Exercices de radioprotection - Tome 1: Personnes compétentes en radioprotection 9782759823468

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Exercices de radioprotection Tome 1 : Personnes compétentes en radioprotection

Exercices de radioprotection Tome 1 : Personnes compétentes en radioprotection

Marc Ammerich

Imprimé en France

ISBN (papier) : 978-2-7598-2324-6 - ISBN (ebook) : 978-2-7598-2346-8 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

Table des matières

Introduction générale................................................................................... 7 QUESTIONS 9 Radioactivité................................................................................................. 11 Interactions rayonnements matière.............................................................. 21 Grandeurs physiques – grandeurs de protection......................................... 25 Exposition externe........................................................................................ 29 Exposition interne........................................................................................ 35 Effets biologiques......................................................................................... 41 Détection et mesures.................................................................................... 45 Réglementation............................................................................................. 55 RÉPONSES 63 Radioactivité................................................................................................. 65 Interactions rayonnements matière.............................................................. 77 Grandeurs physiques – grandeurs de protection......................................... 81 Exposition externe........................................................................................ 83

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Exercices de radioprotection

Exposition interne........................................................................................ 89 Effets biologiques......................................................................................... 93 Détection et mesures.................................................................................... 95 Réglementation............................................................................................. 101

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Introduction générale

Depuis de nombreuses années, vous avez eu l’occasion de consulter ou d’acquérir des ouvrages de radioprotection pour tous les niveaux. Certains sont même assez anciens. J’ai eu en commençant mes études à la fin des années 1970 l’ouvrage Radioprotection pratique de messieurs Rodier et Chassagny. Tout le monde a également en mémoire le fameux Vade-Mecum de Raymond Pannetier. Vous connaissez probablement, par le même auteur, le grand tableau des radionucléides. Plus récemment, la série des ouvrages pour les personnes compétentes de l’INSTN permet à ceux qui vont être désignés pour assurer cette fonction d’avoir une source d’informations importantes. Il existe ensuite des ouvrages à des niveaux supérieurs, traitant de sujets particuliers, comme la radioactivité d’Yves Chelet ou la dosimétrie et l’exposition externe de Laurent Bourgois et Rodolphe Antoni. Un prochain ouvrage écrit par Arnaud Boquet va concerner le niveau bac +2 en radioprotection. Mais il n’existait pas à proprement parler de livrets d’exercices (en dehors de ceux proposés dans les ouvrages) déclinés sur plusieurs niveaux. J’ai donc, avec les encouragements d’Henri Métivier et de mon éditeur EDP Sciences, rédigé trois livrets d’exercices pour combler cette petite lacune. Chaque livret sera donc composé de la manière suivante : les énoncés sont regroupés dans la première partie et vous trouverez les corrigés dans la seconde partie.

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Exercices de radioprotection

Mais ne trichez pas ! Regardez les corrigés quand vous aurez terminé l’exercice, sauf si vous êtes totalement bloqué. Je tiens à remercier ici Arnaud Boquet qui a été un relecteur attentif (et c’est assez rébarbatif de reprendre les exercices et les corrigés) des trois livrets et qui a donné son point de vue éclairé sur les niveaux.

Niveau PCR Ce livret est adapté à toute personne passant une formation PCR initiale ou un recyclage ; cela lui permettra de travailler tout le programme. Mais c’est aussi un ouvrage adapté aux étudiants (bac, BTS, licence, master) voulant réviser rapidement les bases de la radioprotection ou à toute personne voulant tester sa culture en la matière.

Les commentaires d’Arnaud Exercices intéressants, permettant de faire le tour des bases de la RP. Les exercices vont droit au but et on ne se perd pas en calculs interminables. Les applications numériques existent (heureusement, la RP reste un domaine scientifique), mais sont là pour répondre à la problématique de l’exercice rapidement. Ce qui est bien pour une personne ayant quitté l’école depuis longtemps mais souhaitant reprendre une formation PCR (qui peut durer trois semaines tout de même).

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QUESTIONS

Radioactivité

Rappels Processus naturel qui fait que certains atomes instables (déséquilibrés) reviennent dans un état de stabilité. On désigne cette transformation sous le nom de désintégration. Ce processus s’accompagne de l’émission de différents rayonnements : α β– β+ X γ (particulaires ou électromagnétiques). Dans le cas du rayonnement gamma, le phénomène est désigné par désexcitation. Ces rayonnements sont porteurs d’énergie variant de quelques keV à 9 MeV (en dehors de processus d’accélération). La grandeur ACTIVITÉ a pour unité du système international le becquerel. 1 désintégration par seconde = 1 Bq La grandeur ACTIVITÉ est également liée à la PÉRIODE. C’est le temps nécessaire pour que l’activité diminue de moitié. A=

Ln 2 . N T

Ce qui montre qu’il y a une décroissance radioactive au cours du temps, chaque atome radioactif ayant sa propre période. A = A0 . e

−

( LnT2 . t) 11

Exercices de radioprotection

L’activité est propre à chaque produit radioactif car elle dépend de la période, qui est propre à chaque radionucléide. Plus la période est petite, plus la masse mise en jeu pour avoir une activité importante est petite. La masse d’un produit radioactif m est donnée par la formule : m=

M.N Na

M étant la masse molaire assimilable au nombre de masse et Na le nombre d’Avogadro. Un produit radioactif peut donner aussi par décroissance un autre produit radioactif. C’est le processus de filiation radioactive. L’activation neutronique fait qu’un produit qui était stable devient radioactif. Exercice n° 1

Désintégrations et désexcitations Quelles sont les différentes désintégrations ? Plusieurs réponses possibles :  α  β moins  β plus  γ  Capture électronique  Conversion interne

     

Quelles sont les différentes désexcitations ? Plusieurs réponses possibles :  α  β moins  β plus  γ  Capture électronique  Conversion interne

     

Quels sont les rayonnements qui produisent un spectre de raies ? Plusieurs réponses possibles :  α  β moins  β plus  γ  X

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    

Radioactivité

Quels sont les rayonnements qui produisent un spectre continu ? Plusieurs réponses possibles :  α  β moins  β plus  γ  X

    

Quand un radionucléide se désintègre selon plusieurs voies ou modes, la somme des intensités des désintégrations est :  Inférieure à 100 %  Égale à 100 %  Supérieure à 100 %

  

Exercice n° 2 Écrire les réactions de désintégration : Alpha 238 U 92

→

Th +

α

Bêta moins 32 P 15

→

S+

0 −1 e

+ 00 υ

Bêta plus 18 F → 9

O+

0 +1 e

+ 00 υ

Capture électronique 55 26 Fe

→

Mn +

0υ 0

Exercice n° 3

Dans le domaine de la radioactivité (pas d’accélération de particules) Quelle est la plage en énergie pour le rayonnement alpha ?  10 eV à 1 keV  1 keV à 100 keV  10 keV à 3 MeV  100 keV à 1 MeV  4 à 9 MeV  10 MeV à 1 GeV

     

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Exercices de radioprotection

Quelle est la plage en énergie pour le rayonnement bêta ?  10 eV à 1 keV  1 keV à 100 keV  10 keV à 3 MeV  100 keV à 1 MeV  4 à 9 MeV  10 MeV à 1 GeV

     

Quelle est la plage en énergie pour le rayonnement gamma ?  10 eV à 1 keV  1 keV à 100 keV  10 keV à 3 MeV  100 keV à 1 MeV  4 à 9 MeV  10 MeV à 1 GeV

     

Quelle est la plage en énergie pour le rayonnement X ?  10 eV à 1 keV  1 keV à 100 keV  10 keV à 3 MeV  100 keV à 1 MeV  4 à 9 MeV  10 MeV à 1 GeV

     

Exercice n° 4

Les unités en radioactivité L’unité d’activité du système international est le…  Becquerel  Gray  Sievert  Curie

   

