Exercices de radioprotection - Tome 2: Niveau initial en radioprotection 9782759823475

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Exercices de radioprotection Tome 2 : Niveau initial en radioprotection

Exercices de radioprotection Tome 2 : Niveau initial en radioprotection

Marc Ammerich

Imprimé en France

ISBN (papier) : 978-2-7598-2325-3 - ISBN (ebook) : 978-2-7598-2347-5 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 rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection........................................................... 23 Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements......................................................................................... 43 Réglementation............................................................................................. 61 RÉPONSES 69 Radioactivité................................................................................................. 71 Interactions rayonnements matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection........................................................... 93 Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements......................................................................................... 117 Réglementation............................................................................................. 139

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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.

Formation initiale – premier niveau Ce livret est adapté pour les niveaux bac, BTS et licence, licence pro. Un étudiant niveau bac pourra y apprendre les bases, un étudiant niveau BTS pourra se perfectionner sur l’aspect quantitatif des phénomènes et un étudiant niveau licence/ licence pro y trouvera ce qu’un radioprotectionniste est censé savoir faire. Et toute personne soucieuse d’améliorer ses compétences en RP y trouvera son compte.

Les commentaires d’Arnaud Pour avoir fait les exercices et étant donné le niveau actuel des étudiants de bac à licence, je pense que ces exercices seront adaptés. J’ai bien aimé le fait de reprendre les mêmes thèmes pour les exercices en fonction des chapitres (radioactivité, protection externe, protection interne). De plus, les exercices prennent des cas concrets fort intéressants et souvent illustrés.

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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. On observe également le processus d’émission d’électrons de conversion interne. Ces rayonnements sont porteurs d’énergie variant de quelques keV à 9 MeV (en dehors de processus d’accélération). À la suite des désintégrations et désexcitations, il peut y avoir un réarrangement du cortège électronique. Cela produit l’émission de rayonnements X et d’électrons auger. 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

A étant l’activité et N le nombre de noyaux radioactifs.

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Exercices de radioprotection

Activité et période étant liées, on constate une décroissance radioactive au cours du temps, pour chaque atome radioactif. A = A0 . e

−

( LnT2 . t)

L’activité est propre à chaque produit radioactif, fonction de la période. 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 Afin de fabriquer des sources de prométhéum-147 qui sont utilisés dans certains chromatographes, on prend du néodyme-147. On se propose d’étudier le schéma de désintégration simplifié de ce corps radioactif.

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Radioactivité

a) Écrire la relation de désintégration du néodyme-147. b) Calculer l’énergie et l’intensité d’émission du rayonnement bêta 1. c) Le niveau excité de 91 keV se désexcite, soit par conversion interne, soit par émission gamma. Sachant que le coefficient de conversion interne a pour valeur : α1 = 2,03, calculer l’intensité du rayonnement γ1. Calculer également son énergie. d) L’énergie de liaison des électrons du prométhéum étant de 45 keV, calculer l’énergie des électrons de conversion interne. Donner leur intensité d’émission. e) Calculer les énergies et les intensités d’émission des rayonnements γ2 et γ3. f ) Quelle est la masse nécessaire de néodyme à utiliser pour avoir une activité initiale de 100 MBq ? g) Quelle est la valeur de l’activité en néodyme-147 au bout de 100 jours ? Exercice n° 2 Pour évaluer la teneur en calcium-46 dans des ossements, on a procédé à une activation neutronique d’un petit flacon contenant la matière à analyser. On a donc produit du calcium-47 radioactif qui a les caractéristiques suivantes :

a) Écrire la relation de désintégration du calcium-47. b) Donner les énergies et les intensités d’émission des rayonnements bêta.

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Exercices de radioprotection

c) Sachant qu’il n’y a pas de conversion interne, donner les énergies et les intensités d’émission des rayonnements gamma. d) À l’instant initial, moment où l’on a sorti le flacon, l’activité en calcium-47 est de 50 mCi. Quel est alors le taux d’émission des rayonnements gamma ? e) Quelle est la valeur de l’activité 20 jours après l’instant initial ? f ) Quel temps doit-on attendre pour que la source de calcium-47 ait une activité de 3,7 MBq ? g) Quelle est la masse de calcium-47 formée à l’instant initial ? h) Sachant que le calcium-46 représente 0,0033 % de masse totale de calcium, quelle est la masse de calcium qui a été exposée ? On suppose que tout le calcium-46 s’est transformé en calcium-47. i) Le scandium-47 étant lui-même radioactif, à quel moment l’activité des deux produits est-elle égale ? Exercice n° 3 On utilise l’indium sous forme d’oxyde pour recouvrir certaines fibres optiques. En effet l’oxyde d’indium est transparent. Pour vérifier l’homogénéité du dépôt de l’oxyde d’indium sur les fibres, on marque celui-ci avec un traceur radioactif qui se trouve être de l’indium-111. Ce produit radioactif a les caractéristiques suivantes :

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Radioactivité

a) Écrire la relation de désintégration de l’indium-111. Quel phénomène et quels types de rayonnements accompagnent la capture électronique ? b) Donner les énergies et les intensités d’émission des rayonnements gamma, ainsi que les énergies et l’intensité d’émission des électrons de conversion interne. c) À l’instant initial, on incorpore le traceur qui est sous forme liquide en solution à l’oxyde d’indium. Pour le test d’homogénéité, on va utiliser 222 grammes d’oxyde qui sont déposés sur des fibres optiques. En supposant que le produit radioactif ait une activité de 345 MBq, quelle est la proportion de la masse de produit radioactif par rapport à la masse totale ? d) Exprimer l’activité initiale en millicuries. e) Quelle est la valeur de l’activité de l’indium-111, 13,45 heures après l’instant initial ? f ) Même question 14 jours après l’instant initial. g) On dépose les 222 grammes d’oxyde d’indium (comprenant le produit radioactif ) sur 22,2 mètres de fibres. On coupe ensuite sur cette fibre, pour effectuer une première analyse, 13,45 heures après l’instant initial (mélange des produits), cinq tronçons de 10 cm de longueur. Quelle est l’activité d’un tronçon de 10 cm ? h) Quel sera le temps nécessaire pour qu’un tronçon ait une activité inférieure à 10 Bq ? Exercice n° 4 On utilisait l’américium-241 dans les détecteurs incendie. Ils étaient installés dans de nombreux bâtiments, notamment tous les établissements qui recevaient du public. C’était donc un système extrêmement répandu qui ressemblait aux produits ci-dessous :

  

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Exercices de radioprotection

Voici un schéma de désintégration simplifié de l’américium-241. Ce produit se désintègre par émission alpha.

a) Écrire la relation de désintégration de l’américium-241. b) Calculer l’énergie du rayonnement alpha 2 et l’intensité d’émission du rayonnement alpha 1. c) Expliquer pourquoi il n’y a que des électrons de conversion interne pour les transitions t1 et t4. d) L’intensité de la transition t2 est égale à 76 %. Donner les énergies et les intensités d’émission du rayonnement gamma, ainsi que l’énergie et l’intensité d’émission des électrons de conversion interne. On a : αt2 = 1,12. On donne les énergies de liaisons des électrons du neptunium : 1re couche électronique ElK = 118,7 keV, 2e couche électronique ElL = 19,8 keV. e) L’intensité d’émission du rayonnement gamma 3 est égale à 2,5 %. L’intensité d’émission des électrons de conversion interne pour cette même transition est égale à 21,5 %. Calculer alors αt3. f ) Donner la valeur de l’énergie du rayonnement gamma 3 et des électrons de conversion interne. g) La période de l’américium-241 est égale à 432 ans. Sachant que l’on déposait en moyenne 0,15 µg d’américium sur chaque source incluse dans les détecteurs incendie, quelle activité cela représentait-il ? Vous donnerez l’activité en Bq et en µCi.

