonné ? Exercice 4 Moyen de mesure :

Une sonde SBM2D de surface sensible Ssonde = 30 cm² 60 Rendement de détection Co R = 12 % Une échelle de comptage ECS1 tm = 10 s

On souhaite savoir s’il est possible de détecter avec un niveau de confiance de 97,5 % une contamination au 60Co de 2 Bq/cm² sur du matériel dans un couloir. Une mesure de bruit de fond initial est ainsi réalisée à l’endroit de la mesure durant tBDF = 30 s et donne un comptage de NBDF = 40 c/s. Que faut-il faire si nous ne parvenons pas à détecter cette activité dans ces conditions ? Exercice 5 Moyen de mesure :

Une sonde SBM2D de surface sensible Rendement de détection 60Co Un ictomètre type MIP10

Ssonde = 30 cm² R = 12 % τ = 2s.

1) Déterminer si l’on peut détecter une contamination de l’ordre de 4 Bq/cm² sur du matériel. Une mesure de bruit de fond initial donne un comptage de 40 c/s. 2) À partir de quelle valeur de bruit de fond ne pouvons-nous plus utiliser cette sonde pour mesurer cette activité ? 3) Les MIP 10 utilisées en sortie de chantier sont réglées avec une constante de temps de 5 s. Jusqu’à quelle valeur de bruit de fond est-il possible de se contrôler les mains au seuil réglementaire de 0,4 Bq/cm² ? 4) On souhaite contrôler des chiffonnettes (surface = 200 cm²) au MIP 10. Ces chiffonnettes ont été utilisées pour frotter un mur sur une surface de 2 m². Déterminer

230

Chapitre 8. Détection

quelle est l’activité surfacique minimum détectable sur le mur si l’on considère que l’activité sur la chiffonnette représente 10 % de l’activité du mur frotté (on prendra une constante d’intégration de 2 s pour le MIP 10). Exercice 6 Une mesure de radioactivité ambiante avec 2 appareils donne : Mesure

Rendement

Bruit de fond moyen

Mesure brute

1

15 %

170

171

2

10 %

82

98

Les mesures sont données en c/s pour des temps de mesure de 1 s. Préciser si les mesures sont significatives et, le cas échéant, donner l’activité ambiante dans le local.

Corrigé des exercices du chapitre 8 Exercice 1 SONDE

S=30cm²

Le rendement sur 2π représente le nombre de rayonnements détectés par rapport au nombre d’alphas émis sur 2π. Ici, on constate que seule la moitié des rayonnements α sont émis dans la bonne direction et ont une possibilité d’être détectés. Le rendement global Rd le nombre N de c/s mesurés pour une activité surfacique de 1 Bq/cm². N Formule pour l’activité surfacique : AS = R .S sonde Donc, N = AS .R .S sonde 1 Or, R = .R2π .T .η car on prend en compte le rendement sur 2π, le nombre de 2 rayonnements émis dans la direction de détection, l’intensité d’émission et la transparence de la grille. 1 Donc N = AS . .R2π .T .η .S sonde 2 1 N 1 Et Rd = = .R .T .η .S sonde = × 0,41 × 0,89 × 1 × 30 = 5,47 2 As 2 2π Le rendement global de la sonde est de Rd = 5,47 (c/s) / (Bq/cm 2 )  : si l’activité surfacique est de 1 Bq/cm² sous la sonde, le taux de comptage affiché sera de 5,47 c/s.

231

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Exercice 2 1) D’après la figure 8-10, ce pic peut appartenir au potassium 40. À cette énergie, le gamma a une intensité de η = 10,55 %. 2) Activité mesurée : A =

N 4307,82 = = 850 675 Bq R .η .t 0,0048 × 0,1055 × 10

Exercice 3 1) Activité théorique après 6 ans : A = A (0) .e − λt = 2) Activité mesurée : A =

A (0) 35 000 = 6/5,3 = 15 969 Bq 2n 2

N 7971 = = 15 969 Bq R .η .t 0,005 × 0,9983 × 100

3) On obtient bien les mêmes résultats au Bq près, donc notre source est parfaitement définie. 4) Mesure théorique pendant 5 s : N = A.R .η .t = 15 969 × 0,15 × 1 × 5 = 11 976,75 c 5) Mesure réelle pendant 5 s : N = N ′.t = 2395,35 × 5 = 11 976,75 c Le résultat théorique et la mesure concordent. Donc le détecteur est bien étalonné. Exercice 4 Mesure minimum à détecter : A = AS .S = 2 × 30 = 60 Bq Or, la limite de détection de l’échelle de comptage est de :

(

)

1 1 1 1 LD = (k1−α + k1− β ) N BDF .  +  = (2 + 2) 40. = 9,23 c/s + 30 10  t BDF t m  Ce qui donne en activité minimum détectable : LD 9,23 = = 77 Bq R 0,12 L’activité minimum détectable est plus élevée que l’activité minimum à détecter : on ne peut donc pas détecter avec un niveau de confiance de 97,5 % une contamination au 60Co de 2 Bq/cm² sur du matériel dans un couloir. AMD =

Afin d’obtenir des mesures significatives, on peut utiliser plusieurs solutions : – augmenter les temps de comptages ; – diminuer le bruit de fond (en décontaminant le couloir, ou en mettant des écrans autour du détecteur). Augmentation du temps de comptage Si on prend un temps de comptage de bruit de fond égal à celui de la mesure, on aura : LD = 6

232

N BDF LD et AMD = t R

Chapitre 8. Détection

Donc : AMD

=

R . AMD 6 R 2 . AMD 2 36

=

t

=

t

=

t

=

=

N BDF t N BDF t N BDF t 36.N BDF R 2 . AMD 2 36 × 40 0,12 2 × 602 28s 6 R

Diminution du bruit de fond En conservant les temps de comptage de l’énoncé, on aura : LD 1 1 LD = (k1−α + k1− β ) N BDF .  +  et AMD = R  t BDF t m  Donc : 4 1 1 AMD = N BDF .  +  t t R  BDF m R . AMD 1 1  = +  N BDF .  4  t BDF t m  R 2 . AMD 2 1 1 = +  N BDF .  16  t BDF t m  R 2 . AMD 2 N BDF = 1 1 16.  +   t BDF t m  0,12 2 × 60 2 N BDF = 1 1 + 16 × 30 10 N BDF = 24,3c / s

(

)

Exercice 5 1) Mesure minimum à détecter : A = AS .S = 4 × 30 = 120 Bq Or, la limite de détection de l’ictomètre est de : N BDF 40 = 4× = 12,7 c/s 2τ 2×2 Ce qui donne en activité minimum détectable : LD = 4.

AMD =

LD 12,7 = = 105,4 Bq R 0,12

233

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

L’activité minimum détectable est plus faible que l’activité minimum à détecter : on peut donc détecter avec un niveau de confiance de 97,5 % une contamination au 60 Co de 4Bq/cm² sur du matériel. 2) On ne peut plus mesurer cette activité dès lors que l’AMD atteint 120 Bq. AMD N BDF N BDF N BDF

4 N BDF R 2τ R 2 . AMD 2 .2τ = 16 0,12 2 × 120 2 × 2 × 2 = 16 51,99c / s = =

3) Avec une constante de temps de 5 s : AMD N BDF N BDF N BDF

4 N BDF R 2τ R 2 . AMD 2 .2τ = 16 0,12 2 × 120 2 × 2 × 5 = 16 129,6c / s = =

4) AMD de l’appareil : 120 Bq (dans les conditions de la question 1). AMD 120 = = = 4 Bq/cm 2 Activité surfacique mesurable par l’appareil : AMD S S sonde 30 On en déduit l’activité sur la chiffonnette : A = AMDS .Schif = 4 × 200 = 800 Bq Cette activité est prise sur le mur avec un rendement de 10 % : A 800 A= = = 8000 Bq mur Rchif 0,1 Amur 8000 = = 0,4 Bq/cm 2 Ce qui donne pour l’activité surfacique du mur : A= smur Smur 2.10 4 Exercice 6 1re mesure :

1 1 +  or t BDF = t m Le seuil de décision vaut : SD = k1−α N BDF .   t BDF t m 

( )

()

1 1 2 = k1−α 2 N BDF Donc SD = k1−α N BDF . + = k1−α N BDF . t t t mesure de 1 s. Alors, SD = k1−α 2 N BDF = 2 × 2 × 170 = 36,9 c/s Et LD = 2SD = 2 × 36,9 = 73,8 c/s La mesure nette vaut : N NET = N BRUT − N BDF = 171 − 170 = 1 c/s Ici, clairement, la première mesure n’est pas significative.

234

pour une

Chapitre 8. Détection

2e mesure : Le seuil de décision vaut : SD = k1−α 2 N BDF = 2 × 2 × 82 = 25,6 c/s Et LD = 2SD = 2 × 25,6 = 51,3 c/s La mesure nette vaut : N NET = N BRUT − N BDF = 98 − 82 = 16 c/s De nouveau, la mesure nette étant inférieure au seuil de décision, la mesure n’est pas significative. On ne peut donc pas conclure quant à l’éventuelle contamination de ce local.

235

Chapitre 9 Moyens de protection contre l’exposition externe

L’utilisation de substances radioactives sous forme solide, liquide, gazeuse ou poudre, le fonctionnement des appareils générateurs de rayonnements ionisants ou des grandes installations nucléaires présentent des risques spécifiques appelés risques radiologiques. Ces risques sont classés suivant la modalité d’atteinte des tissus humains en deux catégories : – l’exposition externe ; – l’exposition interne. Nous parlons d’irradiation ou exposition externe lorsque le corps humain est soumis aux rayonnements émis par une source radioactive qui lui est externe. Dans ce cas, l’action directe nocive prend fin dès que l’individu quitte le champ d’irradiation. Les rayonnements qui peuvent agir par voie externe sont les rayonnement γ, les rayons X, les particules β de fortes énergies et les neutrons. La dose de rayonnement subie ou reçue est fonction de l’intensité de l’irradiation et du temps d’exposition. Le deuxième mode d’irradiation résulte d’une contamination interne liée à la pénétration de radioéléments dans l’organisme et fait l’objet du chapitre suivant. Nous verrons d’abord les moyens de protection contre l’exposition externe, nous nous intéresserons ensuite au cas particulier des rayonnements électromagnétiques.

237

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

I – Moyens de protection contre l’exposition

externe aux rayonnements

Il y a exposition externe lorsque la source de rayonnements ionisants est à distance du corps irradié : on dit qu’il y a exposition externe sans contact. Le risque engendré est l’irradiation. Les quatre moyens de radioprotection associés à ce risque sont résumés dans l’acronyme DATE : – distance ; – activité ; – temps ; – écrans.

1 – La distance Le débit d’équivalent de dose est proportionnel au nombre de particules ou de rayons qui pénètrent dans un élément de masse donné par unité de temps. Pour réduire ce nombre, un moyen est d’augmenter la distance entre l’opérateur et la source de rayonnements. S’éloigner de la source est un bon moyen de diminuer l’exposition. Pour la manipulation de source, l’utilisation de pinces permet de réduire considérablement la dosimétrie extrémités.

d1

d2

•

H1

•

H2

 Figure 9-1  Notion de distance lors de l’exposition à une source ponctuelle.

Dans le cas où la source peut être considérée comme ponctuelle, le débit d’équivalent de dose obéit à la loi de l’inverse du carré de la distance : •

H1 •

H2

238

=

• • d 22 ⇒ H1 .d12 = H 2 .d 22 2 d1

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

où : d1 est la distance entre la source et le premier point d’observation (en m) ; d 2 est la distance entre la source et le deuxième point d’observation (en m) ; •

H1 = est le débit d’équivalent de dose à la distance d1 (en mSv/h) ; •

H 2 =est le débit d’équivalent de dose à la distance d 2 (en mSv/h). Une source d’émission est considérée comme ponctuelle si toute l’activité est concentrée en son centre. Mais une source d’émission peut être de grande dimension : par exemple, une solution radioactive étalée sur une surface. Dans ce cas, on considérera cette source comme étant ponctuelle si la distance source-opérateur est au moins égale à 5 fois la plus grande dimension de la source. Toutefois, il est nécessaire de faire attention au phénomène d’auto-absorption de la source : si la source est suffisamment épaisse, elle se fait écran à elle-même. Notons aussi que dans les lieux clos ou ouverts, les rayonnements peuvent interagir ou être diffusés avec les atomes de l’air ou des parois. C’est l’air qui diffuse alors ces rayonnements secondaires qui peuvent retomber en parapluie sur le voisinage. C’est l’effet de ciel. Le débit d’équivalent de dose ne suit alors plus la loi ci-dessus et peut augmenter au lieu de diminuer avec la distance. On trouve l’effet de ciel dans les accélérateurs de particules ou aussi dans les alvéoles de stockage de déchets radioactifs qui ne possèdent pas de toit.

2 – L’activité La radioactivité d’un corps diminue avec le temps. Cette propriété peut être mise à profit en radioprotection. En effet, l’activité d’une source diminue d’un facteur 1 000 au bout de 10 périodes, il en est de même du débit d’équivalent de dose provoqué par cette source. C’est un moyen économique qu’il faut mettre en pratique chaque fois que les circonstances le permettront. On peut attendre 150 heures avant d’intervenir auprès d’une source de sodium 24 de période 15 heures mais il est quelque peu embarrassant d’attendre 80 jours pour une intervention auprès d’une source d’iode 131 de période 8 jours et impensable d’attendre 53 ans pour une source de cobalt 60. Tout dépend bien évidemment de l’activité initiale de la source. Ce procédé est utilisé surtout dans le domaine médical où les radionucléides utilisés sont à vie courte. Dans le domaine de l’industrie, on peut stocker certains gaz dans des bâches en attendant leur décroissance radioactive. Il en va de même pour les déchets nucléaires, qui sont entreposés afin que leur radioactivité diminue.

239

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Lors d’une intervention, il est judicieux de garder son chantier propre : l’évacuation régulière des déchets radioactifs limite la présence de points radioactifs irradiants pouvant provoquer une surdose. De même, lorsque l’activité nécessite l’utilisation de sources radioactives, il faut les ranger immédiatement après utilisation dans un coffret adapté puis le local sources afin d’éviter une surexposition.

3 – Le temps L’équivalent de dose reçu par un intervenant est proportionnel au temps passé à proximité de la source. •

H = H .t où : H est la dose équivalente reçue par l’intervenant (en mSv) ; •

H est = le débit d’équivalent de dose dans le local (en mSv/h) ; t est le temps de présence de l’intervenant (en h). Il est donc important de limiter le temps de présence des intervenants en zone contrôlée. Pour cela, il est nécessaire de préparer soigneusement l’intervention : – – – –

en confiant le travail à des personnes compétentes ; en utilisant un appareillage adéquat et performant ; en coordonnant les interventions ; en procédant à des essais à blanc.

On peut partager entre plusieurs intervenants les diverses phases de l’opération si nécessaire et évaluer les interventions précédentes du même type en définissant les nécessités d’amélioration des différents paramètres. Cependant cette méthode présente un inconvénient majeur dû au risque possible d’incident au cours de l’intervention. Pour cette raison, elle ne doit être envisagée que pour des manipulations à caractère exceptionnel lorsque d’autres moyens ne sont pas possibles.

4 – Les écrans L’utilisation d’écrans de protection constitue un moyen efficace pour limiter l’exposition externe. En effet, en interposant ces derniers entre la source et les intervenants, le faisceau incident est diminué. Le tableau suivant résume les types d’écran à utiliser en fonction du type de rayonnement.

240

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Pouvoir de pénétration

Écrans

a

b

Rayons g  et X

Neutrons

Faible Peu pénétrants

Moyen Peu pénétrants

Fort Très pénétrants

Fort Très pénétrants

Feuille de papier

Milieux légers : Aluminium Plexiglas

Béton Eau Plomb

Matériaux riches en hydrogène : Eau Paraffine polyéthylène

 Figure 9-2  Pouvoir de pénétration et écrans en fonction du type de rayonnement.

Ainsi dans l’industrie du nucléaire, les écrans le plus fréquemment utilisés sont : – – – –

les matelas de plomb ou les briques de plomb ; les châteaux de plomb ; les piscines d’eau ; les enceintes de béton.

Notons que dans le domaine médical, les radiologues peuvent se protéger avec des tabliers et des gants de plomb et qu’ils s’équipent avec des lunettes à verre plombé. De plus, afin d’éviter toute exposition involontaire, les sources radioactives doivent être rangées dans des locaux appropriés et dans des armoires blindées afin d’être inaccessibles. Les rayonnements α sont peu pénétrants. Leur parcours dans l’air est de quelques centimètres et tombe à quelques micromètres dans d’autres milieux. C’est le cas de la peau : les alphas restent en surface et ne peuvent parcourir les 70 µm de peau permettant d’atteindre les cellules-souches. Ils présentent donc peut d’intérêt du point de vue de l’exposition externe. Les rayonnements directement ionisants (α et β) peuvent être très facilement arrêtés. Les rayonnements les plus dangereux sont donc les rayonnements indirectement ionisants : les rayons X, les γ et les neutrons. Comme ils sont très pénétrants, en plaçant des écrans, nous ne ferons qu’atténuer le faisceau incident. Il est donc nécessaire de faire attention quant au choix de l’écran et de son épaisseur.

II – Protection contre les électrons 1 – Arrêt des électrons dans la matière Le parcours d’un électron, qui est la distance totale parcourue, est difficile sinon impossible à connaître car les trajectoires ne sont pas rectilignes (diffusion importante). On préfère définir la portée qui correspond à la distance maximale dans la direction initiale, calculable à partir des formules de Katz et Penfold.

241

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Ainsi les électrons peuvent parcourir dans l’air jusqu’à quelques mètres, alors que dans l’eau leur parcours se réduit à quelques millimètres. Donc pour se protéger des particules β ou autres particules légères, il suffira d’utiliser des écrans dont l’épaisseur sera supérieure ou égale au parcours maximal de ces particules. Étant donné que les matériaux de numéro atomique Z élevé donnent, par freinage des électrons auprès des noyaux, un rayonnement électromagnétique, il faudra utiliser des matériaux légers comme le plexiglas, le verre et l’aluminium. En réalité, mis à part le phosphore 32 et le strontium-yttrium 90, il y a peu d’émetteurs β purs. Ainsi, dans le cas général, on recherchera la protection contre les gammas et celle-ci résoudra la protection contre les bêtas. Lors de la manipulation de sources émettrices β, il est essentiel de se prémunir de cette exposition. On peut, par exemple, utiliser des pinces pour augmenter la distance entre la source et les mains. Dans le cas de la médecine, pour la préparation de solutions radioactives à injecter aux patients, on peut aussi utiliser des flacons adaptés ou des seringues plombées.

2 – Cas d’une exposition externe avec contact Lors d’une exposition externe avec contact, la dosimétrie β peut devenir importante. Cette exposition peut avoir lieu quand : – une personne se contamine involontairement ; – un technicien manipule des sources (seringues ou flacons dans le cas de la médecine, sources étalon dans le cadre de l’étalonnage des appareils, tri des déchets radioactifs…). Les rayons électroniques font partie des rayonnements peu pénétrants. Au contact, la dose peau reçue devient alors très importante. Voyons un exemple. Un technicien, portant des gants en coton, se contamine les doigts avec une source de cobalt 60. Il reste au contact de la source pendant 30 minutes, jusqu’à remplacement des gants. La source a les propriétés suivantes : – Activité : A = 35 kBq – Émission électronique bêta :  Eβmax = 317 keV  Eβmoyen = 105,7 keV  ηβ = 1 – Émission photonique moyenne gamma : Eγ = 1 250 keV  ηγ = 2 Pour modéliser le problème, on considère une épaisseur d’air de 1 mm pour simuler l’épaisseur des gants et une épaisseur de 70 µm pour la peau. Le but est de déterminer la dose équivalente extrémités reçue. dair = 1 mm Peau : épaisseur de 70 µm Source de cobalt 60

Vérifions la présence des bêtas sous les 70 µm de peau.

242

msTM = 7 mg.cm–2

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Parcours des électrons : R (0,317 MeV ) = 412.0,317 1,265−0,0954 ln 0,317 = 84,93 mg.cm −2 Masse surfacique totale : mS = ms ,air + ms ,TM = 1,3 × 0,1 + 7 = 7,13 mg.cm −2 Le parcours des électrons est supérieur à la masse surfacique totale : ils traversent bien l’épaisseur de peau. Calculons le débit de dose absorbée lié aux bêtas. • Aη S D β = 5,76.10 −4. .e − kair .msair .e − kTM .msTM . 2 ρ 4π (d air + d peau )

()

•

D β = 5,76.10 −4. •

4π (

35.103 × 1

)

2 0,1 + 70.10 −4

.e −94,608×1,3.10

−3 ×0,1

E β moy =105,7 keV

TM

.e −105,873×0,007 × 4,0374

D β = 266,3 mGy/h Calculons la dose équivalente extrémités bêta liée à cette intervention. • 30 = 133,2 mGy Dose absorbée pendant 30 minutes : Dβ = Dβ .t = 266,3 × 60 Dose équivalente extrémités pour les bêtas : H ext ,β = w R .Dβ = 1 × 133,2 = 133,2 mSv Cette dose est importante (la limite sur 12 mois glissants étant de 500 mSv). Il convient de ne pas négliger l’exposition des bêtas au contact, et de se contrôler régulièrement les mains pour éviter ce genre de problème. À titre de comparaison, cette source engendrerait une dosimétrie γ aux extrémités de l’ordre de 10 mSv. Ce qui veut dire que la dosimétrie extrémités totale dans ce cas est due à plus de 90 % aux rayonnements β. Au contact, la dosimétrie est donc due en majorité aux rayonnements faiblement pénétrants (β), les rayonnements fortement pénétrants (γ) délivrant une dose moindre en faible profondeur.

III – Protection contre les neutrons 1 – Origine des neutrons dans une installation Les émissions neutroniques peuvent se rencontrer en laboratoire de recherche, auprès d’un réacteur nucléaire, sur site de production d’électricité thermonucléaire, dans les usines de fabrication de combustible, traitement du combustible usé, dans les usines de traitement de déchets. Elles peuvent avoir plusieurs origines : – neutrons produits par les sources neutroniques ; – neutrons produits par un accélérateur de particules ; – neutrons issus des réactions de fusion ; – neutrons issus de la réaction de fission (neutrons prompts, neutrons retardés, photoneutrons).

243

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les neutrons produits peuvent avoir des énergies variées et produire des effets différents selon leur énergie. Ils engendrent des réactions différentes. Dans le domaine rapide, les neutrons subissent des diffusions importantes par chocs successifs. Ils mettent en mouvement les noyaux présents dans le milieu d’interaction. En particulier, dans les milieux hydrogénés, ils mettent en mouvement des protons. Dans le domaine thermique, les neutrons vont créer des réactions nucléaires : fissions, réactions en chaîne, activations neutroniques.

2 – Moyens mis en œuvre pour la protection contre les neutrons Les rayonnements neutroniques sont très pénétrants. Le parcours des neutrons dépend des milieux traversés et de l’énergie des neutrons. Ainsi les neutrons thermiques (d’énergie 0,025 eV et de vitesse 2 190 m/s) vont parcourir quelques millimètres avant d’être capturés. Plus les neutrons deviennent rapides, plus il est difficile de les capturer, il faut d’abord les ralentir. Les neutrons rapides, à partir d’une énergie de 1 MeV et une vitesse de 13 180 km/s, peuvent parcourir des distances de l’ordre du mètre avant d’être capturés. Plus ils deviennent rapides (voire relativistes), plus ils parcourent des distances importantes, pouvant aller jusqu’à plusieurs kilomètres dans l’air. Pour arrêter les neutrons, il convient d’abord de les thermaliser, c’est-à-dire les ralentir, en créant des chocs successifs. Les matériaux qui permettent cela sont dits modérateurs. Ce sont les matériaux riches en hydrogène : l’eau ou la paraffine par exemple. Une fois thermalisés, on peut capturer les neutrons, avec des noyaux présentant une grande section efficace aux neutrons thermiques. Ce sont les poisons neutroniques : comme le bore 10 (σnth = 3 837 b), le cadmium 113 (σnth = 20 600 b), le xénon 135 (σnth = 2,8.106 b), le samarium 149 (σnth = 40 140 b) ou le gadolinium 157 (σnth = 254 000 b). Afin de se prémunir de toute exposition aux neutrons, on peut mettre en place plusieurs moyens : – les sources neutroniques peuvent être rangées ou déplacées dans des valises comportant des écrans de paraffine ; – l’approche des réacteurs en fonctionnement, des accélérateurs qui fournissent du faisceau, doit être interdite par des moyens infranchissables ; – les réacteurs doivent faire l’objet de mesure de neutrons, être enfermés dans des enceintes bétonnées hermétiques ; – les combustibles usés peuvent faire l’objet de traitements spéciaux, comme le fractionnement de la charge pour éviter le risque de réaction en chaîne, le stockage en piscine pour la modération des neutrons et le refroidissement.

244

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Enfin, il existe des formules empiriques permettant de calculer le débit de dose •

•

absorbée neutrons ayant pour formes générales D( x ) = D 0 .e − Σ. x , avec Σ la section efficace macroscopique des neutrons. Mais ces formules doivent être corrigées par des abaques afin de donner des valeurs réalistes, en fonction de l’énergie des neutrons et du milieu traversé.

IV – Calcul d’écrans pour la protection

contre les rayonnements électromagnétiques

1 – Sources ponctuelles canalisées Une source ponctuelle est une source dont l’activité est concentrée en un point. En pratique, une source est ponctuelle lorsque la distance d’observation est 5 fois supérieure à la dimension la plus grande de la source. Pour canaliser un faisceau de photons produits par une source, nous utilisons un écran muni d’une fente rectiligne, appelée collimateur, ne laissant passer qu’un mince faisceau de photons. Les photons traversant la fente du collimateur sont pratiquement parallèles entre eux et forment un faisceau collimaté ou canalisé. La présence des collimateurs supprime du faisceau des photons diffusés et des photons créés lors des interactions (réarrangement des couches électroniques, rayonnements de freinage, photons d’annihilation). Dans ce cas, nous pouvons dire que toute interaction entraîne la disparition du photon. Le faisceau diminue d’intensité (il est atténué) à la traversée de l’écran. Un faisceau est monoénergétique, ou monocinétique, si tous les photons qui le composent ont la même énergie E.

Source et collimateurs

Écran

Détecteur

 Figure 9-3  Exposition à une source radioactive collimatée.

245

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Atténuation d’un faisceau collimaté de photons monoénergétiques par un écran Soit un faisceau de photons canalisés de débit de fluence ϕ0 se propageant dans le vide par exemple. À un point d’observation se trouvant sur la trajectoire du faisceau, le débit de fluence est ϕ0 . Nous plaçons avant ce point un écran de matériau quelconque d’épaisseur x. Au niveau de ce point, le débit de fluence a diminué et vaut :

ϕ ( x ) = ϕ0 .e − µl .x où : ϕ0 est le débit de fluence sans écran au point d’observation (en γ.cm–2.s–1) ; ϕ ( x ) est le débit de fluence avec écran au point d’observation (en γ.c–2.s–1) ; x est l’épaisseur d’écran (en cm) ; μl est le coefficient d’atténuation linéique (en cm–1). Rappelons que μl, le coefficient d’atténuation linéique, est aussi appelé coefficient d’interaction totale. Il ne dépend que de l’énergie des photons incidents et du matériau traversé. 1/µl est appelé longueur de relaxation. Cette épaisseur diminue d’un facteur e le débit de fluence initial.

µl * x correspond au nombre de longueurs de relaxation et est généralement noté µx.

Débit de dose absorbée : Les photons transmettent leur énergie aux électrons présents dans la matière et les mettent en mouvement. Ce premier transfert est caractérisé par le débit de •

KERMA K .= Ce sont ces électrons qui vont ensuite déposer leur énergie dans la matière. Dans le cas où l’équilibre électronique est atteint, c’est-à-dire qu’il y a équilibre entre le débit de fluence des photons incidents et le débit de fluence des électrons secondaires, et en prenant en compte les pertes par rayonnement (facteur g), on peut calculer le •

•

débit de dose absorbée : D = K .(1 − g ). En profondeur, le débit de dose absorbée est donc obtenu par la relation :

µ D =  en  .ϕ .E  ρ  •

Afin d’être en concordance entre les données et les unités, on peut introduire un facteur de conversion :

µ D = 5,76.10 −4.  en  .ϕ .E  ρ  •

246

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

où : j est le débit de fluence au point d’observation (en γ.cm–2.s–1), µen est le coefficient d’absorption massique (en cm2.g–1) ; ρ E est l’énergie des photons du faisceau incident (en MeV) ; •

D= est le débit de dose absorbée (en mGy.h–1). Pour une source ponctuelle, le débit de fluence initial peut être exprimé par :

ϕ (0 ) =

Aη 4π d 2

où : A est l’activité de la source en Bq ; η est l’intensité d’émission des photons ; d est la distance entre la source et le point d’observation en cm. Finalement, on peut dire que, après écran : • µ Aη D( x ) = 5,76.10 −4.  en  . .E .e − µl . x  ρ  4π d 2

Remarque :  Pour obtenir un débit d’équivalent de dose à partir du débit de dose absorbée, •

•

d’après la CIPR : H = w R . D , avec w R = 1 pour les photons.

•

•

Il vient donc que, pour les rayonnements électromagnétiques, H = D .

Facteurs d’atténuation et de transmission Le facteur d’atténuation est le rapport du débit de dose sans écran par le débit de •

dose avec écran : Fa =

D (0 ) •

D( x ) Le facteur de transmission est l’inverse du facteur d’atténuation : Ft = Les facteurs de transmission et d’atténuation sont sans unité.

•

D( x ) •

D (0 )

Épaisseur moitié et dixième L’épaisseur moitié, ou couche de demi-atténuation (CDA), est l’épaisseur nécessaire ln 2 pour diminuer d’un facteur 2 le débit de fluence initial d’un faisceau : x1/2 = µl

247

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

En effet, ϕ ( x1/2 ) = ϕ0 .e − µl .x1/ 2

ϕ0 = ϕ0 .e − µl . x1/ 2 2 1 ⇒ = e − µl . x1/ 2 1 2 = − ln 2 , avec ln 2 1 = − µl .x1/2 ⇒ ln 2 ln 2 ⇒ x1/2 = µl ⇒

()

()

L’épaisseur dixième est l’épaisseur nécessaire pour diminuer d’un facteur 10 le ln10 débit de fluence initial d’un faisceau : x1/10 = . µl En effet, ϕ0 = ϕ0 .e − µl . x1/10 ϕ ( x1/10 ) = ϕ0 .e − µl .x1/10 ⇒ 10 1 ⇒ = e − µl . x1/10 , avec ln 1 = − ln10 10 10 1 = − µl .x1/10 ⇒ ln 10 ln10 ⇒ x1/10 = µl

( )

( )

L’épaisseur correspondant à la longueur de relaxation est l’épaisseur nécessaire pour ln e 1 = . diminuer d’un facteur e le débit de fluence initial d’un faisceau : x relaxation = µl µl Les épaisseurs moitié et dixième sont des notions théoriques et varient beaucoup selon l’atténuation des rayonnements. Pour l’industrie du nucléaire, les épaisseurs moitié et dixième sont calibrées pour les photons émis par le cobalt 60. Plomb

Fer

Béton

Eau

Épaisseur de mi

13 mm

18 mm

60 mm

150 mm

Épaisseur dixième

50 mm

60 mm

200 mm

500 mm

 Figure 9-4  Épaisseurs demi et dixième utilisées dans l’industrie du nucléaire.

2 – Sources ponctuelles monoénergétiques non canalisées Une source radioactive émet des rayonnements dans toutes les directions de l’espace. Si les photons ne sont pas canalisés, ils vont pénétrer dans l’écran suivant des directions dont certaines sont différentes de la ligne source-détecteur.

248

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Les rayonnements directs suivant la ligne source-détecteur subissent une atténuation exponentielle. Seuls les rayons ayant interagi avec l’écran par effet photoélectrique sont arrêtés. L’écran est source de rayonnements secondaires émis dans diverses directions : photons Compton, de fluorescence, d’annihilation. Une partie de ces rayonnements diffusés contribue à augmenter le débit de dose absorbée en un point quelconque de l’écran.

Source

Écran

Détecteur

 Figure 9-5  Exposition à une source radioactive ponctuelle non collimatée.

Atténuation du rayonnement direct Considérons une source quelconque, les photons directs émis par la source qui parviennent au détecteur ne forment plus un faisceau de photons parallèles. Si l’atténuation est exponentielle suivant une direction donnée, il n’en est plus de même de l’atténuation globale du débit de fluence au niveau du détecteur, qui correspond alors à une somme d’exponentielles ou à une exponentielle intégrale. La fonction de transmission au niveau du détecteur dépend : – – – –

de l’épaisseur de l’écran ; de la géométrie de la source ; de l’auto-absorption dans la source ; de la position relative du détecteur par rapport à la source.

Nous représenterons cette fonction par fT ( µ x ) < exp( − µl x ).

Facteur d’accumulation de dose En absence d’écran, une source provoque en un point d’observation un débit de dose absorbée : • µ D (0) = 5,76.10 −4.  en  .ϕ (0) .E  ρ  En ajoutant un écran d’épaisseur x, le débit de dose provoqué par les rayonnements directs sera :

µ D ( x ) = 5,76.10 −4.  en  .ϕ (0) .E . fT ( µ .x )  ρ  •

249

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Cependant cette formule est incomplète. Il faut tenir compte des rayonnements diffusés atteignant le détecteur et provoquant une augmentation du débit de dose absorbée :

µ D ( x ) = 5,76.10 −4.  en  .ϕ (0) .E . fT ( µ .x ).B ( µ .x )  ρ  •

B(µx) est le facteur qui traduit l’augmentation du débit de dose et il est appelé facteur d’accumulation en dose ou « build-up factor » et est sans unité. Il dépend : – – – –

de l’énergie du rayonnement ; de la nature du matériau et des dimensions de l’écran ; de la géométrie de la source (il est maximum lorsque la source est ponctuelle) ; de la position de la source et du détecteur – il diminue lorsqu’on éloigne la source ou le détecteur, et est maximum lorsque la source et le détecteur sont au contact de l’écran.

Le calcul de B(µx) dans chaque situation est donc infaisable. Nous lui substituons une valeur majorée, B(µx), obtenue dans le cas d’un milieu infini, ce qui permet de s’affranchir des paramètres géométriques.