La relation entre le becquerel et le curie est :  1 Ci = 37 MBq  1 Ci = 74 MBq  1 Ci = 37 GBq  1 Ci = 3,7 GBq

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   

Radioactivité

Exercice n° 5

La période ou demi-vie Qu’est-ce que la période radioactive d’un radionucléide ?  La durée nécessaire pour rendre un élément naturel stable, radioactif  Le temps de présence du radioélément dans l’organisme  Le temps nécessaire à l’activité pour diminuer de moitié

  

Un radionucléide a une période de 12 heures. De combien son activité a-t-elle décru au bout de 3 jours ?  D’un facteur 2  D’un facteur 16  D’un facteur 64  D’un facteur 256

   

Exercice n° 6 Un radionucléide a une période égale à 15 jours ; son activité est égale à 4 mégabecquerels. Quelle sera son activité au bout de deux mois ? Exercice n° 7 Le phosphore-32 a une période égale à 14 jours ; son activité est égale à 74 mégabecquerels. a) Quelle sera son activité au bout de 7 jours ? b) Quelle sera son activité au bout de 100 jours ? Exercice n° 8 L’iode-131 a une période de 8 jours. L’activité initiale est de 100 MBq. a) Quelle est l’activité au bout de 24 jours ? b) À quelle masse d’iode radioactif cela correspond-t-il, à l’instant initial ? c) La principale émission gamma a une énergie de 364 keV avec une intensité de 85 %. Quel est le taux d’émission de ce rayonnement au temps initial ? d) Quelles sont les interactions possibles de ce rayonnement gamma avec la matière ?

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Exercices de radioprotection

Exercice n° 9 Le sodium-24 a une période de 15 heures. L’activité finale est de 100 kBq au bout de 5 jours. a) Quelle est l’activité initiale ? b) À quelle masse de sodium radioactif cela correspond-t-il (à l’instant initial) ? c) Une émission gamma a une énergie de 1 368 keV avec une intensité de 100 %. Quel est le taux d’émission de ce rayonnement au temps initial ? d) Quelles sont les interactions possibles de ce rayonnement gamma avec la matière ?

Exercice n° 10 Une bonbonne d’effluents liquides contient 10 millicuries d’un radionucléide ayant une période égale à T = 6 heures. Calculez le temps de stockage nécessaire pour que l’activité soit égale à 5 mégabecquerels.

Exercice n° 11 Le cuivre-64 se désintègre par émission bêta moins, bêta plus et par capture électronique. Les caractéristiques des rayonnements émis sont les suivantes : E β-max = 578 keV

I β– = 36,8 %

E β+max = 653 keV

I β+ = 18,1 %

E γ = 1 345 keV

I = 0,5 %

a) Quel est le pourcentage des désintégrations par capture électronique ? b) Quel sera le taux d’émission du rayonnement gamma de 1 345 keV (nombre de gamma émis par seconde) pour une source d’activité 5 MBq ? c) La source précédente étant entourée d’une protection absorbant totalement les rayonnements bêta moins et bêta plus, quel sera le taux d’émission du rayonnement d’annihilation de 511 keV ? d) La période du cuivre-64 étant de 12,7 heures, quelle sera l’activité au bout de 38,1 heures ? e) Quelle sera l’activité en microcuries au bout de 50 heures ?

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Radioactivité

Exercice n° 12 Dans le domaine médical, on se sert de plus en plus de la tomographie par émission de positons. Le radionucléide le plus utilisé est le fluor-18. Le fluor-18 a une période de 110 minutes. Il se désintègre par capture électronique dont l’intensité d’émission est de 3 % et par émission d’un bêta plus (le restant de l’intensité d’émission). On utilise une source dont l’activité initiale est de 630 MBq. a) Quel est le pourcentage des désintégrations par émission bêta plus ? b) Quel sera le taux d’émission du rayonnement du rayonnement d’annihilation de 511 keV ? c) À quelle masse de fluor radioactif cela correspond-t-il, à l’instant initial ? Vous donnerez aussi la valeur de l’activité spécifique en becquerel par gramme. d) On injecte à l’instant initial l’activité à un patient. Il reste 0,01 % de l’activité dans la seringue. Calculez l’activité résiduelle au bout de 8 heures. e) Au bout de combien de temps reste-t-il 100 Bq dans la seringue ? Vous donnerez la valeur en heures. f ) Quelles sont les interactions possibles de ce rayonnement de 511 keV avec la matière ? Exercice n° 13 Une source ponctuelle de cobalt-60 (60Co) destinée à la gammagraphie a été perdue à proximité d’une usine de ferraillage à Taïwan, il y a 40 ans maintenant (c’est le plus pur hasard bien entendu). On a fabriqué de nombreux objets en acier contaminé (fer à béton, barrettes métalliques, boîtiers de montre, etc.) À l’époque, elle avait les caractéristiques suivantes : Eβ1 max = 318 keV – Iβ1 = 100 % Eγ1 = 1 173 keV – Iγ1 = 100 % Eγ2= 1 332 keV – Iγ2 = 100 % Activité initiale de la source : 50 Ci Période du cobalt-60 : 5,27 ans a) Quelle est la valeur en becquerels à l’instant initial ? b) À quelle masse de cobalt radioactif cela correspond-t-il, à l’instant initial ? c) Quelle est l’activité aujourd’hui en becquerels ? d) Quels sont les taux d’émission des rayonnements gamma au temps initial ? e) Quelles sont les interactions possibles des rayonnements gamma avec la matière ?

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Exercices de radioprotection

Exercice n° 14 Une source ponctuelle de césium-137 (137Cs) est utilisée comme jauge de niveau dans une industrie d’embouteillage de canettes et de fûts métalliques pour des liquides à consommer avec modération. Elle a les caractéristiques suivantes : Eβ1 max = 514 keV – Iβ1 = 95 % Eβ2 max = 1 176 keV – Iβ2 = ? Eγ1 = 662 keV – Iγ1 = 85 % Période du césium-137 : 30 ans a) Quel est le pourcentage de la désintégration bêta 2 ? b) La masse de la source à l’instant initial étant de 12,43 mg, quelle est son activité ? Vous donnerez la valeur de l’activité en becquerels. c) Quelle sera l’activité de la source dans 10 ans, en becquerels, date à laquelle elle sera restituée à un fournisseur ? d) Quel est le taux d’émission du rayonnement gamma d’énergie 662 keV, au temps initial ? e) L’effet de création de paires est-il possible avec ce rayonnement électromagnétique ? Justifiez votre réponse.

Exercice n° 15

Filiation radioactive Le technétium-99m est utilisé en médecine nucléaire à des fins diagnostiques et thérapeutiques. Il est issu de la décroissance du molybdène-99. On l’obtient par élution (séparation chimique). Le molybdène-99 a une période de 66 heures. Le technétium 99m a une période de 6 heures. a) Si l’activité initiale en molybdène-99 est égale à 37 gigabecquerels, calculez son activité au bout de 12 heures. Calculez également l’activité en technétium-99m au bout de ce même temps. b) L’activité en technétium-99m sera maximum au bout de 23 heures et égale à celle du molybdène. Quelle sera cette activité ?

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Radioactivité

Exercice n° 16 Voici les différentes désintégrations successives du radium-226 :

a) Indiquez quelle est la nature de tous les rayonnements pouvant être émis par un flacon contenant du radium. Justifiez votre réponse. b) Donnez la formule permettant de calculer l’activité du radon par rapport à celle du radium. Si l’activité initiale en radium est égale à A becquerels, donnez les activités des éléments descendants jusqu’au polonium-214, au jour d’aujourd’hui, compte tenu des périodes et en supposant que les rendements de filiation soient de 100 %. c) S’il y avait 0,001 gramme de radium dans un flacon fabriqué en 1918, quelle serait l’activité en radium-226 et l’activité totale, au jour d’aujourd’hui ? d) On ouvre le flacon. Le gaz radon s’échappe. Puis on le referme. Au bout de combien de temps l’activité en radon est-elle à peu près égale (à 99,9 %) à l’activité en radium ?