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Radioactivité

Exercice n° 5 Lors d’une opération de démantèlement d’une boucle d’essai dans un réacteur, une pièce a été activée. Le produit radioactif principal contenu à l’intérieur de la pièce en question est du rhénium-188. Ce produit radioactif a les caractéristiques suivantes :

a) Écrire la relation de désintégration du rhénium-188 et donner les énergies et intensités d’émission des rayonnements bêta. b) Donner les énergies et les intensités d’émission des rayonnements gamma. c) Sachant que l’énergie de liaison de l’électron le plus lié de l’osmium est égale à 74 keV, donner l’énergie et l’intensité d’émission des électrons de conversion interne pour la transition 3. d) À l’instant initial, moment où l’on a sorti la pièce de la boucle d’essai, le taux d’émission du rayonnement gamma 1 est de 3,3.108 γ.s–1, quelle est l’activité de cette pièce ? e) Quel est alors le taux d’émission du rayonnement bêta 2 ? f ) Quelle est la valeur de l’activité 34 heures après l’instant initial ? g) Même question 4 jours après l’instant initial ? h) Quelle est la masse d’osmium formée au bout de ces quatre jours ? i) L’osmium a une masse volumique de 22 900 kg.m–3. Quel volume, la masse d’osmium formée au bout de 4 jours, cela représente-t-il ?

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Exercices de radioprotection

Exercice n° 6 On utilise l’iode-125 pour faire du marquage de molécules dans les laboratoires de biologie ou du diagnostic dans les services de médecine nucléaire. C’est donc un produit relativement répandu qui a les caractéristiques suivantes :

a) Écrire la relation de désintégration de l’iode-125. Quel phénomène et quels types de rayonnements accompagnent la capture électronique ? b) Donner l’énergie et l’intensité d’émission du rayonnement gamma, ainsi que l’énergie et l’intensité d’émission des électrons de conversion interne. c) Avec une source radioactive liquide (volume 10 ml), on veut pouvoir effectuer deux analyses à des temps différents. La première a lieu 30 jours après l’instant initial de fabrication de la source. La seconde a lieu 90 jours après l’instant initial et on injecte, dans le cas de celle-ci, un volume maximal de 5 ml et une activité maximale de 740 MBq. Quelle sera l’activité initiale de la source liquide ? d) Quel sera le volume injecté lors de la première analyse sachant que l’on veut injecter la même activité ? e) À quelle masse d’iode correspond l’activité initiale de la seringue ? f ) Quelle est l’activité résiduelle dans le flacon, 120 jours après l’instant initial ? g) Quelle est la valeur de l’activité volumique en Bq.cm–3 ? h) Calculer alors le taux d’émission du rayonnement γ, 120 jours après l’instant initial.

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Radioactivité

Exercice n° 7 On utilise le cobalt-60 pour réaliser des contrôles non destructifs. Ces sources sont utilisées dans des gammagraphes. Il est nécessaire pour utiliser ces appareils d’être détenteur du certificat d’aptitude à manipuler les appareils de radiographie industrielle (CAMARI). Voici un système analogue utilisant d’autres types de sources :

   Et voici la source :

Source (factice) avant mise en place dans le conteneur

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Exercices de radioprotection

Voici le schéma de désintégration du cobalt-60.

a) Écrire la relation de désintégration du cobalt-60. b) Calculer l’énergie des rayonnements bêta 2 et bêta 3. Calculer l’intensité du rayonnement bêta 1. c) Calculer ensuite l’énergie et l’intensité d’émission des rayonnements gamma 1 et gamma 2. On négligera dans la suite du problème les rayonnements gamma 3 et gamma 4. d) Sachant que la source de cobalt-60 pèse 50 milligrammes (50 mg), au moment de sa fabrication, quelle est la valeur de son activité ? Vous donnerez l’activité en Bq et en Ci. La période du cobalt-60 est de 5,27 ans. e) La taille de la source étant de 4 mm, à quelle distance peut-on considérer que la source est ponctuelle ? Justifiez votre réponse. f ) Sachant qu’on utilise la source 1 mois après sa fabrication, peut-on considérer que l’activité est pratiquement la même ? g) Quelle sera l’activité au bout de 10 ans, temps impératif pour restituer une source scellée au fournisseur ? h) Si vous attendez 10 périodes, quelle sera approximativement l’activité de la source de cobalt-60 ? Prendriez-vous cette source à la main ? Vous expliquerez vos réponses. i) Une source de cobalt-60 est considérée comme une source de haute activité audessus de 4.109 Bq. Est-ce le cas ici ? Vous calculerez le rapport entre l’activité de la source et le seuil donné (4.109 Bq).

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Radioactivité

Exercice n° 8 Le béryllium-7 est un radionucléide présent sur la terre. Il provient de la haute atmosphère et se dépose sur terre à des teneurs variables selon les saisons. Il était produit de manière artificielle dans une installation qui se trouve en GrandeBretagne est qui s’appelle le Joint European Torus (JET). Le JET (acronyme de l’anglais Joint European Torus, littéralement Tore commun européen) est le plus grand tokamak existant, situé au Culham Science Center, à Abingdon, près d’Oxford au Royaume-Uni jusqu’à la construction d’ITER. Sa construction a débuté en 1979 et il a produit son premier plasma en 1983. Le JET est le fruit d’une collaboration entre les différents laboratoires nationaux européens, dans le cadre de l’Euratom.

Au début de l’exploitation de la machine, il y avait des tuiles en graphite (carbone) qui composaient la couverture interne du « réacteur ». Dans le cas qui nous intéresse, il avait été observé une interaction entre les tuiles de graphite (carbone) et des noyaux d’hélium produits lors de la fusion de noyaux d’hydrogène. D’habitude la réaction alpha sur le carbone-12 donne de l’oxygène-16. On donne les éléments suivants : Hélium : Z = 2 et A = 4 (le noyau correspond à la particule alpha) Béryllium : Z = 4 et A = 7 Carbone : Z = 6 et A = 12 a) Écrire la réaction des noyaux d’hélium sur la couverture interne en graphite (carbone), sachant qu’il y a production de béryllium et émission de deux neutrons.