Tables de « build-up » Des calculs théoriques du « Build-up » relatif à divers matériaux ont été effectués dans le cas d’un milieu infini, c’est-à-dire en considérant que la source et le détecteur se trouvent à l’intérieur du milieu. L’expérience a montré que ces valeurs calculées étaient correctes lorsque la source et le détecteur sont au contact d’un écran d’épaisseur x et de hauteur nettement supérieure à x. Dans la pratique, nous obtiendrons toujours des résultats « conservatifs » en utilisant les valeurs de « Build-up » tabulées relatives à une source ponctuelle. En annexe, sont donnés les build-up pour le béton, le plomb et l’eau pour µx compris entre 0 et 15.

Relation empirique du « build-up » Diverses relations ont été proposées pour représenter le Build-up. Toutes ces relations comprennent des coefficients déterminés de manière à ce que les valeurs calculées soient ajustées aux valeurs tabulées. Il est possible par exemple d’obtenir une relation exponentielle : B(µx) = A e-αµx + (1-A) e-βµx Les valeurs de A, α, β ont été tabulées pour les matériaux suivants : plomb, fer, eau et béton.

250

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Si µx > 15, il est possible d’exprimer le Build-up par l’expression suivante : B(x) = α xk. Les valeurs de α et k peuvent être déterminées à partir des valeurs de Build-up pour µx = 15.

Débit de dose absorbée pour une source ponctuelle non canalisée de photons monoénergétiques Finalement, – en majorant le facteur de transmission par fT ( µ x ) = exp( − µl x ), – en prenant en compte le Build-up B(µx), – en calculant le débit de fluence initial pour une source ponctuelle monoénergétique, Aη 4π d 2 on obtient pour le débit de dose absorbée après écran :

ϕ (0) =

• µ Aη D( x ) = 5,76.10 −4.  en  . .E .e − µl . x .B ( µ x )  ρ  4π d 2

Avec : •

D( x ) = le débit de dose absorbée en mGy/h ; µen le coefficient d’absorption massique dans le milieu considéré en cm2.g–1 ; ρ A l’activité de la source en Bq ; η l’intensité d’émission des photons ; E l’énergie des photons en MeV ; d la distance entre la source et le point d’observation en cm.

V – Surveillance de l’exposition externe

dans les installations nucléaires

1 – Appareils de mesure Les appareils qui mesurent l’irradiation sont les radiamètres. Leur unité est le mSv/h. Les radiamètres, ou débitmètres, permettent de mesurer le débit d’équivalent de dose dans l’installation. Ils donnent une mesure directe de l’ambiance dans un local. Il existe les radiamètres γ, les radiamètres β, les débitmètres neutrons.

251

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Radiamètres g Les radiamètres γ, selon leur précision, peuvent être étalonnés en mSv/h ou µSv/h. Ils sont indispensables à tout intervenant du nucléaire, car ils servent de « sixième sens » pour repérer la radioactivité. Ils permettent de : – réaliser des cartographies de local ; – mesurer le débit d’équivalent de dose sur la zone d’intervention et de vérifier qu’il est conforme aux prévisions.

Débitmètres neutrons Sur les chantiers spécifiques à risque neutrons, il est nécessaire d’avoir des détecteurs spécifiques pour les interventions à réaliser. Ainsi, on peut utiliser deux types de débitmètres neutrons : – les débitmètres à neutrons rapides pour les interventions dans le bâtiment réacteur en puissance ; – les débitmètres à neutrons lents pour les mesures sur le combustible, lors de la réception ou de l’envoi.

2 – Surveillance de l’installation Zonage radioprotection Le zonage radioprotection assure le découpage de l’installation en fonction du risque, réel ou potentiel, dans les locaux. Le zonage radioprotection découpe l’espace en cinq zones, de la zone surveillée à la zone rouge, avec un risque croissant pour le personnel qui y pénètre. Les limites réglementaires en fonction de la dose efficace sont données dans le tableau ci-dessous. Zone surveillée Zone contrôlée Zone contrôlée Zone contrôlée Zone contrôlée bleue verte jaune orange rouge Dose efficace

De 80 µSv/mois à 1,25 mSv/ mois

De 1,25 mSv/ mois à 4 mSv/ mois

De 4 mSv/mois à 2 mSv/h

De 2 mSv/h à 100 mSv/h

Dès 100 mSv/h

 Figure 9-6  Zonage radioprotection en fonction de la dose efficace.

Afin de faciliter les mesures et les contrôles, à l’aide de radiamètres, pour l’exposition externe, certains exploitants préfèrent définir des débits d’équivalent de dose donnés en mSv/h pour définir le zonage radioprotection, tout en respectant les limites réglementaires mensuelles. C’est le cas d’EDF. En prenant comme hypothèse que

252

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

l’exposition est due à un temps de présence de 8 heures par jour, 5 jours par semaine et 4 semaines par mois (soit 160 heures par mois), on obtient le zonage suivant : Zone surveillée Zone contrôlée Zone contrôlée Zone contrôlée Zone contrôlée bleue verte jaune orange rouge Débit d’équivalent de dose

De 0,5 µSv/h à 7,5 µSv/h

De 7,5 µSv/h à 25 µSv/h

De 25 µSv/h à 2 mSv/h

De 2 mSv/h à 100 mSv/h

Dès 100 mSv/h

 Figure 9-7  Zonage radioprotection en fonction du débit d’équivalent de dose.

Contrôle continu de l’installation Afin d’avoir des renseignements en continu sur l’état radiologique de l’installation, des détecteurs fixes sont répartis dans toute l’installation : ce sont les chaînes KRT (Contrôle Radioprotection des Travailleurs). Les données de ces chaînes peuvent être reportées en salle de commande. Elles assurent plusieurs fonctions : – contrôle de l’environnement ; – surveillance de l’installation ; – protection des travailleurs. Les chaînes de mesure du débit d’équivalent de dose se trouvent principalement à proximité des piscines du bâtiment réacteur. Si une de ces chaînes se met en alarme, le bâtiment doit être évacué.

Contrôle des zones de travail Afin de mesurer le débit d’équivalent de dose sur un chantier, on place à proximité de la zone de travail des balises g. Sur ces balises, on fixe un seuil à ne pas dépasser pour le débit d’équivalent de dose. Si cette valeur est dépassée, la balise se met en alarme (alarme sonore, alarme lumineuse et alarme déportée). Il faut alors mettre le chantier en sécurité, le quitter et prévenir sa hiérarchie.

3 – Surveillance des travailleurs Afin de s’assurer que les intervenants ne dépassent pas les limites réglementaires annuelles, on leur fournit des dosimètres. Ces appareils permettent de mesurer la dose équivalente reçue par le travailleur.

253

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Pour chaque intervention, il faut posséder : – un dosimètre passif (ou film dosimétrique), fourni par l’employeur, nominatif, qui permet de mesurer la dose équivalente cumulée sur un mois ou un trimestre, selon la catégorie du travailleur ; – un dosimètre actif (ou dosimètre opérationnel), fourni par l’exploitant, qui mesure la dose équivalente intégrée pendant l’intervention. Pour les chantiers à risque spécifique, il existe des dosimètres particuliers : – les dosimètres neutrons pour les chantiers à risque neutrons, comme l’évacuation du combustible ; – les dosimètres extrémités (bagues dosimétriques, dosimètres poignet ou dosimètres cheville) pour les expositions localisées, comme la manipulation en boîte à gants ; – les dosimètres cristallins, lorsque les yeux sont particulièrement exposés.

Exercices du chapitre 9 Exercice 1 Le débit d’équivalent de dose d’une source à 1 m est de 64 mSv/h. 1) Quel est son débit d’équivalent de dose à 2 m ? 2) À partir de quelle distance est-on en limite zone jaune - zone orange ? Exercice 2 Dans un local, le débit d’équivalent de dose ambiant est de 8,5 mSv/h. Ce local est construit en béton d’épaisseur un dixième et sa paroi intérieure est recouverte d’une couche de plomb valant deux CDA. 1) Quel est le débit d’équivalent de dose dans le couloir jouxtant ce local ? 2) À quel type de zone correspondent le local et le couloir ? Exercice 3 Dans un laboratoire d’imagerie médicale, suite à une erreur de manipulation, un flacon contenant une source de technétium 99m est tombé et s’est cassé. Une activité de 1 GBq s’est ainsi libérée. 1) Au bout de combien de temps l’activité de cette source aura-t-elle diminué d’un facteur 1 000, sachant que la demi-vie du 99mTc vaut 6 h ? 2) Chercher à quel moment l’activité vaut 1 Bq, puis 0,1 Bq. 3) Quels moyens de radioprotection préconisez-vous pour protéger les travailleurs ?

254

Chapitre 9. Moyens de protection contre l’exposition externe

Exercice 4  On utilise un écran en fer de 2 cm d’épaisseur pour atténuer un rayonnement élec• tromagnétique collimaté d’énergie 1 MeV. Sachant que D (0) = 0,2 mGy.h −1, calculer la valeur du débit de dose absorbée derrière l’écran. Exercice 5 Une source de cobalt 60 envoie des gammas d’énergie moyenne E = 1,25 MeV et d’intensité η = 200 %. 1) Déterminer le coefficient d’atténuation linéique à cette énergie dans le plomb. 2) Calculer l’épaisseur 1/2 d’un écran de plomb pour des gammas de 1,25 MeV. 3) Calculer l’épaisseur 1/10 d’un écran de plomb pour des gammas de 1,25 MeV. 4) Calculer l’épaisseur d’écran pour avoir une atténuation de 40. 5) Comparer avec les valeurs utilisées dans l’industrie et conclure. Exercice 6 Lors d’une intervention, un point chaud est détecté. Son débit d’équivalent de dose à 3 m est de 100 µSv/h. Il émet des gammas de 1,5 MeV. Un travailleur doit travailler à 50 cm de ce point. 1) Quel est le débit à 50 cm s’il n’y a pas d’écran ? 2) Quel est le débit si un écran de 9 cm de plomb est inséré ? 3) Le travailleur sera-t-il suffisamment protégé ? Exercice 7 Soit un écran de plomb et E = 1 MeV. L’écran fait 10 longueurs de relaxation. Quelle est son épaisseur ? Exercice 8 Soit un écran de plomb d’une épaisseur telle que le facteur d’atténuation (Fa) pour des gammas de 1 MeV soit de 14 000. Sachant que 10 000 < Fa  1, le port de protections respiratoires est obligatoire ; – si LDCA  50 Pa entre 3 et 4

 Figure 10-12  Dépressions mises en jeu dans une installation nucléaire.

Renouvellement de l’air Pour un local ventilé de volume V (en m3), avec un débit de ventilation de Q (en m3.h–1), on peut définir le taux de renouvellement de l’air R (en h–1). Ce taux s’exprime alors ainsi : Q R= V Il est possible d’évaluer la contamination volumique C(t) (en Bq.m–3), en la considérant comme homogène, du local à l’instant t (en h).

284

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Cas d’une émission continue et homogène (fuite) : C (t ) = AV (t ) = a.

(1 − e − Rt ) Q

a est le débit de fuite de la source de polluant (en Bq.h–1). C Cmax

t

 Figure 10-13  Évolution temporelle de la contamination volumique d’un local ventilé dans le cas d’une fuite.

La contamination augmente au cours du temps. Au départ, il n’y en a pas. Ensuite, il va se créer un équilibre entre fuite et ventilation, et la contamination du local va se stabiliser à une valeur d’équilibre, qui est la valeur maximale dans le local. Cette concentration est atteinte à temps long (mathématiquement, à temps infini). Cette concentration à saturation peut se calculer ainsi : a . V

C = C= sat max Cas d’une émission de courte durée (bouffée) : C (t ) = AV (t ) =

A0 − Rt .e V

A0 est l’activité relâchée par la bouffée (en Bq). C C0

t

 Figure 10-14  Évolution temporelle de la contamination volumique d’un local ventilé dans le cas d’une bouffée.

285

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

La contamination diminue exponentiellement au cours du temps. Elle est maximale au départ et est égale à la concentration initiale C0 relâchée par la bouffée. Ensuite, la ventilation va éliminer la contamination, jusqu’à ce qu’elle disparaisse totalement (mathématiquement, à temps infini). Cette concentration maximale (à t = 0) peut se calculer ainsi : = C 0 C= max

A0 V

Cas particuliers des radionucléides à vie courte et granulométrie importante Les radionucléides à vie courte vont se désintégrer rapidement. Une granulométrie importante va entraîner un dépôt au sol par sédimentation. Ceci correspond aux radionucléides tels que le technétium 99m, le polonium 214, le polonium 218, l’indium 111, l’or 198, le potassium 42, le potassium 43. Le renouvellement de l’air n’est alors plus le seul facteur de disparition de la contamination volumique, il convient de prendre aussi en compte la décroissance radioactive et la sédimentation. On peut alors calculer une pseudo-période, qui prend en compte tous ces phénomènes :

δ =R+

VS +λ h

λ est la constante radioactive du radionucléide, VS est la vitesse de sédimentation (de l’ordre de 10–3 m/s), h est la hauteur de chute du radionucléide. Dans le cas d’une bouffée de contamination, la concentration vaudra : C (t ) = AV (t ) =

A0 −δ t .e V

Dans le cas d’une fuite, elle vaudra : C (t ) = AV (t ) = a.

(1 − e −δ t ) δ .V

Filtration multiple La filtration de l’air : – évite des rejets directs par mise en dépression des bâtiments ; – permet de canaliser l’air des locaux vers des unités de filtration ; – épure des poussières et produits iodés dans des filtres et pièges à iode. Les filtres sont mis les uns à la suite des autres, c’est le principe de filtration étagée. Elle est composée de : – grillages antivolatiles et antigivre ;

286

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

– préfiltres, qui retiennent des particules dont le diamètre est supérieur à 5 µm, avec une efficacité de 95 % ; – filtres dépoussiéreurs placés en amont des ventilateurs pour limiter l’usure de leur partie mobile ; – filtres très haute efficacité (THE), ou filtres absolus, en fibre de verre, qui retiennent des particules dont le diamètre est supérieur à 1 µm, avec une efficacité de 99,9 % ; – des filtres à charbon actif, qui retiennent les gaz. Ainsi, les filtres THE sont les dernières barrières avant rejet dans l’atmosphère. L’impact quasi nul recherché sur l’environnement en ce qui concerne les aérosols radioactifs produits en amont, repose alors sur les performances d’épuration des équipements. C’est pourquoi ces filtres font l’objet de tests d’efficacité. Ces tests sont effectués avec un aérosol particulier : l’uranine. Les mécanismes de piégeage des aérosols par un filtre THE sont : – le tamisage. Des particules d’un diamètre supérieur à la distance libre entre deux fibres ne peuvent pas passer. Cet effet est minoritaire ; – l’inertie. De lourdes particules ont une force d’inertie trop grande pour pouvoir accompagner le courant d’air quand celui-ci s’incurve autour d’une fibre du filtre. Au lieu de cela les particules suivent leur direction d’origine et s’attachent à la fibre à l’endroit de l’impact ; – l’interception. Les petites particules légères accompagnent le courant d’air autour de la fibre du filtre. Si le centre de la particule suit une ligne passant à une distance de la fibre inférieure au rayon de la particule, celle-ci sera interceptée et se fixera ; – la diffusion. Des particules de diamètre inférieur à 1 µm ne suivent pas les lignes de courant autour de la fibre. Elles sont influencées par le mouvement aléatoire des molécules d’air, c’est-à-dire qu’elles ont un mouvement vibratoire dû aux molécules d’air et qu’elles se fixent sur les fibres de filtre si elles arrivent en contact avec celles-ci.

 Figure 10-15  Efficacité globale d’un filtre THE en fonction des phénomènes d’inertie (1), de diffusion (2) et d’interception (3).

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Comme les effets de piégeage dépendent du diamètre des aérosols, il s’ensuit que l’efficacité de filtre THE dépend du diamètre des aérosols. Il est minimum pour une granulométrie de 0,15 µm. Pour chaque filtre, on peut définir différentes grandeurs pour caractériser son rendement. Ainsi, si on appelle A l’activité en amont du filtre et a l’activité en aval du filtre, on aura : – le rendement R, ou capacité qu’a un filtre à retenir des particules (en %) ; – la perméance P, ou capacité qu’a un filtre à laisser passer des particules (sans unité) ; – le coefficient d’épuration CE (facteur de décontamination), ou capacité qu’a un filtre à épurer les aérosols (sans unité). Pour différents filtres, on obtient : R Formule

R=

A−a A

P P=

a =1− R A

CE CE=

A 1 = a P

Préfiltre

95 %

0,05

20

Filtre THE

99,9 %

0,001

1 000

Filtre à charbon actif

99,95 %

0,0005

2 000

Appareil de protection des voies respiratoires (APVR)

99 %

0,01

100

 Figure 10-16  Rendement, perméance et coefficient d’épuration pour différents filtres.

Cas particulier de l’iode L’iode est un produit de fission qui se forme dans le combustible irradié. Les isotopes responsables de l’exposition du personnel sont l’iode 131 (période de 8 jours) et l’iode 133 (période de 21 heures). Dans le combustible usé, on trouve aussi l’iode 127 (stable) et l’iode 129 (période de 1,2.107 ans). L’iode peut s’échapper lors de l’ouverture du circuit primaire, lors d’une fuite des compresseurs TEG (traitement des effluents gazeux), ou encore lors des dégazages des bâches TEU (traitement des effluents usés). Lors de l’accident de Tchernobyl, de grandes quantités d’iode ont été relâchées. Les experts estiment que l’iode 131 est responsable de 46 % de l’activité dispersée lors de l’explosion du réacteur. Durant les premières heures de rejet, l’iode 133 et surtout l’iode 132 (période de 2,3 heures) ont contribué de façon notable à la contamination. L’iode 132 a été responsable d’un tiers de la dose délivrée à Tchernobyl. L’iode étant très volatile, elle a pu être détectée en France. Mais étant donné les courtes durées de vie des isotopes 131, 132 et 133, le danger a rapidement diminué avec le temps.

288

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

L’iode radioactif est responsable du cancer de la thyroïde où il s’accumule. Pour s’en prémunir, avant contamination, il faut saturer sa thyroïde en ingérant des comprimés d’iode stable. Cela empêche l’iode radioactif de venir se fixer sur l’organe cible. On a alors le temps de regagner une zone moins contaminée, ou de se confiner et d’attendre la disparition effective de l’iode. L’iode peut être produit sous forme gazeuse : l’iode moléculaire I2 ou l’iodure de méthyle ICH3. Dans ce cas, il est arrêté par des filtres à charbon actif. Il peut être aussi produit sous forme particulaire. Il est alors à l’état d’aérosol. Dans ce cas, il est arrêté par les filtres THE.

3 – Surveillance continue de l’installation Comme nous l’avons vu précédemment, les chaînes KRT (Contrôle Radioprotection des Travailleurs) surveillent l’installation en continu. En plus des chaînes de mesure du débit d’équivalent de dose, il existe : – la chaîne fixe, qui mesure la contamination atmosphérique due aux aérosols radioactifs ; – la chaîne iode, qui mesure l’iode dans l’air dans le BR.

V – Protection des travailleurs 1 – Protections collectives Vestiaires Afin d’éviter la dissémination de la contamination, des règles peuvent être mises en place dans les vestiaires : – le non-croisement des flux ; les vestiaires froid (tenue civile) et chaud (tenue de travail) sont physiquement séparés. De même, l’entrée et la sortie sont aussi physiquement séparées ; – la marche en avant ; quand on rentre en zone contrôlée, l’intervenant est obligé de suivre le chemin vestiaire froid, vestiaire chaud (entrée), chantier, vestiaire chaud (sortie), vestiaire froid. Afin de s’assurer que le retour en arrière est impossible, des portes sont mises en place ainsi que des sauts de zone.

Chantier Un chantier est une zone de travail, où se trouvent les organes sur lesquels il faut intervenir, une équipe et un responsable de chantier.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Afin de s’assurer que la contamination labile ne quitte pas le chantier, un balisage est placé, ainsi que des sauts de zones, séparant les zones propres et les zones de travail. Seule l’équipe d’intervention est autorisée à franchir le balisage. S’il est nécessaire de surveiller l’évolution de la contamination volumique, il faut placer des appareils de détection, les balises. Sur ces balises, des seuils de contamination sont fixés. Si l’activité volumique dépasse le seuil, la balise se met en alerte : l’alarme sonore et l’alarme visuelle se déclenchent. On dénombre : – les balises aérosol, pour les particules contaminées ; – les balises iode, pour les chantiers à risque iode.

Confinements En cas de risque de contamination volumique, des moyens de protection collectifs doivent être mis en place. On trouve les confinements statiques. Ce sont des enceintes, ou murs physiques, qui empêchent les poussières ou les gaz radioactifs de se répandre dans l’installation. Parmi les confinements statiques, on trouve par exemple les boîtes à gants, pour manipuler des petits objets, ou des sas pour isoler un chantier. Il existe aussi des confinements dynamiques. Ce sont des systèmes d’aspiration et de filtration qu’il faut placer le plus près possible de l’endroit où il y a un risque de fuite de contamination. Parmi les confinements dynamiques, on trouve les hottes aspirantes pour les manipulations en laboratoire, ou les systèmes déprimogènes pour les chantiers avec ouverture de circuit. Il est possible de coupler un confinement dynamique avec un confinement statique : on parle alors de confinement statique ventilé. C’est le cas par exemple des boîtes à gants ventilées. On utilise aussi des sas munis de déprimogènes sur les chantiers. Par exemple, sur un chantier de découpe de tuyauteries contaminées, on place un sas pour la découpe, puis on installe un déprimogène en plaçant la buse le plus près possible de l’endroit de la découpe. Bien entendu, les intervenants doivent alors revêtir des surtenues adéquates. En cas de manipulation de sources non scellées, il faut aussi se prémunir. Le travail peut s’effectuer sous hotte ventilée. Elle permet l’extraction des vapeurs et des aérosols dans un système de filtration et permet de protéger le manipulateur. L’écoulement des produits est en effet favorisé par un flux laminaire vertical dirigé vers le haut. On peut aussi utiliser un autre type de hotte, la sorbonne, à parois latérales et frontales (pouvant se lever et s’abaisser). Elle offre une meilleure protection au manipulateur car les parois empêchent les éventuelles projections de contaminant vers ce dernier. Pour une meilleure protection, on peut aussi utiliser des boîtes à gants (BAG). Celles-ci sont constituées de parois étanches (en matière plastique ou métallique avec des anneaux transparents en verre ou plastique) qui confinent la contamination.

290

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Pour pouvoir manipuler les produits, elles sont munies de gants hermétiques qui permettent d’accéder à l’intérieur de la boîte. Les boîtes à gants peuvent présenter un taux de fuite (τ en h–1) non négligeable en cas d’usure des joints de la boîte ou d’usure des gants. Il est possible d’améliorer leur confinement en les couplant à un système de ventilation. Cette dernière va maintenir la BAG en dépression, renouveler l’atmosphère interne, filtrer l’atmosphère, induire les fuites de l’extérieur vers l’intérieur. L’introduction des matières dans la BAG se fait via une double porte de transfert étanche qui garantit la non-dissémination de la contamination.

2 – Protections individuelles Exposition des travailleurs L’exposition est la plus vieille grandeur dosimétrique et correspond à la contamination qui a entouré le travailleur. On la calcule en multipliant l’activité volumique par le temps de présence. Pour un local non ventilé où l’activité volumique est constante : Exp = AV .t où : – Exp est l’exposition en Bq.h.m–3 ; – AV  est l’activité volumique en Bq.m–3 ; – t est le temps de présence en h. L’activité inhalée par un intervenant peut aussi être évaluée. Pour un local non ventilé où l’activité volumique est constante : = Ainh Exp = .d R AV .d R .t où : – Ainh est l’activité inhalée par l’intervenant en Bq : – dR est le débit respiratoire de l’intervenant et vaut 1,2 m3.h–1. On peut alors évaluer la dose efficace lors de cette intervention. Pour un local non ventilé où l’activité volumique est constante : = E A= inh .h( g ) AV .d R .t .h( g ) où : – E est la dose efficace en Sv ; – h(g) est la DPUI du radionucléide présent en Sv.Bq–1. Dans le cas où le local est ventilé, il convient de prendre en compte les variations de l’activité volumique au cours du temps. Dans ce cas : t2

– l’exposition s’exprime par : Exp = ∫ C (t ).dt t1

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

t2

– l’activité inhalée s’exprime par : Ainh = ∫ C (t ).d R .dt t1

où : – C (t ) est l’activité volumique dans le local suivant le scénario de la fuite ou de la bouffée ; – t1 est le moment à partir duquel le travailleur est exposé ; – t2 est le moment à partir duquel le travailleur n’est plus exposé.

Règles d’hygiène Pour prévenir toute contamination, il est demandé aux travailleurs de ne pas introduire en zone contrôlée de nourriture, de boisson, d’articles pour fumeurs, de produits cosmétiques, de mouchoirs et d’effets personnels. Ainsi, il est interdit de manger, boire ou mâcher du chewing-gum afin d’éviter une contamination par ingestion. Cependant, en cas de fortes chaleurs, et sous certaines conditions, de l’eau peut être fournie aux travailleurs afin qu’ils se désaltèrent. De plus, on ne peut pas fumer ou vapoter. Les mouchoirs en zone contrôlée doivent être fournis par l’employeur. Le but est d’éviter une contamination par inhalation. Enfin, il est interdit de se maquiller en zone contrôlée pour éviter une contamination externe.

Tenues de protection individuelles La tenue de circulation, ou tenue de travail, est le dernier rempart contre la contamination. Il est donc primordial de se vêtir correctement en mettant : un maillot, des chaussettes, des gants coton, une tenue de base blanche, des chaussures de sécurité, un calot et un casque. En cas de chantier avec risque de contamination, des mesures de prévention doivent être mises en œuvre. Dans le cadre de protections individuelles, il faut revêtir des surtenues afin de ne pas être en contact avec la contamination. En effet, en cas de contamination surfacique, il faut revêtir, selon le cas, une tenue papier (appelée tenue TYVEK), des surchaussures, des surgants (gants MAPPA ou gants en nitrile), une cagoule. Par exemple, pour la manipulation de sources, seuls les surgants sont nécessaires. Pour une entrée en sas contaminé, il faudra revêtir une tenue papier, des surgants, des surchaussures et une cagoule. En cas de contamination humide, une tenue étanche à l’eau est nécessaire. C’est la tenue Emmanuelle. Elle est composée d’un pantalon et d’une veste avec capuche. Il faut de plus porter des surgants. Cette tenue est portée lors de chantier avec ouverture de circuit et risque de projection.

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Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

En cas de contamination volumique, des EPI spéciaux sont nécessaires. On peut trouver : – les appareils de protection de voies respiratoires (APVR), qui ont un coefficient d’épuration de 100, c’est le cas par exemple des nez de cochon ; – les masques à cartouches filtrantes ; – les tenues étanches ventilées (TEV), appelées aussi tenues Mururoa ou Muru ; – les heaumes ventilés ; – les appareils respiratoires isolants (ARI) équipés de leurs bouteilles d’air. Les heaumes ventilés et les TEV sont les surtenues utilisées en centrale en cas de contamination volumique. Ils font l’objet d’une formation spéciale. Le heaume ventilé est un casque en plastique qui isole la tête de l’intervenant tandis que la TEV est une tenue en plastique complète qui isole totalement le corps de l’intervenant. Ces deux surtenues nécessitent un apport d’air extérieur. Grâce à des boyaux d’air, ils sont reliés à une unité de filtration sécurisée (UFS) qui assure l’apport en air des intervenants. L’air de l’UFS provient d’un compresseur extérieur venant via le réseau SAT (Service Air Travail).

3 – Contrôles et décontamination Contamination externe Afin de s’assurer que les intervenants ne sont pas contaminés, de multiples contrôles sont réalisés. Par exemple, dans une centrale nucléaire, il existe de multiples contrôles : – contrôle au contaminamètre en sortie de chantier ; – contrôle au contrôleur mains-pieds en sortie du BR ; – contrôle au contaminamètre avant de passer au vestiaire chaud. Tous ces contrôles permettent de vérifier que les travailleurs ne sont pas contaminés : ce sont des contrôles vestimentaires. Par exemple, en centrale nucléaire, on peut trouver : – le portique C1 en entrée de vestiaire chaud, qui permet de réaliser un contrôle vestimentaire ; – le portique C2 en sortie de vestiaire chaud, qui permet de réaliser un contrôle corporel ; – le contrôleur petits objets (CPO) en sortie du vestiaire chaud, qui permet de vérifier la non-contamination des objets qu’on désire sortir de zone (dosimètres, stylos par exemple). En sortie de vestiaire froid, il est conseillé de se laver les mains. En effet, les portiques sont réglés sur des seuils. S’ils ne déclenchent pas, c’est que la surface contrôlée est

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

sous le seuil. Ce qui veut dire qu’en sortie de zone, après contrôle, nous sommes sous le seuil de contamination. Donc une contamination résiduelle peut être présente. Enfin, en sortie de site d’une centrale nucléaire, un dernier contrôle vestimentaire est réalisé à l’aide du portique C3. En cas de contamination vestimentaire, il suffit de retirer la tenue contaminée et d’enfiler une tenue non contaminée. En cas de contamination corporelle en zone, il faut appeler le service médical qui prend en charge la personne contaminée. Plusieurs cas sont possibles : – pour une contamination à l’œil, il faut le rincer ; – pour une contamination au corps, il faut prendre une douche, se laver au savon décontaminant et répéter l’opération si nécessaire ; – en cas de contamination à la tête, il faut procéder à un lavage ; si la contamination persiste, on peut, si nécessaire, couper les cheveux de la zone contaminée.

Contamination interne Le service médical contrôle la contamination interne par anthropogammamétrie (ou anthroporadiamétrie). Par analyse par spectrométrie γ du corps humain, il est possible de vérifier la contamination interne, et le cas échéant, connaître le radionucléide présent dans le corps ainsi que sa quantité. Les contrôles par anthroporadiamétrie sont obligatoires à l’arrivée d’un nouveau site ainsi qu’au départ. On peut aussi réaliser des anthroporadiamétries de contrôle. En cas d’inhalation de contamination, il faut effectuer le plus tôt possible des mouchages afin d’expulser la contamination. En cas de contamination interne avérée, plusieurs méthodes sont mises en place. Il faut : – éternuer et se moucher afin d’évacuer la contamination contenue dans le système respiratoire ; – prendre des laxatifs afin d’évacuer le système digestif de la contamination et éviter son assimilation dans les intestins. Les matières fécales doivent être analysées pour vérifier la radioactivité éjectée. Des traitements médicamenteux peuvent être prescrits afin de limiter la dose efficace engagée. On dénombre plusieurs méthodes : – la saturation : cette méthode est utilisée pour l’iode. On ingère des comprimés d’iode non radioactifs qui vont saturer la glande thyroïde et empêcher l’iode radioactif de se stocker ; – la dilution : cette méthode consiste à importer de façon importante un isotope non radioactif du radiocontaminant afin d’augmenter la vitesse d’élimination. Cette méthode est utilisée par exemple pour le tritium. On ingère une grande quantité d’eau afin de favoriser l’élimination par voie urinaire ;

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Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

– la chélation : cette méthode, utilisée pour les métaux, consiste à ingérer une molécule qui va capturer le radiocontaminant et l’entraîner vers l’élimination par voie urinaire. On peut citer le diéthylène-triamine-penta-acétique (DTPA) pour l’élimination du plutonium ou le ferrocyanure de potassium pour l’élimination du césium. Le traitement médical dépend du lieu de stockage du radionucléide dans l’organisme. En effet, ces derniers ont des organes préférentiels où ils vont s’accumuler, appelés organes cibles. Par exemple, le tritium se retrouve dans tout le corps car c’est un composant de l’eau. Le potassium 40 se retrouve en particulier dans l’estomac ; l’iode se stocke dans la thyroïde ; les transuraniens s’accumulent dans les os ; le sélénium se retrouve dans les reins ; le strontium, l’yttrium, l’argent et l’antimoine ont pour organe cible le côlon.

VI – Décontamination des surfaces 1 – Définition La décontamination consiste à déplacer et à regrouper dans d’autres lieux la contamination. Le but de la décontamination est : – d’assurer la protection du personnel ; – d’assurer le maintien du potentiel travail ; – de limiter et d’optimiser le volume de déchets induits. Afin d’obtenir le niveau de propreté souhaité, il faut prendre en compte plusieurs contraintes : – les exigences techniques relatives au process ; – les exigences réglementaires et les conditions de travail ; – les exigences économiques.

2 – Approche de la décontamination Grandeurs liées à la décontamination On définit le gain : GAIN =

Activité initiale Activité finale

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

et le pourcentage d’activité enlevée : %=

Activité initiale − Activité finale × 100 Activité initiale

Plus le gain et plus le pourcentage sont élevés, meilleur est le procédé de décontamination.

Critères de choix d’un procédé Afin de réaliser une bonne décontamination, il faut prendre en compte plusieurs paramètres. Ainsi, il faut bien choisir son procédé en fonction des conditions de l’intervention. En effet, par exemple, on ne va pas utiliser un nettoyeur haute pression pour nettoyer un outil, et il n’est pas envisageable d’utiliser un bac à ultrasons pour décontaminer un fond de piscine. Les principaux critères à prendre en compte sont : – – – – – –

le niveau de contamination résiduelle ; le degré d’innocuité pour la surface ; la réalisation de l’opération en atelier ou in situ ; les conditions d’accès aux surfaces ; la faisabilité en termes de délais ; les conditions de sécurité.

3 – Procédés de décontamination Procédés mécaniques Pour des contaminations surfaciques labiles, en fin de chantier, on peut réaliser des frottis, aspirer la contamination, ou encore brosser les parties contaminées. Pour des contaminations sèches fortement fixées quand les effluents liquides sont proscrits, on décontamine par grenaillage ou sablage. Un système de captage par aspiration à la source est nécessaire pour éviter la dispersion de la contamination. Pour des contaminations fortement fixées quand les effluents liquides sont récupérables et retraitables, on décontamine à l’aide de nettoyeurs haute pression. La difficulté d’accès à certaines zones nécessite la mise en œuvre de porteurs téléopérés conçus au cas par cas. Pour des contaminations incrustées dans les bétons dans le cas d’opération de contaminations accidentelles ou pour des déclassements de zone lors de démantèlement d’installations, la décontamination se fait par rabotage, piquage ou écroutage.

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Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Procédés chimiques Le trempage et la circulation permettent la dissociation des liaisons chimiques entre la surface et l’agent contaminant. Ces procédés sont utilisés pour le traitement de dégraissage, la dissolution d’oxydes, formation de complexes. L’utilisation de gels et de mousse permet de limiter le volume d’effluent actif et d’augmenter le temps d’action au contact. Ces produits sont utilisés pour la décontamination des outils. Ils sont aussi mis en œuvre en tuyauterie par lançage avec un furet.