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Interactions rayonnements matière

Rappels Pour les rayonnements particulaires, on peut parler d’arrêt. À titre d’exemple : Dans les tissus mous la portée (profondeur maximum) des rayonnements est : – pour des alpha d’énergie 6 MeV : α = 0,07 mm ; – pour des bêta d’énergie 2 MeV : β = 10 mm. La portée varie avec l’énergie. Plus l’énergie est faible, plus la portée est petite. Pour les rayonnements électromagnétiques, on parlera d’atténuation. Il y a toujours la probabilité qu’un rayonnement de ce type traverse l’écran. Plus ce dernier est épais, plus la probabilité de passage, diminue. Dans les processus d’interaction rayonnement matières, on peut constater qu’il y a un déplacement d’électrons (charge électrique) et la possibilité de création de rayonnements secondaires. On peut faire un parallèle entre les rayonnements particulaires et les rayonnements électromagnétiques : Ionisation → Excitation → Freinage →

couche interne du cortège électronique couche externe du cortège électronique à proximité du noyau

← Photoélectrique ← Compton ← Matérialisation

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Exercices de radioprotection

À noter que bien que particulaires, les neutrons sont des particules avec un comportement électromagnétique. Exercice n° 1

Interaction des particules chargées avec la matière La portée du rayonnement alpha de 6 MeV dans l’air est environ égale à :  Nul  0,07 mm  0,07 cm  5 cm

   

La portée du rayonnement alpha de 6 MeV dans l’eau est environ égale à :  Nul  0,07 mm  0,07 cm  5 cm

   

La portée du rayonnement bêta de 2 MeV dans l’air est environ égale à :  1 cm  1 m  8 m  100 m

   

La portée du rayonnement bêta de 2 MeV dans l’eau est environ égale à :  1 cm  1 m  8 m  100 m

   

Quelles sont les interactions des rayonnements alpha avec la matière ? Plusieurs réponses possibles :  Effet photoélectrique  Ionisation  Effet de création de paires  Effet Compton  Rayonnement de freinage  Excitation

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     

Interactions rayonnements matière

Quelles sont les interactions des rayonnements bêta avec un matériau lourd ? Plusieurs réponses possibles :  Effet photoélectrique  Ionisation  Effet de création de paires  Effet Compton  Rayonnement de freinage  Excitation

     

Quel phénomène accompagne l’absorption d’un rayonnement bêta plus dans la matière ?  Aucun   L’émission d’un photon X de 511 keV   L’émission de deux photons X de 511 keV  Exercice n° 2

Portée des rayonnements bêta Le phoshore-32 utilisé en recherche biologique a les caractéristiques suivantes : L’énergie bêta maximum est égale à : Eβ– max = 1 710 keV – Iβ– = 100 % a) Calculez la portée des rayonnements bêta dans l’air. b) Même question dans un flacon en plastique qui a 6 mm d’épaisseur. Les rayonnements sortent-ils du flacon ? On donne : ρair = 1,293.10–3 g.cm–3 ρplastique = 1,4 g.cm–3 Exercice n° 3

Interaction des rayonnements électromagnétiques avec la matière Quel est le rayonnement ionisant le plus pénétrant dans la matière ?  α  β  γ

  

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Exercices de radioprotection

Quelles sont les interactions des rayonnements gamma de faible énergie avec la matière ? Plusieurs réponses possibles :  Effet photoélectrique  Ionisation  Effet de création de paires  Effet Compton  Rayonnement de freinage  Excitation

     

Quelles sont les interactions des rayonnements gamma de forte énergie avec la matière (supérieure à 1,022 MeV) ? Plusieurs réponses possibles :  Effet photoélectrique  Ionisation  Effet de création de paires  Effet Compton  Rayonnement de freinage  Excitation

     

Exercice n° 4 Dans un laboratoire de recherche on utilise une source de sodium-22 en solution. Ce radionucléide est un produit qui a une période de 2,6 ans. Il se désintègre par émission bêta plus et capture électronique. L’énergie bêta maximum est égale à : Eβ+ max = 546 keV – Iβ+ = 90,3 % Le noyau de l’atome étant encore sous forme excité, celui-ci émet un rayonnement gamma énergétique qui a les caractéristiques suivantes : Eγ = 1 275 keV – Iγ = 100 % a) Quels sont les différents rayonnements émis ? Vous donnerez les énergies et les intensités d’émission. b) Le prélèvement est dans un flacon en plastique de 3 mm d’épaisseur. Sachant que le plastique a une masse volumique de ρplastique = 1,2 g.cm–3, le bêta plus émis par le sodium-22 traverse-t-il la paroi du flacon ? c) Quelles sont les différentes interactions de tous ces rayonnements dans la matière (la paroi du flacon par exemple) ?

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Grandeurs physiques – grandeurs de protection

Rappels

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Exercices de radioprotection

Exercice n° 1

Dose absorbée et débit de dose absorbée La dose absorbée correspond :  À un nombre de rayonnements émis par seconde   À une énergie cédée à la matière   À la traduction de la nuisance des rayonnements  L’unité de dose absorbée est le :  Becquerel  Sievert  Gray  Curie

   

L’unité de débit de dose absorbée est le :  Sievert/heure  Gray/heure  Becquerel/seconde  Curie/heure

   

Quand vous avez un radionucléide émetteur gamma, si vous vous approchez de la source :  Le débit de dose augmente  Le débit de dose diminue  Le débit de dose reste identique

  

Exercice n° 2

Calcul entre dose absorbée et débit de dose absorbée Une source radioactive ponctuelle a un débit de dose absorbée de 10 mGy/h à 1 mètre. Vous restez 2 heures à une distance de 2 mètres. Quelle dose absorbée avez-vous reçue ?  5 mGy  10 mGy  15 mGy  20 mGy

   

Une source radioactive ponctuelle a un débit de dose absorbée de 10 mGy/h à 1 mètre. Vous restez 30 minutes à une distance de 25 centimètres. Quelle dose absorbée avez-vous reçue ?  20 mGy  40 mGy

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 

Grandeurs physiques – grandeurs de protection

 60 mGy  80 mGy

 

Exercice n° 3

Les grandeurs de protection La dose équivalente est déterminée par la formule suivante :  H = D . WR où WR est un facteur de pondération des rayonnements  H = D . WT où WT est un facteur de pondération des organes

 

La dose efficace est déterminée par la formule suivante :   E = ∑ D . WR . WT où WR est un facteur de pondération des rayonnements et WT est un facteur de pondération des organes.   E = ∑ H . WR . WT où WR est un facteur de pondération des rayonnements et WT est un facteur de pondération des organes. Exercice n° 4 L’unité de dose équivalente et de dose efficace est le :  Sievert  Gray  Becquerel

  

L’unité de dose efficace s’emploie pour traduire la nuisance biologique  Dans tous les domaines  Dans le domaine des faibles doses  Dans le domaine des fortes doses

  

La dose efficace sert  À établir la dose nécessaire pour stériliser une tumeur en radiothérapie  À estimer les brûlures de la peau lors d’une forte dose localisée  À évaluer la dose reçue qui est pondérée et qui permet le suivi radiologique des travailleurs

  

Exercice n° 5 Une source radioactive ponctuelle émettant des rayonnements gamma a un débit de dose absorbée de 100 mGy/h à 1 mètre. Vous restez 2 heures à cette distance. Quelle dose efficace avez-vous reçue, sachant que c’est la totalité du corps qui est exposée ?