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Exercices de radioprotection

b) Le béryllium-7 se désintègre par capture électronique. Écrire la réaction. c) Quel phénomène se produit sur le cortège électronique suite à la désintégration par capture ? d) Quels sont les rayonnements qui peuvent être émis ? e) Le schéma de désintégration est le suivant :

Quelle est l’énergie du gamma émis ? Quelle est son intensité d’émission ? f ) Des prélèvements ont été réalisés dans l’atmosphère interne du « réacteur » à froid. Sur un filtre, on a recueilli des aérosols pour mesurer l’activité. Sachant que l’activité mesurée était de 125 MBq, calculer la masse de béryllium-7 que cela représente. g) On refait un comptage du filtre 25 jours après la première mesure. Quelle est l’activité sur le filtre ?

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

Rappels Interactions rayonnements-matière Pour les rayonnements particulaires, on peut parler d’arrêt. À titre d’exemple : dans les tissus mous : α = 0,07 mm, β = 10 mm. 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-matière, on peut constater qu’il y a un déplacement d’électrons (charge électrique) et la possibilité de création de rayonnements secondaires.

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Exercices de radioprotection

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

À noter que bien que particulaires, les neutrons sont des particules avec un comportement électromagnétique. Exposition externe 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 fluence des particules en nombre par centimètre carré et par seconde (part.cm–2.s–1) est donné par la formule : A .I 4π . d 2 A étant l’activité en becquerels, I l’intensité des rayonnements en valeur relative, d la distance à la source en centimètre.  = Φ

Le débit de dose absorbée est proportionnel à l’activité. Dans le cas des rayonnements gamma : Une formule pratique permet de calculer le débit de dose absorbée 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 absorbée à des distances variables : On applique la loi en 1/d2 pour faire le calcul.  . (d ) 2 = D  . (d ) 2 D 1 1 2 2 En ce qui concerne les sources, on peut noter : – 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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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

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 absorbée 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 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. x1/2 =

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 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. Formule de la portée des électrons : P (cm) =

0,412 . E n ρ (g . cm −3 )

Et avec n = 1,265 – 0,0954 Ln E. E est en MeV dans les formules.

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Exercices de radioprotection

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. Grandeurs dosimétriques

Détection et mesures 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 scintillation (excitation), détecteurs à gaz (ionisation), détecteurs à semi-conducteurs (ionisation) ; – et des détecteurs à lecture différée : détecteurs radiothermoluminescents (excitation), détecteurs photothermoluminescents (excitation).

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

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 unité de temps. Vous pouvez déterminer une activité. 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 mesure sont extrêmement variés. Il n’en 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 absorbée, 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 absorbée ? 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 % (2σ ou 3σ).

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Exercices de radioprotection

L’incertitude absolue pour un taux de comptage est égale à : εn = k .

n t

Avec k = 2 pour une probabilité de 95 % et avec k = 3 pour une probabilité de 99,7 %. L’incertitude relative est égale à : εn n Composition des incertitudes Il existe des seuils de décision et limites de détection distincts, 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).

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

Exercice n° 1 Afin de fabriquer des sources de prométhéum-147 qui sont utilisées dans certains chromatographes, on utilise du néodyme-147. Les sources de néodyme-147 sont placées dans un flacon en plastique de 3 mm d’épaisseur, afin d’être convoyées dans l’atelier de conditionnement des sources de prométhéum-147. Ces sources arrivent alors dans une boîte à gants en plexiglas. Le schéma de la boîte est le suivant :

a) Calculer le débit de dose absorbée à 1 mètre pour une source de néodyme, supposée ponctuelle, ayant une activité de 1 GBq (on néglige l’atténuation du flacon contenant la source). On donne : Eγ1 = 91 keV  Iγ1 = 27 % Eγ2 = 440 keV  Iγ2 = 7 % Eγ3 = 531 keV  Iγ3 = 13 % b) Calculer le débit de dose absorbée au niveau des yeux de l’opérateur. On négligera l’atténuation due au panneau en plexiglas de la boîte à gants. c) Calculer le débit de dose absorbée au niveau des mains de l’opérateur que l’on estime être à 10 cm de la source. On suppose que celle-ci est encore ponctuelle. d) On interpose alors un écran en acier inox, d’épaisseur 5 cm, entre la source et les mains de l’opérateur. Calculer le débit de dose absorbée derrière l’écran au niveau des mains. On négligera le coefficient d’augmentation en dose BD∞. On donne : – – – –

pour Eγ = 0,09 MeV pour Eγ = 0,4 MeV pour Eγ = 0,5 MeV pour Eγ = 0,6 MeV

µ = 2,85 cm–1 µ = 0,721 cm–1 µ = 0,650 cm–1 µ = 0,597 cm–1

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Exercices de radioprotection

e) L’activité de la source de prométhéum est maximum après 72 jours de décroissance de la source de néodyme. À ce moment-là, les deux activités sont égales. Calculer l’activité des deux sources. On donne la période du néodyme : T = 11 jours. Sachant que l’on souhaite disposer d’une source de 10 MBq de prométhéum, le choix de l’activité initiale en néodyme (1 GBq) est-il correct ? f ) 78 jours après l’instant où les deux activités étaient égales, l’activité de la source de néodyme est devenue négligeable par rapport au prométhéum et on admet que l’activité de ce produit n’a pas varié, compte tenu de sa période (TPm = 2,62 ans). On sort alors la source de son conteneur pour une dernière opération. Le prométhéum étant un émetteur bêta pur, le rayonnement bêta est donc émis à 100 % et a une énergie maximum de 224 keV. Eβmax = 224 keV

Iβ = 100 %

Calculer le débit de dose absorbée dû au rayonnement bêta à 10 cm d’une source sans protection. On utilisera la formule donnée dans les rappels. g) Que pensez-vous de cette valeur par rapport au débit de dose absorbée à 10 cm pour les rayonnements gamma calculé à la question n° 3 ? h) Quel type de détecteur utiliseriez-vous pour vérifier une absence de contamination après rangement des sources de prométhéum-147 ? i) Calculer l’épaisseur de plexiglas nécessaire pour stopper tous les bêta du prométhéum-147. On donne la masse volumique du plexiglas : ρ = 1,4 g.cm–3. Exercice n° 2 Pour évaluer la teneur en calcium-46 dans des ossements, on a procédé à une activation neutronique d’un petit flacon contenant la matière à analyser. On rappelle les caractéristiques de la source de calcium-47 radioactif à l’instant initial : A = 50 mCi ou 1,85 GBq Iβ1 = 18 % Eβ1 = 1 988 keV Eγ = 1 297 keV Iγ = 75 %

Eβ2 = 691 keV Iβ2 = 82 %

Dans le problème qui suit, on ne considérera que le rayonnement gamma d’énergie 1 297 keV, compte tenu de la faible intensité des autres rayonnements électromagnétiques. On ne commettra qu’une erreur inférieure à 10 % sur les calculs de dose. a) Si l’on considère la source à nu, quelle est la valeur du débit de dose absorbée dû aux rayonnements bêta à 10 cm ? b) Même question pour le rayonnement gamma. On considère la source comme ponctuelle.