Procédés mixtes Les procédés mixtes combinent plusieurs effets : mécaniques, chimiques, électriques, thermiques. On trouve par exemple l’électropolissage, les bains à ultrasons ou les lasers excimères. L’électropolissage est utilisé pour des contaminations fixées à chaud. L’action chimique est amplifiée par l’électrolyse. L’électropolissage produit une érosion superficielle de la surface et améliore l’état de surface. Cette méthode s’applique par tampon ou en bain. L’électropolissage permet de réduire, à titre préventif, la susceptibilité à la contamination d’un support métallique en améliorant son état de surface. La surface étant moins contaminée, son accessibilité pour des opérations de maintenance ultérieures en sera facilitée. Les bains à ultrasons sont mis en œuvre pour des surfaces sensibles et une contamination peu fixée. Les bains à ultrasons combinent deux effets : – l’effet mécanique dû à la vibration de l’eau du bain ; – l’effet chimique dû à l’ajout de tensio-actifs dans le bain. Enfin, les lasers excimères sont utilisés pour les contaminations labiles et fixées. Ils accumulent beaucoup d’avantages. En effet : – – – –

ils n’endommagent pas le support à traiter ; ils sont adaptés à tout type de matériaux (métal, verre, plastique) ; ils ne produisent pas de déchets induits ; ils sont automatisables.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Exercices du chapitre 10 Exercice 1 Radionucléide

Concentration (Bq/L)

DPUIingestion – 3 mois (Sv/Bq)

Ra 226

40.10–3

4,7.10–6

Ra 228

4.10–3

3,1.10–5

U 238

30.10–3

3,3.10–7

Pb 210

28.10–3

8,1.10–6

Po 210

16.10–3

2,1.10–5

Th 230

4.10–3

3,7.10–6

Th 232

4.10–3

1,4.10–5

1 litre d’une eau minérale a la composition en isotopes radioactifs décrite ci-dessus. Sachant qu’un nourrisson boit 1 litre d’eau par jour, calculer la dose ingérée par un bébé pendant un an. Exercice 2 Un incident libère dans un local non ventilé de 100 m3 une activité de 100 000 Bq de cobalt 60. 1) Préciser quelle DPUI il faut utiliser. 2) Définir LDCA et calculer la LDCA du cobalt 60. 3) Définir RCA et calculer le RCA du cobalt 60. 4) Calculer l’activité volumique dans le local. Dépasse-t-on la LDCA du radionucléide ? À l’aide du RCA, donner le zonage du local. 5) Un agent doit intervenir dans ce local, quels sont les risques radiologiques ? 6) Quel détecteur utilise-t-on pour mesurer une contamination atmosphérique ? 7) L’agent doit entrer dans le local, citer les moyens de protection qu’il doit utiliser. On donne pour le cobalt 60 : DAMA 1 µm

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DAMA 5 µm

DPUI (Sv/Bq) Enfant 1 an

DPUI (Sv/Bq) Adulte

DPUI (Sv/Bq) Adulte

Inhalation

3,4.10–8

1,0.10–8

7,1.10–9

Ingestion

2,7.10–8

3,4.10–9

3,4.10–9

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Exercice 3 Dans une boîte à gants (BAG) de dimension 0,80 m × 1,20 m × 1,00 m, un chimiste chauffe une solution contenant 1 g de plutonium 238. La solution s’évapore et se répand dans la BAG. 1) Calculer l’activité de 1 g de plutonium (T = 87,7 ans). 2) Calculer l’activité volumique dans la BAG. 3) Calculer le RCA du 238Pu (DPUI = 4,3.10–5Sv/Bq). 4) En déduire le zonage de la BAG. 5) Calculer l’activité surfacique attendue par déposition des particules en suspension. Exercice 4 Dans un sas de dimension 2 m × 3 m 2 m, du césium 137 est remis en suspension. Une activité de 100 000 Bq est alors libérée par cette bouffée. (DPUI du césium 137 = 6,7.10–9 Sv/Bq). 1) Expliquer le rôle du sas et calculer l’activité volumique qui y règne. 2) Calculer le RCA. 3) En déduire le zonage du local. Le système déprimogène est défaillant (l’aspiration ne se fait plus) et l’intervenant imprudent n’a pas mis de moyen de protection. La balise se met en alerte au bout de 15 minutes. 4) Calculer la dose efficace reçue par l’intervenant. 5) Expliquer le rôle de la balise et du déprimogène. 6) Citer un moyen de protection que l’intervenant aurait dû porter. L’intervenant se retrouve au service médical. L’anthropogammamétrie révèle que du césium 137 s’est introduit dans son organisme. 7) Citer les différents modes d’incorporation de la contamination et dire celui qui correspond au cas de ce travailleur. 8) Expliquer la démarche pour décontaminer cette personne. Exercice 5 Dans un local de 50 m3 et dont le débit de ventilation vaut 200 m3/h, et équipé d’un filtre THE (de rendement 99,9 %), on donne le spectre de contamination suivant : Nucléide

Pourcentage en activité

DPUI (Sv/Bq)

Co

50 %

7,1.10–9

Sr-90Y

25 %

1,6.10–9

137

25 %

6,7.10–9

60 90

Cs

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

1) Calculer le RCA mélange correspondant à ce local. 2) En considérant une bouffée de 10 TBq dans le local, calculer : – – – – –

l’activité volumique maximum dans le local ; l’activité volumique après 5 heures ; le moment où le local atteindra le seuil bas de la zone orange ; l’activité totale rejetée ; l’activité qu’on retrouvera sur le filtre.

3) En considérant une fuite de 2 TBq/h pendant 5 heures dans le local, calculer : – – – – –

l’activité volumique maximum dans le local ; l’activité volumique après 5 heures ; le moment où le local atteindra le seuil bas de la zone orange ; l’activité totale rejetée ; l’activité qu’on retrouvera sur le filtre.

4) Après 5 heures, dans ce local, on effectue un prélèvement atmosphérique dans les conditions suivantes : Durée de prélèvement : 5 minutes Débit de prélèvement : 2 m3/h Diamètre du filtre : 15 cm Mesure nette sur le filtre : 1 c/s Rendement de la sonde : 15 % Surface de la sonde : 20 cm2 Calculer l’activité volumique dans le local. Cette valeur correspond-elle au scénario de la fuite ou de la bouffée ? Exercice 6 Un agent SRP (Service Prévention des Risques) a réalisé des contrôles de contamination surfacique dans le cadre du zonage propreté. Le local est classé NP et l’agent doit donc vérifier si la contamination surfacique est inférieure à 0,4 Bq/cm². L’agent a réalisé une chiffonnette sur 2 m². Le PV de mesure est le suivant : Surface contrôlée : 2 m² Rendement de l’appareil : 26 % Taux de comptage net : 18 c/s Rendement de prélèvement : 10 % Établir la valeur de l’activité surfacique et conclure quant au zonage propreté de ce local.

300

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Exercice 7 Radionucléides

% en activité

DPUI (Sv/Bq) 4,6 .

Type d’émission

10–5

α

Pu 238

1

Pu 239

1,5

4,6 . 10–5

α

Pu 240

0,5

4,6 . 10–5

α

Am 241

1

3,9 . 10–5

α

–9

βγ βγ

Cs 137

48

4,6 . 10

Sr 90

48

2,4 . 10–8

1) Calculer le RCA équivalent mélange des émetteurs β, le RCA équivalent des émetteurs α et le RCA équivalent du mélange α et β. 2) Dans ce local, on réalise un frottis que l’on compte de deux manières différentes : Surface frottée : 300 cm² Surface frottis : 15 cm² Rendement de prélèvement : 0,1 a. Comptage au banc de comptage des frottis     Rendement de détection : 15 %     Taux de comptage net : 18 c/s b. Comptage à la sonde β d’un contaminamètre     Rendement de détection : 15 %     Surface sonde : 25 cm²     Taux de comptage net : 20 c/s Vérifier si les activités surfaciques trouvées par les deux méthodes sont cohérentes. 3) Calculer le nombre maximum de RCAβ auquel pourrait être soumis un travailleur si on considère un facteur de remise en suspension de 10–4 m–1. En déduire le temps de travail maximal autorisé pour ne pas dépasser la limite annuelle d’inhalation. 4) Déterminer la valeur de contamination surfacique limite (en ne prenant en compte que le risque β) si le travailleur veut travailler 2 000 heures à ce poste de travail en ne dépassant pas 6 mSv par an. Exercice 8 Dans un local à risque iode de volume 50 m3 et de débit de ventilation 150 m3/h, une opération de maintenance est prévue. Au début de l’intervention, une vanne présente une fuite de 100 Bq/s. L’iode est relâché sous forme gazeuse et des charbons actifs de coefficient d’épuration CE = 2 000 sont placés à l’entrée de la ventilation pour le piéger.

301

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Radionucléide

Émission

Demi-vie

Pourcentage en activité

DPUI – 1 µm (Sv.Bq–1)

DPUI – 5 µm (Sv.Bq–1)

131 I 53

β-

8 jours

100 %

7,6.10–9

1,1.10–8

1) Calculer la LDCA et le RCA de l’iode 131. 2) Une balise iode est placée dans le local. Son seuil est réglé à 1 LDCA. Calculer le moment où elle va déclencher. 3) Calculer l’activité inhalée puis la dose efficace incorporée par un agent qui serait dans le local sans protection des voies respiratoires jusqu’au déclenchement de la balise. On considérera que l’activité moyenne dans le local et 0,5 LDCA. 4) La fuite a duré 2 heures. Calculer l’activité piégée par les charbons actifs. Exercice 9 Dans une station thermale des Vosges, on mesure une activité volumique en radon de : AV = 350 Bq/m 3 . On donne DPUI ( 222 Rn) = 1,4.Sv/(J.h.m −3 ) et F = 0,4. 1) Calculer EAPv. 2) Calculer la dose efficace reçue en 1 an par un travailleur (35 heures pendant 47 semaines). 3) En déduire la fraction de limite annuelle d’exposition pour ces travailleurs. 4) Y a-t-il une obligation réglementaire de mettre en place des actions correctives à cette activité volumique ? 5) Quel moyen de protection peut-on mettre en place afin de diminuer l’exposition du personnel de cette station thermale ? Exercice 10 Dans un local de volume 20 m3 et dont le débit de ventilation est de 100 m3/h, on considère une émission de type bouffée (A0 = 100 MBq), supposée homogène du fait de la ventilation, d’un radionucléide à vie courte (T = 25 minutes) et à granulométrie importante entraînant un dépôt par sédimentation (Vs = 10–3 m/s et h = 1 m). On donne la DPUI inhalation suivante pour ce radionucléide : 3,3.10–11 Sv/Bq. 1) Calculer la pseudo-période δ (en h–1). 2) Calculer la concentration dans le local une minute après la bouffée. 3) Évaluer le temps t après la bouffée de contamination pour lequel la concentration dans le local sera égale à 1/100 de la concentration maximum. Au moment de la bouffée de contamination, un travailleur présent dans le local quitte rapidement (en 10 s) le local.

302

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

4) Déterminer l’activité inhalée si on considère que le débit respiratoire en situation d’urgence est de 2 m3/h. Donner la dose efficace correspondante. 5) Si aucun dispositif d’alerte n’a permis l’évacuation du travailleur, déterminer l’activité inhalée et la dose correspondante, pour un débit respiratoire de 1,2 m3/h (présence du travailleur depuis la bouffée jusqu’à l’élimination complète de la contamination volumique). 6) La ventilation est équipée d’un filtre THE (de rendement ρ = 99,9 %). Calculer l’activité déposée sur le filtre après 1 h, après 24 h. Conclure. Exercice 11 Un local d’entreposage de volume V = 50 m3 est équipé d’un système de ventilation présentant un débit Q = 500 m3/h. Il renferme un château de transport pouvant contenir des sources radioactives. On considère que ce château peut générer une fuite s’il est défaillant. Le spectre en activité des sources contenues dans ce château est : Radionucléides

% en activité

DPUI (Sv/Bq)

Type d’émission

U 234

84,4

6,8.10–6

α

U 235

1,8

6,1.10–6

α

U 238

3,8

5,7.10–6

α

Th 231

1,9

4,0.10–10

βγ

Th 234

3,8

5,8.10–9

βγ

Pa 234

4,3

5,8.10–10

βγ

1) Calculer le RCA du mélange. Une heure après l’entreposage du château dans le local, un technicien vient réaliser une mesure de l’activité volumique dans le local avec un appareil de prélèvement atmosphérique. Les données sont les suivantes : – Durée de prélèvement : 5 minutes – Diamètre du filtre absolu : 15 cm

Débit de prélèvement : 1 m3/h

Les mesures réalisées sur le filtre par une sonde de surface identique à celle du filtre donnent : – Nnetα = 12 c/s (Rα = 40 %) – Nnetβ = 1,5 c/s (Rβ = 46 %) 2) Calculer l’activité sur le filtre de prélèvement. 3) En déduire le débit de fuite du château. Ce dernier est-il défectueux ? 4) Calculer l’activité volumique dans le local après 1 h. En déduire son zonage.

303

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

5) Quelle est l’activité volumique à l’équilibre (en Bq/h et en RCA) ? 6) Calculer l’exposition d’un opérateur qui serait resté 1 h dans ce local. En déduire la dose qu’il aurait reçue. Quelle aurait été cette dose s’il avait porté un équipement de protection des voies respiratoires (CE = 100) ? Après colmatage de la fuite, un technicien en radioprotection réalise un contrôle de contamination surfacique par frottis sur le château. Il utilise une sonde alpha pour réaliser la mesure du frottis. Les données sont les suivantes : – Surface frottée : 300 cm2 – Surface du détecteur : 30 cm2 – Rendement de frottis : 10 %

Surface du frottis : 50 cm2 Rendement du détecteur : 20 % Comptage net en alpha : 300 c/s

7) Calculer l’activité surfacique mesurée avec ce frottis. 8) En prenant en compte un taux de remise en suspension de 10–4m–1, quelle est l’activité volumique à laquelle pourrait être exposé ce travailleur (en Bq/m3 et en RCA) ? 9) Étant donné les valeurs calculées dans les questions précédentes, quels moyens de protection peut-on préconiser ?

Corrigé des exercices du chapitre 10 Exercice 1 On suppose que l’élimination des radionucléides ne se fait que par décroissance radioactive (pas d’élimination biologique). Le bébé ingère la contamination et stocke donc ces nucléides. La DPUI par ingestion est notée h(g) et permet alors de calculer la dose efficace engagée. Pour 1 jour :  E j = ∑ Ai .hi ( g ) i

E j = 40.10 −3 × 4,7.10 −6 + 4.10 −3 × 3,1.10 −5 + 30.10 −3 × 3,3.10 −7 + 28.10 −3 × 81 , .10 −6 + 16.10 −3 × 2,1.10 −5 + 4.10 −3 × 3,7.10 −6 + 4.10 −3 × 1,4.10 −5 E j = 9,555.10 −7 Sv/jour Pour 1 an : E = E j × t = 9,555.10 −7 × 365 = 3,49.10 −4 Sv = 349 µSv Cette contamination par ingestion contribue à l’exposition naturelle (6 % de l’exposition moyenne en France, équivalente en moyenne à 200 µSv). Ici, on a surestimé la consommation d’eau et on n’a pas pris en compte l’élimination naturelle. On a donc surestimé la dose efficace engagée sur 1 an.

304

Chapitre 10. Moyens de protection contre l’exposition interne

Exercice 2 Un incident libère dans un local non ventilé de 100 m3 une activité de 100 000 Bq de cobalt 60. 1) D’après l’arrêté de 2003, par défaut, on utilise la DPUI 5 µm pour un adulte et par inhalation : h(g) = 7,1.10–9 Sv/Bq. 2) La LDCA est l’activité volumique qui conduit à une dose efficace de 20 mSv pour 2 000 heures de travail. 0,02 0,02 = = 1173,7 Bq/m 3 LDCA = 2400.h( g ) 2400 × 7,1.10 −9 3) Le RCA est l’activité volumique qui conduit à une dose efficace engagée de 25 µSv pour une heure d’exposition en zone contrôlée. 25.10 −6 25.10 −6 RCA = = = 2934,3 Bq/m 3 1,2.h( g ) 1,2 × 7,1.10 −9 A 100000 = = 1000 Bq/m 3. Cette valeur est inférieure à 1 LDCA. V 100 1000 = AV = 0,34 RCA : cette activité volumique est comprise entre 0,3 et 2934,3 1 RCA. 4) AV=

Le local est donc en zone verte. 5) Les risques sont un risque d’exposition externe et surtout un risque de contamination interne. 6) On peut effectuer un prélèvement à l’aide d’un appareil de prélèvement atmosphérique. 7) Le risque de contamination est faible (car Av S sonde ) : S frottis N − N BDF 300 50 = 83,3 Bq/cm 2 As = BRUT × = × R A .R f .S f Sdétecteur 0,2 × 0,1 × 300 30 8) Remise en suspension de la contamination surfacique : AV = k . AS = 10 −4 × 83,3.10 4 = 83,3 Bq/m 3 83,3 En nombre de RCA, on obtient := AV = 24,3 RCA 3,43 9) As = 83,3 Bq/cm 2 : très contaminé ; AV = 24,3 RCA  : zone jaune. Le technicien qui vient effectuer les contrôles devrait se protéger de la contamination surfacique (surtenues, surchaussures, gants). Comme il y a aussi un risque d’exposition interne, il peut porter un masque filtrant.

313

Chapitre 11 Les effets biologiques des rayonnements ionisants

Lorsqu’on reste un moment au soleil, on bronze. Certaines personnes peuvent rougir ou brûler. Cet exemple permet de comprendre les effets des rayonnements ionisants. Quelle que soit l’exposition, que ce soit naturelle, professionnelle ou médicale, les effets seront les mêmes. On les classe en deux groupes : – les effets déterministes ou obligatoires ; – les effets stochastiques ou aléatoires.

I – Les effets moléculaires et cellulaires Le corps humain (et de tout être vivant) est composé de briques élémentaires appelées cellules. Les cellules représentent donc l’unité de structure du corps humain. On en dénombre, pour un adulte, entre 1012 et 1016. Les cellules de même type sont réunies en tissus (comme la peau). Les tissus forment les organes (par exemple le cœur). Ces cellules sont elles-mêmes faites d’ensembles plus petits : les molécules. Elles peuvent subir l’effet primaire des rayonnements ionisants : l’arrachage d’un électron. Elles peuvent donc être modifiées.

315

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les deux molécules les plus importantes dans le corps humain sont : – l’eau, qui représente 70 % du poids de l’organisme ; – l’ADN (acide désoxyribonucléique), qui est le siège du patrimoine génétique des individus. Environ 1 000 km d’ADN est synthétisé par seconde dans le corps humain.

1 – Effets moléculaires Radiolyse de l’eau La molécule d’eau (H2O) est composée d’un atome d’oxygène et deux atomes d’hydrogène. Deux liaisons chimiques, réalisées par la mise en commun d’électrons entre l’oxygène et l’hydrogène, permettent à cette molécule d’exister. Sous l’effet des rayonnements ionisants, ces liaisons peuvent se rompre et donner naissance à des nouvelles espèces chimiques très réactives appelées radicaux libres. Ces radicaux libres, en général oxydants, ont la propriété d’avoir un électron non apparié (symbolisé par un point). La destruction de l’eau par des rayonnements ionisants (RI) s’appelle la radiolyse. RI

O H

O H

H

H

 Figure 11-1  Radiolyse de l’eau et radicaux formés.

Les réactions mises en jeu sont les suivantes : → H2 O *  → HO + H  ; – excitation, H2 O RI – ionisation, H2 O RI → H2 O• + + e − et H2 O• + RI → HO• + H + . L’électron éjecté lors de l’ionisation se stabilise au niveau de l’énergie thermique et s’entoure d’une cage de molécules d’eau pour former un électron aqueux (e–aq) réducteur puissant. Les produits de la radiolyse (HO• , H•, e–aq, H+) se recombinent simultanément entre eux ou diffusent dans le milieu. À la fin de leur diffusion, les produits de la radiolyse présents dans le milieu sont : HO• , H•, e–aq, H+, H2O2 et H2. Les radicaux ainsi formés, hautement réactifs, peuvent modifier les liaisons chimiques et être responsables d’altérations moléculaires.

Effets des rayonnements ionisants sur l’ADN L’ADN est le composant des chromosomes. Chaque cellule somatique humaine (c’est-à-dire les cellules formant le corps d’un organisme) contient 22 paires de

316

Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

chromosomes homologues (ou autosomes) et une paire de chromosomes sexuels (ou gonosomes). Les chromosomes XX sont les chromosomes sexuels des filles et les chromosomes XY sont les chromosomes sexuels des garçons. Finalement, le corps humain est défini par 46 chromosomes. L’ADN a une forme particulière, appelée double hélice. Chaque partie de l’hélice est appelée brin. Les rayonnements ionisants peuvent agir de deux façons sur l’ADN : – effet direct, si les rayonnements ionisants cèdent directement leur énergie à la molécule d’ADN ; – effet indirect, si les produits de radiolyse (principalement de l’eau) viennent produire des modifications chimiques des brins d’ADN. Les rayonnements ionisants peuvent être responsables de ruptures d’un ou des deux brins de la chaîne d’ADN (cassure simple brin : CSB ; ou double brin : CDB), de modifications chimiques et de différents types de pontages. Notons que la plupart des lésions de l’ADN n’ont pas d’expression biologique pour deux raisons. En effet, les différentes régions de la chaîne d’ADN ne sont pas codantes pour la synthèse de protéines (pour une cellule donnée, environ 90 % des gènes ne s’expriment pas). De plus, la plupart des lésions sont réparables. Cependant, dans certains cas, les lésions sont mal réparées, voire non réparées. Ceci provoque des mutations de l’ADN, irréversibles.

2 – Effets cellulaires Fonctionnement d’une cellule Une cellule se décompose en trois parties, comme le montre la figure ci-dessous : – le noyau contient le matériel chromosomique, donc l’ADN ; – le cytoplasme est composé d’une solution aqueuse et des organites nécessaires au fonctionnement de la cellule ; – la membrane cytoplasmique délimite le pourtour de la cellule. cytoplasme

noyau

membrane cytoplasmique

 Figure 11-2  Schéma structurel d’une cellule humaine.

317

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les cellules peuvent avoir des fonctions différentes, donc des propriétés et des formes différentes. On peut trouver entre autres : – les neurones, qui sont les cellules nerveuses et composent le cerveau ; – les cellules hématopoïétiques, qui sont les cellules à l’origine des cellules sanguines et composent la moelle osseuse ; – les cellules sexuées (spermatozoïdes pour les hommes et ovules pour les femmes), qui ont la particularité de ne contenir que la moitié du matériel chromosomique et sont synthétisées lors d’un processus appelé méiose (ou division cellulaire des cellules sexuées). Elles interviennent lors de la reproduction des espèces sexuées. Le cycle cellulaire est constitué de 5 phases : – G1 (durée de 6 heures), correspond à la synthèse d’enzymes nécessaires à la synthèse d’ADN ; – S (durée de 10 heures), correspond à la synthèse de l’ADN ; – G2 (durée de 5 heures), correspond à la préparation de la division cellulaire appelée mitose ; – M (durée de 1 heure), correspond à la mitose ; – G0 (de durée variable), correspond aux fonctions physiologiques de la cellule. Les cellules de l’organisme qui ont un haut pouvoir de prolifération sont les plus radiosensibles.

Effets des rayonnements ionisants sur les cellules Une cellule peut répondre de trois façons différentes lorsqu’elle est soumise à des rayonnements ionisants. La cellule peut se réparer d’elle-même. Dans ce cas, il n’y a aucun effet des rayonnements ionisants. La cellule peut être détruite. Cet effet a lieu lors de fortes doses et correspond aux effets déterministes. Un certain seuil doit être atteint pour que la mort cellulaire ait lieu. La cellule peut subir une mutation. Cela veut dire que l’ADN du noyau a subi une transformation irréversible (effet mutagène). Dans ce cas, trois cas sont à définir : – la cellule survit mais ne peut plus se diviser, c’est un effet nul ; – la cellule est reconnue par l’organisme et l’isole. On dit que le corps est immunisé contre cette transformation. C’est un effet nul ; – la cellule a muté et n’est pas reconnue comme différente par l’organisme. Elle peut se diviser et donner d’autres cellules mutées et, in fine, donner un cancer. C’est un effet différé aléatoire.

318

Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

Le schéma ci-dessous résume les effets : RI

Réparation cellulaire

Mort cellulaire

Effet nul

Effet à seuil déterministe

Mutation cellulaire

Survie mais division impossible

Immunité

Survie et division

Effet nul

Effet nul

Effet différé stochastique

 Figure 11-3  Effets des rayonnements ionisants sur les cellules.

II – Les effets déterministes 1 – Causes des effets déterministes Les effets déterministes sont liés aux fortes doses qui provoquent la destruction cellulaire. Si un grand nombre de cellules disparaît, les tissus et les organes se détériorent. La santé de l’individu peut alors se dégrader. On distingue trois types de mort cellulaire. La mort mitotique différée se définit comme la perte irréversible de la capacité de prolifération de la cellule. Cette perte peut avoir lieu à la première mitose ou après quelques mitoses efficaces. Le résultat est l’extinction de la lignée cellulaire normalement issue de la cellule irradiée. Les cellules irradiées semblent normales au point de vue morphologique et fonctionnel. Ce n’est qu’au moment de la mitose que s’exprimeront les lésions. L’apoptose (ou mort cellulaire programmée) est un processus au cours duquel les cellules déclenchent elles-mêmes leur autodestruction en réponse à un signal (suite à la modification de l’ADN). La nécrose est une forme de dégâts cellulaires qui mène à la mort non programmée et prématurée des cellules.

319

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les cellules ne réagissent pas toutes de la même façon aux rayonnements ionisants. La loi de Bergonie et Tribondeau nous apprend que : « Les cellules composant les tissus d’un organisme sont d’autant plus sensibles aux rayons X (tous les rayonnements ionisants) que ceux-ci agissent sur des cellules en pleine activité reproductrice, que leur avenir caryocinétique (multiplication cellulaire) est plus élevée, enfin que leur morphologie (nature définitive) et leurs fonctions ne sont pas définitivement arrêtées. » (Jean Bergonie) Plus la cellule est jeune, peu différenciée, à forte activité mitotique, Plus elle est sensible aux rayonnements ionisants. Ainsi, pour le corps humain, on peut classer les tissus du plus radiosensible au plus radiorésistant : – les tissus embryonnaires ; – les organes hématopoïétiques (moelle osseuse et sang) ; – les gonades (testicules et ovaires) ; – l’épiderme (peau) ; – la muqueuse intestinale ; – le tissu conjonctif ; – le tissu musculaire ; – le tissu nerveux.

2 – Propriétés des effets déterministes Précoces Ils se manifestent quelques heures à un mois après l’exposition (exception pour la cataracte qui peut se manifester plusieurs années après l’exposition). Par exemple : – l’asthénie (fatigue physique) apparaît entre 0 et 8 heures, s’observe dans 30 % des cas à 1,5 Gy et 60 % des cas à 2 Gy ; – les céphalées (maux de tête) apparaissent entre 0 et 8 heures, s’observent dans 50 % des cas à 2 Gy, mais sont déjà observables à 1 Gy ; – les nausées et vomissements sont plus tardifs ; – les érythèmes précoces (rougeurs) apparaissent dans les 24 heures au-delà de 6 Gy et peuvent persister 15 jours ; – les diarrhées et l’hyperthermie (fièvre) apparaissent dans les 24 heures pour des doses absorbées de 7 Gy. L’évolution des effets aigus se fait en quatre phases : – la phase initiale (ou prodromique), durant laquelle on voit apparaître les symptômes de façon transitoire. Elle dure quelques heures ;

320

Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

– la phase de latence. Elle est silencieuse et les symptômes disparaissent. Elle dure quelques jours ; – la phase d’état (ou phase critique), durant laquelle se développent les signes caractéristiques de chaque syndrome ; – la phase de convalescence.

Réversibles Lorsque les pertes cellulaires ne sont pas trop importantes, elles peuvent être reconstituées. Par exemple, en cas de nécrose de la peau, on peut réaliser une autogreffe (le donneur est le receveur).

À seuil Les effets déterministes n’apparaissent chez un même individu qu’à partir d’une dose seuil. La valeur du seuil varie selon les individus et suit une loi de statistique normale (voir figure ci-dessous). Les premiers signes (non visibles) peuvent apparaître à partir de 300 mGy. En tout état de cause, aucun signe n’est visible en dessous d’1 Gy.

La gravité Elle est proportionnelle à la dose absorbée. Le schéma ci-dessous l’illustre : population

gravité

100% 50%

0

D0

D

Forme gaussienne de la courbe

0

D0 > 0

D

Gravité et dose proportionnelles

 Figure 11-4  Lien entre dose absorbée et population et dose absorbée et gravité (effets déterministes).

3 – Seuils des effets déterministes Les effets cellulaires sont prévisibles et peuvent être connus si on connaît la dose absorbée sur une période réduite. En effet, si la dose est répartie sur une longue période, elle n’aura pas le même effet. Dans cette partie, c’est bien l’exposition aiguë sur une courte période qui est prise en compte. On peut faire une analogie avec la prise d’alcool : l’absorption d’une

321

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

grande quantité répartie sur un mois n’aura pas le même effet que l’absorption de cette même quantité en une fois. La grandeur à retenir est la dose létale 50. C’est la dose absorbée qui conduit à la mort dans 50 % des cas en l’absence de traitement. DL50 = 4 à 4,5 Gy Le tableau ci-dessous résume les principaux seuils d’apparition des symptômes. Dose absorbée aiguë reçue en moins de 2 jours 300 mGy à 1 Gy

Effets déterministes

Forme

Premiers signes cliniques non visibles Infraclinique

1 à 2 Gy

Asthénie, nausée, vomissements

Réaction générale légère

2 à 4 Gy

Anémie maximale, perte des cheveux

Réaction hématopoïétique modérée

4 à 6 Gy

Hémorragies, aplasie (arrêt du développement tissulaire)

Réaction hématopoïétique grave

6 à 7 Gy

Diarrhée, vomissements, hémorragies Réaction gastro-intestinale

8 à 15 Gy

Insuffisance respiratoire aiguë

Réaction pulmonaire

Au-delà de 20 Gy

Coma, mort entre 14 heures et 36 heures

Réaction cérébrale

 Figure 11-5  Seuil d’apparition des effets déterministes.

L’embryon et le fœtus sont eux aussi radiosensibles. C’est pourquoi la réglementation protège les femmes enceintes, qui n’ont plus le droit d’aller en zone surveillée ou contrôlée pendant leur grossesse et leur période d’allaitement. L’apparition de symptômes peut être observée après une exposition de 200 mGy. Les risques dépendent de l’âge de l’embryon (pour les 60 premiers jours) ou du fœtus (de 60 jours à la naissance) : – de 0 à 9 jours, loi du tout ou rien. Soit l’embryon est viable soit la grossesse s’interrompt ; – de 9 jours à 2 mois, peuvent apparaître des malformations physiques ; – de 2 mois à 18 semaines, peuvent apparaître des retards mentaux ; – après 18 semaines, le fœtus peut développer des cancers. En cas d’exposition d’une femme enceinte, des mesures peuvent être décidées : – si la dose est inférieure à 100 mGy, aucune mesure particulière, si ce n’est éviter une nouvelle irradiation. – entre 100 et 200 mGy : attitude à discuter avec les parents en fonction du contexte familial et clinique ;

322

Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

– si la dose est supérieure à 200 mGy, une interruption thérapeutique de grossesse peut être conseillée.

III – Les effets stochastiques 1 – Propriétés des effets stochastiques À long terme La principale expression des effets stochastiques est l’apparition de cancers car ils résultent de la mutation des cellules. À ce titre, ils prennent plusieurs années à se développer et sont aléatoires. C’est pourquoi le dossier médical des travailleurs du nucléaire est conservé encore 50 ans après l’arrêt de leur activité.

Sans seuil Les effets stochastiques peuvent apparaître à partir d’une très faible exposition aux rayonnements ionisants, comme le montre la courbe ci-dessous. On admet, mais on ne peut pas le démontrer, que la courbe peut partir d’une dose D(0) > 0. Cette courbe est admise par la CIPR. La fréquence des effets est donc proportionnelle à la dose. Comme la courbe part de zéro, on surévalue les risques, c’est le principe de précaution qui joue. On ne peut donc pas totalement supprimer les risques : c’est la notion de risque acceptable (à mettre en parallèle avec les morts sur la route).

La gravité La gravité est indépendante de la dose, c’est la loi du tout ou rien (développement de cancer ou pas). population

gravité

100% 50%

0

200 mSv

D

Relation linéaire quadratique

0

D

Gravité constante

 Figure 11-6  Lien entre dose absorbée et population et dose absorbée et gravité (effets stochastiques).

323

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Non spécifiques Aujourd’hui, il est impossible de déterminer si un cancer est dû aux rayonnements ionisants ou pas. Il n’existe aucun marqueur pour pouvoir détecter les cancers radioinduits. Mais des études sont en cours pour trouver des marqueurs spécifiques. En particulier, on essaye de déterminer une susceptibilité individuelle de détection des cancers. Ce serait une susceptibilité génétique et elle permettrait une meilleure gestion des doses. On peut prendre en parallèle l’exemple du tabac. Fumer peut provoquer le cancer des bronches, mais : – celui qui ne fume pas peut aussi développer un cancer des bronches ; – celui qui fume peut ne pas avoir de cancer des bronches.

2 – Effets cancérogènes Définition Les rayonnements ionisants sont dangereux pour la santé. Il y a cependant deux écueils à éviter : – ne pas les banaliser ; – ne pas en avoir une crainte irrationnelle. Un travailleur de catégorie A est limité à une exposition de 20 mSv sur 12 mois consécutifs, alors que la population non catégorisée (visiteurs des sites entre autres) est limitée à une exposition de 1 mSv sur 12 mois consécutifs. Par faibles doses (sur toute une vie), on entend une dose de 100 à 200 mSv. Aujourd’hui, quand les travailleurs partent en retraite, ils ont accumulé des doses comprises entre 100 et 400 mSv. Les rayonnements ionisants peuvent tuer mais ils peuvent aussi soigner. En effet, en radiothérapie, on applique des doses de 40 à 60 Gy par tumeur : à mettre en rapport avec les seuils à faible dose. À noter que la dose en radiothérapie est très localisée : le médecin nucléaire choisit la dose, le rayonnement, le débit de dose et l’énergie du rayonnement ionisant. Les faisceaux de particules sont envoyés dans plusieurs sens, pour que les organes proches de la tumeur soient irradiés au minimum. Le bruit de fond des cancers est de 25 à 30 % : c’est un bruit de fond naturel. Les principaux cancers sont ceux des seins, de la prostate et du côlon (cancers solides). Le nombre de cancers augmente avec l’âge de la population. Le taux de mortalité (= décès, à ne pas confondre avec le taux de morbidité = malade) lié au cancer en France est de 25 %. Ce taux est en augmentation. En effet, les progrès en médecine font qu’on soigne de mieux en mieux les maladies cardiovasculaires. Donc, les gens vivent plus vieux et ont plus de probabilité de développer des cancers.