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Exercices de radioprotection

 10 mSv  50 mSv  200 mSv  1 mSv

   

Une source radioactive considérée comme ponctuelle émettant des neutrons « thermiques » a un débit de dose absorbée de 100 mGy/h à 1 mètre. Vous restez 2 heures à cette distance. Quelle dose équivalente avez-vous reçue, sachant que c’est la totalité du corps qui est exposé ? On prendra le facteur de pondération dans l’actuelle réglementation (issu de la CIPR 103).  10 mSv  5 mSv  2 mSv  1 mSv  0,5 mSv  0,2 mSv

     

Exercice n° 6

Exposition des organes Un opérateur reçoit une dose équivalente au niveau des poumons de 100 mSv. Quelle sera la valeur de la dose efficace ? On donne Wpoumons = 0,12.  1,2 mSv  12 mSv  120 mSv  833 mSv

   

Un opérateur reçoit une dose équivalente au niveau du foie de 50 mSv. Quelle sera la valeur de la dose efficace ? On donne Wfoie = 0,04.  0,5 mSv  2 mSv  1 250 mSv

  

On estime la dose efficace d’un opérateur à 5 mSv. Sachant que l’organe cible était la thyroïde, quelle sera la valeur de la dose équivalente au niveau de cet organe ? On donne Wthyroïde = 0,04.  0,2 mSv  1,25 mSv  125 mSv  200 mSv

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   

Exposition externe

Rappels Exposition globale ou partielle - externe et/ou interne La dose absorbée correspond à une énergie cédée à la matière ; l’unité correspond à des joules par kilogramme, le GRAY. Les moyens de protection sont : le TEMPS, la DISTANCE, les ÉCRANS. Le débit de dose est proportionnel à l’activité. Dans le cas des rayonnements gamma : Une formule pratique permet de calculer le débit de dose à 1 mètre d’une source ponctuelle (pour une énergie gamma comprise entre 200 keV et 2 meV).   mGy  à 1 mètre = 1,3.10 −10 . A (Bq ) . E (MeV ) . I (%) D 100  h  On peut utiliser la formule suivante pour calculer le débit de dose à des distances variables : On applique la loi en 1/d2 pour faire le calcul.  1. (d1)2 = D  2 . (d 2) 2 D En ce qui concerne les sources, on peut noter que : – à proximité des sources : importance de la dose bêta ; – à distance des sources : importance des doses gamma et neutrons. On peut utiliser maintenant des codes de calcul simples.

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Exercices de radioprotection

Dans le cas des rayonnements bêta : Il existe peu de formules simplifiées pour faire des calculs de dose absorbée avec les bêta. On peut utiliser celle donnant un débit de dose à 10 cm.   mGy  à 10 cm = 9.10 −7 . A (Bq ) . I (%) D 100  h  Pour des énergies bêta maximum, supérieures à 300 keV. Sinon il faut prendre des abaques ou utiliser un petit code de calcul. En matière d’écrans : Les écrans adaptés aux rayonnements gamma sont des écrans de forte densité (le plomb par exemple). Pour les photons, il y a une atténuation en fonction du matériau et de l’énergie. À noter que l’effet Compton produit des rayonnements diffusés, d’énergie plus faible, mais contribuant à la dose. Pour les rayonnements X et gamma, on définit des épaisseurs moitié et des épaisseurs dixième. Épaisseur nécessaire pour atténuer d’un facteur 2 ou 10 les rayonnements incidents (gardant la même énergie). Ces épaisseurs sont des valeurs théoriques qui varient en fonction de l’épaisseur de l’écran et de l’atténuation des photons. Ln 2 Ln10 x1/10 = µ µ On peut aussi utiliser la formule d’atténuation en utilisant le coefficient d’atténuation linéique. Il faut noter que dans les tables on donne souvent le coefficient d’atténuation massique, ce qui impose de connaître la masse volumique du matériau.  =D  . e −(µ. x ) D x1/2 =

0

Pour les écrans adaptés aux rayonnements bêta, on utilise plutôt des matériaux légers pour éviter le phénomène de rayonnement de freinage (voir IRM). À titre d’exemple, les électrons sont arrêtés avec 1 cm de plexiglas. Le cas particulier des bêta plus doit être pris en compte à cause de la production de deux photons de 511 keV chacun émis à 180° l’un de l’autre. Il faut alors repenser à l’atténuation des gamma. Pour les écrans adaptés aux neutrons, on notera qu’il faut en fait des couches de matériaux différents pour obtenir d’abord un ralentissement puis une absorption. Attention aux rayonnements secondaires produits comme des rayonnements gamma.

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Exposition externe

Exercice n° 1 Une source ponctuelle de césium-137 (137Cs) est utilisée comme jauge de niveau dans une industrie. Elle a pour activité 10 GBq. Eβ1 max = 514 keV – Iβ1 = 95 % Eβ2 max = 1 176 keV – Iβ2 = 5 % Eγ1 = 662 keV – Iγ1 = 85 % Quel est le débit de dose dû au rayonnement gamma à 1 mètre de la source ? Exercice n° 2 Une source ponctuelle de cobalt-60 (60Co) destinée à la gammagraphie a été utilisée pour prendre un cliché de la Vénus de Milo au Louvre.

Elle avait les caractéristiques suivantes : Eγ1 = 1 173 keV – Iγ1 = 100 % Eγ2 = 1 332 keV – Iγ2 = 100 % Activité de la source : 50 Ci Quel est le débit de dose dû au rayonnement gamma à 5 mètres de la source ? On supposera qu’il n’y a pas d’atténuation due à l’air.

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Exercices de radioprotection

Exercice n° 3 Une source radioactive ponctuelle de chrome-51 a un débit de dose à 1 mètre de 0,85 mGy/h dû aux rayonnements gamma. Quelle est l’activité de cette source ? On donne Eγ = 0,32 MeV et Iγ = 10 %. Exercice n° 4 Une source radioactive ponctuelle émettant des rayonnements gamma d’énergie Eγ = 1 MeV et Iγ = 100 % a un débit de dose absorbée à 1 mètre de 640 mGy/h. Quelle sera la valeur du débit de dose à 2 mètres pour une source émettant des rayonnements gamma d’énergie Eγ = 0,5 MeV et Iγ = 50 % ? Exercice n° 5 Une source radioactive ponctuelle de chlore-36 émet des rayonnements bêta d’énergie Eβ = 710 keV et Iβ = 100 %. Quelle sera la valeur du débit de dose à 10 centimètres pour une source d’activité 520 kBq ? Exercice n° 6

Notions sur les écrans de protection À quoi sert la mise en place d’une protection biologique ?  Réduire le risque d’exposition externe  Réduire le risque d’exposition interne  Réduire le risque de contamination corporelle

  

Pour atténuer le rayonnement gamma, on utilise :  Un confinement dynamique  Des matériaux légers hydrogénés  Des matériaux lourds tels que le plomb  De l’aluminium

   

Pour arrêter le rayonnement bêta, on utilise :  Un confinement dynamique  Des matériaux légers hydrogénés  Des matériaux lourds tels que le plomb  De l’aluminium

32

   

Exposition externe

Pour ralentir des neutrons rapides, on utilise :  Un confinement dynamique  Des matériaux légers hydrogénés  Des matériaux lourds tels que le plomb  De l’aluminium

   

Quand vous avez un radionucléide émetteur bêta plus, vous utilisez un écran de protection :  En plomb  En matériaux légers hydrogénés  Avec un matériau léger puis du plomb  De l’aluminium

   

Exercice n° 7 La portée des rayonnements alpha dans l’air a pour ordre de grandeur :  0,07 mm  5 mm  5 cm  8 m

   

La portée des rayonnements alpha dans l’eau a pour ordre de grandeur :  0,07 mm  5 mm  5 cm  8 m

   

La portée des rayonnements bêta dans l’air a pour ordre de grandeur :  0,07 mm  5 mm  5 cm  8 m

   

La portée des rayonnements bêta dans l’eau a pour ordre de grandeur :  5 mm  1 cm  5 cm  8 m

   