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

c) À cette distance, quel est le rayonnement qui engendre le plus de dose ?   D β On calculera le rapport  .   D  γ d) Si l’on place la source nue dans un conteneur en plomb, quelle interaction peut se produire entre les rayonnements électroniques et ce type de matériau ? e) Quel matériau serait le plus judicieux à utiliser comme première enveloppe pour ce type de conteneur ? f ) Calculer l’épaisseur d’aluminium nécessaire pour stopper tous les rayonnements bêta. On donne la masse volumique de l’aluminium : ρ = 2,7 g.cm–3. g) Quel est alors la valeur du débit de dose absorbée dû au rayonnement gamma à 1 mètre du conteneur (on considère la source comme une source ponctuelle). On donne le coefficient d’atténuation massique de l’aluminium : pour Eγ = 1,3 MeV µ/ρ = 0,054 cm2.g–1 On négligera le facteur d’augmentation en dose (Build up). h) On a placé le conteneur dans une enceinte plombée. Quelle doit être l’épaisseur de l’enceinte pour respecter la valeur de 25 µSv/h au niveau de l’organisme entier, toujours à la même distance (1 m) ? pour Eγ = 1,3 MeV µPb = 0,620 cm–1 On prendra BD∞ = 2,06. i) Quelle épaisseur « pratique » allez-vous choisir sachant que l’on a négligé certains rayonnements gamma ? j) On sort le conteneur en aluminium de l’enceinte au bout de 40 jours. On considère que l’activité est égale à 3,7 MBq. Quelle est la valeur du débit de dose absorbée à 25 centimètres du conteneur ? Exercice n° 3 On utilise l’indium sous forme d’oxyde pour recouvrir certaines fibres optiques. En effet l’oxyde d’indium est transparent. On rappelle les caractéristiques de la source d’indium-111 radioactif au moment où l’on va effectuer les essais : A = 3.108 Bq Eγ1 = 171 keV Eγ2 = 245 keV

Iγ1 = 95 % Iγ2 = 90 %

a) Si l’on considère la source à nu, quelle est la valeur du débit de dose absorbée à deux mètres de la source, dû aux rayonnements gamma. On considère la source comme ponctuelle.

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Exercices de radioprotection

b) Avant de mélanger la source avec l’oxyde d’indium stable, on conserve celleci dans un château de plomb de 1 mm d’épaisseur suivant le schéma donné ci-dessous :

Calculer le débit de dose absorbée à 20 cm de la source (position de la babyline). On suppose que la source est ponctuelle. On donne les éléments suivants : E (keV)

µPb (cm–1)

150

21,6

200

10,8

250

6,80

300

4,64

Épaisseur Plomb

Pour Eγ = 171 keV – BD = 1,22

1 mm Eγ = 245 keV – BD = 1,20

c) Quelles sont les interactions possibles des rayonnements gamma avec la matière ? d) On place le conteneur dans un coffre fermé à clé. Quelle est la valeur du débit de dose absorbée au contact du coffre (soit à 20 cm de la source d’après la position de la babyline) ?

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

On donne les éléments suivants : E (keV)

µAcier (cm–1)

150

1,48

200

1,13

250

0,98

300

0,90

Épaisseur Acier

1 cm

On néglige le facteur BD

e) Lorsque le médecin du travail et le responsable radioprotection ont reçu les relevés dosimétriques, un des opérateurs présentait un équivalent de dose à l’organisme entier de 0,25 mSv. Après analyse, le travailleur avait laissé sa blouse au contact du coffre, là où les mesures avec la babyline ont été faites. Son système de dosimétrie était encore placé dessus. Compte tenu du débit de dose absorbée calculé dans la question 4, combien de temps l’opérateur a-t-il laissé sa blouse au contact du coffre ? Justifiez votre réponse notamment par rapport aux unités. f ) Quelle autre mesure est donnée par le dosimètre passif ? g) En dehors des heures de travail, où doivent être rangés les systèmes dosimétriques ? h) Sachant que l’activité d’un tronçon de 10 cm de fibre est égal à 1,35 MBq, calculer la distance à laquelle le débit de dose absorbée est égal à 2,5 µGy/h, sans aucun écran, si l’on place 10 tronçons les uns à côté des autres. i) Peut-on encore considérer l’ensemble des tronçons de fibres optiques comme une source ponctuelle, le diamètre des fibres étant de 5 mm. Justifiez votre réponse. Exercice n° 4 On utilisait l’américium-241 dans les détecteurs incendie. Ils étaient installés dans de nombreux bâtiments, notamment tous les établissements qui reçoivent du public. Ce produit a les caractéristiques suivantes pour une source : Activité : 92,5 kBq - Période : 432 ans Dépôt électrolytique sur une céramique de 1 cm de diamètre et 5 mm d’épaisseur Pour les rayonnements alpha : Eα1 = 5 443 keV

Iα1 = 14 %

Eα2 = 5 487 keV

Iα2 = 86 %

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Exercices de radioprotection

Pour les rayonnements électromagnétiques gamma : Eγ1 = 60 keV

Iγ1 = 36 %

Eγ2 = 26 keV

Iγ2 = 2,5 %

Pour les électrons de conversion interne : EeCI = 40 keV

IeCI = 40 %

Le réarrangement du cortège électronique produit des rayonnements secondaires que l’on peut assimiler aux valeurs suivantes : Des rayonnements électromagnétiques X ayant une énergie et une intensité d’émission moyennes de :

EX = 15 keV

IX = 35 %

a) Calculer le débit de dose absorbée dû aux rayonnements électromagnétiques à 10 centimètres d’une source à nu que l’on considérerait comme ponctuelle. La relation donnée dans les rappels relatifs à l’exposition externe étant valable entre 200 keV et 1,5 MeV, on substituera au coefficient numérique 1,3.10–10, les valeurs suivantes en fonction de l’énergie des gamma et des X : Coefficient pour Eγ = 60 keV – Coeff = 1,35.10–10 Coefficient pour Eγ = 26 keV – Coeff = 10–9 Coefficient pour EX = 15 keV – Coeff = 7,5.10–9 On néglige l’atténuation de l’air. b) Quelle est l’interaction prépondérante des rayonnements gamma et X avec la matière ? c) Le fabricant de sources livre à l’entreprise réalisant les détecteurs incendie les sources dans de petites boîtes contenant 12 sources, placées sur une colonne. Quelles sont les dimensions minimales et le volume de la boîte si celle-ci est un parallélépipède ?

d) Quelle est la valeur de l’activité totale ? e) En négligeant l’atténuation des sources entre elles (ce qui est une hypothèse peu vraisemblable), quel serait le débit de dose absorbée à 50 centimètres, sur le côté, de la colonne ainsi constituée ? On néglige toujours l’atténuation de l’air.