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Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

Pour les risques radioactifs, il y a trois sujets d’études : – les transformations in vitro, c’est-à-dire les études en laboratoires ; – les études sur les animaux, notamment sur les souris et les rats ; – les enquêtes épidémiologiques. Le cancer est la prolifération excessive et anarchique des cellules immortalisées qui provoquent des tumeurs malignes envahissantes. L’ADN de ces cellules a subi des transformations sous l’effet d’un facteur extérieur, par exemple les rayonnements ionisants. Ces facteurs ont donc un effet mutagène et provoquent des cancers. Ces cellules échappent à tout contrôle. Les cancers sont développés en général à partir des cellules épithéliales (cellule de recouvrement : peau, plèvre, épithélium buccal). Il peut aussi se développer des tumeurs bénignes (nævus ou grains de beauté), non dangereuses pour la santé.

Enquêtes épidémiologiques C’est une étude des épidémies (ou pathologie) à l’origine de maladies et l’étude de ses causes ; elle met en évidence des liens entre causes et effets. Dans le cas des rayonnements ionisants, il faut essayer de mettre en évidence un excès de cancers (sachant qu’on ne peut pas détecter des cancers radioinduits) par rapport au bruit de fond qui est de 25 %. Il existe deux types d’enquêtes épidémiologiques : – les études de cohorte, comme Hiroshima et Nagasaki, qui étudient un ensemble de population bien définie ; – les études cas-témoins ; ce sont des études rétrospectives prenant en compte un facteur auquel la population a été exposée (exemple : amiante).

Hiroshima et Nagasaki Population : 80 000 survivants. Constat : 500 décès supplémentaires morts par cancer ; fréquence des cancers de 2 à 4 % (à mettre en parallèle avec les morts directes par la bombe – entre 95 000 et 166 000 à Hiroshima et entre 155 000 et 246 000 à Nagasaki). À 0,2 Gy de dose : pas de cancer (en 1952). Pour des doses supérieures, on observe des leucémies en excès (cancers liquides) dans les premières années, puis des cancers solides en excès plusieurs dizaines d’années plus tard. Pour les fœtus irradiés, on a mis en évidence des lésions au cerveau, les enfants sont débiles légers. Attention, les doses ont été absorbées avec des débits de doses énormes ! La radioprotection, c’est le contraire : on a des débits de dose et des doses faibles.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Populations Il y a des disparités régionales pour les cancers. Pour les populations habitant autour des centrales, on n’a pas remarqué de hausse significative de cancers. Cependant rien n’est prouvé : pas de mise en évidence de liens ! À noter, l’étude de Gartner : près d’une centrale en Angleterre, une hausse des leucémies chez les enfants a été observée. Mais elle serait due au brassage de population autour de la centrale…

Travailleurs Par exemple, chez les mineurs de mine de radium, on observe une hausse significative des cancers des poumons. Le CIRC (Centre international sur la recherche du cancer à Lyon) a mené des enquêtes en récupérant toutes les données sur les travailleurs sous rayonnements ionisants et a publié 2 séries de résultats (en 2000 puis en 2006). 1re série : hausse des décès par leucémies (pas de changement pour les cancers solides). 2e série (menée sur 15 pays – 400 000 travailleurs suivis de 1943 à 2000) : excès de cancers solides, dose moyenne calculée à 19 mSv. Pour une dose cumulée de 100 mSv, il y a : – une hausse de la mortalité de 9 % pour les cancers hors leucémie ; – une hausse de 6 % pour les cancers hors leucémie, hors plèvre et hors poumon. Le nombre de décès imputable aux RI est de 2 %. Attention, dans cette étude, il y a deux facteurs de confusion : tabac et amiante. Il faut en plus ajouter les expositions dues aux traitements médicaux pourvoyeurs de haute dose. Conclusion : même à faible dose, il peut y avoir un risque lié aux rayonnements ionisants. Pour un travailleur, le risque est de 4 % par sievert (effet cancer). À chaque fois qu’il reçoit 1 Sv, il augmente de 4 % sa chance de mourir d’un cancer. Décès par cancer létal :

Risque naturel : 0,2



Risque ajouté : 0,04 → pour 10 mSv : 0,0004

Donc : 0,2 + 0,0004 = 0,20004 pour un travailleur → le risque est donc limité. Paradoxalement, les personnes qui travaillent sous rayonnement ionisant auraient moins de risque de mourir d’un cancer radioinduit que la population. Deux mécanismes seraient en jeu : L’hormèse (hormesis) désigne une réponse de stimulation du système de défense biologique suite à des expositions à de faibles doses. À cause de ce mécanisme, certains polluants peuvent avoir un effet opposé à l’effet de départ.

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Chapitre 11. Les effets biologiques des rayonnements ionisants

L’effet du travailleur en bonne santé (healthy worker effect) est la réduction du risque de décès chez les travailleurs exposés comparativement à celui estimé de la population. Ces effets sont soumis à caution et encore mal connus. Des expériences sont réalisées sur des animaux et des études statistiques sont réalisées pour vérifier la réalité de ces effets. Pour le moment, ils restent en débat. En comparaison avec les autres professions, la durée moyenne du raccourcissement de la vie en fonction des risques professionnels est limitée pour un travailleur du nucléaire : Pêcheur en haute mer (pour un an de vie professionnel) : 31,9 jours Irradiation professionnelle (pour un an de vie active) : 2,6 jours

3 – Effets génétiques et héréditaires On appelle effets génétiques les modifications sur l’ADN des cellules germinales (irradiation des gonades) susceptibles d’entraîner des anomalies (malformation et maladie) chez les descendants de l’individu irradié. Il ne faut pas les confondre avec les effets tératogènes (irradiation du fœtus de la femme enceinte et qui provoquent des malformations). À partir de 0,3 mSv, on voit apparaître des chromosomes dicentriques (en laboratoire). En centrale en France, un seul cas a été observé dans les années quatre-vingt : modification de la formule sanguine chez un travailleur qui a été exposé à une dose de 380 mSv. Les effets génétiques (ou héréditaires) sont les effets transmissibles à sa descendance. Aucun effet génétique n’a pu être mis en évidence chez l’Homme. Cependant des effets tératogènes ont été vus. Pour la population de Tchernobyl : hausse de leucémies chez les nouveau-nés, diverses malformations et attardés mentaux. Toujours à Tchernobyl, on a observé depuis 20 ans des modifications dans la faune et la flore qui s’est adaptée aux conditions de vie. Notons qu’une étude sur les effets héréditaires a été menée sur des souris : l’étude Los Alamos. Elle a étudié 82 générations de souris sur 22 ans (irradiées à 2 Gy). Elle n’a pas montré de façon évidente que des effets héréditaires existaient chez ces mammifères : si le risque héréditaire existe, il est de toute évidence très faible. L’étude de la population d’Hiroshima et Nagasaki sur 10 générations (ou 300 ans) permettra de réaliser une étude des effets héréditaires chez l’Homme.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Conclusion En guise de conclusion, le tableau suivant compare les effets déterministes et les effets stochastiques. Effets déterministes Effets sur les cellules

Propriétés

Maladies

Effets stochastiques

Mort cellulaire

Survie des cellules mutées

Obligatoires

Aléatoires

Seuil de dose connu

Pas de seuil

Effet proportionnel à la dose

Effet non proportionnel à la dose

Fréquence non proportionnelle à la dose Fréquence proportionnelle à la dose Gravité liée à la dose

Gravité non liée à la dose

Caractéristiques

Non caractéristiques

Précoces ou moyen terme

Long terme

Syndrome d’irradiation globale aiguë Brûlures radiologiques

Cancers Effets génétiques

 Figure 11-7  Comparaisons des effets déterministes et stochastiques.

Notons enfin qu’un organisme spécialisé, le RERF ou Radiation Effects Research foundation (Fondation de recherche sur les effets des rayonnements) étudie les mécanismes à l’origine des cancers depuis 1975.

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Chapitre 12 Bases de la réglementation

I – Grands principes de réglementation

en radioprotection

1 – But de la radioprotection Le but de la réglementation en radioprotection est de protéger l’Homme et l’environnement de l’exposition aux rayonnements ionisants et de ses effets néfastes. Il repose sur trois principes fondamentaux : – la justification de l’activité ; – l’optimisation de la dosimétrie ; – la limitation de l’exposition. La réglementation définit les activités nucléaires ainsi : les activités comportant un risque d’exposition des personnes aux rayonnements ionisants lié à la mise en œuvre soit d’une source artificielle, qu’il s’agisse de substances ou de dispositifs, soit d’une source naturelle, qu’il s’agisse de substances radioactives naturelles ou de matériaux contenant des radionucléides naturels, sont dénommées activités nucléaires (article L. 1333-1 du code de la santé publique). Les règles à respecter sont clairement stipulées dans l’article L. 1333-2 : « Les activités nucléaires satisfont aux principes suivants : 1° Le principe de justification, selon lequel une activité nucléaire ne peut être entreprise ou exercée que si elle est justifiée par les avantages qu’elle procure sur le plan individuel ou collectif, notamment en matière sanitaire, sociale, économique ou scientifique,

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

rapportés aux risques inhérents à l’exposition aux rayonnements ionisants auxquels elle est susceptible de soumettre les personnes ; 2° Le principe d’optimisation, selon lequel le niveau de l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants résultant d’une de ces activités, la probabilité de la survenue de cette exposition et le nombre de personnes exposées doivent être maintenus au niveau le plus faible qu’il est raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu de l’état des connaissances techniques, des facteurs économiques et sociétaux et, le cas échéant, de l’objectif médical recherché ; 3° Le principe de limitation, selon lequel l’exposition d’une personne aux rayonnements ionisants résultant d’une de ces activités ne peut porter la somme des doses reçues audelà des limites fixées par voie réglementaire, sauf lorsque cette personne est l’objet d’une exposition à des fins médicales ou dans le cadre d’une recherche mentionnée au 1° de l’article L. 1121-1. »

2 – Les instances internationales et nationales La réglementation en radioprotection s’appuie sur des études faites au niveau mondial par des organismes indépendants. Ces organismes publient des études, émettent des recommandations et édictent des normes qui sont ensuite reprises dans les textes réglementaires et législatifs. Les textes se regroupent principalement dans le Code du travail (CT) et le Code de la santé publique (CSP). Le schéma présente ces organismes.

 Figure 12-1  Les instances nationales et internationales.

L’UNSCEAR (United-Nations Scientific Committee on the Effects of the Atomic Radiations – Comité scientifique des Nations unies sur les effets des rayonnements atomiques) étudie la dosimétrie de la population mondiale et évalue les études scientifiques.

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

L’ICRU (International Commission on Radiological Units and Measurements – Commission internationale des unités et mesures radiologiques) émet des recommandations ayant pour objectifs d’élaborer des systèmes de grandeurs et d’unités en dosimétrie et en radioactivité. Elle a été créée en 1925. Le BIPM (Bureau international des poids et mesures) assure l’uniformité mondiale des mesures et leur traçabilité au système international d’unités (SI) et effectue des étalonnages. Il a été créé en 1875 et est basé à Sèvres en France. La CIPR (Commission internationale de protection radiologique) émet des recommandations en radioprotection. Elle a été créée en 1928 par les radiologues. L’AIEA (Agence internationale pour l’énergie atomique) cherche à promouvoir les usages pacifiques de l’énergie nucléaire et à limiter le développement de ses applications militaires. Elle peut inspecter les installations existantes pour s’assurer de leurs usages pacifiques, informe et publie des rapports, discute les recommandations et propose des normes. Elle a été créée en 1956, dépend de l’ONU et son siège est à Vienne en Autriche. Euratom (ou CEEA, Communauté européenne de l’énergie atomique) émet des directives européennes basées sur les recommandations de la CIPR. Ces directives sont à reprendre dans le droit national. Il a été créé en 1957, suite au traité de Rome, et siège à Bruxelles en Belgique. La réglementation retranscrit les directives Euratom dans ses lois. Les textes concernés se trouvent dans le code de la santé publique et le code du travail. Les directives d’Euratom ont imposé à la France de créer deux instances. L’ASN (Autorité de sûreté nucléaire) a été créée par la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite loi TSN) codifiée dans le code de l’environnement. L’ordonnance n° 2012-6 du 6 janvier 2012 précise son champ d’action. Elle est indépendante et est dirigée par un collège de cinq commissaires et dispose d’environ 450 travailleurs. L’ASN a trois principales missions : – réglementer ; elle contribue à l’élaboration de la réglementation, en donnant son avis au gouvernement sur les projets de décrets et d’arrêtés ministériels ou en prenant des décisions réglementaires à caractère technique ; – contrôler : elle est chargée de vérifier le respect des règles et des prescriptions auxquelles sont soumises les installations ou activités qu’elle contrôle ; – informer le public : elle est chargée de participer à l’information du public, y compris en situation d’urgence. L’IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) a été créée par l’article 5 de la loi n° 2001-398 du 9 mai 2001 et son fonctionnement a été précisé par le décret n° 2002-254 du 22 février 2002. Ce décret a ensuite été modifié le 7 avril 2007 pour tenir compte de la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 dite loi TSN. Les arrêtés n° 2015-992 du 17 août 2015 et n° 2016-283 du 10 mars 2016 précisent son fonctionnement et ses missions.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

L’IRSN est un établissement public à caractère industriel et commercial (EPIC) placé sous la tutelle des ministères de l’Écologie, la Recherche, l’Énergie, la Santé et la Défense. Il est dirigé par un président et comporte plus de 1 700 salariés. Ses missions sont : – – – –

la mise en œuvre de programmes de recherches ; la contribution à la formation et à l’enseignement en radioprotection ; la veille permanente en matière de radioprotection ; la contribution à l’information du public (auprès des Commissions locales d’information) ; – l’appui technique en matière de risques nucléaires et radiologiques (notamment pour l’ASN) ; – l’appui opérationnel en cas de crise ou de situation d’urgence radiologique ; – les réalisations d’expertises, de recherches et d’analyses, mesures ou dosages pour des organismes publics ou privés. L’IRSN a pour rôle aussi de centraliser certaines données. Elle assure en particulier : – la gestion de l’inventaire des sources ; – la comptabilité centralisée des matières nucléaires ; – la gestion du suivi dosimétrique des travailleurs exposés via le logiciel SISERI. Notons que le préfet peut aussi intervenir en tant que représentant de l’État dans certains cas, comme les situations d’urgence, les situations incidentelles ou accidentelles. Ce dernier doit être informé. Il peut alors saisir l’ASN et mettre en place un plan d’urgence. Enfin, précisons que les exploitants mondiaux du nucléaire ont décidé de créer une association suite à la catastrophe de Tchernobyl : WANO (World Association of Nuclear Operators ou Association internationale des exploitants du nucléaire). Le but premier de cette organisation, qui regroupe quelque 130 exploitants, est d’éviter une catastrophe nucléaire. Les industriels du nucléaire peuvent échanger leurs bonnes pratiques en vue d’améliorer la sûreté nucléaire et les performances des sites. WANO a développé en particulier la culture sûreté, basée sur trois principes : une attitude interrogative, une démarche rigoureuse et prudente et une communication efficace. Régulièrement, WANO publie des revues, les Peer Reviews.

3 – Classement des installations Il existe trois types de classement pour les installations nucléaires : – les ICPE (Installations classées pour la protection de l’environnement) ; – les INB (Installations nucléaires de base) ; – les INBS (Installations nucléaires de base secrète).

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

Une ICPE est un établissement dont l’activité présente un risque ou un inconvénient pour l’environnement humain et naturel. Il peut avoir un caractère industriel ou agricole, ou concerner les domaines des carrières ou l’éolien. Le classement en ICPE se fait selon le type d’activité (préparation, stockage, fabrication, conditionnement…) et la quantité de produits radioactifs détenus. Ce classement se fait selon des règles strictes décrites dans le décret n° 2018-434 du 4 juin 2018 portant diverses dispositions en matière nucléaire. Si on correspond au critère, l’établissement peut être classé ICPE. Il faut pour cela faire une déclaration à la préfecture ou une demande d’autorisation suivant la rubrique concernée. Le tableau ci-après présente les différentes étapes de la vie d’une ICPE. Phase de vie de l’ICPE

Autorisations réglementaires associées

Création ou reprise

Dossier de déclaration ou d’autorisation

Exploitation

Audit de conformité et actions correctives

Mise à l’arrêt définitif

Cessation d’activité

 Figure 12-2  Phases de vie d’une ICPE.

Si on ne peut pas être classé en ICPE, l’installation est classée en INB. C’est une dénomination réglementaire pour une installation nucléaire fixe telle qu’un CNPE. Le décret n° 2007-830 du 11 mai 2007 relatif à la nomenclature des installations nucléaires de base donne les seuils pour le classement en INB à l’aide d’une grandeur Q représentant l’activité totale des radionucléides présents ou susceptibles de l’être dans l’installation. Phase de vie de l’INB

Autorisations réglementaires associées

Conception et construction

Décret d’autorisation de création

Exploitation

Autorisation de mise en service Réexamen de sûreté

Mise à l’arrêt définitif et démantèlement

Décret spécifique

 Figure 12-3  Phases de vie d’une INB.

Ces installations doivent être autorisées par décret pris après avis de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et après enquête publique et accord de la Commission locale d’information (CLI). Leur conception, construction, exploitation (en fonctionnement et à l’arrêt), mise à l’arrêt définitif et démantèlement sont réglementés. Le tableau résume les différentes étapes de la vie d’une INB.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

De plus, l’arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base (appelé « arrêté INB ») a pour but d’assurer un fonctionnement sûr des installations en définissant trois intérêts protégés : la sécurité publique, la santé et la salubrité publiques et la protection de la nature et de l’environnement. Il précise que la sécurité nucléaire est un ensemble formé par la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention contre les actes de malveillance et les actions de sécurité civile en cas d’accident. La sûreté nucléaire, quant à elle, est l’ensemble des prescriptions techniques et des mesures organisationnelles prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets. L’arrêté INB demande aux exploitants : – – – – – –

de créer et mettre en œuvre une politique de protection des intérêts ; de maîtriser les risques ; de maîtriser les inconvénients ; de gérer les déchets ; de gérer les situations d’urgence ; de respecter les exigences en matière de transport et d’entreposage.

Enfin, une INBS est un périmètre géographique comprenant au moins une installation nucléaire de base intéressant la Défense. Ce classement est décidé par le Premier ministre sur proposition du ministre de la Défense ou du ministre de l’Industrie et si elle justifie d’une protection particulière contre la prolifération nucléaire, la malveillance ou la divulgation d’informations classifiées. L’ordonnance n° 2014-792 du 10 juillet 2014, place les INBS comme installation et activité nucléaire intéressant la défense. Depuis 2001, un délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les installations intéressant la défense nationale (DSDN) joue le rôle d’autorité de sûreté nucléaire pour la défense (ASDN) pour les 19 sites classés INBS.

II – Réglementation en radioprotection

dans le droit français

La réglementation en matière de radioprotection est consignée dans des codes de droit français. Les principaux codes traitant de radioprotection sont le code du travail (CT) et le code de santé publique (CSP). On peut aussi trouver certains textes dans le code de l’environnement, le code des mines, le code des transports ou encore le code de la défense. Le cadre législatif et réglementaire français a été renouvelé le 1er juillet 2018. Il transpose la directive 2013/59/Euratom du Conseil du 5 décembre 2013 fixant les normes de bases relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux rayonnements ionisants et met en application l’ordonnance n° 2016-128 du 10 février 2016 portant diverses dispositions en matière nucléaire.

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

La directive Euratom s’appuie elle-même sur les recommandations de la CIPR : la CIPR 103. La publication 103 est parue fin 2007, suite à neuf années de travail. Les principaux textes qui structurent la réglementation française actuelle sont : – le décret n° 2018-434 du 4 juin 2018 portant diverses dispositions en matière nucléaire ; – le décret n° 2018-437 du 4 juin 2018 relatif à la protection des travailleurs contre les risques dus aux rayonnements ionisants ; – le décret n° 2018-438 du 4 juin 2018 relatif à la protection contre les risques dus aux rayonnements ionisants auxquels sont soumis certains travailleurs. Des arrêtés viennent fixer les modalités d’application des lois et des décrets et sont régulièrement remis à jour. L’ASN peut elle aussi publier des décisions qui sont à prendre en compte. Précisons que les arrêtés cités dans cet ouvrage sont applicables au 1er juillet 2018 mais qu’ils sont soumis à modification suite à la publication des nouveaux décrets et des décisions futures du gouvernement.

1 – Réglementation des travailleurs Classement des travailleurs La réglementation du décret n° 2018-437 s’applique dès lors que les travailleurs sont susceptibles d’être exposés à un risque dû aux rayonnements ionisants d’origine naturelle ou artificielle, comme : – la fabrication, la production, le traitement, la manipulation, le stockage, l’utilisation, l’entreposage, la détention, le transport de substances radioactives ; – la fabrication et l’exploitation d’équipements électriques émettant des rayonnements ionisants fonctionnant sous une différence de potentiel de 5 kV ; – les activités humaines impliquant la présence de sources naturelles entraînant une augmentation notable de l’exposition (exploitation d’aéronefs, de mines, activités professionnelles exercées dans les sous-sols et rez-de-chaussée de bâtiments situés dans les zones où l’exposition au radon est importante) ; – les situations d’urgence radiologique et d’exposition durable résultant des suites d’une exposition d’urgence ou d’une activité humaine antérieure. Elle ne s’applique pas : – aux expositions résultant de l’exposition à un niveau naturel (radionucléides contenus dans le corps humain, rayonnements cosmiques au niveau du sol, radionucléides présents dans la croûte terrestre non perturbée) ; – aux expositions subies par les travailleurs du fait des examens médicaux ; – à l’exposition des travailleurs autres que les équipages aériens ou spatiaux, au rayonnement cosmique au cours d’un vol aérien ou spatial. La dosimétrie médicale n’est pas prise en compte dans l’exposition annuelle des travailleurs.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

D’après le CT, les travailleurs soumis aux rayonnements ionisants sont classés en deux catégories (A ou B) et ne sont pas classés (catégorie public) s’ils ne correspondent pas aux cas de l’article R. 4451-57 du CT. C’est l’employeur qui les classe après avis du médecin du travail : « Article R. 4451-57. – I. - Au regard de la dose évaluée […] l’employeur classe : 1° En catégorie A, tout travailleur susceptible de recevoir, au cours de 12 mois consécutifs, une dose efficace supérieure à 6 mSv ou une dose équivalente supérieure à 150 mSv pour la peau et les extrémités. 2° En catégorie B, tout autre travailleur susceptible de recevoir : a) une dose efficace supérieure à 1 mSv ; b) une dose équivalente supérieure à 15 mSv pour le cristallin ou à 50 mSv pour la peau et les extrémités. II. – Il recueille l’avis du médecin du travail sur le classement. »

Cas particulier des jeunes travailleurs Les travailleurs âgés de 15 à 18 ans font l’objet de limites qui leur sont propres dans le CT : « Article D. 4453-21. – I. – Il est interdit d’affecter les jeunes à des travaux les exposant à des rayonnements ionisants requérant un classement en catégorie A ou B […] II. – Pour les jeunes d’au moins 16 ans, il peut être dérogé, à l’interdiction mentionnée au I dans les conditions et formes prévues […]. Les jeunes sont classés en catégorie B […] et, en situation d’urgence radiologique, ne peuvent pas être affectés à l’un des groupes définis à l’article R. 4451-99. » « Article R. 4451-8. – I – L’exposition des jeunes âgés de 15 ans au moins à 18 ans aux rayonnements ionisants ne dépasse pas : 1° Pour l’organisme entier, 6 mSv sur 12 mois consécutifs, évaluée à partir de la dose efficace ; 2° Pour les organes et les tissus, évalués à partir des doses équivalentes correspondantes, suivantes : a) 150 mSv sur 12 mois consécutifs, pour les extrémités et la peau. Pour la peau, cette limite s’applique à la dose moyenne sur toute surface de 1 cm2, quelle que soit la surface exposée ; b) 15 mSv sur 12 mois consécutifs pour le cristallin. »

Cas particulier des femmes enceintes L’objectif de cette réglementation spécifique est de protéger l’enfant à naître des effets néfastes des rayonnements ionisants. Elle s’appuie sur deux axes : limiter l’exposition aux irradiations et éviter toute contamination. C’est pourquoi il est

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

important que les femmes connaissent les risques spécifiques liés à l’exposition des fœtus et qu’elles déclarent leur grossesse le plus tôt possible. D’après le CT : « Article R. 4451-7. – En cas de grossesse, l’exposition de l’enfant à naître, pendant le temps qui s’écoule entre la déclaration de grossesse et le moment de l’accouchement, est maintenue aussi faible que raisonnablement possible et, en tout état de cause, la dose équivalente reçue par l’enfant demeure inférieure à 1 mSv. » « Article D. 4152-4. – La femme enceinte exposée à des rayonnements ionisants ayant déclaré son état de grossesse est informée des mesures d’affectation temporaire […] et des dispositions protectrices prévues […] » « Article D. 4152-5. – Lorsque la femme enceinte est maintenue sur un poste l’exposant à des rayonnements ionisants, l’employeur s’assure du respect des valeurs limites d’exposition […] pour les organes ou les tissus. » « Article D. 4152-6. – Il est interdit d’affecter ou de maintenir une femme enceinte à un poste de travail requérant un classement en catégorie A […]. »

Limites réglementaires Le CT donne des limites claires pour l’exposition aux rayonnements ionisants. Le but est d’éviter toute exposition pouvant entraîner des effets déterministes. L’exposition est le fait d’être exposé aux rayonnements ionisants. On distingue : – l’exposition externe, résultant de sources de rayonnements ionisants situées en dehors de l’organisme ; – l’exposition interne, résultant de sources de rayonnements ionisants situées dans l’organisme ; – l’exposition totale, comprenant l’exposition externe et interne ; – l’exposition globale, du corps entier, considérée comme homogène ; – l’exposition partielle, portant essentiellement sur une partie de l’organisme ou sur un ou plusieurs organes ou tissus. Par dose extrémités, on entend les mains, les avant-bras, les pieds et les chevilles (article R. 4451-2 du CT). «  Article R. 4451-6. – L’exposition d’un travailleur aux rayonnements ionisants ne dépasse pas : 1° Pour l’organisme entier, la valeur limite d’exposition de 20 mSv sur 12 mois consécutifs, évaluée à partir de la dose efficace ; 2° Pour les organes et les tissus, les valeurs limites d’exposition, évaluées à partir des doses équivalentes suivantes : a) 500 mSv sur 12 mois consécutifs, pour les extrémités et la peau. Pour la peau, cette limite s’applique à la dose moyenne sur toute surface de 1 cm2, quelle que soit la surface exposée ; b) 20 mSv sur 12 mois consécutifs pour le cristallin. »

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les limites réglementaires sur 12 mois consécutifs sont résumées dans le tableau suivant. Tissus ou organes exposés

Travailleurs exposés Public

Cat. A

Jeunes de moins de 18 ans

Cat. B

Dose efficace E Organisme entier

20 mSv

6 mSv

6 mSv

1 mSv

Dose équivalente H Mains - avant-bras pieds - chevilles

500 mSv

150 mSv

150 mSv

50 mSv

Dose équivalente H Peau (1 cm2)

500 mSv

150 mSv

150 mSv

50 mSv

Dose équivalente H Cristallin

20 mSv

15 mSv

20 mSv

15 mSv

 Figure 12-4  Valeurs limites d’exposition des travailleurs sur 12 mois consécutifs.

Attention, à ce stade, il convient d’ajouter une précision. Alors que les limites pour les catégories A, public et jeunes de moins de 18 ans, sont des limites au sens infractionnel, ce n’est pas le cas pour la catégorie B. Le classement en catégorie A ou B sert à adapter le suivi médical, ce dernier étant renforcé pour la catégorie A. Les limites de la catégorie B sont des repères pour le classement des travailleurs. Prenons un exemple. Imaginons qu’un travailleur de catégorie B reçoive 8 mSv sur 12 mois consécutifs, donc plus que 6 mSv. Que se passe-t-il ? L’ASN ne peut pas appliquer de sanction sur le dépassement puisque la limite pour les travailleurs susceptibles d’être exposés est de 20 mSv sur 12 mois consécutifs. Elle peut simplement faire remarquer que l’évaluation des risques n’a pas été correctement réalisée. Le travailleur sera donc reclassé en catégorie A.

Formation des travailleurs Tout travailleur sous rayonnements ionisants reçoit une formation ou une information spécifique liée à son activité. Cette formation est prise en charge par l’employeur et doit être renouvelée au moins tous les trois ans. « Article R. 4451-58. – I. – L’employeur veille à ce que reçoive une information appropriée chaque travailleur. […]. II. – Les travailleurs classés […] reçoivent une formation en rapport avec les résultats de l’évaluation des risques. » « Article R. 4451-59. – La formation des travailleurs classés […] est prise en charge par l’employeur et renouvelée au moins tous les trois ans. »

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

La formation porte sur les caractéristiques des rayonnements ionisants ; leurs effets sur la santé ; les effets potentiellement néfastes des rayonnements ionisants sur l’embryon, en particulier lors du début de grossesse, et sur l’enfant à naître ainsi que la nécessité de déclarer la grossesse le plus précocement possible ; les conditions d’accès aux zones délimitées ; la surveillance dosimétrique ; les conduites à tenir en cas d’accident, d’incident, de situations d’urgence ; les moyens de protection contre les rayonnements ionisants. Notons aussi qu’en pratique, les organismes de formation agréés par le CEFRI (Comité français de certification pour la formation et le suivi du personnel travaillant sous rayonnements ionisants) proposent des formations en radioprotection et prévention des risques adaptées (cycle du combustible, réacteur nucléaire, réacteur nucléaire embarqué) de niveau 1 ou 2.

Suivi médical renforcé Tout travailleur sous rayonnements ionisants ou exposé au radon fait l’objet d’un suivi médical renforcé (article R. 4451-82 du CT). Il bénéficie tout d’abord d’une visite d’information et de prévention dans un délai de 3 mois à compter de la prise effective du poste de travail (article R. 4624-10 du CT). Les travailleurs de catégorie A doivent renouveler leur visite médicale tous les ans (article R. 4451-82 du CT repris dans le décret n° 2018-437). Les autres travailleurs bénéficient d’un renouvellement de la visite médicale, effectuée par le médecin du travail ne pouvant être supérieur à 4 ans. Une visite intermédiaire est effectuée par un professionnel de santé au plus tard 2 ans après la visite avec le médecin du travail (article R. 4624-28 du CT). Les visites médicales donnent lieu à la délivrance par le médecin du travail d’un avis d’aptitude ou d’inaptitude, transmis au travailleur et à l’employeur (article R. 4624-25 du CT). L’arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la carte de suivi médical et au suivi dosimétrique des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants indiquait que le médecin du travail devait fournir une carte de suivi médical individuelle (article 6). Il est fort possible que cette exigence ne soit pas reprise dans les arrêtés futurs. Précisons que sur certaines installations, les travailleurs classés A ou B sont appelés DATR (directement affectés aux travaux sous rayonnement). Cette appellation n’est cependant plus réglementaire.

Suivi dosimétrique Tout travailleur sous rayonnements ionisants a un suivi dosimétrique individuel adapté, que ce soit pour : – l’exposition externe : à l’aide de dosimètres à lecture différée (dosimètres passifs) et de dosimètres à lecture en temps réel avec systèmes d’alarmes (dosimètres opérationnels) ; – l’exposition interne : par anthroporadiométrie ou analyses radiotoxicologiques.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

« Article R. 4451-64. – I. – L’employeur met en œuvre une surveillance dosimétrique individuelle appropriée, lorsque le travailleur est classé […] ou que la dose efficace évaluée […] est susceptible de dépasser 6 mSv. II. – Pour tous les autres travailleurs accédant à des zones délimitées […], l’employeur s’assure par des moyens appropriés que leur exposition demeure inférieure aux niveaux de dose retenus pour le classement des travailleurs […]. » « Article R. 4451-65. – I. – La surveillance dosimétrique individuelle liée à l’exposition externe ou l’exposition au radon est réalisée au moyen de dosimètres à lecture différée adaptés. Lorsque l’exposition externe est due au rayonnement cosmique, cette surveillance peut être réalisée au moyen d’une modélisation numérique. La fourniture des dosimètres, leur exploitation ainsi que les modélisations numériques sont assurées par un organisme de dosimétrie accrédité. II. – La surveillance dosimétrique individuelle liée à l’exposition interne est réalisée au moyen de mesures d’anthroporadiométrie ou d’analyses de radio-toxicologie prescrites par le médecin du travail et confiées à un service de santé au travail ou à un laboratoire de biologie médicale accrédités. Sur la base du résultat de ces examens, le médecin du travail calcule la dose engagée par le travailleur avec l’appui technique, le cas échéant, du conseiller en radioprotection. » « Article R. 4451-33. – I. – Dans une zone contrôlée ou une zone d’extrémités […] ainsi que dans une zone d’opération […], l’employeur […] mesure l’exposition externe du travailleur au cours de l’opération à l’aide d’un dispositif de mesure en temps réel, muni d’alarme, désigné dans le présent chapitre par les mots “dosimètre opérationnel”. » L’arrêté du 17 juillet 2013 fixe les règles en matière de suivi dosimétrique et accès aux résultats individuels de dosimétrie. Il précise que la dosimétrie de référence est la dosimétrie passive. Tout travailleur doit posséder un dosimètre passif nominatif (ou film dosimétrique), rangé dans un tableau spécifique en dehors des heures de travail. Il est porté au niveau de la poitrine. Il est nécessaire en zone surveillée et zone contrôlée. Il permet de quantifier la dose équivalente reçue sur un mois pour un travailleur de catégorie A ou 3 mois pour un travailleur de catégorie B. En cas d’accès en zone contrôlée, il faut en plus porter un dosimètre opérationnel (ou actif ). Il donne la dose équivalente en temps réel et est muni d’une alarme visuelle et sonore en cas de dépassement de dose. Il se porte au niveau de la poitrine. Ces deux systèmes de mesure sont complémentaires et permettent une comparaison. Cependant, aux yeux de la loi, c’est la dosimétrie passive qui sert de référence. Le conseiller en radioprotection doit communiquer ses résultats à l’IRSN via le logiciel SISERI (Système d’information de la surveillance de l’exposition aux rayonnements ionisants). Il a pour but de centraliser, consolider et conserver le suivi dosimétrique individuel. Les résultats dosimétriques sont aussi donnés au médecin du travail.