33

Exercices de radioprotection

Exercice n° 8 Une source radioactive ponctuelle émettant des rayonnements gamma a un débit de dose absorbée de 64 mGy/h à 1 mètre. Vous interposez un écran de plomb de 2 cm. Sachant que l’épaisseur moitié « pratique » est de 5 mm, quelle sera la valeur du débit de dose ?  1 mGy/h  2 mGy/h  4 mGy/h  8 mGy/h

   

Exercice n° 9 Une source ponctuelle de cobalt-60 (60Co) destinée à la gammagraphie a été utilisée pour prendre un cliché de la Vénus de Milo au Louvre. Eγ1 = 1 173 keV – Iγ1 = 100 % Eγ2 = 1 332 keV – Iγ2 = 100 % Activité de la source : 50 Ci Sachant que le débit de dose à 5 mètres est environ de 25 mGy/h, on place un écran en plomb de 10 cm à proximité de la source pour collimater le faisceau. L’épaisseur moitié « pratique » est égale à 2,7 cm. On suppose que la valeur est identique pour les deux rayonnements gamma. a) Quelle est la valeur du coefficient d’atténuation massique m en cm–1 ? b) Quel est le débit de dose dû au rayonnement gamma à 5 mètres de la source avec l’écran mis en place ? On supposera qu’il n’y a pas d’atténuation due à l’air. Exercice n° 10 Une source ponctuelle de césium-137 (137Cs) est utilisée comme jauge de niveau dans une industrie. Elle a pour activité 1 GBq. Eγ1 = 662 keV – Iγ1 = 85 % On place un écran en acier autour de la source. L’épaisseur moitié « pratique » est égale à 4 cm. La valeur du débit de dose derrière l’écran est égale à 25 mGy/h, toujours à 1 mètre dû aux gamma. a) Quelle est la valeur du coefficient d’atténuation massique m en cm–1 ? b) Sachant que le débit de dose dû au rayonnement gamma à 1 mètre de la source sans écran était de 75 mGy/h, quelle est l’épaisseur de l’écran en acier ?

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Exposition interne

Rappels La contamination résulte d’une dissémination de produits radioactifs. Si on veut donner une définition simple, c’est la présence indésirable de substances radioactives à la surface ou à l’intérieur d’un milieu quelconque, y compris le corps humain. Les contaminations peuvent être surfacique et/ou atmosphérique. Par contact elles deviennent alors des contaminations corporelles externes et/ou internes. Les voies de pénétration dans l’organisme sont : l’inhalation, l’ingestion, la voie cutanée (pour le tritium notamment), la blessure. Dans le cas d’une incorporation de substances radioactives, on observe des substances facilement transférables au niveau sanguin ou non transférables. Une fois que le produit est passé au niveau sanguin, cela implique alors la fixation de ceux-ci sur un organe cible. L’élimination se fait en fonction de la période effective qui est une combinaison de la période radioactive et de la période biologique. 1/Te = 1/T + 1/Tb On définit alors une dose équivalente engagée ou une dose efficace engagée. Dose équivalente délivrée à un tissu ou à un organe jusqu’à élimination complète du produit radioactif ou à défaut sur 50 ou 70 ans.

35

Exercices de radioprotection

Le mot « engagée » signifie une dose interne. On utilise pour passer de l’activité à la dose interne des coefficients qui ont été établis en fonction des formes physico-chimiques des produits radioactifs et de la taille des particules inhalées (granulométrie des aérosols). Le coefficient de dose par unité d’incorporation (DPUI). Il existe des moyens de protection collectifs et individuels. Avec un élément clé à répéter à tous les utilisateurs : IMPORTANCE DE LA MISE EN ÉVIDENCE PRÉCOCE DE LA CONTAMINATION. D’où la nécessité d’avoir des appareils de détection à proximité des postes de travail. La ventilation dans les locaux n’est présente que pour assurer le confort des opérateurs. C’est le confinement de la source au moyen d’équipements de protection collective, telles les hottes ventilées et les boîtes à gants, qui permet d’assurer la protection vis-à-vis du risque de contamination. Pour détecter la contamination corporelle externe, on réalise soit une mesure directe avec des appareils de détection, soit une mesure indirecte en utilisant un frottis. Pour détecter la contamination corporelle interne, il faut réaliser des analyses radiotoxicologiques et/ou une anthropogammamétrie (en fonction des radionucléides, des rayonnements qu’ils émettent et de la période effective). Pour procéder à une décontamination corporelle externe, on utilise dans la très grande majorité des cas de l’eau et du savon. Il ne faut surtout pas léser la peau en procédant. Pour réaliser une décontamination corporelle interne, il y a peu de « recettes » devant être appliquées par le médecin du travail.

Exercice n° 1 Comment se protège-t-on du risque d’exposition interne ?  Par la mise en place de protections biologiques  Par le confinement mis en œuvre dans les locaux  Par le confinement des sources de rayonnement et le port éventuel de tenues de protection Une contamination labile :  Est fixée  Se disperse facilement

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 

  

Exposition interne

Vous manipulez un radionucléide sous forme de source non scellée liquide en mélange avec de l’acide. Vous portez des gants ?  Oui. Des gants adaptés au produit (vinyl, latex, etc.)  Oui. Des gants en coton  Non

  

Exercice n° 2

Incorporation de radionucléides Quelles sont les voies d’incorporation de la contamination dans le corps humain ? Plusieurs réponses possibles :  Le nez  Les yeux  Les oreilles  La bouche  La peau

    

Un radionucléide facilement transférable au niveau du système sanguin va rester :  Dans le sang  Aller sur un organe cible  Sortir du corps

  

Exercice n° 3 Pourquoi le rayonnement alpha ne présente-t-il aucun danger en exposition externe et se révèle-t-il particulièrement dangereux en exposition interne ?

Exercice n° 4

Période biologique et effective Qu’est-ce que la période effective d’un radionucléide ?  Le temps nécessaire à l’activité de ce radionucléide pour diminuer de moitié dans l’organisme  Le temps de présence du radioélément dans l’organisme  La durée nécessaire pour rendre un élément naturel radioactif

  

37

Exercices de radioprotection

La période radioactive d’un radionucléide est de 10 ans. Sa période biologique est de 10 jours. Quelle est la valeur de la période effective ?  10 ans  1 an  100 jours  10 jours

   

La période radioactive d’un radionucléide est de 60 jours. Sa période biologique est aussi de 60 jours. Quelle est la valeur de la période effective ?  6 jours  10 jours  30 jours  60 jours

   

Exercice n° 5 La dose efficace engagée correspond :  À la dose reçue sur 12 mois pour les produits à période effective longue  À la dose reçue jusqu’à disparition complète des produits ayant une période effective courte  À la dose externe

  

Exercice n° 6

Dose par unité d’incorporation Le césium-137 a pour organes cibles les muscles. La période radioactive est de 30 ans. Une des périodes biologiques (fonction de la forme physico-chimique) a pour valeur 140 jours. La dose par unité d’incorporation par inhalation est égale à : 6,7 10–9 Sv/Bq incorporé. a) Calculez la période effective. b) Une personne lors de l’incident de Fukushima a incorporé en respirant 20 000 Bq. Quelle est la dose efficace engagée ? c) Indiquez l’ordre de grandeur en temps pour éliminer 99 % de l’activité incorporée.

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Exposition interne

Exercice n° 7

Équipements de protection collective Pour manipuler des produits radioactifs sous forme non scellée, volatils, qu’utilisezvous comme équipement ?

 Hotte ventilée et boîte à gants   

 Paillasse de laboratoire     

Exercice n° 8

Équipements de protection individuelle Pour intervenir dans une zone où une source non scellée s’est dispersée et vous protéger de l’incorporation des produits radioactifs, qu’utilisez-vous ?