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

f ) La boîte est en plastique de 5 mm d’épaisseur. Calculer le débit de dose absorbée à 50 cm de la boîte dû à l’atténuation du plastique. On considère la source comme ponctuelle et on néglige toujours l’atténuation de l’air et l’atténuation des sources entre elles. On donne les éléments suivants : ρplastique = 1,45 g.cm–3. Eγ ou X (keV)

µ/ρ plastique (cm2.g–1)

15

0,958

26

0,360

60

0,185

g) Les boîtes contenant les sources sont acheminées par route à l’entreprise fabriquant les détecteurs. En matière de législation sur les transports, l’activité permet de définir le type d’emballage que l’on utilise. Pour de l’américium sous cette forme, si l’on transporte entre 0,2 et 200 MBq, on doit utiliser un colis de type A qui doit porter une étiquette. Si l’on transporte une activité inférieure à 0,2 MBq, on utilise un colis dit excepté qui ne porte pas d’étiquette. Dans quel cas êtes-vous pour une boîte de source (colis et étiquette) ? h) Quel type de détecteur utiliseriez-vous pour faire la mesure de la dose au niveau des extrémités ? Justifiez votre réponse. i) En réalisant un contrôle de non-contamination sur les postes où l’on emballe les sources, le radioprotectionniste fait une mesure positive avec un ictomètre et une sonde. Quels types de sonde utiliseriez-vous ? Plusieurs réponses possibles à justifier. j) Avec une échelle de comptage, on mesure sur un frottis 246 impulsions sur une minute de comptage. Quelle est la valeur du taux de comptage en c/s ? k) Quelles sont les valeurs de l’incertitude absolue et relative du taux de comptage pour un intervalle de confiance de 95 % (2σ) ? Exercice n° 5 Lors d’une opération de démantèlement d’une boucle d’essai dans un réacteur une pièce a été activée. Le produit radioactif principal contenu à l’intérieur de la pièce en question est du rhénium-188. On va transporter la pièce radioactive dans un autre atelier à des fins d’expertise. On rappelle les caractéristiques de la source de rhénium-188 radioactif à l’instant de ce transport :

A = 0,439 GBq, T = 17 heures

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Exercices de radioprotection

Rayonnements électroniques Iβ1 = 72 % Eβ1 = 2 118 keV Iβ2 = 25 % Eβ2 = 1 963 keV Iβ3 = 3 % Eβ3 = 1 485 keV

Rayonnements électromagnétiques Eγ1 = 633 keV Iγ1 = 1,5 % Eγ2 = 478 keV Iγ2 = 1,5 % Eγ3 = 155 keV Iγ3 = 15 %

a) Si l’on considère la source à nu, quelle est la valeur du débit de dose absorbée dû aux rayonnements bêta à 10 cm ? b) Même question pour les rayonnements gamma. On considère la source comme ponctuelle. c) Quelles sont les interactions possibles des rayonnements bêta avec la matière ? d) Quelles sont les interactions possibles des rayonnements gamma avec la matière ? e) À cette distance (10 cm) quel est le rayonnement qui engendre le plus de dose.   D β . On calculera le rapport    D  γ f ) Calculer l’épaisseur d’aluminium nécessaire pour stopper tous les rayonnements bêta. On donne la masse volumique de l’aluminium : ρ = 2,7 g.cm–3. g) Calculer le débit de dose absorbée à 1 mètre de la source après atténuation de l’aluminium. On donne les coefficients d’atténuation linéique de l’aluminium : pour Eγ = 633 keV

µ = 0,205 cm–1

pour Eγ = 478 keV

µ = 0,229 cm–1

pour Eγ = 155 keV

µ = 0,359 cm–1

On néglige le facteur d’augmentation en dose. Si vous n’avez pas réussi à calculer l’épaisseur du conteneur en aluminium prenez x = 4 mm h) On place le conteneur en aluminium, dans lequel se trouve la source, au centre d’un carton qui fait 30 cm de côté. Quelle est la valeur du débit de dose absorbée au contact du carton ? i) Quelle est la valeur du débit de dose absorbée à 1 mètre du carton ? Exercice n° 6 On utilise l’iode-125 pour faire du marquage de molécules dans les laboratoires de biologie ou du diagnostic dans les services de médecine nucléaire. C’est donc un produit relativement répandu dont on va rappeler les caractéristiques : Eγ = 35 keV Iγ = 6,7 % Pour les électrons de conversion interne IeCI = 93,3 % EeCI = 3 keV

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

Le réarrangement du cortège électronique produit des rayonnements secondaires que l’on peut assimiler aux valeurs suivantes : Pour les électrons Auger EeA = 26 keV IeA = 20 % Pour les rayons X EX = 30 keV IX = 135 % a) Quelle est l’interaction prépondérante des rayonnements électromagnétiques avec la matière ? b) Calculer l’épaisseur de verre nécessaire pour stopper tous les rayonnements électroniques. On donne la masse volumique du verre : ρverre = 1 410 kg.m–3. Un flacon de 3 mm d’épaisseur arrête-t-il tous les électrons ? c) Calculer le débit de dose absorbée à 1 mètre d’une source à nu de 740 kBq que l’on considérerait comme ponctuelle. La relation donnée dans les rappels étant valable entre 200 keV et 1,5 MeV, on substituera au coefficient numérique les valeurs suivantes en fonction de l’énergie des gamma et des X : Coefficient pour Eγ = 35 keV – Coeff = 4,6.10–8 Coefficient pour EX = 30 keV – Coeff = 7.10–8 On négligera l’atténuation de l’air. d) La source est conservée dans un flacon comme celui décrit dans le schéma donné ci-dessous :

Calculer le débit de dose absorbée à 50 cm de la source (position de la babyline). On considère la source comme ponctuelle. On donne les éléments suivants : ρverre = 1 410 kg.m–3. Épaisseur Verre (3 mm) Eγ ou X (keV)

µ/ρ verre (cm2.g–1)

30

0,723

35

0,559

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Exercices de radioprotection

e) Le flacon est placé dans une boîte à gants en plexiglas de 5 mm d’épaisseur puis vidé dans un bécher qui a la même épaisseur de verre que le flacon. Le schéma de la boîte est le suivant :

Calculer le débit de dose absorbée à 10 cm du haut du liquide dans le bécher (au niveau du gant de l’opérateur). On considère la source comme ponctuelle. On donne les éléments suivants : ρlatex = 1 200 kg.m–3. Épaisseur latex (0,8 mm) Eγ ou X (keV)

µ/ρ latex (cm2.g–1)

30

0,249

35

0,237

f ) Quel type de détecteur utiliseriez-vous au niveau des extrémités dans la boîte à gants pour voir les doses cumulées ? Justifiez votre réponse. g) Quel détecteur utiliseriez-vous pour détecter des tâches de contamination potentielle, à l’extérieur de la boîte à gants, ou sur les sous-gants de l’opérateur ? h) On a mesuré, avec ce détecteur au niveau des sous-gants, après une opération un nombre d’impulsions net égal à 6 288 en 2 minutes. Quelle est la valeur du taux de comptage en imp/s. i) Quelle sont les incertitudes absolue et relative associées à cette mesure de comptage pour un intervalle de confiance de 99,7 % (3σ) ? Exercice n° 7 On utilise le cobalt-60 pour réaliser des contrôles non destructifs. Ces sources sont utilisées dans des gammagraphes. Il est nécessaire pour utiliser ces appareils d’être détenteur du certificat d’aptitude à manipuler les appareils de radiographie industrielle (CAMARI).