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

Enfin, sur certains chantiers spécifiques, des dosimètres complémentaires peuvent être portés (dosimètres neutrons, dosimètres chevilles, dosimètres poignets, bagues dosimétriques). Le suivi dosimétrique des travailleurs est conservé 50 ans après leur dernière exposition. Ces derniers peuvent y avoir accès à tout moment. Employeur

Conseiller en RP

Médecin du travail

Travailleur

Dosimétrie passive

Oui, sous forme non nominative

Oui, sur la durée du contrat de travail

Oui

Oui

Dosimétrie opérationnelle

Oui

Oui

Non

Oui

Exposition interne

Oui

Oui

Oui

Oui

Dépassement

Oui

Oui

Oui

Oui

 Figure 12-5  Accès à la dosimétrie des travailleurs.

Évaluation individuelle de l’exposition aux rayonnements ionisants Toute installation comportant des risques radiologiques se doit de mettre en place des moyens de prévention et réaliser une évaluation des risques (articles R. 4451-5 et R. 4451-13 du CT). Les principes généraux de prévention sont listés dans le CT : « Article L. 4121-2. – L’employeur prend les mesures nécessaires pour assurer la sécurité et protéger la santé physique et mentale des travailleurs. Ces mesures comprennent : 1° Des actions de prévention des risques professionnels […] ; 2° Des actions d’information et de formation ; 3° La mise en place d’une organisation et de moyens adaptés. L’employeur veille à l’adaptation de ces mesures pour tenir compte du changement des circonstances et tendre à l’amélioration des situations existantes. » «  Article L. 4121-2. – L’employeur met en œuvre les mesures prévues à l’article L. 4121-1 sur le fondement des principes généraux de prévention suivants : 1° Éviter les risques ; 2° Évaluer les risques qui ne peuvent pas être évités ; 3° Combattre les risques à la source ; 4° Adapter le travail à l’homme, en particulier en ce qui concerne la conception des postes de travail ainsi que le choix des équipements de travail et des méthodes de travail et de production, en vue notamment de limiter le travail monotone et le travail cadencé et de réduire les effets de ceux-ci sur la santé ; 5° Tenir compte de l’état d’évolution de la technique ;

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

6° Remplacer ce qui est dangereux par ce qui n’est pas dangereux ou par ce qui est moins dangereux ; 7° Planifier la prévention en y intégrant, dans un ensemble cohérent, la technique, l’organisation du travail, les conditions de travail, les relations sociales et l’influence des facteurs ambiants, notamment les risques liés au harcèlement moral et au harcèlement sexuel […], ainsi que ceux liés aux agissements sexistes […] ; 8° Prendre des mesures de protection collective en leur donnant la priorité sur les mesures de protection individuelle ; 9° Donner les instructions appropriées aux travailleurs. » À ce titre, préalablement à l’affectation au poste de travail, l’employeur évalue l’exposition individuelle des travailleurs. Cette évaluation préalable porte sur la nature du travail, les caractéristiques des rayonnements, les fréquences d’exposition, les doses efficaces et équivalentes que les travailleurs peuvent recevoir. Chaque travailleur a accès à l’évaluation le concernant. Elle peut être consultée sur une période de 10 ans (articles R. 4451-52 à 55 du CT).

Cas des travailleurs temporaires Les travailleurs temporaires (contrat à durée déterminée CDD, contrat à durée de chantier CDC, intérimaires) font l’objet d’une réglementation adaptée. Ils ne peuvent pas travailler dans une zone où la dose efficace intégrée sur une heure peut dépasser 2 mSv. En pratique, il peut être plus simple d’interdire l’accès aux zones orange et rouge à ces travailleurs. Voici ce que dit le CT : « Article D. 4154-1. - Il est interdit d’employer des salariés titulaires d’un contrat de travail à durée déterminée et des salariés temporaires pour l’exécution des travaux les exposant aux agents chimiques dangereux ou aux rayonnements ionisants suivants : […] 23° Rayonnements ionisants : travaux accomplis dans une zone où la dose efficace susceptible d’être reçue, intégrée sur une heure, est égale ou supérieure à 2 millisieverts ou en situation d’urgence radiologique, lorsque ces travaux requièrent une affectation au premier groupe défini au 1° du II de l’article R. 4451-99 ; […] » L’usage veut que ces travailleurs bénéficient en particulier du prorata temporis. Cet usage est issu des anciennes réglementations mais ne figure pas dans les décrets parus en 2018. Avec le prorata temporis, les limites d’exposition sont remises sur la durée de contrat de travail. Par exemple, un travailleur de catégorie A ayant un CDD de 3 mois, ne doit pas dépasser une exposition corps entier de 5 mSv. De même, un travailleur de catégorie B ayant un CDD de 6 mois ne peut pas dépasser une exposition corps entier de 3 mSv. Enfin, lorsque l’entreprise utilisatrice a recours à un travailleur temporaire, elle communique à l’entreprise de travail temporaire, avant la mise à disposition de ce travailleur, l’évaluation individuelle préalable de la mission confiée (article R. 4451-55 du CT).

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

2 – Zonage radioprotection Le zonage radioprotection ne s’applique pas aux aéronefs ou engins spatiaux ; aux opérations d’acheminement de substances radioactives réalisées à l’extérieur d’un établissement, de ses dépendances ou chantiers ; en situation d’urgence radiologique et aux situations d’exposition durable résultant de cette situation (article R. 445121 du CT).

Définition des zones Le décret n° 2018-437 donne la définition suivante pour les zones surveillées (ZS) et les zones contrôlées (ZC) : « Article R. 4451-22. – L’employeur identifie toute zone où les travailleurs sont susceptibles d’être exposés à des niveaux de rayonnements ionisants dépassant : 1° Pour l’organisme entier, évalués à partir de la dose efficace : 0,08 mSv par mois ; 2° Pour les extrémités ou la peau, évalués à partir de la dose équivalente : 4 mSv par mois ; 3° Pour la concentration d’activité du radon dans l’air, évaluée en dose efficace : 6 mSv par an. L’évaluation des niveaux d’exposition retenus pour identifier ces zones est réalisée en prenant en compte les aspects mentionnés aux 2°, 3°, 9° et 10° de l’article R. 4451-14 en considérant le lieu de travail occupé de manière permanente. » « Art. R. 4451-23. – I. – Ces zones sont désignées : 1° Au titre de la dose efficace : a) Zone surveillée bleue, lorsqu’elle est inférieure à 1,25 mSv intégrée sur un mois ; b) Zone contrôlée verte, lorsqu’elle est inférieure à 4 mSv intégrée sur un mois ; c) Zone contrôlée jaune, lorsqu’elle est inférieure à 2 mSv intégrée sur une heure ; d) Zone contrôlée orange, lorsqu’elle est inférieure à 100 mSv intégrée sur une heure et inférieure à 100 mSv moyennés sur une seconde ; e) Zone contrôlée rouge, lorsqu’elle est supérieure à 100 mSv intégrée sur une heure ou supérieure à 100 mSv moyennée sur une seconde ; 2° Au titre de la dose équivalente pour les extrémités et la peau, “zone d’extrémités” » ; 3° Au titre de la concentration d’activité dans l’air du radon, “zone radon”. II. – La délimitation des zones définies au I est consignée dans le document unique d’évaluation des risques prévu à l’article R. 4121-1. »

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< 80 µSv par mois

Dose efficace

De 80 µSv par mois à 1,25 mSv par mois

1,25 mSv par mois à 4 mSv par mois

Zone contrôlée verte

Inférieure à 6 mSv par an

À partir de 6 mSv par an

Zone radon

Zone attenante aux zones radon

Zone d’extrémités

De 2 mSv à 100 mSv en 1 h

Zone contrôlée orange

À partir de 4 mSv par mois

De 4 mSv par mois à 2 mSv en 1 h

Zone contrôlée jaune

Inférieure à 4 mSv par mois

 Figure 12-6  Zonage radiologique des locaux et pictogrammes associés.

Concentration en radon (évaluée en dose efficace)

Dose équivalente extrémités et peau

Contrôle de l’état de propreté radiologique

Exemple de pictogramme d’exposition externe et/ou interne

Zone surveillée bleue

Zone attenante aux zones d’extrémités

Niveau d’exposition inférieur aux seuils

Exemple de pictogramme d’exposition externe

Zone attenante aux zones surveillées

> 100 mSv en 1 h

Zone contrôlée rouge

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

Notons que les décrets de juin 2018 fixent un seuil de référence de 300 Bq/m3 pour le radon. D’après le CT : « Article R. 4451-10. – Le niveau de référence de la concentration d’activité du radon dans l’air est de 300 becquerels par mètre cube en moyenne annuelle. » Les zones attenantes font l’objet de contrôles périodiques vérifiant leur état de propreté radiologique. « Art. R. 4451-46. – I. – L’employeur s’assure périodiquement que le niveau d’exposition externe sur les lieux de travail attenants aux zones délimitées au titre de l’article R. 4451-24 demeure inférieur aux niveaux fixés à l’article R. 4451-22. II. – L’employeur vérifie également, le cas échéant, la propreté radiologique : 1° Des lieux mentionnés au I ; 2° Des équipements de travail appelés à être sortis des zones délimitées au I, lorsque ceuxci sont susceptibles d’être contaminés. III. – Ces vérifications périodiques sont réalisées par le conseiller en radioprotection. »

Délimitation et signalisation Les zones doivent être balisées, avec un accès restreint et signalées correctement. Il faut de plus, lorsque c’est possible, signaler chaque source radiologique (point chaud, source scellée…). « Article R. 4451-24. – I. – L’employeur délimite, par des moyens adaptés, les zones surveillée, contrôlées ou radon qu’il a identifiées et en limite l’accès. L’employeur délimite une zone d’extrémités lorsque les zones surveillées et contrôlées ne permettent pas de maîtriser l’exposition des extrémités et de garantir le respect des valeurs limites d’exposition professionnelle prévues aux articles R. 4451-6 et R. 4451-8. II. – L’employeur met en place : 1° Une signalisation spécifique et appropriée à la désignation de la zone ; 2° Une signalisation adaptée lorsque la délimitation des zones surveillée et contrôlées ne permet pas de garantir le respect de la valeur limite de dose pour le cristallin fixée aux articles R. 4451-6 et R. 4451-8. » « Article R. 4451-25. – L’employeur s’assure que la délimitation des zones est toujours adaptée, notamment au regard des résultats des vérifications de l’efficacité des moyens de prévention prévues à la section 6 du présent chapitre. Il apporte, le cas échéant, les adaptations nécessaires à la délimitation de ces zones, à leur signalisation et à leur accès. » « Art. R. 4451-26. – I. – Chaque source de rayonnements ionisants fait l’objet d’une signalisation spécifique et appropriée. II. – Lorsque les conditions techniques ne permettent pas la signalisation individuelle de la source de rayonnements ionisants, un affichage comportant sa localisation et la nature du risque est prévu à chaque accès à la zone considérée.

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III. – Dans les zones contrôlées orange ou rouge d’une installation nucléaire de base, lorsque les conditions techniques ne permettent pas de signaler individuellement la source de rayonnements ionisants ni de mettre en place l’affichage prévu au II, une notice d’information sur les conditions d’intervention, est délivrée à chaque travailleur devant pénétrer dans ces zones. Cette notice rappelle notamment les règles de sécurité applicables et les consignes relatives aux mesures de protection collective et individuelle. » En pratique, des panneaux doivent clairement indiquer les conditions radiologiques du local (figure ci-dessous). Par exemple, dans les centrales nucléaires d’EDF, des pictogrammes avec le trisecteur adapté sont placés à côté. Les trisecteurs avec les points noirs dans le fond indiquent un risque de contamination et les pictogrammes dont les trisecteurs sont surmontés de traits indiquent un risque d’irradiation.

 Figure 12-7  Exemple de panneau de conditions radiologiques d’un local dans un CNPE français.

Enfin, précisons que c’est l’employeur avec l’aide du conseiller en radioprotection qui détermine la nature du risque et le zonage en utilisant les résultats des contrôles de radioprotection et d’ambiance. En pratique, des cartographies des locaux sont réalisées mensuellement, et les résultats sont reportés sur l’affichage à l’entrée du local. Les mesures pouvant être réalisées sont : – des mesures du débit d’équivalent de dose ambiant et détection d’éventuels points chauds radiologiques à l’aide d’un radiamètre ; – des mesures de la contamination surfacique par frottis ; – des mesures de la contamination volumique par prélèvement ; – des mesures en continu de l’installation à l’aide de balises. Il faut noter que pour les appareils mobiles générateurs de rayonnements ionisants, un balisage supplémentaire doit être ajouté. L’employeur identifie et délimite une zone d’opération telle qu’à sa périphérie, la dose efficace demeure inférieure à 25 µSv pour une heure. Il limite aussi préalablement l’accès à la zone d’opération aux seuls travailleurs autorisés (articles R. 4451-27 à 29 du CT).

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

Conditions d’accès Tout travailleur se trouvant en zone contrôlée est soumis à une exposition externe. Ainsi, en limite zone jaune - zone orange, un travailleur peut intégrer une dose efficace de 20 mSv en 10 heures. En limite zone orange - zone rouge, une dose efficace de 20 mSv peut y être intégrée en 12 minutes. Il faut donc limiter l’accès à ces zones, où le risque d’irradiation devient important, et le temps de travail doit être limité au strict nécessaire. Ainsi, l’accès est restreint aux travailleurs classés. En zone contrôlée orange ou rouge, il faut une autorisation individuelle délivrée par l’employeur. Enfin pour la zone rouge, l’accès doit être exceptionnel et faire l’objet d’un enregistrement nominatif à chaque entrée. « Article R. 4451-30. – L’accès aux zones délimitées en application des articles R. 4451-24 et R. 4451-28 est restreint aux travailleurs classés au sens de l’article R. 4451-57. » « Article R. 4451-31. – L’accès d’un travailleur classé en zone contrôlée orange ou rouge fait l’objet d’une autorisation individuelle délivrée par l’employeur. Pour la zone contrôlée rouge, cet accès est exceptionnel et fait l’objet d’un enregistrement nominatif à chaque entrée. » « Article R. 4451-32. – Les travailleurs ne faisant pas l’objet d’un classement peuvent accéder à une zone surveillée bleue ou contrôlée verte ainsi qu’à une zone radon sous réserve d’y être autorisé par l’employeur sur la base de l’évaluation individuelle du risque dû aux rayonnements ionisants prévue à l’article R. 4451-52. Ces travailleurs peuvent également, pour un motif justifié préalablement, accéder à une zone contrôlée jaune. L’employeur met alors en œuvre des dispositions particulières de prévention, notamment une information renforcée. » En pratique, chez l’exploitant, l’accès en zone orange est encore plus contraignant. Le local doit être balisé et être clairement identifié. L’accès est spécialement réglementé, il faut : – être classé catégorie A ; – être en CDI depuis plus de 6 mois ; – avoir une autorisation visée par le donneur d’ordre et le service compétent en radioprotection. Un travailleur catégorie B peut y entrer à titre exceptionnel à condition de ne pas dépasser la limite annuelle de 6 mSv et avec l’autorisation de la direction du site. L’accès en zone rouge est strictement interdit. En effet, l’accès est bloqué par une barrière physique et la porte est fermée à doubles clés, détenues par deux services différents. Enfin, précisons que les entreprises qui interviennent en zone contrôlée (jaune, orange ou rouge) doivent être qualifiées, et avoir une certification issue du COFRAC (Comité français d’accréditation) : « Article R. 4451-38. – I. – Les entreprises dont les travailleurs interviennent dans les zones contrôlées jaune, orange ou rouge, ainsi que dans les zones d’opération délimitées dans un établissement comprenant une installation nucléaire de base, sont titulaires

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

d’un certificat de qualification justifiant de leur capacité à accomplir des travaux sous rayonnements ionisants. Ce certificat délivré par un organisme certificateur accrédité par le Comité français d’accréditation ou par tout autre organisme mentionné à l’article R. 4724-1, précise le secteur d’activité dans lequel elles sont habilitées à exercer. II. – Les entreprises de travail temporaire qui mettent à disposition des travailleurs pour la réalisation des interventions visées au I sont soumises à la même obligation de certification. »

Interdits en zone contrôlée En zone contrôlée, il faut promouvoir toute pratique visant à éviter la contamination (externe ou interne) des travailleurs. L’arrêté zonage du 15 mai 2014 précisait qu’il est interdit d’introduire tout effet personnel non nécessaire à l’exercice de l’activité, de la nourriture, des boissons, de la gomme à mâcher et des ustensiles utilisés pour manger ou boire (cette disposition ne concerne pas les produits destinés aux patients), des articles pour fumeurs, des cigarettes ou du tabac, des produits cosmétiques ou des objets servant à leur application, des mouchoirs. En contrepartie, des mouchoirs à usage unique doivent être fournis par le chef d’établissement. Ces mouchoirs sont considérés après usage comme des déchets radioactifs. Par dérogation, lorsque les travailleurs sont soumis à des conditions particulières nécessitant qu’ils se désaltèrent fréquemment, l’inspecteur du travail peut, après avis de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire, autoriser le chef d’établissement à installer des postes de distribution de boissons à l’intérieur d’une zone contrôlée. Il est donc interdit de boire, manger, fumer, présenter une plaie ouverte, en zone contrôlée. Le cas échéant, la plaie doit être couverte, par le service médical par exemple. Il est aussi interdit d’y uriner, de déféquer ou d’échanger des fluides, comme le précisent les règles d’hygiène et de sécurité. On retrouve en partie ces idées dans les nouveaux décrets (CT) : « Article R. 4451-19. – Lorsque les mesures mises en œuvre en application de l’article R. 4451-18 ne permettent pas d’éviter un risque de contamination par des substances radioactives ou de mise en suspension d’aérosols ou de relâchement gazeux significatif, l’employeur met en œuvre notamment les mesures visant à : […] 3° Déployer les mesures d’hygiène appropriées, notamment pour que les travailleurs ne mangent pas et ne boivent pas dans les lieux de travail concernés ; […] »

3 – Principe ALARA L’acronyme anglais ALARA, As Low As Resonably Achievable (ou en français, Aussi bas que raisonnablement possible), répond au principe d’optimisation de la réglementation : «  Article R. 1333-15. – I. – Le responsable d’une activité nucléaire met en œuvre tous les moyens relevant de sa compétence et raisonnablement possibles, compte tenu de

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

l’état actuel des connaissances techniques et des facteurs économiques et sociétaux, pour atteindre et maintenir un niveau optimal de protection des intérêts mentionnés à l’article L. 1333-7 et, en particulier, ceux relatifs à la protection de la population contre les rayonnements ionisants liés à l’exercice de son activité ou à un acte de malveillance […] » Ainsi, l’employeur doit mettre en œuvre des moyens pour réduire l’exposition individuelle et collective. Le but est de limiter au maximum les effets stochastiques des rayonnements ionisants sur les travailleurs. « Article R. 4451-5. – Conformément aux principes généraux de prévention énoncés à l’article L. 4121-2 du présent code et aux principes généraux de radioprotection des personnes énoncées aux articles L. 1333-2 et L. 1333-3 du code de la santé publique, l’employeur prend des mesures de prévention visant à supprimer ou à réduire au minimum les risques résultant de l’exposition aux rayonnements ionisants, en tenant compte du progrès technique et de la disponibilité de mesures de maîtrise du risque à la source. » « Article R. 4451-18. – I. – L’employeur met en œuvre les mesures de réduction des risques liés à l’exposition aux rayonnements ionisants lorsque les résultats de l’évaluation des risques mettent en évidence que l’exposition des travailleurs est susceptible d’atteindre ou de dépasser l’un des niveaux mentionnés au I de l’article R. 4451-15 […] » «  Article R. 4451-56. – I. – Lorsque l’exposition du travailleur ne peut être évitée par la mise en œuvre de moyen de protection collective, l’employeur met à disposition des équipements de protection individuelle, appropriés et adaptés afin de ramener cette exposition à un niveau aussi bas que raisonnablement possible […] » Les moyens peuvent être de plusieurs ordres : la mise en œuvre de procédés entraînant une exposition moindre ; le choix d’équipements appropriés ; la mise en œuvre de moyens techniques visant à réduire l’émission de rayonnements ionisants ; la modification de la conception et de l’agencement du poste de travail ; l’amélioration de l’étanchéité du bâtiment pour le risque radon ; une organisation du travail visant à réduire la durée et l’intensité des expositions ; la maintenance des équipements de travail ; limiter les quantités radioactives présentes ; améliorer la propreté radiologique ; déployer des mesures d’hygiène appropriées ; assurer la disponibilité des appareils de contrôle radiologique ; définir la liaison avec le personnel de santé ; définir des procédures et des moyens adaptés pour la décontamination des travailleurs ; organiser la collecte, le stockage et l’évacuation des déchets et effluents radioactifs (articles R. 4451-18 et R. 4451-9 du CT). Pour chaque intervention, une évaluation dosimétrique prévisionnelle doit être réalisée puis elle doit être optimisée. C’est la démarche ALARA. Elle a pour but : – d’atteindre le juste équilibre entre utilisation efficace des ressources de protection et les risques associés aux expositions ; – de distribuer les doses de façon acceptable, en réduisant en priorité les expositions les plus élevées et la dose collective. La démarche ALARA prend en compte deux principes : – le principe d’équité : dans tous les cas, à métier équivalent, la réduction des doses individuelles les plus élevées doit être recherchée en priorité ;

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

– le principe d’équivalence : à activité égale, l’efficacité des dispositions de radioprotection mises en œuvre au bénéfice des salariés d’entreprises extérieures doit être identique à celles appliquées pour les salariés de l’entreprise utilisatrice. La démarche ALARA comporte plusieurs étapes : – – – – – –

définition du problème ; analyse préalable des enjeux dosimétriques ; définition d’options d’optimisation ; quantification de l’impact de ces options en termes de coût, de dose ; comparaison des options ; choix d’une solution optimisée.

Enfin, afin de prendre en compte l’aspect économique imposé par la réglementation, la CIPR a défini le coût de l’Homme-Sievert. La valeur monétaire de l’Homme-Sievert donne une valeur au gain dosimétrique collectif. Le bénéfice est ainsi valorisé monétairement. La valeur monétaire de l’Homme-Sievert traduit ce que la société, l’entreprise, sont prêtes à payer pour éviter un éventuel effet sanitaire radio-induit. Les valeurs de références sont données ci-dessous. C’est le modèle retenu depuis 1992 par EDF, dans lequel on considère trois groupes de doses sur douze mois glissants. Plage de dose individuelle (mSv/an)

0-10

10-16

16-20

Valeur monétaire de l’Homme-Sievert (€/H.mSv)

650

1 300

1 800

 Figure 12-8  Coût de l’Homme-Sievert.

4 – Rôles du conseiller en radioprotection Désignation L’employeur désigne au moins un conseiller en radioprotection, qui peut être une personne de l’entreprise ou une personne morale (alors appelée organisme compétent en radioprotection). Ce conseiller a pour but d’épauler l’employeur pour la radioprotection des travailleurs (article R. 4451-112 du CT) et de l’environnement et de la population (article R. 1333-18 du CSP). «  Article R. 4451-112. – L’employeur désigne au moins un conseiller en radioprotection pour la mise en œuvre des mesures et moyens de prévention prévus au présent chapitre. Ce conseiller est : 1° Soit une personne physique, dénommée “personne compétente en radioprotection”, salariée de l’établissement ou à défaut de l’entreprise ;

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

2° Soit une personne morale, dénommée “organisme compétent en radioprotection”. » « Article R. 1333-18. – I. – Le responsable d’une activité nucléaire désigne au moins un conseiller en radioprotection pour l’assister et lui donner des conseils sur toutes questions relatives à la radioprotection de la population et de l’environnement, ainsi que celles relatives aux mesures de protection collective des travailleurs vis-à-vis des rayonnements ionisants mentionnées à l’article L. 1333-27. Ce conseiller est : 1° Soit une personne physique, dénommée : “personne compétente en radioprotection”, choisie parmi les personnes du ou des établissements où s’exerce l’activité nucléaire ; 2° Soit une personne morale, dénommée : “organisme compétent en radioprotection” ». II. – Pour les installations nucléaires de base définies à l’article L. 593-2 du code de l’environnement, la fonction de conseiller en radioprotection est confiée à l’organisation mentionnée à l’article 63-6 du décret no 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives. III. – Le responsable de l’activité nucléaire met à disposition du conseiller en radioprotection les moyens nécessaires à l’exercice de ses missions. Dans le cas où plusieurs conseillers en radioprotection sont désignés, leurs missions respectives sont précisées par le responsable de l’activité nucléaire. » Le conseiller en radioprotection doit avoir les moyens de réaliser ses missions. Ces moyens sont fournis par le responsable de l’activité nucléaire. Dans le cas des INB, l’employeur constitue un pôle de compétences en radioprotection. Lorsque plusieurs personnes compétentes en radioprotection sont désignées, elles sont regroupées au sein d’une entité interne dotée de moyens de fonctionnement adaptés. Cette entité est différente des services de production afin d’assurer son indépendance. «  Article R. 4451-113. – I. – Dans un établissement comprenant une installation nucléaire de base, l’employeur constitue un pôle de compétences en radioprotection chargé de le conseiller en matière de radioprotection. Ne sont pas concernés par les dispositions du premier alinéa : 1° Les installations mettant en œuvre uniquement des sources radioactives scellées et celles comprenant un accélérateur tel que défini à l’article 3 du décret n° 2007-830 du 11 mai 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base ; 2° Les entreprises extérieures intervenant dans les établissements mentionnées au premier alinéa. II. – Dans les établissements mentionnés au I, l’employeur peut confier au pôle qu’il a constitué les missions de conseiller en radioprotection au titre d’autres activités nucléaires exercées dans le même établissement. III. – Le pôle de compétence en radioprotection peut accomplir les vérifications initiales prévues aux articles R. 4451-40 et R. 4451-44. »

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

« Article R. 4451-114. – Lorsque plusieurs personnes compétentes en radioprotection sont désignées, elles sont regroupées au sein d’une entité interne dotée de moyens de fonctionnement adaptés. » En pratique, les conseillers en radioprotection, ou personnes compétentes en radioprotection, reçoivent une lettre de désignation par l’employeur qui précise leurs missions. Ceci est précisé dans l’article du CT suivant : « Article R. 4451-118. – L’employeur consigne par écrit les modalités d’exercice des missions du conseiller en radioprotection qu’il a définies. Il précise le temps alloué et les moyens mis à sa disposition, en particulier ceux de nature à garantir la confidentialité des données relatives à la surveillance de l’exposition des travailleurs prévue aux articles R. 4451-64 et suivants. » Enfin, le conseiller en radioprotection ne peut recevoir de pressions extérieures et des discriminations liées à sa fonction : « Article R. 4451-119. – La personne compétente en radioprotection définie au 1° de l’article R. 4451-112 ne peut subir de discrimination en raison de l’exercice de sa mission. »

Formation Pour pouvoir être désigné « conseiller en radioprotection », les personnes physiques doivent suivre une formation adaptée, l’organisme compétent en radioprotection doit être certifié, le pôle de compétence en radioprotection doit avoir une approbation de l’ASN. « Article R. 4451-125. – Pour être désigné conseiller en radioprotection est requis : 1° Pour la personne compétente en radioprotection, un certificat de formation délivré par un organisme de formation certifié par un organisme certificateur accrédité par le Comité français d’accréditation ou par tout autre organisme mentionné à l’article R. 4724-1 ; 2° Pour l’organisme compétent en radioprotection, une certification délivrée par un organisme certificateur accrédité par le Comité français d’accréditation ou par tout autre organisme mentionné à l’article R. 4724-1 ; 3° Pour le pôle de compétences en radioprotection, une approbation, selon le cas, de l’Autorité de sûreté nucléaire ou du délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les installations et activités intéressant la défense. » En pratique, la formation PCR (personne compétente en radioprotection) répond à ces exigences. Le CEFRI peut délivrer une certification aux organismes pour la formation PCR. Comme le précise l’arrêté du 6 décembre 2013 relatif aux modalités de formation des personnes compétentes en radioprotection et des accréditations des organismes de formation, la formation PCR comprend trois niveaux, pour cinq secteurs d’activité : – les niveaux 1 et 2 concernent le secteur médical, le secteur transport et le secteur industrie ; – le niveau 3 concerne le secteur réacteurs nucléaires et le secteur laboratoires, usines, sites de gestion des déchets. ;

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

La formation dure entre 35 heures et 90 heures selon le niveau et le secteur. Elle donne lieu à une évaluation qui permet la délivrance d’un certificat en cas de réussite. Le certificat délivré est valable cinq ans. Ensuite, une formation de renouvellement doit être effectuée. L’organisme certificateur doit être accrédité par le Comité français d’accréditation (COFRAC). Notons enfin que le CEFRI peut délivrer des certifications aux entreprises.

Principales missions Le conseiller en radioprotection a de multiples missions. Elles doivent s’appliquer : • À la protection du public et de l’environnement (article R. 1333-19 du CSP) : – Il doit donner des conseils en ce qui concerne l’examen préalable, du point de vue de la radioprotection, des plans des installations, notamment au regard des intérêts ; la vérification périodique de l’efficacité du contrôle interne, des procédures et des dispositifs techniques ; la réception et le contrôle, du point de vue de la radioprotection, des sources de rayonnements ionisants nouvelles ou modifiées ; la réception et l’étalonnage périodique des instruments de mesurage et la vérification périodique de leur bon fonctionnement et de leur emploi correct ; l’optimisation de la radioprotection et l’établissement de contraintes de dose appropriées ; la définition du système d’assurance qualité mis en place ; la définition du programme de surveillance radiologique des effluents et de l’environnement ; la définition des modalités de gestion des déchets radioactifs ; la définition des dispositions relatives à la prévention des événements significatifs, les enquêtes et analyses relatives à ces événements et à la définition des actions correctives ; la préparation aux situations d’urgence radiologique et l’intervention d’urgence ; l’élaboration d’une documentation appropriée, notamment en matière d’évaluation préalable des risques et de procédures écrites. – Il exécute ou supervise la mise en œuvre de toutes ces mesures de radioprotection. • À la protection des travailleurs (article R. 4451-123 du CT) : – Il donne des conseils en ce qui concerne la conception, la modification ou l’aménagement des lieux de travail et des dispositifs de sécurité destinés à prévenir les risques liés aux rayonnements ionisants ; les programmes des vérifications des équipements de travail et des lieux de travail ainsi que les modalités de suivi de l’exposition individuelle des travailleurs ; l’instrumentation appropriée aux vérifications et les dosimètres opérationnels ; les modalités de classement des travailleurs ; les modalités de délimitation et conditions d’accès aux zones ; la préparation et l’intervention en situations d’urgence radiologique. – Il apporte son concours en ce qui concerne l’évaluation des risques ; la définition et à la mise en œuvre des dispositions relatives aux mesures et moyens de prévention notamment celles concernant la définition des contraintes de dose et l’identification et la délimitation des zones ; la définition et à la mise en œuvre

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

des dispositions relatives aux conditions d’emploi des travailleurs notamment celles concernant l’évaluation individuelle du risque lié aux rayonnements ionisants, les mesures de protection individuelle et l’information et la formation à la sécurité des travailleurs ; la définition et à la mise en œuvre des dispositions relatives à la surveillance de l’exposition individuelle des travailleurs en liaison avec le médecin du travail ; la coordination des mesures de prévention relatives à la radioprotection ; l’élaboration des procédures et moyens pour la décontamination des lieux de travail susceptibles de l’être ; l’enquête et l’analyse des événements significatifs. – Il exécute ou supervise les mesurages ; les vérifications de l’efficacité des moyens de prévention. Enfin, il faut préciser qu’avec ces nouveaux arrêtés, le conseiller en radioprotection doit prendre aussi en compte les risques conventionnels, en particulier lors de l’évaluation des risques, puis les risques engendrés par la mise en place des moyens de protection supplémentaires. « Article R. 4451-115. – Lorsque l’employeur a désigné un organisme compétent en radioprotection, il s’assure de la coordination des actions de prévention mises en œuvre au titre du présent chapitre sur le fondement des conseils dispensés en la matière par cet organisme avec celles qu’il a mis en œuvre concernant les autres risques professionnels. » « Article R. 4451-14. – Lorsqu’il procède à l’évaluation des risques, l’employeur prend notamment en considération […] 13° L’interaction avec les autres risques d’origine physique, chimique, biologique ou organisationnelle du poste de travail […] » « Article R. 4451-20. – La définition des mesures de prévention collective des risques prend en compte les autres facteurs de risques professionnels identifiés sur le lieu de travail, notamment lorsque leurs effets conjugués sont de nature à aggraver les effets de l’exposition aux rayonnements ionisants. »

5 – Régimes administratifs Toute activité nucléaire et détention de sources radioactives ou émettrices de rayonnements ionisants est soumise à un régime administratif (exemption, déclaration, enregistrement, autorisation) selon la nature de l’activité et la quantité de radionucléides détenus. Le but est d’éviter la perte de sources, prévenir les actes de malveillance et toute situation incidentelle ou accidentelle. À ce titre, l’IRSN tient à jour un inventaire et un fichier national de sources (CSP). « Article R. 1333-158. – I. – Tout détenteur de sources radioactives, accélérateurs ou appareils électriques émettant des rayonnements ionisants soumis à l’un des régimes mentionnés à l’article L. 1333-8 ou L. 1333-9 dispose d’un inventaire des sources radioactives, accélérateurs ou appareils électriques émettant des rayonnements ionisants qu’il détient permettant de justifier en permanence de leur origine et de leur localisation. II. – Le responsable de l’activité nucléaire transmet une copie de l’inventaire mentionné au I à l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire à une périodicité annuelle

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

lorsque l’activité nucléaire exercée est soumise au régime d’autorisation et tous les trois ans dans les autres cas. » Afin d’assurer au mieux la gestion administrative des sources, la réglementation définit différents types de sources et fixe des seuils d’exemption, de déclaration et de catégories de sources (annexes 13-7 et 13-8 du CSP). D’après l’annexe 1 : « Catégorie d’une source de rayonnements ionisants : niveau de dangerosité intrinsèque d’une source de rayonnements ionisants. Une source est classée en catégorie A, B, C ou D de la façon suivante : – catégorie C s’il s’agit d’une source scellée de haute activité dont l’activité est inférieure au niveau d’activité défini dans la sixième colonne du tableau 2 de l’annexe 13-8 de la première partie du présent code ; – catégorie B s’il s’agit d’une source scellée de haute activité dont l’activité est inférieure au niveau d’activité défini dans la septième colonne du tableau 2 de l’annexe 13-8 de la première partie du présent code et répondant à au moins une des deux conditions suivantes : l’activité est supérieure ou égale au niveau d’activité défini dans la sixième colonne du même tableau ou la source est contenue dans un dispositif portable ou mobile ; – catégorie A dans les autres cas s’il s’agit d’une source scellée de haute activité ; – en catégorie D dans tous les autres cas. Les sources de rayonnements ionisants répondant aux conditions d’exemption mentionnées à l’article R. 1333-106 ne sont pas catégorisées. » D’après l’article R. 1333-106 du CSP, sont principalement exemptées : – la détention, la fabrication, l’utilisation, la distribution, l’importation et l’exportation de sources radioactives et produits ou dispositifs en contenant si la somme pondérée des activités en radionucléides ou si la somme pondérée des activités massiques en radionucléides respectent les seuils fixés par la réglementation ; – les activités nucléaires lorsque les éléments de l’appareil électrique fonctionnent sous une différence de potentiel inférieure ou égale à 5 kV ; – les activités nucléaires dont l’appareil électrique est un microscope électronique, si les appareils ne créent, par conception et dans les conditions normales d’utilisation, en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leur surface accessible, un débit d’équivalent de dose supérieur à 1 µSv/h. Les articles R. 1333-108 à 112 du CSP précisent le cadre des déclarations. Sont soumises à déclaration la fabrication, la détention ou l’utilisation de sources de rayonnements ionisants lorsque l’activité remplit l’une des deux conditions suivantes : les seuils d’exemption ne sont pas respectés ou la source de rayonnements ionisants est fabriquée, détenue ou utilisée dans le cadre d’une activité nucléaire inscrite sur une liste établie par décision de l’ASN. La personne physique ou morale responsable de l’activité doit déposer une déclaration auprès de l’ASN qui lui envoie un récépissé après avoir vérifié la complétude et la régularité du dossier.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Les articles R. 1333-113 à 117 du CSP fixent le cadre du régime d’enregistrement. Sont soumises à enregistrement les activités nucléaires inscrites sur une liste établie par l’ASN. La personne physique ou morale responsable de l’activité doit compléter un dossier d’enregistrement comportant notamment la justification de l’activité, des informations sur les sources et l’organisation de la radioprotection. L’ASN répond au dossier dans les 6 mois. L’absence de réponse vaut acceptation. Les articles R. 1333-118 à 127 du CSP fixent le cadre du régime d’autorisation. Sont soumises à autorisation les activités nucléaires ne relevant pas des autres catégories. La personne physique ou morale responsable de l’activité doit compléter un dossier d’autorisation complet comportant notamment la justification de l’activité, des informations sur les sources, l’organisation de la radioprotection, la désignation du conseiller en radioprotection, les mesures pour prévenir les actes de malveillance. L’ASN répond à la demande d’autorisation dans les 6 mois, qu’elle peut prolonger deux fois. L’absence de réponse vaut rejet. Les autorisations et les enregistrements peuvent être délivrés pour une durée limitée. Dans ce cas, avant le délai de fin, il convient de demander un renouvellement auprès de l’ASN au plus tard 6 mois avant la date d’expiration. Il faut préciser que toute source radioactive scellée est considérée comme périmée dix ans au plus tard après la date du premier enregistrement apposé sur le formulaire de fourniture ou, à défaut, après la date de sa première mise sur le marché, sauf prolongation accordée par l’autorité compétente. Le silence gardé par l’Autorité de sûreté nucléaire pendant plus de six mois sur une demande de prolongation vaut décision de rejet de la demande (article R. 1333-161 du CSP).