      

      

      

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Effets biologiques

Rappels Les effets biologiques commencent bien entendu au niveau cellulaire. Au niveau de l’individu, on observe des effets déterministes. Ceux-ci sont : À seuil – précoces – avec une gravité  avec la dose. Ils se produisent généralement à forte dose et à fort débit de dose. Les expositions accidentelles sont dans ce domaine. On observe ensuite des effets stochastiques ou aléatoires. Ceux-ci sont : Sans seuil – tardif – avec une probabilité  avec la dose. Mais ils ne sont pas spécifiques des rayonnements ionisants. Concernant ces effets aléatoires, on observe des effets somatiques de type cancer sur les individus exposés aux rayonnements et des effets héréditaires. Le point des connaissances actuelles sur ces effets permet de poser quelques éléments : – La relation linéaire sans seuil est utile pour l’organisation administrative de la radioprotection. – En revanche, son utilisation pour évaluer des risques cancérogènes induit par des faibles doses, en radiologie diagnostique ou dans l’industrie nucléaire, n’est pas basée sur des données scientifiques valides.

41

Exercices de radioprotection

– Les données montrent la baisse d’« efficacité » de réparation après exposition à de faibles doses et de faibles débits de dose (plutôt mort cellulaire). – Les résultats des différentes études expérimentales, épidémiologiques et animales soutiennent l’hypothèse qu’il y a plusieurs relations dose/effet plutôt que seulement une. – Le concept de la dose collective ne peut pas être employé pour évaluer le risque de cancer dans une population. – Les analyses ont montré l’absence d’un effet cancérogène en dessous de 100 mSv. On a défini des facteurs de risque qui permettent de mener des calculs probabilistes sur un nombre de personnes important. Ce facteur de risque correspond à la pente de la droite de la relation linéaire sans seuil. Facteur de risque Population : 6.10–2 Sv–1 Facteur de risque Travailleur : 4.10–2 Sv–1 Il y a donc aujourd’hui une remise en question de la relation linéaire sans seuil. L’exposition en France est comprise en moyenne entre 2,5 et 4,5 mSv par an. La partie de l’exposition médicale a doublé ces vingt dernières années. L’exposition au radon va devenir un sujet important avec la prise en compte des nouveaux coefficients de dose par unité d’incorporation qui ont été publiés en janvier 2018. La réglementation a adopté les principes de radioprotection : Justification - Optimisation - Limitation La commission internationale de protection radiologique a proposé de ne pas aller au-delà de : – 500 mSv/an pour empêcher l’apparition de tout effet déterministe ; – 20 mSv/an pour limiter l’apparition des effets stochastiques à un niveau socialement acceptable compte tenu des connaissances techniques actuelles. Exercice n° 1 Les effets déterministes sont en général… Plusieurs réponses possibles :  Précoces   Tardifs   Sans seuil   À seuil   La probabilité d’apparition augmente avec la dose   La gravité augmente avec la dose 

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Effets biologiques

Les effets stochastiques sont en général… Plusieurs réponses possibles :  Précoces   Tardifs   Sans seuil   À seuil   La probabilité d’apparition augmente avec la dose   La gravité augmente avec la dose  Exercice n° 2 Pour les effets déterministes, la dose létale 50 % est égale à :  0,5 Gy  1 Gy  4,5 Gy

  

Pour les effets déterministes, on observe des radionécroses pour la peau à partir de :  15 Gy  50 Gy  80 Gy

  

Exercice n° 3 Les études épidémiologiques ont mis en évidence un risque d’induction de cancers pour des expositions supérieures à :  1 mSv  10 mSv  100 mSv  1 000 mSv

   

Pour les effets stochastiques (aléatoires), on utilise le facteur de risque pour quantifier la fréquence d’apparition de ces effets… Pour les travailleurs, avec la nouvelle réglementation, il est égal à :  10–1 par sievert  4.10–2 par sievert  2.10–2 par sievert  10–3 par sievert

   

Pour les effets stochastiques (aléatoires), on utilise le facteur de risque pour quantifier la fréquence d’apparition de ces effets… En supposant 1 000 000 de personnes

43

Exercices de radioprotection

du public exposées à 1 mSv (au niveau de l’organisme entier), quel nombre pourrait avoir un effet lié à l’exposition aux rayonnements ?  6 000 personnes  600 personnes  60 personnes  6 personnes

   

Exercice n° 4 L’exposition moyenne annuelle d’une personne en France est de l’ordre de :  4 microsieverts par an  4 millisieverts par an  0,4 sievert par an

  

Exercice n° 5 Lors d’une opération de chargement de sources de cobalt-60 dans un conteneur, un opérateur a été exposé de manière hétérogène par un champ de rayonnements gamma (100 %). L’estimation de la dose absorbée, après reconstitution de l’incident, aux organes considérés a donné les résultats suivants : – – – – –

œsophage = 0,2 mGy poumons = 0,3 mGy estomac = 0,25 mGy côlon = 0,1 mGy foie = 0,1 mGy

Les facteurs WT de la CIPR 103 sont les suivants : TISSU OU ORGANE

Facteur de pondération pour les tissus wT valeur donnée en %

Moelle osseuse (rouge), Côlon, Poumon, Estomac, Sein, Autres tissus

12

Gonades

8

Vessie, Foie, Œsophage, Thyroïde

4

Surface des os, Cerveau*, Glandes salivaires*, Peau

1

Total

100

* Organes ajoutés par rapport à la CIPR 60

a) Calculez les doses équivalentes pour chaque organe. b) Vous ferez une estimation de la dose efficace reçue par cet opérateur.

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Détection et mesures

Rappels Les principes de détection reposent sur le déplacement d’électrons (charge électrique) primaires et secondaires. Dans le cas de l’interaction rayonnement - matière, nous avons vu les différentes interactions possibles. Les détecteurs reposent essentiellement sur les principes d’ionisation et d’excitation. On trouve des détecteurs – à lecture directe : détecteurs à scintillations (excitation), détecteurs à gaz (ionisation), détecteurs à semi-conducteurs (ionisation) ; – et des détecteurs à lecture différée : détecteurs radiothermoluminescents (excitation), détecteurs photothermoluminescents (excitation). Avec le détecteur, il faut avoir une électronique permettant le comptage. – Si vous possédez une échelle de comptage, vous avez alors la maîtrise du temps de comptage et vous pouvez associer des incertitudes à vos mesures grâce à la statistique. Si vous possédez un ictomètre, vous ne ferez qu’une mesure directe du taux de comptage. – Si vous comptez les impulsions vous faites du dénombrement et vous comptez des rayonnements par unités de temps. Vous pouvez déterminer une activité.

45

Exercices de radioprotection

Si vous intégrez les impulsions en réalisant une valeur moyenne du courant, vous pouvez mesurer l’énergie cédée dans le détecteur et vous faites une mesure de la dose absorbée. Si vous faites cela par unité de temps, vous mesurez un débit de dose absorbée. Les appareils de mesures sont extrêmement variés. Il ne demeure pas moins qu’il faut se poser les bonnes questions avant d’entreprendre une mesure : – En ce qui concerne la dose, le débit de dose, le débit d’équivalent de dose : • La mesure doit être faite en profondeur, à la peau, au cristallin ; • Quels types de rayonnements sont à mesurer (simples ou multiples) ? • Quel est le temps de réponse ? • Quelle est la gamme de mesure en énergie et la gamme de mesure en dose, en débit de dose ? C’est le premier pas pour une mesure correcte. – En ce qui concerne l’activité ou le taux d’émission : • Quels types de rayonnements sont à mesurer (simples ou multiples) ? • Quel est le temps de réponse ? • Quelle est la gamme de mesure : coups par seconde, en Bq.cm–2 ? • Pour l’activité surfacique, quelle est la source étalon et sa nature – support, forme… ? Est-ce qu’une statistique de comptage est nécessaire pour valider la mesure ? En matière de statistiques de comptage, on peut noter les points suivants : Différence entre comptage N et taux de comptage n. Statistique valable pour un nombre d’impulsions suffisantes (supérieures à 1 000). Plus le temps de mesure est long, meilleure est la précision. Incertitude absolue donnée avec un intervalle de confiance de 95 % ou 99,7 % (2 σ ou 3 σ). L’incertitude absolue pour un taux de comptage est égale à : n t Avec k = 2 pour une probabilité de 95 % et avec k = 3 pour une probabilité de 99,7 % εn = k .