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

On rappelle les caractéristiques suivantes : Eβ : 318 keV et Iβ : 99,89 % Eγ : gamma 1 : 1 173 keV – gamma 2 : 1 332 keV Les deux intensités sont égales à 100 %. Activité de la source : 2 TBq. a) Quelles sont les interactions possibles des rayonnements gamma émis par le cobalt-60 dans la matière ? Vous justifierez votre réponse. b) Calculer le débit de dose absorbée dû aux rayonnements électromagnétiques à 200 centimètres d’une source à nu que l’on considérerait comme ponctuelle. On néglige l’atténuation de l’air. c) La source est en fait dans un conteneur en uranium appauvri. On considère la source comme ponctuelle et on néglige toujours l’atténuation de l’air. On donne les éléments suivants : ρuranium = 19,5 g.cm–3. Épaisseur du conteneur : 10 cm Eγ (keV) 1 173 1 332

µ/ρ uranium (cm2.g–1) 0,07 0,065

On donne également la valeur de Build up pour les deux énergies : B = 1,55 Calculer le débit de dose absorbée à 50 centimètres de la source. d) Lors d’une opération de contrôle non destructif, la source se bloque dans la gaine lors de la réintégration de la source dans le conteneur (l’opération a lieu dans un bunker). Après de multiples tentatives pour la faire rentrer, qui se soldent toutes par des échecs, les intervenants décident de couper le flexible en mettant une disqueuse sur un robot.

  

39

Exercices de radioprotection

Avant de procéder à cette opération, deux intervenants font des mesures avec un teletector pour tenter de localiser la source à l’intérieur de la gaine. Étant physiquement situés à 4 mètres de la source (que l’on peut considérer comme nue) et sachant que l’intervention pour la mesure dure deux minutes, quelle est la dose absorbée reçue par les intervenants ? e) À quelle valeur de dose efficace peut-on l’assimiler ? Vous justifierez votre réponse. f ) Est-ce que cette dose efficace reçue par les intervenants est supérieure ou inférieure à la limite d’exposition d’un travailleur (sur 12 mois consécutifs) ? g) La situation est représentée sur le plan suivant :

Si on suppose que la source est dans le flexible contre le mur, quel sera le débit de dose absorbée à l’extérieur du bunker, sachant que : ρbéton = 2,3 g.cm–3. Épaisseur du mur : 75 cm Eγ (keV) 1 173 1 332

µ/ρ béton (cm2.g–1) 0,06 0,058

On donne également la valeur de Build up pour les deux énergies : B = 25 h) Les zones attenantes aux zones réglementées doivent respecter la valeur limite de 80 µSv par mois. Pendant combien de temps peut-on laisser perdurer cette situation sans mettre de signalisation sur le mur ?

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Interactions rayonnement matière – exposition externe – grandeurs dosimétriques – détection

Exercice n° 8 Le béryllium-7 a été produit de manière artificielle dans une installation qui se trouve en Grande-Bretagne est qui s’appelle le Joint European Torus (JET). Après un tir, on réalise un prélèvement sur filtre de l’atmosphère intérieure. Une mesure sur le filtre donne une activité de 125 MBq. Le filtre chargé en béryllium-7 doit ensuite être rapporté au sein du laboratoire d’analyse. a) Calculer le débit de fluence dû aux rayonnements gamma, à 50 centimètres du filtre que l’on considère comme une source ponctuelle nue (sans écran). On ne tiendra pas compte de l’atténuation de l’air. On donne : Eγ : gamma 1 : 477 keV – I gamma 1 : 11 % b) On place une échelle de comptage avec une sonde gamma associée à 50 cm. La surface utile de détection est de 10 cm2. Quel serait le nombre maximum de gamma par seconde mesuré par la sonde ? c) Sachant que le rendement global de la sonde est de 5 % et que le bruit de fond de la sonde est de 10 imp/s, quelle est la valeur du taux de comptage brut ? d) Par rapport au taux de comptage net, quelle est la valeur de l’incertitude absolue sachant que le temps de mesure est de 60 secondes ? On prendra un intervalle de confiance de 99,3 (3σ). e) Même question pour la valeur de l’incertitude relative. On prendra un intervalle de confiance de 99,3 % (3σ). f ) Quelles sont les interactions possibles du rayonnement gamma émis par le béryllium-7 dans la matière ? Vous justifierez votre réponse. g) Calculer le débit de dose absorbée dû au rayonnement gamma à 50 centimètres d’un filtre que l’on considère comme une source à nu ponctuelle. On néglige l’atténuation de l’air. h) La source est en fait dans une boîte en plastique de 5 mm d’épaisseur. On néglige toujours l’atténuation de l’air. On donne les éléments suivants : ρplastique = 1,2 g.cm–3. Eγ (keV) 477

µ/ρ plastique (cm2.g–1) 0,095

On néglige la valeur de Build up : Calculer le débit de dose absorbée à 10 centimètres de la source. On considère que la source est encore ponctuelle. i) En supposant qu’un opérateur laisse sa main à 10 cm du filtre dans sa boîte, pendant 10 minutes, quelle sera la valeur de la dose équivalente à la peau ? Vous justifierez votre réponse.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

Rappels Protection contre l’exposition interne 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 surfaciques et/ou atmosphériques. 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

43

Exercices de radioprotection

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. Dose efficace délivrée à l’organisme entier jusqu’à élimination complète du produit radioactif ou à défaut sur 50 ou 70 ans. 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). C’est le coefficient de dose par unité d’incorporation (DPUI). La dose efficace engagée est alors calculée à partir de la formule suivante : E = activité incorporée.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. 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 à cette opération en frottant trop fortement. Pour réaliser une décontamination corporelle interne, il y a peu de « recettes » devant être appliquées par le médecin du travail. Dans le domaine de la contamination atmosphérique, on peut estimer les activités incorporées en s’aidant des formules qui suivent.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

Cas d’une émission continue On va supposer un relâchement permanent de contamination atmosphérique. Cas d’un local clos La concentration (activité volumique) va croître proportionnellement au temps, jusqu’à ce qu’une cause physique limite la croissance (exemple : tout le produit s’est dispersé). S’il n’y a aucun mouvement d’air, la concentration va rester constante. Si elle se présente sous forme d’aérosols et en fonction de la granulométrie de ceux-ci, une partie de cette contamination va se redéposer sur le sol, les parois, etc.