6 – Contrôles réglementaires des sources et des appareils Les détecteurs, les sources radioactives et les générateurs de rayonnements ionisants sont aussi soumis à une réglementation spéciale. Ils sont soumis à des contrôles réguliers. Dans les décrets de juin 2018, il est dit ceci : « Article R. 4451-48. – I. – L’employeur s’assure du bon fonctionnement des instruments ou dispositifs de mesurage, des dispositifs de détection de la contamination et des dosimètres opérationnels. II. – L’employeur procède périodiquement à l’étalonnage de ces instruments, dispositifs et dosimètres. L’étalonnage est réalisé par le conseiller en radioprotection s’il dispose des compétences et des moyens nécessaires, ou par un organisme extérieur. » Au 1er juillet 2018, c’est l’arrêté du 21 mai 2010 portant homologation de la décision n° 2010-DC-0175 de l’ASN du 4 février 2010 précisant les modalités techniques

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

et les périodicités des contrôles qui définit les contrôles à effectuer. Tout ce qui suit dans cette section est donc valable jusqu’à la parution d’un nouvel arrêté. Pour tout instrument de mesure, dispositif de protection ou d’alarme, il existe trois grands types de contrôle : – le contrôle de bon fonctionnement : il consiste à vérifier, à chaque utilisation, l’alimentation électrique, la validité du mouvement propre et de s’assurer de l’adéquation de l’instrument de mesure avec les caractéristiques des champs de rayonnement rencontrés au poste de travail ; – le contrôle périodique intermédiaire : il consiste à vérifier à partir d’une source de référence ou d’un dispositif électronique adapté, que l’appareil est conforme aux valeurs attendues dans son cadre d’utilisation. Sa périodicité est annuelle et avant chaque utilisation de l’instrument s’il n’a pas été employé depuis plus d’un mois ; – le contrôle périodique d’étalonnage : il doit être effectué à minima par un organisme dont le système qualité est conforme aux normes ISO 9001 ou ISO 9002. Il consiste à vérifier que les caractéristiques de l’appareil sont conformes à celles précisées dans son certificat d’étalonnage. Ce contrôle se fait tous les 5 ans pour les instruments de mesure équipés d’un contrôle permanent de bon fonctionnement, tous les 3 ans pour les instruments de mesure sans contrôle permanent de bon fonctionnement, tous les ans pour les dosimètres opérationnels gamma et neutron, générateur de rayons X. L’arrêté précise la liste des contrôles obligatoires : « L’employeur procède ou fait procéder à un contrôle technique de radioprotection des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants, des dispositifs de protection et d’alarme ainsi que des instruments de mesure utilisés. Ce contrôle technique comprend, notamment : 1° Un contrôle à la réception dans l’entreprise ; 2° Un contrôle avant la première utilisation ; 3° Un contrôle lorsque les conditions d’utilisation sont modifiées ; 4° Un contrôle périodique des sources et des appareils émetteurs de rayonnements ionisants ; 5° Un contrôle périodique des dosimètres opérationnels […] et des instruments de mesure utilisés pour les contrôles […], qui comprend une vérification de leur bon fonctionnement et de leur emploi correct ; 6° Un contrôle en cas de cessation définitive d’emploi pour les sources non scellées. » Les contrôles font l’objet de rapports écrits mentionnant la date, la nature et la localisation des contrôles, les noms et qualités des personnes les ayant effectués. Ces rapports sont conservés pendant une durée de dix ans. Selon le type de contrôle, ces derniers peuvent être effectués par l’IRSN ou un organisme agréé (contrôle externe), ou par le service compétent en radioprotection ou l’organisme en charge des contrôles (contrôle interne).

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Le tableau ci-dessous récapitule les différents contrôles pour des appareils de mesure. Type de contrôle Étalonnage

Périodicité Avant la 1re mise en service

Effectué par : Le constructeur

Contrôle de bon fonctionnement (CBF)

À chaque utilisation

L’utilisateur

Contrôle périodique intermédiaire (CPI)

Annuel ou si l’appareil n’a pas été utilisé depuis 1 mois

Contrôle interne (SCR)

Contrôle périodique d’étalonnage (CPE)

1 an, 3 ans ou 5 ans, selon le cas Ou après une maintenance importante

Contrôle externe (IRSN ou organisme respectant la norme ISO 9001)

Que faire ? Il doit fournir un certificat d’étalonnage Vérification de l’alimentation, du mouvement propre, si l’appareil est adapté Sources radioactives externes ou Incluse ou dispositif adapté : la mesure doit être dans l’intervalle d’erreur

À l’aide d’une source étalon

 Figure 12-9  Contrôles des détecteurs.

Toute détention de source scellée doit être déclarée à l’IRSN. Dix ans après la date du premier enregistrement, elle est considérée comme périmée et doit être renvoyée à un fournisseur (article R. 1333-161 du CSP). Les sources doivent donner lieu à un suivi sur l’origine et la destination des sources dans l’établissement, formalisé dans un « registre sources » contenant les mouvements des sources, avec un affichage clair de la liste des sources. De plus, elles doivent être enfermées dans un lieu sûr pour prévenir les dommages (feu, dégâts des eaux), les pertes et les vols, désigné comme un « local sources ». Le tableau suivant récapitule les contrôles internes effectués sur les sources. Périodicité des contrôles internes

Installations visées Appareils générateurs de rayons X

Destinés à la médecine, à l’art dentaire, à la biologie humaine et à la recherche biomédicale

Autorisation (article R 1333-17 du CSP)

Autres

DeD 10 µSv/h

Accélérateurs de particules Source de haute activité Source scellée dont la classification ne répond pas à celle recommandée par la norme ISO 2919 pour l’utilisation considérée Sources ou radioactives source scellée bénéficiant d’une prolongation d’utilisation au-delà scellées des 10 ans (R. 1333-52 du code de la santé publique) Source scellée dont la classification répond à celle recommandée par la norme IS0 2919 pour l’utilisation considérée Sources radioactives non scellées

Semestrielle Annuelle Semestrielle Semestrielle Trimestrielle

Semestrielle

Annuelle Mensuelle

 Figure 12-10  Périodicité des contrôles techniques des sources et générateurs (article R4452-12 du CT).

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

Le tableau suivant récapitule les contrôles à effectuer lorsqu’on possède des sources : Objet du contrôle Contrôles techniques de radioprotection des sources

Périodicité des contrôles externes

Périodicité des contrôles internes

Annuelle

Voir tableau précédent

Contrôles techniques d’ambiance

Annuelle

Mesures en continu ou au moins mensuelles

Contrôle de la gestion des Sources radioactives

Annuelle

Annuelle

 Figure 12-11  Périodicité des contrôles externes et internes.

La décision n° 2009-DC-0151 de l’ASN du 17 juillet 2009 (modifiant la décision n° 2007-DC-0074 de l’ASN du 29 novembre 2007) fixe la liste des appareils ou catégorie d’appareils pour lesquels la manipulation requiert un certificat. Le CAMARI (Certificat d’aptitude à manipuler les appareils de radiologie industrielle) est donc nécessaire pour manipuler : – – – –

les appareils mobiles de gammagraphie ; les appareils mobiles d’étalonnage contenant une source de haute activité ; les générateurs électriques de rayons X ; les accélérateurs.

L’arrêté du 21 décembre 2007 définit les modalités de formation et de délivrance du CAMARI.

7 – Situations anormales de travail Les événements significatifs et les dépassements de valeurs limites « Article R. 4451-74. – […] constitue un événement significatif, tout événement susceptible d’entraîner le dépassement d’une des valeurs limites fixées […] » Les articles R. 4451-74 à 81 du CT donnent les règles à suivre lors d’un dépassement de dose entraînant un événement significatif. Cette surexposition peut être due à de l’exposition externe ou à de la contamination. Dans ce cas, sont informés le médecin du travail, l’employeur et le conseiller en radioprotection. L’employeur doit alors déclarer l’événement significatif à l’ASN. L’employeur prend immédiatement des mesures pour faire cesser l’exposition, déterminer les causes du dépassement, évaluer les doses efficaces et équivalentes reçues, adapter les mesures de prévention afin d’éviter tout nouveau dépassement. Le travailleur bénéficie pendant 12 mois du suivi de l’état de santé applicable aux travailleurs de catégorie A. Le CSP précise : « Article R. 1333-21. – I. – Le responsable de l’activité nucléaire déclare à l’autorité compétente les événements significatifs pour la radioprotection, notamment :

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

1° Les événements entraînant ou susceptibles d’entraîner une exposition significative et non prévue d’une personne ; 2° Les écarts significatifs aux conditions fixées dans l’autorisation délivrée pour les activités soumises à tel régime administratif ou fixées dans des prescriptions réglementaires ou des prescriptions ou règles particulières applicables à l’activité nucléaire […] »

Les expositions exceptionnelles « Article R. 4451-89. – I. – Dans des circonstances exceptionnelles, lorsque les mesures de protection collective et individuelle ne permettent pas de garantir que l’exposition des travailleurs demeure inférieure aux valeurs limites d’exposition prévues à l’article R. 4451-6, l’employeur demande à l’agent de contrôle de l’inspection du travail mentionné à l’article L. 8112-1 l’autorisation de les dépasser. II. – L’employeur démontre l’absence d’alternative possible au dépassement aux valeurs mentionnées au I compte tenu du caractère exceptionnel des travaux à effectuer. L’employeur demande l’avis du médecin du travail et celui du comité social et économique. » Les articles R. 4451-89 à 94 du CT fixent les règles des expositions exceptionnelles. L’employeur doit faire une demande d’autorisation à l’agent de contrôle de l’inspection du travail et informe l’ASN. Il donne sa réponse dans les 15 jours, l’absence de réponse valant rejet. L’employeur s’assure que les travailleurs concernés ont donné leur accord, qu’ils sont de catégorie A, qu’ils ont les moyens de protection adaptés, qu’ils ont reçu une formation spécifique, qu’ils n’ont pas de contre-indication médicale et que leurs limites réglementaires n’ont pas été dépassées sur les 12 derniers mois. Le niveau d’exposition exceptionnelle ne dépasse pas 50 mSv sur 12 mois consécutifs en termes de dose efficace ou dose équivalente cristallin, pour autant que la dose moyenne sur 5 ans consécutifs ne dépasse pas 20 mSv. La dose efficace susceptible d’être reçue dans les 5 années à venir (incluant la dose exceptionnelle) n’excède pas 100 mSv.

Les expositions à bord d’engins spatiaux « Article R. 4451-95. – Il peut être dérogé à la valeur limite de dose efficace et de la dose équivalente pour le cristallin fixées à l’article R. 4451-6 au cours d’un vol spatial sous réserve que l’employeur veille à maintenir ces doses en dessous d’un niveau de référence de 500 mSv sur la durée du vol. »

Les actes de malveillance et les pertes de sources radioactives Acte de malveillance : vol, détournement, détérioration volontaire d’une source de rayonnements ionisants ou tout autre acte visant à causer intentionnellement des risques ou inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 1333-7 (annexe 13-7 du CSP).

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Chapitre 12. Bases de la réglementation

La section 8 du CSP (dispositions applicables à la protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance, articles R. 1333-147 à R. 1333151) traite ce sujet de manière beaucoup plus importante qu’auparavant. Le CSP précise que le responsable de l’activité nucléaire doit prendre des mesures pour prévenir les actes de malveillance, la perte, le vol des sources radioactives. Lorsque ceux-ci ont quand même lieu, la loi indique : « Article R. 1333-22. – Tout acte de malveillance ou tentative d’acte de malveillance portant sur une source de rayonnements ionisants ou lot de sources radioactives de catégorie A, B ou C ainsi que toute perte de telles sources est déclaré sans délai par le responsable de l’activité nucléaire : 1° Aux forces de l’ordre territorialement compétentes ; 2° Au représentant de l’État dans le département du lieu de survenance ; 3° À l’autorité compétente chargée du contrôle en matière de protection contre les actes de malveillance ; 4° Lorsqu’il s’agit d’une perte ou d’un vol de source, à l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire ; 5° Lorsque l’événement concerne un établissement de santé ou un organisme responsable d’un service de santé, à l’Agence régionale de santé. Le responsable de l’activité nucléaire indique également les mesures qu’il a prises pour assurer la protection des personnes. »

8 – Situations d’urgence radiologique D’après l’article L. 1333-3 du CSP, on entend par situation d’urgence radiologique toute situation impliquant une source de rayonnements ionisants et nécessitant une réaction rapide pour atténuer des conséquences négatives graves pour la santé, l’environnement ou les biens, ou un risque qui pourrait entraîner de telles conséquences négatives graves. Les articles R. 1333-81 à 89 du CSP fixent les règles à appliquer pour la protection des populations et de l’environnement en situation d’urgence radiologique. Le responsable de l’activité nucléaire à l’origine d’une situation d’urgence radiologique procède à une première évaluation des circonstances et des conséquences de la situation, et met en œuvre les mesures nécessaires, notamment, le cas échéant, celles prévues par le plan d’urgence interne. Il informe sans délai les autorités compétentes de la survenance de la situation d’urgence radiologique. De plus, il participe à la mise en œuvre des actions de protection décidées par les pouvoirs publics, notamment en informant sans délai les populations avoisinantes en cas de danger immédiat. Le représentant de l’État dans le département se tient prêt à mettre en œuvre des actions de protection de la population en fonction des prévisions d’exposition aux rayonnements ionisants et de leurs conséquences sanitaires. Il bénéficie de l’appui

361

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

de l’ASN et de l’Agence régionale de santé territorialement compétente pour l’évaluation sanitaire. Les valeurs retenues et les actions à mettre en œuvre sont les suivantes : – dose efficace de 10 mSv pour la recommandation de mise à l’abri ; – dose efficace de 50 mSv pour la recommandation d’évacuation ; – dose équivalente à la thyroïde de 50 mSv pour la recommandation d’administration d’iode stable pour les situations susceptibles d’être à l’origine d’émissions d’iode radioactif. Enfin, précisons que pour l’application du principe d’optimisation, est fixé un niveau de référence à 100 mSv en dose efficace reçue pendant la durée de la situation d’urgence radiologique, comprenant toutes voies d’exposition. Les articles R. 4451-96 à 105 du CT fixent les règles à appliquer par le responsable de l’activité nucléaire en situation d’urgence radiologique. L’employeur doit créer deux groupes d’intervention formés. Ne peuvent pas être affectés les femmes enceintes, les femmes allaitantes, les jeunes travailleurs. L’employeur prend avis auprès du médecin du travail et tient à jour une liste des affectations pour les deux groupes : – le premier groupe d’intervention : chaque travailleur doit être volontaire, ne pas présenter de contre-indication médicale, avoir une formation spécifique (renouvelable tous les 3 ans), doit avoir un contrat de travail à durée indéterminée. La dose efficace liée à l’exposition professionnelle est susceptible de dépasser 20 mSv ; – le deuxième groupe est composé d’intervenants spécialisés. Chaque travailleur reçoit une information appropriée et ne présente pas de contre-indication médicale. Les travailleurs du second groupe ne peuvent relever du premier groupe. La dose efficace est susceptible de dépasser 1 mSv durant la situation d’urgence radiologique. L’article R. 4451-11 du CT fixe les limites dosimétriques suivantes en situation d’urgence radiologique : « I. – En situation d’urgence radiologique, le niveau de référence est fixé à 100 mSv pour la dose efficace susceptible d’être reçue par un travailleur intervenant dans une telle situation. II. – Dans des situations exceptionnelles, pour sauver des vies, empêcher de graves effets sanitaires radio-induits ou empêcher l’apparition de situations catastrophiques, le niveau de référence en situation d’urgence radiologique est fixé à 500 mSv, pour une dose efficace résultant d’une exposition externe. » Enfin, la règle d’or, d’après le CT : « Article R. 4451-9. – En situation d’urgence radiologique, la dose efficace totalisée sur la vie entière d’un travailleur intervenant ne dépasse en aucun cas 1 sievert. »

362

Chapitre 12. Bases de la réglementation

9 – Expositions médicales Les articles R. 1333-45 à 80 du CSP, repris dans la section 3 du décret n° 2018-434 du 4 juin 2018 donnent les règles à suivre pour l’exposition médicale, qu’elle soit à des fins diagnostiques ou thérapeutiques. Ces expositions doivent bien entendu répondre aux principes de justification, d’optimisation et de limitation. Les actes médicaux sont justifiés lorsque les expositions aux rayonnements ionisants présentent un bénéfice suffisant pour la santé de la personne concernée au regard du risque qu’elles peuvent présenter, en tenant compte des avantages pour la société et de l’exposition potentielle des professionnels participant à la réalisation des actes et du public. Une information spécifique doit être faite pour les actes concernant les enfants et les femmes enceintes, les actes de médecine nucléaire pour les femmes qui allaitent (risque de contamination interne), les actes les plus exposants et les campagnes de dépistage. Tout programme de dépistage organisé impliquant une exposition aux rayonnements ionisants est autorisé par un arrêté du ministre chargé de la Santé, pris après avis de la Haute autorité de santé. Cet arrêté précise, le cas échéant, la technique utilisée pour ce dépistage (cas du dépistage du cancer du sein par exemple). Le principe de limitation ne s’applique pas en tant que tel pour l’exposition médicale. En effet, la réglementation ne définit pas de limites à ne pas dépasser : il est possible de recevoir de fortes doses si cela peut sauver, ou prolonger la vie du patient. C’est le cas pour le traitement des cancers par exemple. Cependant, de bonnes pratiques peuvent être mises en place. Par exemple, plutôt que de soumettre les patients à des actes exposant à des rayonnements ionisants, on peut proposer des actes médicaux sans rayonnements ionisants. Lors de contrôles, au lieu de faire systématiquement des scintigraphies, on peut ainsi alterner avec des imageries par résonance magnétique (IRM) ou des échographies. Pour le principe d’optimisation, il convient d’avoir du personnel formé. Les équipements, les accessoires et les procédures permettent d’optimiser les doses délivrées, en particulier aux enfants. Pour les actes qui présentent un enjeu de radioprotection pour les patients, des niveaux de référence diagnostiques (NRD) sont établis et mis à jour par l’ASN, en tenant compte des résultats transmis à l’IRSN et des niveaux de référence diagnostiques recommandés au niveau européen. Ils sont exprimés en termes de dose pour les actes utilisant les rayons X et en termes d’activité pour les actes de médecine nucléaire. Lorsque les niveaux de référence diagnostiques sont dépassés, le réalisateur de l’acte met en œuvre les actions nécessaires pour renforcer l’optimisation. L’exposition des personnes en contact de patients ayant reçu un examen contaminant est prise en compte dans la réglementation. Avant et après un acte de médecine nucléaire à visée diagnostique ou thérapeutique ou un acte de curiethérapie par implants permanents, le réalisateur de l’acte fournit au patient ou à son représentant légal des informations orales et écrites appropriées

363

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

sur le risque des rayonnements ionisants et les instructions nécessaires pour limiter l’exposition aux rayonnements ionisants des personnes qui seront en contact avec lui. Ces informations et instructions sont délivrées avant que le patient ne quitte le service de médecine nucléaire ou de radiothérapie. Le principe d’optimisation est appliqué aux expositions susceptibles d’être reçues par les personnes qui participent au soutien et au réconfort des patients.

III – Réglementation transport 1 – Cadre réglementaire Le transport des matières dangereuses par route, chemin de fer, voies navigables, mer et avion est régi par des textes réglementaires européens et internationaux. Par exemple, l’OACI donne les conditions de transport par avion, l’OMI donne les règles de transport par voie maritime. Ces accords sont initiés par l’ONU et l’AIEA. En France, c’est l’arrêté unique dit TMD (Transport de matières dangereuses) du 29 mai 2009 qui s’applique. Il reprend les accords européens suivants : – l’ADR (Accords pour le transport de marchandises dangereuses par route) ; – le RID (Accords pour le transport de matières dangereuses par fer) ; – l’ADNR (Accords pour le transport de marchandises dangereuses par voie navigable). La classe 7 est la classe des matières radioactives. Le but de la réglementation transport, pour les matières radioactives, est de protéger les personnes, les biens et l’environnement des effets néfastes des rayonnements ionisants. Les matières dangereuses sont regroupées en 13 sous-classes et 9 classes, données dans le tableau suivant, et symbolisées par un pictogramme. Classe

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Pictogramme

Désignation

Exemple

1

Matières et objets explosibles

Dynamite

2

Gaz

Azote, butane

3

Matières liquides inflammables

Essence

Chapitre 12. Bases de la réglementation

Classe

Pictogramme

Désignation

Exemple

4.1

Matières solides inflammables

Soufre

4.2

Matières sujettes à l’inflammation spontanée

Phosphore

4.3

Matières qui au contact de l’eau dégagent des gaz

Sodium

5.1

Matières comburantes

Peroxyde d’oxygène

5.2

Peroxydes organiques

Hydroperoxyde de cumyle

6.1

Matières toxiques

Pesticides

6.2

Matières infectieuses

Déchets d’hôpitaux

7

Matières radioactives

Combustible

8

Matières corrosives

Acide chlorhydrique

9

Matières et objets dangereux divers

Amiante

 Figure 12-12  Classes de transport reconnues par l’arrêté TMD.

365

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Transport par route Règles générales Le transport comprend toutes les phases de la préparation des colis à leur réception. Il y a donc six principales étapes : – la préparation des colis ; – leur chargement et leur manutention ; – leur éventuel entreposage ; – leur acheminement ; – leur déchargement et leur manutention ; – leur réception. L’expéditeur de marchandise en est responsable jusqu’à réception des colis. Le transporteur doit s’assurer que toutes les règles sont respectées et le destinataire a l’obligation de ne pas différer sans motif impératif l’acceptation de la marchandise. Les chauffeurs, quant à eux, doivent suivre une formation, appelée formation ADR, valide 5 ans. Le camion doit avoir un équipement spécifique : – une lampe de poche et un baudrier par membre de l’équipage dans la cabine ; – un extincteur dans la cabine ; – 2 triangles ou 2 cônes ou 2 feux orange dans la cabine ; – une cale pour le tracteur et une cale pour la remorque ; – un extincteur pour la remorque ; – les documents de bord (entre autres le permis de conduire et le certificat de formation du conducteur, la carte grise du véhicule, la déclaration d’expédition de matières dangereuses ou DEMR pour la classe 7, les consignes de sécurité, l’itinéraire à suivre et les restrictions selon le véhicule) ; – un moyen de télécommunication ; – des appareils de mesure pour les contrôles (radiamètres pour la classe 7, dosimètres passifs).

Placardage et signalisation du véhicule L’expéditeur doit placarder des plaques orange rétroréfléchissantes à l’avant et à l’arrière du véhicule. Ces panneaux ont une taille de 400 mm × 300 mm (ou 300 120 pour les petits véhicules). Ils sont surtout apposés pour les pompiers en cas d’accident (la plaque doit résister au feu au moins pendant 15 minutes). On y trouve les informations suivantes (voir figure ci-après) : – le code danger sur la première ligne ; – le code ONU à 4 chiffres, reconnu internationalement, pour la désignation de la matière ; – un trait noir entre les deux codes si le véhicule est une citerne, sinon rien.

366

Chapitre 12. Bases de la réglementation

 Figure 12-13  Exemples de plaques orange à placarder sur les véhicules.

Le code danger peut être composé de 2 ou 3 chiffres. Le premier chiffre est le numéro de classe tandis que le deuxième ou le troisième signale un autre risque. Un « X » peut être placé en dernière position pour signaler aux pompiers qu’il ne faut pas jeter d’eau sur cette matière. Voyons quelques exemples : – 80 – corrosif (8) – pas d’autre risque (0) ; – 88 – très corrosif (on double le premier chiffre) ; – 368 – inflammable (3) – toxique (6) – corrosif (8) ; – 338 – très inflammable (33) – corrosif (8) ; – 266 – gaz (2) – très toxique (66) ; – 4X – matière qui au contact de l’eau libère des gaz (4) – ne pas jeter d’eau dessus (X). Le code matière, ou code ONU, est un code à 4 chiffres reconnu internationalement. Chaque matière a son propre code, qui est aussi connu des pompiers, pour leurs interventions. Voyons quelques exemples : – 1017, chlore ; – 1202, gazole ; – 1780, chlorure de fumaryle ; – 2915, matières radioactives en colis de type A. Sur les parois latérales du véhicule, ainsi qu’à l’arrière, des pictogrammes doivent être placardés. Ils reprennent les risques du code danger. Ainsi, si le code est 266, on doit trouver deux pictogrammes, le risque n° 2 et le risque n° 6.1. Si le code danger est 70, on ne trouve que le pictogramme pour le risque n° 7 (matières radioactives).

3 – Classe 7 Au sens de la classe 7, une matière radioactive est : Toute matière dont à la fois l’activité massique et l’activité totale dans l’envoi dépassent les valeurs attribuées par le règlement (ADR/RID) à chaque nucléide contenu. Lors d’un transport de classe 7, il faut éviter d’ajouter d’autres classes de danger, afin d’éviter la contamination de ces matières. Le transport doit éviter d’exposer la population aux risques radiologiques. Les colis doivent donc être bien répartis dans le chargement. Le véhicule doit de plus éviter de stationner près des zones fréquentées.

367

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Un colis comprend l’emballage et son contenu. L’emballage et l’étiquetage d’un colis répondent à des règles très strictes détaillées dans la partie suivante. Les types de matière d’objets et de colis sont répartis en plusieurs catégories, dont quelques catégories spécifiques. Les SCO (Superficially Contamined Object / objet superficiellement contaminé) : ce sont des objets solides, eux-mêmes non radioactifs, mais sur les surfaces desquels est répartie une matière radioactive. Le code transport est UN 2913. En général, ils sont transportés dans des colis IP-1 ou IP-2. On dénombre les SCO-I et les SCO-II. Les différences sont les niveaux de contamination admis, résumées dans le tableau suivant. Bêta-gamma Alpha de faible toxicité

Alpha

SCO-I

Non fixée Fixée

4 Bq/cm2 4.104 Bq/cm2

Non fixée Fixée

0,4 Bq/cm2 4.103 Bq/cm2

SCO-II

Non fixée Fixée

400 Bq/cm2 8.105 Bq/cm2

Non fixée Fixée

40 Bq/cm2 8.104 Bq/cm2

 Figure 12-14  Limites de contamination des SCO.

Les LSA (Low Specific Activity / matières de faible activité spécifique) : ce sont les matières qui ont une activité spécifique limitée ou des matières radioactives pour lesquelles des limites d’activité spécifique moyenne s’appliquent. On distingue : – les LSA-I, pour les minerais naturels (uranium, thorium) par exemple ; – les LSA-II, pour l’eau tritiée par exemple ; – les LSA-III, solides (par exemple déchets conditionnés ou matériaux activés), à l’exclusion des poudres. Les codes transport sont UN2912 (LSA-I), UN3321 (LSA-II), UN3322 (LSA-III). Les LSA sont transportés dans des colis industriels de type IP-1, IP-2 ou IP-3. Les matières fissiles : ce sont l’uranium 233, l’uranium 235, le plutonium 239 et le plutonium 241, ou toute combinaison dépassant 15 g par colis ou 5 g par volume de 10 litres. L’uranium naturel et l’uranium appauvri non irradié ne sont pas des matières fissiles au sens de la classe 7. Les colis exceptés : sont les colis dont les valeurs de référence sont sous le seuil d’exemption (voir paragraphe suivant). Le débit d’équivalent de dose au contact doit être inférieur à 5µSv/h. La réglementation transport est alors allégée, notamment pour les documents de bord, les limites réglementaires et l’équipement des véhicules.

368

Chapitre 12. Bases de la réglementation

L’envoi exclusif : est l’utilisation d’un véhicule par un seul expéditeur pour une expédition concernant un seul destinataire. Le débit d’équivalent de dose au contact du colis peut être supérieur à 2 mSv/h mais ne doit pas dépasser 10 mSv/h. L’envoi exclusif est valable uniquement si les colis sont enfermés dans une enceinte empêchant l’accès du personnel non autorisé, si les colis sont immobilisés et s’il n’y a pas de rupture de charge entre le début et la fin de l’expédition. Si l’indice de transport du véhicule est supérieur à 50 (la somme des indices de transport des colis dans le véhicule), l’envoi exclusif est obligatoire. Les transports par voie postale : ils sont autorisés uniquement pour les envois dont l’activité totale est un dixième des colis exceptés. Ces envois sont limités au territoire national et sont soumis à des instructions particulières (demande à l’autorité compétente, nature du colis, destinataire, nom et adresses de l’expéditeur, une étiquette « matières radioactives »). EDF n’autorise pas les transports par la Poste.

4 – Emballage et étiquetage des colis Types d’emballage Afin de choisir l’emballage de la matière à envoyer, il faut connaître le type de matière à expédier. On distingue : – la matière non dispersable : sous forme solide et non susceptible de dispersion ou sous forme de capsule scellée contenant une substance radioactive. On parle de matière sous forme spéciale ou scellée. La valeur réglementaire de référence pour la matière non dispersable est A1 ; – la matière dispersable : sous forme liquide gazeuse ou solide pulvérulente susceptible de se disperser. On parle de matière sous forme non spéciale ou non scellée. La valeur réglementaire de référence pour la matière dispersable est A2. Ainsi, les seuils A1 et A2 sont les seuils donnés par la réglementation et qui permettent de choisir le type d’emballage. Les emballages doivent être manipulables et transportables : – présence de poignées si le colis pèse entre 10 et 50 kg ; – la manutention doit être possible (chariot ou élingues) ; – pendant le transport, l’arrimage par sangle doit être possible ; – le matériau de l’emballage doit être chimiquement et physiquement compatible avec le contenu du colis. Si l’activité de la matière radioactive est inférieure à un millième de A1 ou un millième de A2, l’emballage du colis est de type industriel (IP-1, IP-2 ou IP-3) ou excepté. L’emballage doit répondre à des prescriptions particulières : – en cas de chute, l’emballage doit empêcher la dispersion du contenu radioactif ; – l’emballage subit des épreuves d’étanchéité (chute d’une hauteur de 1,20 m, correspondant à la hauteur réglementaire d’un plateau de camion).

369

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Si l’activité de la matière radioactive est comprise entre un millième de A1 et A1, ou un millième de A2 et A2, l’emballage du colis est de type A. Un colis de type A doit : – – – –

résister à des variations de température allant de –40 °C à +70 °C ; rester étanche à la pluie ; supporter 5 fois sa propre masse ; résister à la pénétration d’une barre de 6 kg lâchée à une hauteur de 1 m.

Si l’activité de la matière radioactive est supérieure à A1 ou supérieure à A2, l’emballage du colis est de type B. Les colis de type B répondent à des normes plus drastiques. Ils doivent : – résister à la chute d’une hauteur de 9 m sur une cible indéformable, suivie d’une chute d’une hauteur de 1 m sur une barre d’acier de longueur 20 cm et de diamètre 15 cm ; – résister à l’exposition à un feu de 300 °C pendant 30 minutes ; – résister à une immersion sous 15 m d’eau pendant 8 heures. Ces tests donnent lieu à un compte rendu détaillé où tous les résultats sont présentés. On distingue deux types de colis B : – le colis de type B(U), ou unilatéral, qui respecte les conditions multinationales en vigueur ; – le colis de type B(M), ou multilatéral, qui respecte les conditions propres à chaque pays que le colis traverse. Si le colis est transporté par voie aérienne, on utilisera un colis de type C.