L’incertitude relative est égale à : εn n

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Détection et mesures

Composition des incertitudes Il existe des seuils de décision et limites de détection distincts, en fonction de la précision que l’on souhaite avoir. Dans le cas des relations simples pour un taux de comptage : n BDF = SD n= min k . 2 . t n Avec un intervalle de confiance de 95 % SD = 4,2 . BDF t LD = 2 SD En ce qui concerne les mesures, il y a un ordre des corrections à apporter aux comptages : – la perte au comptage : temps de résolution ; – le bruit de fond ; – le rendement de mesure. Le RENDEMENT DE MESURE est le paramètre le plus difficile à connaître : Le rendement de mesure (prendre en compte le facteur correctif pour avoir le rendement global) est souvent donné par les constructeurs sous 2π (norme). Il est fonction de la nature des rayonnements, de la distance entre source radioactive et détecteur, de la nature du support, de la taille de la source radioactive… Pour rester simple : A (Bq ) =

n (imp.s −1 ) Rendement global

Le rendement global est égal à : Rg = rendement sous 2π x 0,5 (ou 0,25 en fonction des rayonnements – 0,25 pour les alpha et bêta de faible énergie).

Exercice n° 1 Quel appareil utilise-t-on pour faire une mesure de débit de dose ?  Un radiamètre (type chambre d’ionisation)



 Un contaminamètre



 Un thermomètre



47

Exercices de radioprotection

Les chambres d’ionisation, les compteurs proportionnels et les compteurs GeigerMüller font partie de la famille des :  Détecteurs à semi-conducteurs  Détecteurs à scintillations  Détecteurs à gaz

  

On réalise une mesure de débit de dose avec une chambre d’ionisation et un GeigerMüller compensé sur une source de cobalt-60. L’énergie des deux rayonnements gamma est supérieure à 1 MeV. La mesure sera-t-elle ?  Plus élevée pour la chambre d’ionisation  Plus élevée pour le Geiger-Müller  Identique

  

On réalise une mesure de débit de dose avec une chambre d’ionisation sur un pinceau de rayonnements (exemples : source collimatée ou générateur X). Le volume exposé est plus petit que le volume de la chambre. La mesure sera-t-elle ?  Surestimée  Égale  Sous-estimée

  

Vous effectuez une mesure d’ambiance du débit de dose absorbée avec une babyline ; vous obtenez les résultats suivants : – avec capot (300 mg.cm–2) : 0,15 mGy/h ; – sans capot (7 mg.cm–2) : 7 mGy/h. Que pouvez-vous en déduire ? Plusieurs réponses possibles :  Vous mesurez des neutrons  Vous mesurez des gamma de forte énergie  Vous mesurez des gamma de faible énergie  Vous mesurez des bêta

   

Exercice n° 2 Quel appareil utilise-t-on pour faire une mesure de contamination ?

48

 Un radiamètre (type GM compensé)



 Un baromètre



 Un contaminamètre



Détection et mesures

Exercice n° 3 On réalise une mesure de contamination avec une sonde alpha à scintillation. Quelle est la valeur du bruit de fond ?  0,05 c/s  1 c/s  10 c/s  20 c/s

   

On réalise une mesure de contamination avec une sonde alpha. Quelles sont les précautions à prendre ? Plusieurs réponses possibles :  Mettre un plastique sur la sonde pour éviter qu’elle ne se contamine  Être à moins de 5 cm pour faire la mesure  Faire une mesure en absence d’humidité  Faire une mesure en présence d’humidité

   

On réalise une mesure de contamination avec une sonde alpha. On mesure 10 c/s. À quelle activité cela correspond-t-il sachant que le rendement global de mesure est égal à 10 % ?  1 Bq  10 Bq  100 Bq  1 000 Bq

   

On réalise une mesure de contamination avec une sonde alpha. On mesure 120 c/s. La surface utile de la sonde est de 30 cm2. Le rendement de mesure sous 2π est égal à 40 %. La norme concernant ce type de mesure recommande de prendre pour le rendement de la source de contamination (εs) une valeur de 0,25 (25 %). À quelle activité surfacique en Bq/cm2 cela correspond-t-il ?  4 Bq.cm–2  40 Bq.cm–2  120 Bq.cm–2  400 Bq.cm–2

   

Exercice n° 4 On réalise une mesure de contamination avec une sonde bêta type Geiger-Müller. Quelle est la valeur du bruit de fond ?  0,05 c/s  1 c/s

 

49

Exercices de radioprotection

 10 c/s  20 c/s

 

On réalise une mesure de contamination avec une sonde bêta. On mesure 500 c/s. À quelle activité cela correspond-t-il sachant que le rendement global de mesure est égal à 10 % ?  5 Bq  50 Bq  500 Bq  5 000 Bq

   

On réalise une mesure de contamination avec une sonde bêta sur un filtre. Après décroissance du radon, on mesure 300 c/s. À quelle activité volumique en Bq/m3 cela correspond-t-il sachant que le rendement de mesure sous 2π est égal à 30 %, que la norme concernant ce type de mesure recommande de prendre pour le rendement de la source de contamination (εs) une valeur de 0,5 (50 %) et que le volume passé est de 10 m3 ? On suppose le rendement de filtration égal à 100 %.  100 Bq.m–3  200 Bq.m–3  300 Bq.m–3  600 Bq.m–3

   

Exercice n° 5 On réalise une mesure de contamination avec une sonde X. Quelle est la valeur du bruit de fond ?  0,05 c/s  1 c/s  10 c/s  20 c/s

   

On réalise une mesure de contamination avec une sonde gamma. Quelle est la valeur du bruit de fond ?  0,05 c/s  1 c/s  10 c/s  20 c/s

50

   

Détection et mesures

Exercice n° 6 On réalise le comptage d’un échantillon radioactif. On mesure 4 096 impulsions. Quelle est l’incertitude absolue de cette mesure pour un intervalle de confiance de 95 % (soit 2 σ) ?  40,96 impulsions  64 impulsions  128 impulsions  409,6 impulsions

   

On réalise le comptage d’un échantillon radioactif. On mesure 4 096 impulsions. Quelle est l’incertitude relative de cette mesure pour un intervalle de confiance de 95 % (soit 2 σ) ?  3,125 %  6,25 %  12,5 %

  

Exercice n° 7 On réalise une mesure avec une échelle de comptage. On mesure 360 c/s avec un temps de comptage de 10 secondes. Quelle est la valeur de l’incertitude absolue pour un intervalle de confiance de 95 % (2 σ) ?  6 c/s  12 c/s  18 c/s  24 c/s

   

On réalise une mesure avec une échelle de comptage. On mesure 5 120 c/s avec un temps de comptage de 20 secondes. Quelle est la valeur de l’incertitude relative pour un intervalle de confiance de 99,7 % (3 σ) ?  0,094 %  0,188 %  0,94 %

  

51

Exercices de radioprotection

Exercice n° 8 Le résultat brut d’une mesure effectuée pendant 10 minutes est N = 16 872 impulsions. a) Calculez le taux de comptage exprimé en impulsions par minutes et l’incertitude absolue qui lui est associée. On prendra une probabilité de 95 %. Imaginons qu’au lieu de 10 minutes, le temps de comptage ait été de 1 minute. b) Calculez l’incertitude relative qui lui est associée. On prendra une probabilité de 95 %.