Évolution de la concentration d’une émission continue en local clos Cas d’un local ventilé Si Q est le débit de ventilation du local de volume V, l’activité volumique ou concentration moyenne C en fonction du temps est donnée par la relation suivante : C= où :

Ah (1 − e −Rt ) Q Ah est l’activité libérée par unité de temps, exemple d’unité Bq.h–1 Q débit de ventilation alors donné en m3.h–1 R le taux de renouvellements horaire en h–1 (rappel R = Q/V) t le temps en h C est alors exprimée en Bq.m–3

On suppose bien entendu que la concentration était nulle avant le début de l’émission, que le débit de soufflage n’induit pas de contamination supplémentaire, que l’homogénéisation est réalisée, donc que la concentration extraite correspond à la concentration moyenne.

Évolution de la concentration d’une émission continue en local ventilé

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Exercices de radioprotection

La concentration tend vers une valeur limite, indépendante du volume V mais fonction du débit Q. En effet, si t est grand, alors e − Rt tend vers 0 d’où : C max =

Ah Q

Le temps pour atteindre cette valeur maximum est lui fonction de R (donc de V). Plus R est grand, plus Cmax est atteinte rapidement. Si le produit radioactif a une période courte par rapport au renouvellement de l’air (disons inférieure à 8 heures, la journée de travail), il faut alors ajouter la décroissance due à la période radioactive : C=

Ah Q

Ln 2 t − (R +  T ) 1 − e    

Cas d’une émission de courte durée On va supposer un relâchement ponctuel de contamination atmosphérique, tel que le bris d’un flacon sur le sol avec remise en suspension de l’activité dans l’ensemble du laboratoire. Cas d’un local clos Si A est la quantité de contaminant émise suite à un incident de manière immédiate et V le volume du local clos, la concentration dans l’air va être égale à : A V En supposant que les faibles déplacements d’air homogénéisent l’atmosphère.

C=

Si un opérateur se trouve dans ce local, il est important de faire une évaluation rapide de l’activité inhalée. On prend l’hypothèse que l’opérateur se trouve à une distance d de la source, que la contamination suit les mouvements naturels de l’air et que la dilution est fonction du carré de la distance. On a donc établi une relation empirique donnant l’activité inhalée en fonction de l’activité émise et de la distance d en mètres. On obtient : 10 −3 . A émise A inhalée = d2 Il s’agit bien entendu d’une estimation. Cas d’un local ventilé Si Q est le débit de ventilation du local de volume V, C0 l’activité volumique ou concentration maximum dans le local, la concentration C en fonction du temps est donnée par la relation suivante : C = C 0 . e − Rt

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

où :

C0 est l’activité volumique maximale en Bq.m–3 R le nombre de renouvellements horaire en h–1 (rappel R = Q/V) t le temps en h C est alors exprimée en Bq.m–3

On définit la période (de ventilation) comme le temps nécessaire pour que la concentration (ou activité volumique) diminue de moitié. Tv =

Ln 2 R

La rapidité de cette décroissance exponentielle dépend du taux de renouvellement R. D’un point de vue pratique, dans le cas d’étude de traçage, on peut déterminer le taux de renouvellement en observant la décroissance sur papier semi-logarithmique. La pente de la droite correspond à –R. On peut noter que, comme pour la décroissance radioactive, au bout de 7 périodes il restera environ le centième de l’activité initiale (1/128 pour les puristes). On aura donc épuré 99 % de l’activité initiale. Au bout de 10 périodes, il restera environ le millième de l’activité initiale. Si le produit radioactif a une période courte par rapport au renouvellement de l’air (disons inférieure à 8 heures, la journée de travail), il faut alors ajouter la décroissance due à la période radioactive : C = C0 . e

(

− R+

)

Ln 2 t T

Si le local est mal ventilé, mauvaise homogénéisation ou présence de zones mortes, la courbe obtenue ressemblera à la somme de plusieurs segments exponentiels. Il y aura des pentes différentes (courbes en pointillés). Or l’existence de zones mortes est un cas très fréquent. Il est par conséquent difficile de connaître R avec précision.

Évolution de la concentration d’une émission instantanée en local ventilé

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Exercices de radioprotection

Effets biologiques des rayonnements 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 qui augmente avec la dose. Ils se produisent généralement à forte dose et à fort débit de dose absorbée. Les expositions accidentelles sont dans ce domaine. On observe ensuite des effets stochastiques ou aléatoires. Ceux-ci sont : sans seuil - tardif – avec une fréquence d’apparition (probabilité) qui augmente 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 induits par des faibles doses, en radiologie diagnostique ou dans l’industrie nucléaire, n’est pas basée sur des données scientifiques valides. – Les données montrent la baisse « d’efficacité » de réparation après exposition à des 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.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

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 Un incendie se déclare dans un laboratoire où sont préparées les sources de prométhéum-147. La boîte à gants est endommagée et les 4 sources de 100 MBq chacune, restant dans la boîte, sont dispersées dans l’atmosphère du local. On rappelle que l’énergie maximum des bêta émis est supérieure à 300 keV. Les énergies gamma sont comprises entre 91 et 531 keV. On arrête la ventilation pour éviter de détruire les filtres à très haute efficacité (THE). Le local a les dimensions suivantes : L = 25 m – l = 5 m – h = 4 m. On suppose que la contamination est répartie de manière homogène : 50 % dans l’air et 50 % sur toutes les surfaces. a) Calculer l’activité volumique dans le laboratoire. b) Estimer l’activité surfacique dans le laboratoire (on prendra les surfaces des murs, du sol et du plafond, même s’il y a des équipements dans le laboratoire). c) Les pompiers interviennent en appareil respiratoire individuel et tenue de protection pour éteindre l’incendie. L’opération est effectuée en 6 minutes après l’entrée dans le laboratoire. En supposant qu’ils soient intervenus sans équipement de protection respiratoire (chose impossible), calculer l’activité qu’ils auraient incorporée. Pour le débit de respiration, on prendra la valeur de 2 m3/h. d) Le prométhéum se présente sous une forme physico-chimique susceptible de se répartir dans l’organisme entier. Quelle est alors la valeur de la dose efficace engagée à laquelle les intervenants auraient été soumis sans le port de la protection individuelle. On donne la dose par unité d’incorporation (DPUI) : 4,7.10–9 Sv.Bq–1.