Étiquetage Sur le colis doivent apparaître des données portées sur des étiquettes. On trouve : – – – –

l’identification de l’expéditeur et du destinataire ; le type de colis (IP-1, IP-2, IP-3, TYPE A, TYPE B(U), TYPE B(M)) ; le code ONU, précédé des lettres UN ; les termes RADIOACTIF LSA-I ou RADIOIACTIF SCO-I suivant les cas.

Pour les colis exceptés, l’indication RADIOACTIVE doit être portée. Il n’est pas nécessaire de coller une étiquette de danger. Pour les autres colis, l’étiquette de danger est obligatoire. Elle est toujours surmontée d’un trèfle, symbole de la classe 7. On y trouve aussi d’autres données : – – – – – –

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le contenu ; l’activité ; l’indice de transport ; des barres rouges (de 1 à 3) selon le débit d’équivalent de dose au contact ; l’indice de transport ; l’indice de sûreté et de criticité pour les matières fissiles.

Chapitre 12. Bases de la réglementation

L’indice de transport (IT) se calcule en multipliant par 100 le débit d’équivalent de dose, en mSv/h, à 1 m du colis. C’est un nombre sans unité : IT = DeD1m (mSv/h ) × 100 L’indice de sûreté et de criticité (ISC), pour les colis contenant de la matière fissile, est un nombre qui sert à limiter l’accumulation des colis, suremballages ou conteneurs de transport contenant des matières fissiles. Il dépend du facteur de criticité keff. Il faut ajouter à l’étiquetage un trèfle 7E portant la mention FISSILE. L’ISC ne doit pas dépasser 50 pour un envoi ou 100 pour un envoi exclusif. Les barres rouges donnent une valeur pour le débit d’équivalent de dose au contact du colis : – 1 trait rouge si le débit d’équivalent de dose est inférieur à 5 µSv/h ; – 2 traits rouges si le débit d’équivalent de dose est compris entre 5 µSv/h et 0,5 mSv/h ; – 3 traits rouges si le débit d’équivalent de dose est supérieur à 0,5 mSv/h. Le tableau ci-dessous résume l’étiquetage en fonction des différentes données. Catégorie

Trèfle

Indice de transport

DeD au contact

0

DeD 0,1 Bq/g et A = 40.106 Bq > 10 4 Bq 5 Dans les deux cas, les seuils sont dépassés donc cette marchandise appartient à la classe 7.

1) Am =

Le transport ne peut se faire par la Poste car l’activité n’est pas inférieure à 10 % du seuil d’exemption.

374

Chapitre 12. Bases de la réglementation

2) La matière est non dispersable. Il faut donc se référer à A1 = 10 TBq = 1013 Bq et 0,1 % A1 = 0,01 TBq = 1010 Bq. On constate que A < 0,1 % A1 : l’emballage est excepté. 3) IT = DeD1m (mSv/h ) × 100 = 0,0001 × 100 = 0,01 ≈ 0 4) Étant donné l’indice de transport nul et le débit d’équivalent de dose au contact, il faudra utiliser une étiquette blanche 7A. Il faudra préciser (Américium 241 – A = 40 MBq – IT = 0). Il faudra aussi mettre une étiquette portant la mention « radioactive » et comportant le code ONU « UN2910 ». 5) Cette source scellée est conservable 10 ans. Après cette période, elle est considérée comme périmée et il faut la renvoyer à un fabricant.

375

Chapitre 13 La fission nucléaire et la fusion nucléaire

I – Principe de la fission nucléaire 1 – Principe Comme nous l’avons vu au chapitre 2, la fission nucléaire est un phénomène physique qui a été découvert en 1938 par Lise Meitner et Otto Hahn. Les principales utilisations de la fission sont : – la fission contrôlée industrielle dans le cadre de production d’électricité dans les centrales thermonucléaires ; – la fission contrôlée pour la propulsion de véhicules, comme les sous-marins ; – les bombes à fission nucléaire. La fission nucléaire se base sur le principe suivant. À cause d’un fort excès de nucléons, un noyau globalement trop lourd se scinde en deux parties. Une énergie considérable est libérée lors de cette réaction. De plus, des neutrons sont aussi émis. Ces derniers peuvent alors bombarder à leur tour d’autres noyaux : ces neutrons sont à l’origine de la réaction en chaîne dans les centrales nucléaires. Pour la fission, l’uranium 235 est couramment utilisé : son instabilité au niveau du noyau le rend très instable. Il existe deux types de fissions : la fission spontanée et la fission induite.

377

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – La fission spontanée La fission nucléaire spontanée a lieu lorsque le noyau se désintègre en plusieurs parties, sans absorption préalable d’une particule. Ce type de fission n’est possible que pour les noyaux extrêmement lourds. L’uranium 235 et le californium 252 sont par exemple des noyaux spontanément fissiles. Mais la fission spontanée reste très rare. Le noyau excédentaire en nucléons ZA X se casse spontanément en deux fragments de masses à peu près égales Y1 et Y2 et cette scission s’accompagne de l’émission de y neutrons n (2 à 4 environ) et d’ondes électromagnétiques γ. A Z X

f  → ZA11Y 1 +

A2 Z 2Y 2

+ yn + γ

Les fragments de fission Y1 et Y2 sont souvent encore instables β– et émetteurs de neutrons retardés. Conservation de la masse : comme dans toutes les réactions nucléaires, lors d’une réaction de fission, le nombre de masse entre l’état initial et l’état final se conserve. A = A1 + A2 + y Conservation de la charge : de même, le nombre de charge entre l’état initial et l’état final se conserve. Z = Z1 + Z 2 Conservation de l’énergie : enfin, l’énergie de réaction QF traduit la conservation de l’énergie lors de la fission. On la calcule en réalisant la différence de masse entre l’état initial et l’état final. Q F = m ( ZA X ) − m

( ZA Y ) − m ( ZA Y ) − y.m (n) .c 2 1 1

2 2

ou, en mettant les masses en u, et une énergie de réaction en MeV : Q F = m ( ZA X ) − m

( ZA Y ) − m ( ZA Y ) − y.m (n) × 931,5 1 1

2 2

3 – La fission induite On parle de fission induite lorsqu’un noyau lourd capture une autre particule (généralement un neutron). Il se crée alors un noyau de durée de vie très courte (de l’ordre de 10–15 s) car très instable, appelé noyau composé. Ce noyau se fissionne alors en plusieurs morceaux. La réaction de ce type la plus connue est la fission induite de l’uranium 235 par absorption d’un neutron. Le noyau excédentaire en nucléons ZA X capture un neutron n. Cette capture donne * naissance à un noyau composé excité A +1 Z X . Ce dernier se casse en deux fragments

378

Chapitre 13. La fission nucléaire et la fusion nucléaire

de masse à peu près égales Y1 et Y2 et cette scission s’accompagne de l’émission de y neutrons n (2 à 4 environ) et d’ondes électromagnétiques γ. A Z X

f + 01n  → A +Z1 X *  → ZA11Y 1 +

A2 Z 2Y

+ yn + γ

Les fragments de fission Y1 et Y2 sont souvent encore instables β– et émetteurs de neutrons retardés. Ils se désintègrent pour donner les produits de fission. Conservation de la masse : comme dans toutes les réactions nucléaires, lors d’une réaction de fission, le nombre de masse entre l’état initial et l’état final se conserve. A + 1 = A1 + A2 + y Conservation de la charge : de même, le nombre de charge entre l’état initial et l’état final se conserve. Z = Z1 + Z 2 Conservation de l’énergie : enfin, l’énergie de réaction QF traduit la conservation de l’énergie lors de la fission. On la calcule en réalisant la différence de masse entre l’état initial et l’état final. Q F = m ( ZA X ) + m (n) − m

( ZA Y ) − m ( ZA Y ) − y.m (n) .c 2 1 1

2 2

ou, en mettant les masses en u, et une énergie de réaction en MeV : Q F = m ( ZA X ) + m (n) − m

( ZA Y ) − m ( ZA Y ) − y.m (n) × 931,5 1 1

2 2

Calcul de l’énergie libérée par une réaction de fission 1 102 1 On considère la réaction de fission suivante : 235 → 131 92 U + 0 n  53 I + 39 Y + 3. 0 n

Les fragments de fission sont radioactifs.

(

L’iode 131 réalise deux désintégrations β– :

131 I  0 → 131 53 55 Cs + 2 −1 e

L’yttrium 102 réalise cinq désintégrations β  : –

102 Y 39

 → 102 44 Ru

+ 5(

+ υ)

0 −1 e

+ υ)

Masse des réactifs : m (235U) = 235,043 924 u m(n) = 1,008 665 u Masse des fragments de fission : m(131I) = 130,906 941 u m(102Y) = 101,933 556 u Masse des produits de fission : m(131Cs) = 130,905 464 u m(102Ru) = 101,904 349 u Calculons l’énergie dégagée directement par la fission : Q F = [m ( 235 U ) + m (n) − m ( 131 I) − m ( 102 Y ) − 3.m (n)] .c 2 = (235,043924 + 1,008665 − 130,906941 − 101,933556 − 3 × 1,008665) × 931,5 = 173,3 MeV

379

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Calculons l’énergie dégagée par les fragments de fission : Q β − ( 131 I) = [m ( 131 I) − m ( 131 Cs)] .c 2 = (130,906941 − 130,905464) × 931,5 = 1,4 MeV Q β − ( 102 Y ) = [m ( 102 Y ) − m ( 102 Ru )] .c 2 = (101,933556 − 101,904349) × 931,5 = 27,2 MeV On obtient un total de : Q = 173,3 + 1,4 + 27,2 = 201,9 MeV De manière générale, on donne, pour l’énergie libérée par une fission la valeur moyenne de 200 MeV. Cette énergie se répartit comme suit : – – – – – –

énergie cinétique des fragments de fissions énergie cinétique des neutrons énergie des γ issus de la fission énergie des β– issus des fragments et produits de fission énergie des γ issus des fragments et produits de fission énergie emportée par les antineutrinos

165 MeV ; 5 MeV ; 6 MeV ; 6 MeV ; 6 MeV ; 12 MeV.

4 – La réaction de fission en chaîne La réaction de fission en chaîne est la réaction nucléaire mise en œuvre dans les centrales thermonucléaires. L’uranium 235 est le noyau utilisé pour la fission. Il est bombardé par des neutrons de faible énergie (Eth = 0,025 eV), appelés neutrons thermiques. Ce choc va rendre le noyau d’uranium 235 instable et va se rompre en deux nouveaux noyaux, appelés fragments de fission : c’est la fission provoquée. Cette réaction libère beaucoup d’énergie sous forme de chaleur. De nouveaux nucléides apparaissent, on les appelle « produits de fission ». En plus de ces éléments, 2 à 3 neutrons de forte énergie, appelés neutrons rapides, sont libérés. Les neutrons libérés vont perdre leur énergie, on dit qu’ils vont se thermaliser, et pour la plupart vont aller frapper d’autres noyaux d’uranium qui a leur tour vont se rompre en libérant d’autres neutrons : c’est la réaction en chaîne.

380

Chapitre 13. La fission nucléaire et la fusion nucléaire

Pour les réactions en chaîne industrielles, plusieurs noyaux ont été étudiés. On les sépare en deux groupes : – les noyaux fissiles sont les noyaux utiles à la réaction de fission en chaîne, ils sont capables de fissionner après avoir été bombardés par des neutrons thermiques ; – les noyaux fertiles parasitent la réaction en chaîne mais donnent naissance à des noyaux fissiles après avoir été bombardés par des neutrons thermiques. Ainsi, l’uranium 235 est fissile aux neutrons thermiques. L’uranium 238 est fertile mais se transforme en plutonium 239 fissile. Ce dernier a été utilisé comme combustible jusqu’en 2002 dans les réacteurs à neutrons rapides (RNR) ou surgénérateurs Phénix et Superphénix. Il est utilisé aujourd’hui dans le combustible MOX. Enfin, le thorium 232 est lui aussi fertile. Il se transforme en uranium 233 fissile. Des centrales basées sur le cycle thorium 232 - uranium 233 sont à l’étude, comme les réacteurs à sels fondus (RSF ou Thorium Molten Salt Reactors, TMSR en anglais).

II – Principe de la fusion nucléaire 1 – Principe Le principe de la fusion nucléaire a été découvert par Aston dans les années vingt. Il a été plus difficile de la mettre en œuvre que la fission. C’est pour cela qu’elle est encore peu utilisée aujourd’hui. Elle reste néanmoins la principale source d’énergie de notre système solaire. En effet, notre Soleil est une étoile à fusion dont l’hydrogène est son carburant. La fusion est aussi utilisée dans le domaine militaire, avec la création des bombes H. Enfin, le projet industriel de centrale à fusion est en cours, c’est le projet ITER. La fusion nucléaire est un processus au cours duquel deux noyaux s’associent pour former un noyau plus lourd : les deux noyaux légers se fondent l’un dans l’autre !

2 – Énergétique de la fusion nucléaire Pour pouvoir réaliser une réaction de fusion nucléaire, il faut pouvoir rapprocher deux noyaux légers. Il faut pour cela apporter de l’énergie pour pouvoir vaincre la barrière coulombienne qui empêche les nucléons de se toucher. Cette énergie peut être apportée sous forme de chaleur, comme dans le Soleil, ou sous l’action d’un champ magnétique (rôle des tokamaks) ou encore par des LASER.

381

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Deux noyaux légers ZA11 X et ZA 22Y vont se fondre l’un dans l’autre pour donner naissance à un nouveau noyau plus lourd ZA33 Z en libérant k neutrons n. A1 Z1 X

+

 → ZA33 Z + kn

A2 Z 2Y

Conservation de la masse : comme dans toutes les réactions nucléaires, lors d’une réaction de fusion, le nombre de masse entre l’état initial et l’état final se conserve. A1 + A2 = A3 + k Conservation de la charge : de même, le nombre de charge entre l’état initial et l’état final se conserve. Z1 + Z 2 = Z 3 Conservation de l’énergie : enfin, l’énergie de réaction Qf traduit la conservation de l’énergie lors de la fusion. On la calcule en réalisant la différence de masse entre l’état initial Q f = m

( ZA X ) + m ( ZA Y ) − m ( ZA3 Z ) − k.m (n) .c 2 1 1

3

2 2

ou, en mettant les masses en u, et une énergie de réaction en MeV : Q f = m

( ZA X ) + m ( ZA Y ) − m ( ZA3 Z ) − k.m (n) × 931,5 1 1

2 2

3

Calcul de l’énergie libérée par une réaction de fusion On considère la réaction de fusion, entre le deutérium (D) et le tritium (T), utilisée → Z4 He + y 01n. pour ITER : 21 H + 31 H  Masse des réactifs : Masse des produits :

m(31 H) = 3,016 049 u m(21 H) = 2,014 102 u m(42 He) = 4,002 603 u m(n) = 1,008 665 u

Calculons l’énergie dégagée directement par la fusion : Q f = [m ( 2 H) + m ( 3 H) − m ( 4 He) − .m (n)] .c 2 = (2,014102 + 3,016049 − 4,002603 − 1,008665) × 931,5 = 17,6 MeV L’énergie libérée par la fusion, qui a pour but d’être exploitée dans le domaine industriel, a la valeur de 17,6 MeV. Cette énergie se répartit comme suit : – énergie cinétique et d’excitation du noyau fils – énergie cinétique des neutrons

3,5 MeV ; 14,1 MeV.

Notons que les neutrons appartiennent au domaine rapide dans cette gamme d’énergie. Il conviendra donc de prendre les précautions nécessaires pour s’en protéger.

382

Chapitre 13. La fission nucléaire et la fusion nucléaire

 Figure 13-1  Principe de fonctionnement d’une centrale à fusion, sur lequel repose le projet ITER. Source : http://www.cea.fr/comprendre/Pages/energies/nucleaire/ fusion-nucleaire.aspx?Type=Chapitre&numero=3, © Ph. Magaud, CEA-IRFM.

Exercices du chapitre 13 Exercice 1 1) Les réactions nucléaires peuvent être classées en réactions de fission et réactions de fusion. Préciser le sens des mots fission et fusion. 2) Pour chacune des réactions suivantes, indiquer s’il s’agit de fission ou de fusion : 235 U 92

+ 01n  → 139 57 La +

94 37 Br

+ 3 01n    11 H + 11 H  → 21 H + 10 e

3) Citer un exemple de phénomène naturel ou d’objet technique où se produisent ces réactions. Exercice 2 Parmi les diverses réactions de fission de l’uranium 235 bombardé par des neutrons, on considère la réaction suivante : 235 U 92

+ 01n  → 139x Xe +

94 Sr 38

+ y 01n

1) Compléter l’équation-bilan en calculant x et y. 2) Calculer en MeV, l’énergie libérée par la fission d’un atome d’uranium 235 suivant cette réaction. 3) Sous quelle forme peut-on trouver l’énergie libérée ? –25 –25 8 –1 139 On donne : m(235 92 U) = 3,902.10  kg m( x Xe) = 2,306.10  kg c = 3.10 m.s –25 –27 m(94 38 Sr) = 1,559.10  kg mn = 1,675.1  kg

1 eV = 1,602.1–19 J

383

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Exercice 3 La réaction de fusion mise en œuvre pour le projet ITER est celle du deutérium avec le tritium : 2 H + 3 H  → Z4 He 1 1

+ y 01n

1) De quel élément le deutérium et le tritium sont-ils des isotopes ? 2) Trouver les valeurs de Z et y pour équilibrer la réaction. 3) Calculer l’énergie libérée lors de cette réaction. 4) Sous quelle forme trouve-t-on l’énergie libérée ? On donne :

m(21 H) = 2,014 102 u m(31 H) = 3,016 049 u

m(42 He) = 4,002 603 u m(n) = 1,008 665 u Exercice 4 On considère la réaction de fission suivante. Elle produit 2 fragments de fission radioactifs qui se désintègrent et conduisent aux produits de fission suivants, le césium 133 et le ruthénium 101 : 235 U 92

101 + 01n  → 133 55 Cs + 44 Ru + .....n + ..............

1) Compléter l’équation bilan pour que la masse et la charge soient bien conservées. 2) Calculer l’énergie libérée au moment de la fission d’un noyau d’uranium 235. 3) Calculer l’énergie dégagée par la fission d’1 gramme d’uranium 235 (on prendra en énergie moyenne par fission 200 MeV). On donne les masses atomiques suivantes : m (235U) = 235,043 924 u m(133Cs) = 132,905 429 u m(101Ru) = 100,905 582 u m(n) = 1,008 665 u Exercice 5 On considère la réaction de fission du plutonium 239 : 239 Pu 94

138 Xe + ..... 1n . + 01n  → 99 0 40 Zr +

1) Équilibrer cette réaction. 2) Une réaction en chaîne est-elle possible ? Pourquoi ? 3) Étant donné ses propriétés, comment peut-on qualifier le plutonium 239 ? 4) Quelle doit être l’énergie du neutron incident pour que la réaction ait lieu ? 5) Calculer l’énergie dégagée par cette réaction. 6) Est-il possible d’utiliser le plutonium 239 pour faire fonctionner un réacteur nucléaire ?

384

Chapitre 13. La fission nucléaire et la fusion nucléaire

On donne les masses atomiques suivantes : m(239Pu) = 239,052 158 u

m(138Xe) = 137,914 080 u

m(99Zr) = 98,916 390 u m(n) = 1,008 665 u Exercice 6 1) Une réaction de fission libère en moyenne 200 MeV et une réaction de fusion libère 17,6 MeV. Quelle réaction libère le plus d’énergie ? 2) À présent, pour chaque réaction, calculer l’énergie libérée par nucléon. À masse équivalente, quelle réaction libère le plus d’énergie ? 3) Qu’en concluez-vous ?

Corrigé des exercices du chapitre 13 Exercice 1 1) Fusion : 2 noyaux légers s’assemblent pour en donner un plus lourd. Les deux noyaux se fondent littéralement l’un dans l’autre. Fission : un noyau trop lourd, sous l’action d’un neutron si la réaction est provoquée, se scinde en 2 noyaux plus légers en libérant 2 à 3 neutrons. 1 → 139 2) 235 92 U + 0 n  57 La +

94 37 Br

+ 3 01n : réaction de fission provoquée

→ 21 H + 10 e  : réaction de fusion     11 H + 11 H  3) Fission : bombe atomique, centrale nucléaire. Fusion : bombe H, Soleil. Exercice 2 1) Conservation du nombre de charge : x = 92 − 38 = 54  Conservation du nombre de masse : y = 235 + 1 − 139 − 94 = 3 235 U 92

+ 01n  → 139 54 Xe +

94 Sr 38

+ 3 01n

2) Q = [m ( 235 U ) + m (n) − m ( 139 Xe) − m ( 94 Sr) − 3.m (n)] .c 2 = (3,902.10−25 + 1,675.10−25 − 2,306.10−25 − 1,559.10−25 − 3 ×1,675.10−27 ) × (3.108 )

2

= 3,150.10−11 J Or, 1 MeV = 1,602.10–13 J, donc Q =

2,385.10 −10 = 196,6 MeV 1,602.10 −13

385

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

3) Au niveau microscopique, l’énergie est emportée par les neutrons sous forme d’énergie cinétique, et peut être émise sous forme de rayonnements gamma. Au niveau macroscopique, cette énergie se retrouve sous forme de chaleur. Exercice 3 1) Le deutérium et le tritium sont des isotopes de l’hydrogène. 2) Conservation du nombre de charge : Z = 1 + 1 − 0 = 2 Conservation du nombre de masse : y = 2 + 3 − 4 = 1 2 H + 3 H  → 42 He 1 1

+ 01n

3) Q = [m ( 2 H) + m ( 3 H) − m ( 4 He) − .m (n)] .c 2 = (2,014102 + 3,016049 − 4,002603 − 1,008665) × 931,5 = 17,6 MeV 4) Au niveau microscopique, l’énergie est emportée sous forme d’énergie cinétique. Au niveau macroscopique, cette énergie se retrouve sous forme de chaleur. Exercice 4 1) Conservation du nombre de charge : Z = 92 − 55 − 44 = −7 Conservation du nombre de masse : A = 235 + 1 − 133 − 101 = 2 Les fragments de fission sont radioactifs émetteurs β– (en tout il y en aura 7). La réaction libère directement 2 neutrons (appelés neutrons prompts). Les réactions nucléaires sont toujours suivies de désexcitation (présence de rayonnement γ), qui ne sont pas nécessaires dans l’équation de désintégration (car leur nombre de masse et leur nombre de charge sont nuls). Ici, le choix est fait de les ajouter. Donc : 235 U 92

101 1 0 + 01n  → 133 55 Cs + 44 Ru + 2. 0 n + 7 ( −1 e + υ ) + γ

2) Q = [m ( 235 U ) + m (n) − m ( 133 Cs) − m ( 101 Ru ) − 2.m (n)] .c 2 = (235,043924 + 1,008665 − 132,905429 − 100,905582 − 2 × 1,008665) × 931,5 = 208,9 MeV 3) 1 noyau d’uranium libère en moyenne 200 MeV. Or, dans 1 g, il y a : 1 m N = .N A = × 6,02.10 23 = 2,56.1021noyaux d’uranium 235. M 235

386

Chapitre 13. La fission nucléaire et la fusion nucléaire

On en déduit donc que l’énergie libérée est : E = 2,56.1021 × 200 = 512 , .1023 MeV ou E = 512 , .10 23 × 1,6.10 −13 = 8192 , .1010 J Exercice 5 1) Conservation du nombre de charge : Z = 94 − 40 = 54 (élément chimique xénon) Conservation du nombre de masse : A = 239 + 1 − 99 − 138 = 3 (3 neutrons libérés) 1 138 1 → 99 On a donc : 239 94 Pu + 0 n  40 Zr + 54 Xe + 3 0 n.

2) Cette réaction consomme un neutron mais en libère 3. Il y a donc plus de neutrons produits que consommés : une réaction en chaîne est possible. 3) Comme le plutonium 239 peut produire une réaction en chaîne, on peut dire qu’il est fissile. 4) Pour une réaction en chaîne, l’énergie du neutron incident doit être l’énergie thermique, soit 0,025 eV. 5) Q = [m ( 239 Pu ) + m (n) − m ( 99 Zr ) − m ( 138 Xe) − 3.m (n)] .c 2 = (239,052158 + 1,008665 − 98,916390 − 137,914080 − 3 × 1,008665) × 931,5 = 190,4 MeV 6) Comme le plutonium 239 peut produire une réaction en chaîne similaire à celle de l’uranium 235, en libérant une énergie de valeur identique (de l’ordre de 200 MeV), il peut parfaitement être utilisé pour un réacteur nucléaire. De tels réacteurs ont déjà existé : en France, Phénix et Superphénix utilisaient le plutonium comme combustible. Aujourd’hui, dans certains réacteurs, on utilise un mélange d’uranium et de plutonium comme combustible. Exercice 6 Fission

Fusion

Q

200 MeV

17,6 MeV

Q A

200 = 0,85 MeV / nucléon 236

17,6 = 3,52 MeV/nucléon 5

À nombre de réactions équivalent, c’est la fission qui libère le plus d’énergie. Si l’on rapporte l’énergie au nombre de masse, c’est la fusion qui libère le plus d’énergie. En première approximation, on peut donc dire qu’à masse équivalente, la réaction de fusion est plus exoénergétique que la réaction de fission.

387

Chapitre 14 Les différentes formes de l’énergie

I – Définition de l’énergie Définir ce qu’est l’énergie n’est pas chose facile. Afin d’appréhender ce qu’est l’énergie, prenons quelques exemples.

1 – Quelques exemples Lorsqu’on joue au billard, on frappe la boule blanche avec une queue. Cette boule blanche va alors frapper les autres boules et les mettre en mouvement. Nous transmettons un peu de notre « force » à la queue, qui va la céder à la boule blanche puis aux autres boules. En hiver, lorsqu’il fait froid, on allume nos radiateurs pour réchauffer les maisons. La chaudière fournit alors de la « chaleur » aux radiateurs, qui la cèdent ensuite à l’air ambiant pour venir nous réchauffer. Troisième exemple : le lance-pierre. Pour envoyer au loin un caillou, les enfants utilisent un lance-pierre. Ils placent un caillou dans un élastique, le tendent et lâchent. Le caillou est alors propulsé au loin.

389

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Définition À travers tous ces exemples, on constate qu’à chaque fois il y a échange de quelque chose de difficilement perceptible entre les différents corps. Nous prendrons donc cette définition, la plus générale possible pour l’énergie : L’énergie est la grandeur que deux corps sont capables de s’échanger.

II – Les différentes formes de l’énergie 1 – Les sources d’énergie L’Homme utilise différentes sources d’énergie pour faire fonctionner ses machines : – les énergies d’origine fossile (gaz, pétrole, charbon) dans les voitures, les avions… ; – l’énergie d’origine nucléaire obtenue par fission nucléaire ; – l’énergie d’origine biomassique (biomasse sèche, biomasse humide et biocarburants) ; – l’énergie d’origine hydraulique des fleuves, barrages et conduites forcées, renouvelable ; – l’énergie d’origine éolienne ; – l’énergie d’origine solaire (conversion de l’énergie lumineuse en chaleur ou en électricité) ; – l’énergie d’origine géothermique ; – l’énergie d’origine marémotrice ; – l’énergie d’origine maréthermique.

2 – Les différentes formes de l’énergie On peut classer les différentes formes d’énergie par nature : • l’énergie cinétique : l’énergie associée au mouvement d’un corps ou d’une particule ; cela comprend également l’énergie électromagnétique transportée par les photons (lumière, ondes radio, rayons X et γ…) ou par des particules chargées (énergie électrique) ; • l’énergie thermique : l’énergie cinétique d’un ensemble au repos ; • l’énergie potentielle : rassemble les autres types d’énergie. Moyennant un petit changement, possible sans travail, un système instable se transforme en un système plus stable, avec dégagement de la différence d’énergie entre les deux systèmes (le plus stable ayant une énergie moindre) ;

390

Chapitre 14. Les différentes formes de l’énergie

– énergie potentielle mécanique (énergie potentielle de gravité ou énergie potentielle élastique) qui forme avec l’énergie cinétique ce qu’on appelle l’énergie mécanique ; – énergie potentielle chimique ; – énergie potentielle électromagnétique (énergie potentielle électrostatique ou magnétostatique) : position instable d’une ou plusieurs particule(s) chargée(s) dans un champ électromagnétique, par énergie libre, exemple l’énergie stockée dans un condensateur ou dans une bobine électrique ; – chaleur latente. Il existe plus particulièrement deux modes de transfert de l’énergie : • le travail : mode de transfert de l’énergie sous forme mécanique, le travail d’une force est l’énergie dépensée par cette force ; • la chaleur : mode de transfert de l’énergie sous forme thermique, ou transfert d’énergie microscopique.

III – Principe de conservation de l’énergie 1 – Un exemple de mécanique Étudions un système mécanique simple : le pendule pesant. Il est caractérisé par plusieurs grandeurs : – – – –

la masse m ; la longueur du fil l ; l’angle d’écartement θ ; l’accélération de la pesanteur g.

g

θ l m

 Figure 14-1  Schéma d’un pendule pesant.

Écartons le pendule de sa position initiale d’un angle θ : – il gagne de l’énergie potentielle de pesanteur et n’a pas d’énergie cinétique.

391

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

À présent, lâchons-le : – le pendule retourne vers sa position initiale, en transformant son énergie potentielle de pesanteur en énergie cinétique ; – de retour à sa position initiale, le pendule n’a plus d’énergie potentielle qui s’est totalement transformée en énergie cinétique ; – l’énergie cinétique ayant atteint son maximum, elle va à son tour se transformer en énergie potentielle de pesanteur en permettant au pendule de remonter ; – le pendule va alors regagner sa position la plus haute possible, où l’énergie potentielle sera au maximum et l’énergie cinétique nulle. Les oscillations vont ainsi s’enchaîner, grâce à la transformation de l’énergie cinétique en énergie potentielle de pesanteur et inversement. Bien sûr, au bout d’un moment, le pendule va s’arrêter. Ceci est dû aux frottements de l’air. Le pendule transfère à chaque oscillation un peu d’énergie aux molécules de l’air. Cette énergie est considérée perdue pour le pendule. On constate ainsi que le système conserve toujours la même énergie : l’énergie initiale donnée au pendule se conserve indéfiniment, en prenant en compte bien sûr les pertes du système. On peut donc dire que l’énergie mécanique totale se conserve. À chaque instant, on a : Énergie mécanique = Énergie cinétique + Énergie potentielle

2 – Énoncé du théorème Le principe de conservation de l’énergie est le principe le plus important de la physique. Dans un référentiel inertiel, l’énergie totale d’un système isolé est invariante au cours du temps. Mathématiquement, la variation instantanée d’énergie est nulle. Au cours du temps, l’énergie totale d’un système conservatif reste constante : dE = 0 ⇒ E = C te dt Il s’ensuit donc qu’il est impossible de créer de l’énergie. Il est impossible aussi de la faire disparaître. L’énergie ne peut qu’être transformée ou échangée. Ainsi, si un système perd de l’énergie, c’est qu’un autre système en gagne. Pour les machines thermiques, on parle de dégradation de l’énergie (pertes sous forme de chaleur ou de frottements). De même, l’ensemble de l’énergie de l’Univers a été libéré lors de sa création par le Big Bang, il y a 13,8 milliards d’années, et s’est dilué au fur et à mesure du temps.

392

Chapitre 14. Les différentes formes de l’énergie

IV – Inventaire des énergies mises en jeu

dans une centrale nucléaire

1 – Transformation de l’énergie dans une centrale nucléaire La plupart des « machines » que nous employons au quotidien sont des « convertisseurs d’énergie ». Il en est de même pour une centrale nucléaire, qui est aussi un énorme convertisseur. Ainsi, son énergie provient des noyaux d’uranium 235 qui libèrent leur énergie, la transfèrent sous forme de chaleur pour la convertir en énergie électrique. Ensuite, en utilisation domestique, cette énergie électrique peut être convertie en énergie mécanique, énergie thermique ou toute autre forme d’énergie. Énergie nucléaire Énergie potentielle libérée par les noyaux d’uranium 235

chaleur

Énergie thermique Véhiculée par l’eau des différents circuits d’une centrale

Énergie électrique

travail

Permise par la mise en mouvement de la turbine et de l’alternateur

 Figure 14-2  Conversion de l’énergie dans une centrale nucléaire.

2 – Puissance d’une centrale nucléaire Pour toute machine, il est préférable de définir l’énergie rapportée à l’unité de temps : la puissance. Ainsi, de manière générale, la puissance P (s’exprimant en watt, symbole W) est le rapport entre l’énergie fournie E (en joule, symbole J) par le temps t (en seconde, symbole s) : P=

E t

Toute l’énergie libérée par l’uranium 235 n’est pas convertie en énergie électrique. Une partie de cette énergie est transformée en chaleur et constitue des pertes pour la production d’électricité. Ces pertes, dues entre autres aux frottements des fluides (telles que les pertes de charges par exemple), se dissipent dans la structure et dans l’air ambiant et provoquent un échauffement global. Ces pertes sont irrémédiables et irrécupérables. Il est néanmoins possible de les limiter, en optimisant la taille de l’installation, en calorifugeant certaines parties et en mettant en œuvre des matériaux adéquats. On définit enfin une nouvelle grandeur, afin de prendre en compte les pertes de l’installation : le rendement.

393

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Le rendement η est le rapport entre la puissance électrique d’une centrale Pe (en watt électrique ou We) et de la puissance fournie par le réacteur Pr (en W). Il est commode d’exprimer le rendement en % :

η=

Pe Pr

Le schéma ci-dessous synthétise les puissances mises en jeu dans une centrale nucléaire : PERTES

Thermiques et mécaniques (frottements)

Puissance fournie par le réacteur : Pr

CENTRALE NUCLÉAIRE

Puissance électrique de la centrale : Pe

 Figure 14-3  Puissances mises en jeu dans une centrale nucléaire.

Enfin, étant donné les quantités d’énergie mises en jeu, on utilise une unité plus adaptée, le wattheure (Wh). Elle correspond à l’énergie dégagée par une machine de 1 W pendant 1 heure. Ainsi, E = P × t , donc E = 1 W × 1 heure = 1 W × 3600 s = 3600 J Donc : 1 W.h = 3600 J .

Exercices du chapitre 14 Exercice 1 L’uranium 235 est le combustible des centrales nucléaires. 1 g d’uranium 235 libère 8,2.1 010 J. Les centrales thermiques fonctionnent au fioul ou au charbon. En assimilant le charbon au carbone, calculer la masse de charbon qui dégagerait la même quantité d’énergie.