Exercice n° 9 Une mesure de bruit de fond a été réalisée. On a mesuré 76 impulsions sur 4 minutes de comptage. a) Calculez la valeur du taux de comptage du bruit de fond. Le seuil de décision s’exprime avec la formule suivante (pour un intervalle de confiance de 95 %) : n BDF n = SD n= = 2,8 . BDF min 2 . 2 . t t b) Calculez ce seuil de décision. c) Calculez la limite de détection sachant que LD = 2 SD. d) Donnez le taux de comptage à partir et au-delà duquel la probabilité de détecter un échantillon radioactif soit très élevée. e) Si le comptage du bruit de fond avait duré 40 minutes, quelle aurait été cette valeur ?

Exercice n° 10 Quel appareil utilise-t-on pour faire une mesure de dosimétrie passive ?

52

 Un spectromètre



 Un contaminamètre



 Un dosimètre



Détection et mesures

Quel appareil utilise-t-on pour faire une mesure de dosimétrie opérationnelle ?

 Un dosimètre



 Un contaminamètre



 Un radiamètre



Quel appareil utilise-t-on pour faire une mesure de dosimétrie des extrémités ?

 Un dosimètre



 Une bague avec un dosimètre thermoluminescent 

 Un radiamètre



53

Réglementation

Exercice n° 1

Les limites d’exposition « travailleurs » Quelle est la limite d’exposition pour l’organisme entier (dose efficace) pour un travailleur sur 12 mois consécutifs ?  1 mSv  20 mSv  150 mSv  500 mSv

   

Quelle est la limite d’exposition pour les extrémités et la peau (dose équivalente) pour un travailleur sur 12 mois consécutifs ?  1 mSv  20 mSv  150 mSv  500 mSv

   

Quelle est la nouvelle limite d’exposition pour le cristallin (dose équivalente) pour un travailleur sur 12 mois consécutifs ? À partir du 1er juillet 2023.  1 mSv  20 mSv  150 mSv  500 mSv

   

55

Exercices de radioprotection

Quelle est la limite d’exposition pour la femme enceinte pendant sa grossesse au niveau de l’abdomen ?  1 mSv  20 mSv  150 mSv  500 mSv

   

Quelle est la valeur de référence pour le radon sur les lieux de travail ?  1 Bq.m–3  100 Bq.m–3  300 Bq.m–3  1 000 Bq.m–3

   

Exercice n° 2

Les limites d’exposition du public Quelle est la limite d’exposition pour l’organisme entier (dose efficace) pour le public sur 12 mois consécutifs ?  1 mSv  20 mSv  150 mSv  500 mSv

   

Quelle est la limite d’exposition pour le cristallin (dose équivalente) pour le public sur 12 mois consécutifs ?  1 mSv  5 mSv  15 mSv  20 mSv

   

Exercice n° 3

Les zones réglementées La zone contrôlée est subdivisée en plusieurs zones de couleurs différentes :  Verte, jaune, bleue  Verte, rose, orange  Verte, jaune, orange

56

  

Réglementation

La valeur basse de la zone surveillée correspond aux zones attenantes. La valeur est égale à :  10 µSv sur un mois  50 µSv sur un mois  80 µSv sur un mois  100 µSv sur un mois

   

La valeur basse de la zone contrôlée verte correspond à la valeur haute de la zone surveillée. La valeur est égale à :    

1 mSv sur un mois 1,25 mSv sur un mois 1,5 mSv sur un mois 5 mSv sur un mois

   

La valeur basse de la zone contrôlée jaune correspond à la valeur haute de la zone contrôlée verte. La valeur est égale à :    

1,25 mSv sur un mois 1,5 mSv sur un mois 2 mSv sur un mois 4 mSv sur un mois

   

La valeur basse de la zone contrôlée orange correspond à la valeur haute de la zone contrôlée jaune. La valeur est égale à :    

2 mSv sur une heure 5 mSv sur une heure 25 mSv sur une heure 40 mSv sur une heure

   

La valeur basse de la zone rouge est égale à :    

2 mSv sur une heure 100 mSv sur une heure 200 mSv sur une heure 1000 mSv sur une heure

   

57

Exercices de radioprotection

Exercice n° 4

Application sur les zones réglementées Vous venez de faire une mesure sur un local dans lequel une source émet de manière continue. Les rayonnements émis sont des gamma et vous avez mesuré soit un débit de dose absorbée de 150 mGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 150 mSv/h.

 





 





 





 





 





Vous venez de faire une mesure sur un local dans lequel une source émet de manière continue. Les rayonnements émis sont des gamma et vous avez mesuré, soit un débit de dose absorbée de 10 mGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 10 mSv/h. Quel panneau devrait être posé sur la porte ?

58

 





 





 





 





 





Réglementation

Vous venez de faire une mesure sur un local dans lequel une source émet de manière fractionnée pendant 15 minutes sur une heure de préparation et d’arrêt de l’opération. Les rayonnements émis sont des gamma et vous avez mesuré soit un débit de dose absorbée de 2,4 mGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 2,4 mSv/h. Quel panneau devrait être posé sur la porte ?

 





 





 





 





 





Vous venez de faire une mesure sur un local dans lequel une source émet de manière fractionnée pendant 10 minutes sur une heure de préparation et d’arrêt de l’opération. L’opération se répète tous les jours (20 jours de travail sur un mois). Les rayonnements émis sont des gamma et vous avez mesuré soit un débit de dose absorbée de 60 mGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 60 mSv/h. Quel panneau devrait être posé sur la porte ?

 





 





 





 





 





59

Exercices de radioprotection

Exercice n°5

Conditions d’accès dans les zones réglementées Quelles sont les conditions d’accès pour les travailleurs classés en zone surveillée ?  Aucune restriction  Avoir reçu une notice d’information  Avoir reçu une notice d’information, être CDI, faire l’objet d’un enregistrement spécial

  

Quelles sont les conditions d’accès pour les travailleurs classés en zone contrôlée verte ?  Aucune restriction  Avoir reçu une notice d’information  Avoir reçu une notice d’information, être CDI, faire l’objet d’un enregistrement spécial

  

Qui a accès à la zone orange ?  Tout le monde  Les salariés y compris les CDD et intérimaires  Les salariés classés ayant un CDI

  

Quelles sont les conditions d’accès et de sortie de zone orange ?     

Aucune restriction Avoir reçu une notice d’information Avoir reçu une notice d’information, être classé Avoir reçu une notice d’information, être intérimaire Avoir reçu une notice d’information, être classé, faire l’objet d’un enregistrement spécial

    

Quelles sont les conditions d’accès et de sortie de zone rouge ?  Avoir reçu une notice d’information, être classé, faire l’objet d’une autorisation individuelle et faire l’objet d’un enregistrement spécial  Avoir reçu une notice d’information  Avoir reçu une notice d’information, être classé

  

Exercice n° 6

Conditions d’accès dans les zones réglementées Un travailleur entre en zone surveillée pour une opération où il y a un risque d’exposition externe avec des rayonnements gamma. D’un point de vue surveillance dosimétrique que doit-il impérativement porter ?

60

Réglementation

Un travailleur entre en zone contrôlée pour une opération où il y a un risque d’exposition externe avec des rayonnements gamma. D’un point de vue surveillance dosimétrique que doit-il impérativement porter ? Un travailleur entre en zone contrôlée en INB pour une opération où il y a un risque d’exposition externe avec des rayonnements gamma. Doit-on renseigner la base SISERI pour les deux types de dosimètres ?  Non  Oui

 

Un travailleur entre en zone contrôlée dans un domaine hors INB pour une opération où il y a un risque d’exposition externe avec des rayonnements gamma. Doit-on renseigner la base SISERI pour les deux types de dosimètres ?  Non  Oui

 

Un travailleur entre en zone contrôlée pour une opération où il y a un risque d’exposition externe avec des rayonnements bêta de faible énergie (Eβmax