394

Chapitre 14. Les différentes formes de l’énergie

On se basera sur l’équation de combustion suivante : C + O 2  → CO 2 + 393,5 kJ/mol (1 mol de carbone libère 393,5 kJ). On donne aussi la masse molaire du carbone 12 : M ( 12 C) = 12 g/mol. Exercice 2 Le CNPE de Gravelines est constitué de 6 tranches de 900 MWe chacune. Le rendement de chaque tranche est de 33 %. 1) Calculer la puissance totale dégagée par un réacteur du CNPE de Gravelines. 2) En déduire les pertes thermiques pour l’ensemble du site. Exercice 3 Le CNPE de Chooz est composé de 2 tranches de 1 450 MWe. Sachant qu’une éolienne standard a une puissance de 2,5 MWe, combien en faudrait-il pour remplacer la centrale de Chooz ? Exercice 4 Le CNPE de Cattenom a produit 30 TW.h (7,4 % de la production nationale d’EDF, ou 2 fois la consommation de la région Lorraine) en 2012. Elle s’étend sur une superficie de 415 hectares. Une éolienne de puissance 2,5 MWe a un coefficient de disponibilité (fonctionnement effectif de l’éolienne) de 25 % sur une année. Un panneau solaire de surface 1 m2 produit 100 kWh par an. 1) Combien d’éoliennes produiraient autant que la centrale de Cattenom ? 2) Quelle surface de panneaux solaires faudrait-il pour produire autant d’énergie que la centrale de Cattenom en 1 an ? Comparer cette surface à la superficie du site de Cattenom.

Corrigé des exercices du chapitre 14 Exercice 1 1 mol de carbone libère 393,5.103 J. Cherchons la quantité nécessaire pour libérer 8,2.1010 J, par produit en croix : = n

8,2.1010 = 208 386 mol 393,5.103

On en déduit alors la masse : m = n × M ( 12 C) = 208386 × 12 = 2500 632 g = 2,5 t Il faut 2,5 tonnes de charbon pour libérer autant d’énergie qu’1 g d’uranium 235.

395

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Exercice 2 1) Pour un réacteur, la puissance thermique totale vaut : P=

Pe 900 = = 2727 MW η 0,33

2) Pour une tranche, les pertes sont de : Pertes = P − Pe = 2727 − 900 = 1827 MW . Pour l’ensemble du site les pertes totales valent : 1827 × 6 = 10 962 MW. À comparer avec la puissance totale : 2727 × 6 = 16 362 MW, et la puissance électrique : 900 × 6 = 5400 MWe. Exercice 3 Une éolienne a une puissance moyenne de 2,5 MWe. Pour produire la même puissance que la centrale de Chooz (2 × 1450 = 2900 MWe), il faut : = N

2900 = 1160 éoliennes. 2, 5

Exercice 4 1) En 1 an, une éolienne produit : E = c .P .t = 0,25 × 2,5 × 365 × 24 = 54 750 MWh 30.1012 548 Pour produire autant que le CNPE de Cattenom, il faudrait : = N = 54 750.106 éoliennes. 2) 1 m2 de panneau solaire produit 100 kW.h par an. Pour produire autant que le 30.1012 = N = 3,0.10 4 m 2 de panneaux solaires. CNPE de Cattenom, il faudrait : 100.103 Or, 1 hectare= 100 m × 100 m = 10 4 m 2 = S Donc la surface équivalente est de : la surface du CNPE de Cattenom.

396

3.108 = 30 000 hectares, soit plus de 70 fois 10 4

Chapitre 15 Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

I – Présentation du parc électronucléaire français 1 – Développement du parc français Le développement du nucléaire industriel français a commencé dans les années 1950. La France (via le CEA) a développé son propre type de réacteur : uranium naturel-graphite-gaz (UNGG). Ces réacteurs avaient pour but premier de produire du plutonium pour l’armement nucléaire. Des petits réacteurs ont été construits sur le site de Marcoule dans le Gard (G1, G2, G3). Puis six réacteurs couplés au réseau sont construits : (Chinon-A1/EDF1, Chinon-A2/EDF2, Chinon-A3/EDF3, Saint-Laurent-A1/EDF4, Saint-Laurent-A2/EDF5, Bugey-1). Ils ont été exploités de 1963 à 1994. La puissance électrique de ces réacteurs allait de 2 MWe (G1) à 540 MWe (Bugey-1).

397

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Le combustible utilisé était de l’uranium naturel (non enrichi). Le modérateur, qui ralentit les neutrons, était du graphite, celui-ci absorbant peu les neutrons et permettant ainsi une réaction en chaîne avec un faible pourcentage d’uranium 235. Le fluide caloporteur était du gaz (air ou CO2 selon le modèle). En 1962, en collaboration avec la Belgique, la France construit une centrale de type REP (réacteur à eau pressurisée), Chooz-A, sous licence américaine Westinghouse. Elle a fonctionné de 1967 à 1991, avec une puissance de l’ordre de 310 MWe. Après le choc pétrolier des années 1970, la France se lance dans la construction de nouvelles centrales nucléaires de type REP afin d’assurer son indépendance énergétique. Le réacteur de Chooz-A sert de maquette pour le comportement en fonctionnement, mais aussi pour le démantèlement. La France a aussi expérimenté d’autres types de réacteurs. Le réacteur gaz-eau lourde de Brennilis (EL4 du CEA) a été exploité de 1967 à 1985. Il fonctionnait à une puissance de 70 MWe. Le combustible était de l’uranium naturel, le modérateur était de l’eau lourde, le caloporteur était du gaz carbonique CO2. Elle est la première centrale à entrer en démantèlement (depuis 1985). Deux réacteurs à neutrons rapides (RNR) ont été construits : Phénix à Marcoule (puissance de 130 MWe) et Superphénix à Creys-Malville (puissance de 1 200 MWe). Le combustible était un mélange d’uranium et de plutonium, le caloporteur étant du sodium. Ils étaient des surgénérateurs : la réaction en chaîne produisait de la matière fissile. Phénix a été exploité de 1974 à 2009. Bien que couplé au réseau, il servait aussi à réaliser des études. Superphénix a été exploité de 1986 à 1998. Cette filière a été délaissée à cause, entre autres, des risques liés à l’utilisation du sodium. Enfin, AREVA a développé sa propre filière REP, le réacteur européen pressurisé EPR (European Pressurized Reactor), en prenant en compte les retours d’expérience issus des centrales en exploitation et en accentuant la sûreté. Plusieurs sont en construction dans le monde : un en Finlande, deux en Chine, un en France et deux au Royaume-Uni.

2 – Le parc électronucléaire français en exploitation En France, en 2018, 58 réacteurs REP sont en exploitation, répartis sur 19 sites. Un EPR est en construction à Flamanville. Les deux plus anciens réacteurs REP en exploitation (depuis 1978, ceux de Fessenheim) sont prévus à l’arrêt définitif, lorsque démarrera l’EPR. La carte ci-dessous donne la répartition des REP en France, ainsi que leur puissance (34 réacteurs de 900 MWe, 20 réacteurs de 1 300 MWe, 4 réacteurs de 1 450 MWe, 1 réacteur de 1 650 MWe en construction).

398

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

 Figure 15-1  Répartition des centrales électronucléaires à usage industriel en exploitation sur le territoire français. Source : http://www.irsn.fr/FR/connaissances/ Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/reacteurs-nucleaires-France/ Pages/0-sommaire-parc-reacteurs-nucleaires-France.aspx#.Wvn5TI9OKM8, © L. Stefano, IRSN

II – Principe de fonctionnement d’un REP 1 – Rôle des trois circuits Une centrale nucléaire est un « outil technologique » servant à produire de l’électricité à partir de la fission nucléaire. Une centrale nucléaire fonctionne sur le même principe qu’une machine à vapeur, où on chauffe de l’eau pour la faire s’évaporer et faire tourner une turbine. La seule différence réside dans le combustible utilisé : charbon ou pétrole pour les machines à vapeur du xixe siècle et uranium pour les centrales REP. Les centrales thermonucléaires de type REP sont constituées de trois circuits hydrauliques. Le fluide qui circule à l’intérieur est l’eau. Les deux premiers circuits sont indépendants et fermés. Le troisième est indépendant et ouvert sur l’extérieur.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

 Figure 15-2  Schéma d’une centrale nucléaire de type REP.

Composition d’un circuit thermohydraulique Un circuit thermohydraulique permet le transfert d’énergie (ou de calories) entre ses différents constituants, chacun assurant une fonction spécifique. Ces principales fonctions sont : – – – –

la source chaude, qui cède son énergie au fluide ; la source froide, qui absorbe l’excès d’énergie du fluide ; la circulation, qui permet au fluide de se déplacer dans le circuit ; les organes spécifiques, qui ont un rôle particulier au sein du circuit.

Un organe peut être une source froide dans un circuit et une source chaude dans un autre : il permet le transfert d’énergie d’un circuit à l’autre. Pour cette raison, on les appelle des échangeurs. Le tableau ci-dessous indique les différentes fonctions des trois circuits d’une centrale REP (les trigrammes seront définis juste après).

Source chaude

Circuit primaire

Circuit secondaire

Circuit de refroidissement

Réacteur

GV Partie froide

Condensateur Partie froide

Circulation

PP

TPA

Pompes CRF

Source froide

GV Partie chaude

Condensateur Partie chaude

Aéroréfrigérant Mer - Fleuve

Organe spécifique

PZR

GTA

OAR

 Figure 15-3  Principaux organes des différents circuits d’une centrale de type REP.

400

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

Constituants des circuits d’une centrale REP Le premier circuit, dit circuit primaire (RCP), contient le réacteur (la chaudière) dont le rôle est de chauffer l’eau, qui va passer de 293 °C à 327 °C. L’eau reste à l’état liquide grâce à un pressuriseur (PZR) qui la maintient à la pression de 155 bar. La circulation de l’eau est assurée par : – le thermosiphon : l’eau chaude monte alors que l’eau froide redescend ; – des pompes de circulation, dites pompes primaires (PP). L’eau circule jusqu’au générateur de vapeur (GV). Ce dernier sert d’échangeur entre le circuit primaire et le circuit secondaire. À l’intérieur, un grand nombre de tubes en « U » permettent à l’eau du circuit primaire de transférer son excès d’énergie à l’eau du circuit secondaire qui va pouvoir s’évaporer. Dans le circuit secondaire, la vapeur créée dans le générateur de vapeur va permettre de faire tourner la turbine du groupe turbo-alternateur (GTA) qui va produire l’électricité. La vapeur est ensuite retransformée en eau liquide dans un échangeur appelé condenseur grâce à l’eau du troisième circuit. La circulation de l’eau est assurée par des pompes appelées turbopompes alimentaires (TPA). Le troisième circuit, appelé circuit de refroidissement, sert à évacuer l’excédent de chaleur de la centrale. Cet excès d’énergie est emporté soit par l’eau de mer si la centrale est en bord de mer, ou l’eau du fleuve, si elle est en bordure de fleuve. Cette évacuation peut être améliorée par des tours aéroréfrigérantes. L’eau de mer ou de rivière est apportée dans le circuit de refroidissement via des organes d’arrivée et de rejet d’eau (OAR) et circule grâce aux pompes du circuit de refroidissement (CRF). La figure ci-dessous schématise le fonctionnement d’une centrale nucléaire, en y incluant l’enceinte du bâtiment réacteur (BR).

 Figure 15-4  Schéma de fonctionnement des principaux circuits d’une centrale de type REP.

Notons que le circuit primaire d’un REP 900 MW est composé de 3 boucles (1 pressuriseur, 3 pompes primaires, 3 GV), alors que pour les autres puissances, il est composé de 4 boucles (1 pressuriseur, 4 pompes primaires, 4 GV).

401

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Rôles de l’eau dans les circuits Dans les circuits thermohydrauliques, l’eau joue un rôle très important. C’est ce fluide à l’état liquide qui va permettre le transfert des calories sous forme de chaleur de la source chaude à la source froide. Il s’agit du fluide caloporteur. Dans le circuit primaire, l’eau joue aussi un second rôle. Nous avons vu précédemment que la réaction de fission libère des neutrons de forte énergie (neutrons rapides). Pour que ces neutrons puissent engendrer des réactions de fission, il faut les ralentir, les thermaliser. L’eau permet donc de transformer des neutrons rapides en neutrons thermiques. Elle a donc un rôle de modérateur. Ainsi, l’eau du circuit primaire a deux rôles : c’est le fluide caloporteur et aussi le modérateur. On peut aussi ajouter que pour le circuit secondaire, l’eau change d’état puisqu’elle est vaporisée. En effet, la vapeur est capable de céder son énergie sous forme de travail au groupe turboalternateur qui pourra alors produire l’électricité.

3 – Pilotage et domaine de fonctionnement d’un réacteur Moyens de réglages d’un réacteur La réaction de fission nucléaire libère en moyenne 2,496 neutrons. Ces neutrons ont alors trois possibilités : – le neutron est absorbé par un neutron fissile, il participe à la réaction en chaîne ; – le neutron est absorbé par les structures du réacteur ou est perdu, il contribue aux pertes inévitables ; – le neutron est absorbé par un moyen de réglage : c’est une perte contrôlable. Les moyens de réglages sont constitués de produits neutrophages, c’est-à-dire capables d’absorber les neutrons. Ils sont caractérisés par une forte probabilité de capture neutronique. Cette probabilité est appelée section efficace σ, ou section d’interaction et se mesure en barns (1 barn = 10–24 cm). Les moyens de réglage permettent un meilleur pilotage du réacteur et permettent de : – régler la puissance du réacteur ; – contrôler la réaction en chaîne. Les moyens de réglage sont répartis en deux groupes. Le bore est un produit neutrophage qu’on utilise sous forme de solution d’acide borique H3BO3. Cette solution est introduite dans le circuit primaire pour donner de l’eau borée (ou boriquée).

402

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

Son action est homogène dans le cœur du réacteur. Son injection dans le circuit primaire et sa diffusion font que : – – – – –

son introduction dans les quantités voulues est un moyen de pilotage manuel ; son action est lente ; son acidité est corrosive pour certains matériaux ; le volume d’effluents à traiter avant rejet augmente ; les transmutations qu’il subit augmentent l’activité des circuits.

Les grappes de commande sont constituées de matériaux solides neutrophages. Ce sont entre autres des alliages d’inox (peu neutrophage) et de cadmium, d’argent, d’indium (très neutrophages). Elles sont constituées de 24 crayons qu’on enfonce de longueur voulue dans le cœur du réacteur. Leur unité de déplacement dans le cœur s’appelle le pas d’extraction. Les grappes de commande sont des moyens de réglage très rapides. De plus, elles sont utilisées comme moyen de réglage automatique. À titre d’exemple, l’arrêt automatique du réacteur produit une chute des grappes et un arrêt total de la réaction en chaîne en 1,996 s. Cependant, leur action a un point négatif, puisqu’il déforme le flux neutronique au sein du réacteur, et produit des points chauds et une usure irrégulière du combustible. En guise de conclusion, le tableau ci-dessous présente les avantages et les inconvénients des deux moyens de réglage. Avantages

Inconvénients

Bore

Action homogène

Action lente Acidité Création d’effluents Cristallisation

Grappes

Action rapide

Déformation du flux entraînant : - points chauds - usure irrégulière du combustible

 Figure 15-5  Moyens de réglage d’un réacteur nucléaire.

Domaine d’exploitation d’un réacteur Le domaine d’exploitation du réacteur doit prendre en compte : – Les propriétés physiques de l’eau (et de sa courbe de saturation). – L’exploitation en tranche en marche (eau très chaude sous pression). – L’exploitation en phase de maintenance pendant les arrêts de tranches (eau à pression et température ambiante). Les ingénieurs ont donc défini un domaine d’utilisation optimal du réacteur, appelé « domaine de la chaussette ».

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

 Figure 15-6  Domaine d’exploitation d’un réacteur nucléaire.

Le domaine de la chaussette suit la courbe de saturation de l’eau. Il assure que l’eau reste toujours à l’état liquide dans le circuit primaire quelle que soit la phase d’exploitation.

III – La fission industrielle 1 – Le combustible utilisé pour la réaction en chaîne Le produit combustible utilisé dans les centrales nucléaires de type REP est l’uranium 235. Dans la nature, on le trouve aujourd’hui dans les proportions isotopiques suivantes : – uranium 234 : 0,0056 % ; – uranium 235 : 0,720 %; – uranium 238 : 99,2745 %. La proportion d’uranium 235 est trop faible pour pouvoir créer une réaction en chaîne. Il faut donc l’enrichir pour pouvoir l’exploiter en centrale. Il faut alors passer par plusieurs phases. L’énergie délivrée dans un réacteur est bien due à la fission de l’uranium 235, mais aussi pour partie à la fission du plutonium 239 (produit par réaction sur l’uranium 238, ou inclus au départ dans le combustible). D’abord, le minerai est extrait des mines sous formes rocheuses. Les mines peuvent être à ciel ouvert ou souterraines. Environ 210 mines ont été exploitées en France entre 1945 et 2001. Aujourd’hui, l’uranium utilisé en France provient principalement du Niger. Il faut cependant noter que les trois principaux producteurs d’uranium en 2010 étaient le Kazakhstan, le Canada et l’Australie.

404

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

Les roches sont ensuite broyées et dissoutes. On peut ainsi séparer la liqueur uranifère des résidus solides. On obtient alors par précipitation une poudre jaune d’oxyde d’uranium appelée yellow cake UO3, dont la teneur en uranium est de 75 %. Le yellow cake doit encore être raffiné avant de pouvoir être utilisé en centrale. Après avoir été purifié, il est ensuite converti en tétrafluorure d’uranium UF4, à Malvési. Il est ensuite envoyé à Pierrelatte pour être transformé en hexafluorure d’uranium UF6 gazeux. Il est alors possible de passer à la phase d’enrichissement. Pour que la réaction en chaîne ait lieu, il faut que l’enrichissement en uranium 235 soit de l’ordre de 3 à 5 %. Pour pouvoir réaliser cette étape, on utilise la différence de masse qu’il existe entre l’uranium 235 et l’uranium 238. On utilise le principe de l’ultracentrifugation. On obtient de l’UF6 enrichi. Cet UF6 enrichi peut alors être transformé en poudre d’oxyde d’uranium. Cette poudre est alors pastillée, puis passée au four pour être consolidée, c’est l’étape du frittage. Le résultat final est une pastille de 8,19 mm de diamètre et d’une hauteur de 13,5 mm, appelée UOx (oxyde d’uranium).

 Figure 15-7  Fabrication du combustible. De l’extraction de la mine à sa forme utilisable en centrale, l’uranium subit de nombreuses transformations chimiques et physiques. Sa forme commercialisable dans les marchés est le yellow cake (image de gauche). Source : http:// www.cea.fr/comprendre/pages/energies/nucleaire/essentiel-sur-cycle-du-combustible-nucleaire.aspx, © P. Lesage, Areva. Plusieurs transformations sont nécessaires avant d’obtenir des pastilles, ici du Mox, mélangeant de l’uranium et du plutonium issu du recyclage (image de droite). Source : https://commons. wikimedia.org/wiki/File:Nuclear_Fuel_Pellets_(14492225000).jpg, CC BY 2.0.

Ces pastilles sont ensuite empilées dans des gaines composées d’alliage de zirconium, le zircaloy, peu sensible aux neutrons. Les gaines sont refermées à leur extrémité : elles deviennent des crayons. Les crayons sont ensuite réunis pour former un assemblage qui rejoindra la cuve du réacteur. Dans un REP de 900 MWe, on dénombre dans chaque réacteur 157 assemblages de 264 crayons chacun alors qu’un REP de 1 300 MWe en contient 173. L’ensemble des assemblages est appelé le cœur du réacteur. Il contient 80 tonnes d’uranium dans un REP 900 MWe.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

Après un passage de 18 mois dans le réacteur, les pastilles d’UOX sont retraitées. Le plutonium 239 qu’elles contiennent est réintroduit dans certaines pastilles composées d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium. Ces pastilles constituent le combustible MOX (mélange d’oxyde), utilisé dans les REP de 900 MWe.

 Figure 15-8  Cycle du combustible. L’amont du cycle comprend les étapes de l’extraction du minerai à la mise en forme du combustible. L’aval du cycle comprend les étapes de retraitement du combustible usé et la gestion des déchets à court et long terme. Le cycle est dit ouvert lorsque les matières valorisables du combustible usé ne sont pas retraitées. Le cycle est dit fermé lorsqu’il y a recyclage des isotopes fissiles du combustible usé. Source : https://www.assistancescolaire. com/enseignant/lycee/ressources/base-documentaire-en-physique-chimie/ cycle-du-combustible-nucleaire-en-france-cea061, © CEA.

2 – Criticité du réacteur L’énergie fournie par le réacteur provient de la fission de l’uranium 235. Chaque fission libère en moyenne une énergie de 200 MeV et 2,496 neutrons. Ces neutrons produisent une réaction en chaîne en allant provoquer la fission de noyaux d’uranium 235 qui vont à leur tour libérer 200 MeV et des neutrons. On comprend alors que si la réaction n’est pas maîtrisée, très vite, le nombre de neutrons libérés va devenir important et la réaction en chaîne va devenir incontrôlable

406

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

et va s’emballer. De tels accidents ont déjà eu lieu, comme à Tokai-Mura, le 30 septembre 1999. C’est aussi le principe de fonctionnement des bombes atomiques. Pour éviter cela, on a créé un facteur, appelé facteur de criticité Keff, qui permet de qualifier la réaction en chaîne. En effet, si : – la production de neutrons est faible par rapport à leur capture, la réaction s’arrêtera ; – la production de neutrons est supérieure à leur disparition, la réaction en chaîne va s’emballer ; – si la production de neutrons correspond à leur disparition, la réaction est autoentretenue. Si Keff  1, le réacteur est surcritique : la réaction s’emballe. Dans les centrales de type REP, le début de la réaction est initié par des sources neutroniques. Cependant, le coefficient de criticité doit toujours être égal à 1. Les réacteurs fonctionnent en mode critique.

IV – Origine du risque radiologique et gestion

des déchets nucléaires

1 – Origine du risque radiologique La production d’électricité nécessite une source d’énergie. Celle utilisée dans les centrales nucléaires est la fission de l’uranium 235. Notons qu’elle provient aussi pour partie de la fission du plutonium 239. Cette réaction de fission est à la source du risque radiologique. Elle donne naissance à deux types de produits radioactifs : – les produits de fission (PF) sont les noyaux fils de la réaction de fission ainsi que l’ensemble de leurs descendants ; – les produits d’activation (PA) sont créés par la capture des neutrons par le fluide, la structure (tuyauterie du circuit primaire par exemple) ou par des impuretés présentes dans le circuit (produits de corrosion). L’ensemble des éléments radioactifs constitue le terme source. La réaction de fission peut se résumer ainsi : chaleur.

235 U 92

+ 01n  → PF + neutrons +

Cette réaction nous donne les fonctions de sûreté à assurer pour éviter la catastrophe nucléaire : – les produits de fission doivent être confinés pour ne pas s’échapper (confinement) ; – la production de neutrons doit être contrôlée (réactivité) ;

407

Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

– la chaleur résiduelle doit être évacuée (refroidissement) ; – assurer ces 3 fonctions revient à en assurer une quatrième, la protection de la population et de l’environnement. Les matériels permettant d’assurer ces fonctions font l’objet d’une surveillance accrue et sont appelés éléments importants pour la sûreté.

Les produits de fission Les produits de fission sont créés dans le cœur du réacteur. On les trouve principalement sous forme d’oxyde solide ou sous forme métallique et ils restent fixés au combustible. Cependant, des gaz sont aussi créés et passent facilement dans le fluide du circuit primaire en cas de défaut de gainage du combustible.

 Figure 15-9  Rendements des produits de fission de l’uranium 235. Source : http://www. fissionnucleaire.toile-libre.org/partie13.html, DR.

L’ensemble des produits de fission peut être représenté par une courbe en forme de dos de chameau. Les produits de fission se répartissent autour de deux masses, représentant les deux pics de la courbe. Des masses différentes peuvent être produites mais avec des rendements plus faibles. Le tableau suivant présente quelques produits de fission issus de l’industrie électronucléaire. Éléments Radionucléides 85Kr

Gaz rares Iode Césium Strontium

133Xe

133mXe 131I 133I

Période

Caractéristiques

10,7 ans 5,3 jours 2,2 jours

Ils peuvent s’échapper de la gaine et se retrouver dissous ou sous forme gazeuse dans le fluide primaire.

8 jours L’iode peut se trouver sous forme gazeuse (iode moléculaire), sous 20,8 heures forme soluble (iodure) ou sous forme d’aérosol.

134Cs 137Cs

2,1 ans 30,2 ans

Le césium est très soluble et peut donc se retrouver dans le fluide primaire mais aussi sous forme d’aérosol.

90Sr

28,8 ans

Émetteur bêta pur. Proche chimiquement du calcium : il contamine les produits laitiers, se fixe dans les coquilles d’animaux et les os.

 Figure 15-10  Produits de fission de l’uranium 235.

408

Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

Enfin, notons que les réactions des neutrons au sein du combustible produisent aussi des noyaux lourds et des actinides à vie longue. Citons principalement le plutonium 239, le plutonium 240, l’américium 241, le curium 242 et le curium 244. Ces noyaux sont des émetteurs alpha. Lors de la manutention des combustibles usés, les émissions gamma de ces produits sont la principale source d’exposition des travailleurs.

Les produits d’activation Lorsque des noyaux stables sont soumis à un flux neutronique, ils peuvent capturer des neutrons et devenir radioactifs. Ils deviennent des produits d’activation. Lors de leur décroissance, ils redeviennent stables. Les produits d’activation sont particulièrement gênants lors des activités de maintenance durant les arrêts de tranche. Les produits d’activation peuvent avoir plusieurs origines : – l’activation des structures métalliques situées à proximité du réacteur ; – l’activation des produits de corrosion. Au contact de l’eau, le circuit primaire se recouvre d’une couche d’oxyde. Sous l’action de la température, de la pression, du pH de l’eau, du débit du fluide, une partie de ces divers oxydes métalliques s’arrachent, circulent dans le fluide primaire et atteignent le réacteur où ils peuvent être au contact des neutrons qui les activeront. Les principaux produits d’activation se trouvent dans le tableau suivant. Radionucléides

Période

Provenance 59Co,

60Co

5,3 ans

Activation du l’usure).

58Co

70,9 jours

Activation du de vapeur.

124Sb

60,2 jours

Activation de 123Sb, présent dans les grappes, impuretés du gainage en zircaloy et dans certaines pompes.

110mAg

249,8 jours

Activation de l’109Ag présent dans les grappes.

3H

12,3 ans

41Ar

110 minutes

58Ni,

composant des stellites (alliage résistant à

principal constituant des tubes des générateurs

Produit par la réaction sur le bore et sur le lithium ajoutés au fluide primaire pour contrôler respectivement la réactivité (bilan neutronique) et le pH (acidité). Air contenant de l’40Ar dans la ventilation des puits.

14

C

5 730 ans

Produit par réaction de l’17O de l’eau du fluide primaire et du combustible (UO2). Produit aussi par la réaction des neutrons sur 14N.

16

N

7,1 secondes

Produit par la réaction des neutrons sur l’16O contenu dans le fluide primaire (risque principalement en tranche en marche).

 Figure 15-11  Produits d’activation présents en centrale nucléaire.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

2 – Gestion des déchets radioactifs Définition d’un déchet On appelle déchet toute substance qui est non valorisable et donc non utilisable. Aux yeux de la loi (article L-541 du code de l’environnement) « est un déchet au sens de la présente loi tout résidu d’un processus de production, de transformation ou d’utilisation, toute substance, matériau, produit ou plus généralement tout bien meuble abandonné ou que son détenteur destine à l’abandon. » On ajoute « qu’est ultime au sens de la présente loi un déchet, résultant ou non du traitement d’un déchet, qui n’est plus susceptible d’être traité dans les conditions techniques et économiques du moment, notamment par extraction de la part valorisable ou par réduction de son caractère polluant ou dangereux. » Un déchet radioactif est donc une substance dont aucun usage n’est prévu, et dont le niveau de radioactivité ne permet pas la décharge sans contrôle dans l’environnement. En France, chaque individu produit en moyenne par an : – 360 kg de déchets ménagers ; – 2 500 kg de déchets industriels ; – 2 kg de déchets radioactifs.

Tri des déchets On dénombre deux types de déchet en centrale nucléaire : – les déchets de procédé ou d’exploitation. Ils sont produits lors du fonctionnement de la centrale. On y trouve les filtres des circuits d’eau ou d’air, les résines, les concentrats d’évaporateur ou encore les boues de fond de cuve ; – les déchets technologiques ou de maintenance. Ils sont produits lors de l’entretien de la centrale. On y trouve les papiers, les vinyles, les pièces de rechange, l’outillage rebuté, les pièces métalliques, les gravats ou encore les huiles. Les déchets sont triés selon plusieurs critères. Tout d’abord, ils sont triés selon leur état physico-chimique. Les gaz, liquides et boues sont stockés dans des réservoirs (ou bâches). Selon les modalités des sites, ces produits peuvent faire l’objet de différents traitements, comme décroissance radioactive, rejet partiel, entreposage puis envoi en colis spéciaux dans les centres de stockage. Les déchets solides sont ensuite triés selon la nature du matériau : papiers, vinyles, métaux, bois (qu’on essaie à présent d’éviter), gravats. Les matériaux putrescibles (ou humides) ne sont plus jetés directement car ils peuvent pourrir en fût et le corroder. Une fois triés par nature, les déchets sont triés par débit d’équivalent de dose au contact : – si le débit d’équivalent de dose est inférieur à 2 mSv/h au contact, les déchets sont retriés. S’ils sont compactables, on les compacte dans des fûts plastiques. S’ils sont non compactables, ils sont envoyés dans des fûts métalliques ; – si le débit d’équivalent de dose est supérieur ou égal à 2 mSv/h au contact, les déchets sont stockés dans des coques béton.

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Chapitre 15. Fonctionnement d’une centrale nucléaire et gestion des déchets nucléaires

Stockage des déchets Si les déchets sont stockés temporairement, en solution temporaire, on parle d’entreposage. S’ils sont stockés de manière définitive, on parle de stockage. Les déchets sont gérés en France par l’ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs). La loi de 1991 lui donne son indépendance. L’ANDRA devient alors un établissement public à caractère industriel et commercial (EPIC). L’ANDRA stocke les déchets selon deux critères. Le premier est la période radioactive. Le radionucléide de référence est le césium 137, de période 30,9 ans. On dénombre : – les déchets à vie très courte (VTC), inférieure à 100 jours ; – les déchets à vie courte (VC), de période radioactive inférieure ou égale à 31 ans ; – les déchets à vie longue (VL), de période radioactive supérieure à 31 ans. Le second critère est l’activité des déchets. Il y a les : – déchets de très faible activité (TFA), d’activité inférieure à 100 Bq/g ; – déchets de faible activité (FA), d’activité inférieure à 1 million de Bq/g ; – déchets de moyenne activité (MA), d’activité inférieure à 1 milliard de Bq/g ; – déchets de haute activité (HA), d’activité supérieure à 1 milliard de Bq/g. La stratégie de stockage des déchets est présentée dans le tableau ci-après. Il faut cependant noter que la loi Bataille de 1991 prévoyait l’étude des traitements des déchets MA-VL et HA-VL selon trois voies : la transmutation, le stockage en zone profonde et l’entreposage en surface. La démarche de cette loi a été prolongée par la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006. Elle fixe une ouverture pour 2025 du centre de stockage réversible en couche géologique profonde. La réversibilité suppose qu’on puisse récupérer les déchets jusqu’à 100 ans après la fermeture du site. Pour le moment, les déchets MA-VL et HA-VL ont été vitrifiés et sont entreposés en surface, à la Hague ou sur les sites d’EDF. La France est un des rares pays, avec l’Espagne, à stocker les déchets TFA. Activité TFA FA MA HA

VTC (< 100 jours) Gestion par décroissance radioactive sur le site de production Puis évacuation dans les filières conventionnelles Sans objet

VC (≤ 31 ans)

VL (> 31 ans) Stockage de surface au CIRES

Stockage de surface au CSA

Stockage à faible profondeur (à l’étude dans le cadre de la loi de 2006) Stockage réversible profond (à l’étude dans le cadre de la loi de 2006)

Stockage réversible profond (à l’étude dans le cadre de la loi de 2006)

 Figure 15-12  Stratégie de stockage des déchets nucléaires.

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Physique nucléaire et radioprotection à l’usage de l’environnement nucléaire

En 2018, l’ANDRA compte 5 sites : – le siège social à Chatenay-Malabry ; – le centre de stockage dans la Manche (CSM) à Digueville. Ce centre de stockage de faible et moyenne activité à vie courte est complet depuis 1997, date de sa fin d’exploitation et est en phase de surveillance pour 300 ans depuis 2003 ; – le centre de stockage dans l’Aube (CSA) à Soulaines-Dhuys. Ce centre de stockage de faible et moyenne activité est en phase d’exploitation ; – le centre industriel de regroupement, d’entreposage et de stockage (CIRES) dans l’Aube à Morvilliers. Ce centre de stockage de très faible activité est en phase d’exploitation ; – le laboratoire d’étude de stockage en zone géologique profonde en Meuse et Haute-Marne. Pour le moment, les chercheurs étudient la possibilité du stockage des déchets MA-VL et HA-VL. À terme, il pourrait donner naissance au projet Cigéo (centre industriel de stockage géologique).

Volume des déchets produits Les principaux producteurs de déchets radioactifs sont : – – – – –

l’industrie électronucléaire (58 %) ; la recherche (29 %) ; la défense (9 %) ; l’industrie non électronucléaire (3 %) ; le médical (1 %).

Au total, il existait 1 510 000 m3 de déchets radioactifs fin 2015 en France. 90 % d’entre eux sont des FMA-VC ou des TFA et correspondent à 0,02 % de la radioactivité stockée. Les déchets HA, les plus nocifs, totalisent 94,3 % de la radioactivité stockée pour un petit volume, de l’ordre de la taille d’une piscine olympique. Une partie du volume est pour le moment entreposée, ce sont les déchets sans filière (DSF) qui, à terme, rejoindront une autre catégorie. Les VTC, eux, ne sont pas stockés, après décroissance, ils retournent en filière conventionnelle. HA

MA-VL

FA-VL

FMA-VC

TFA

DSF

Volume produit (m3)

3 518

46 256

87 214

904 851

463 775

2 570

Volume produit (%)

0,2

3,1

5,8

60,0

30,8

0,1

Niveau de radioactivité (%)

94,3

5,5

0,1

0,02