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Exercices de radioprotection

e) La période biologique du prométhéum-147 étant, pour cette forme physicochimique, de 656 jours, calculer la période effective. On rappelle la période radioactive : T = 2,62 ans. f ) À l’issue de l’incident, on remet en route la ventilation qui a un débit de 2 000 m3.h–1. Calculer l’activité volumique restant dans le laboratoire au bout d’une heure. g) À l’issue de l’incident, les pompiers ressortent du local. Un contrôle montre que leurs tenues de protection et leurs surchaussures sont contaminées. Quelles précautions allez-vous prendre pour éviter une contamination corporelle externe et interne ? h) En effectuant un frottis sur les personnels qui sont entrés dans le laboratoire, sur une surface de 1 dm2 on obtient un taux de comptage de 500 imp.s–1 avec un polyradiamètre équipé d’une sonde bêta. Sachant que le rendement de frottis est estimé à 20 % et que le rendement de détection pour le prométhéum est de 10 %, à combien estimez-vous l’activité surfacique sur les intervenants en Bq.cm–2 ? i) En supposant que le mouvement propre de l’appareil soit de 20 imp.s–1 et que vous consacriez 1 minute à la mesure de ce mouvement propre, donner la valeur de la limite de détection pour un intervalle de confiance de 95 % (2σ). j) Indiquer alors à partir de quelle valeur lue sur l’appareil vous êtes en présence de contamination. Exercice n° 2 Lors de manipulations pour nettoyer une grande enceinte contenant des sources radioactives sous forme non scellées, un conteneur contenant une source de calcium-47 tombe sur le sol du laboratoire et s’ouvre accidentellement. Celui-ci n’était dans l’enceinte que depuis deux périodes par rapport à l’instant initial. On rappelle : Ainitiale = 50 mCi ou 1,85 GBq T = 4,5 jours La substance pulvérulente est remise à 50 % en suspension dans l’air du laboratoire de manière homogène. 25 % de l’activité se dépose uniformément sur les parois et le plancher du laboratoire, mais pas sur le plafond. a) Calculer l’activité surfacique déposée en Bq.cm–2. On donne les dimensions du laboratoire : L = 4 m – l = 2 m – h = 2,5 m b) Calculer l’activité volumique en suspension dans l’air du laboratoire en Bq.m–3. c) Le débit de ventilation dans le laboratoire est 750 l.min–1. Calculer le taux de renouvellement de l’air. d) Calculer l’activité volumique restant dans le laboratoire au bout de 15 minutes.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

e) Au bout de combien de temps l’activité volumique est-elle retombée à 103 Bq.m–3 ? f ) On suppose qu’au bout de 8 heures toute l’activité en suspension dans l’air s’est retrouvée sur le filtre à très haute efficacité, à la sortie de la gaine de ventilation du laboratoire. Quelle est la valeur de l’activité déposée sur le filtre ? g) On procède alors immédiatement à un changement du filtre THE. Auriez-vous effectué cette opération ? Justifiez votre réponse. h) Lors du démontage, une partie de l’activité, 3.105 Bq, est remise en suspension dans le laboratoire. Quel est le pourcentage de l’activité remise en suspension ? i) En supposant que toute cette activité ait été inhalée par l’opérateur qui changeait les filtres, quelle est alors la dose efficace engagée ? On donne la valeur de la dose par unité d’incorporation (DPUI) : 2,1.10–9 Sv.Bq–1. On reprendra la comparaison avec une possibilité de décroissance du filtre. j) Le calcium étant un élément chimique qui se fixe sur les os, quelle est la valeur de la dose équivalente engagée ? On donne le coefficient de pondération pour les os égal à : ωos = 3 %. k) La période biologique du calcium-47 est supérieure à 104 jours. En déduire sans calcul la période effective. l) Calculer alors au bout de combien de temps il ne resterait plus que 10 Bq fixé sur les os de l’opérateur qui aurait incorporé 3.105 Bq. m) Doit-on déclarer cet événement à l’ASN ? Exercice n° 3 On utilise l’indium sous forme d’oxyde pour recouvrir certaines fibres optiques. En effet l’oxyde d’indium présente une bonne résistance et se trouve être transparent. Pour vérifier l’homogénéité du dépôt de l’oxyde d’indium sur les fibres, on marque celui-ci avec un traceur radioactif qui se trouve être de l’indium-111. La période est égale à 2,8 jours. On rappelle les caractéristiques de la source d’indium-111 radioactif au moment où l’on va effectuer les essais : A = 3.108 Bq Eγ1 = 171 keV Iγ1 = 95 % Eγ2 = 245 keV Iγ2 = 90 % Lors du transfert du flacon entre le coffre et le laboratoire de marquage, celui-ci tombe sur le sol et se brise. Le volume de liquide contenant le produit radioactif est de 5 ml. L’activité contenue dans le flacon est remise à 50 % en suspension dans l’air du laboratoire de manière homogène. 45 % de l’activité se dépose uniformément sur le sol et les 5 % restant sont inclus dans les débris.

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Exercices de radioprotection

a) Calculer l’activité volumique en Bq.m–3 dans le laboratoire. On donne les dimensions du laboratoire : L = 5 m – l = 4 m – h = 2,5 m b) Le débit de ventilation dans le laboratoire est égal à 1 500 l.min–1. Calculer l’activité volumique restant dans le laboratoire au bout de 15 minutes. c) Même question au bout d’une heure. d) Au bout de combien de temps l’activité volumique est-elle retombée à 102 Bq.m–3 ? e) En supposant qu’un technicien soit resté 10 minutes dans le laboratoire et qu’il n’ait même pas pris la peine de mettre une protection respiratoire individuelle, calculer l’activité incorporée. Pour le débit de respiration, on prendra la valeur de 1,2 m3/h. On suppose qu’il n’y a pas eu de décroissance de l’activité volumique due au renouvellement de l’air, ce qui n’est pas exact. f ) L’oxyde d’indium se fixant sur l’organisme entier, quelle est la valeur de la dose efficace engagée ? On donne la valeur de la dose par unité d’incorporation (DPUI) : 3,1.10–10 Sv.Bq–1. g) La période biologique de l’indium-111 est égale à 49 jours. En déduire la période effective. h) Si l’opérateur avait incorporé 105 Bq, au bout de combien de temps resterait-il 1 Bq d’indium-111 dans son organisme ? i) En supposant que cet incident ait eu lieu, pourrait-on le considérer comme un incident grave ? Justifiez votre réponse. j) Avec quels moyens pourrait-on estimer l’activité incorporée par le technicien ?

Exercice n° 4 On utilisait l’américium-241 dans les détecteurs incendie. Ils étaient installés dans de nombreux bâtiments, notamment tous les établissements qui reçoivent du public. Les sources produites avaient les caractéristiques suivantes : Activité : 92,5 kBq – Période : 432 ans Dépôt électrolytique sur une céramique de 1 cm de diamètre et 5 mm d’épaisseur Pour les rayonnements alpha Eα1 = 5 443 keV Eα2 = 5 487 keV

Iα1 = 14 % Iα2 = 86 %

Émissions électromagnétiques inférieures à 100 keV pour une intensité totale de 75 %, dont une à 60 keV pour 36 %.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

Un camion contenant 900 détecteurs incendie ayant chacun une activité de 92,5 kBq a un accident de la route. Un incendie se déclare brûlant la totalité du chargement. On suppose (après une expertise à posteriori) que 70 % de l’activité est restée dans les débris du camion, 20 % a été dispersée sur la route sur une surface de 400 m2 et 10 % de l’activité a été mise en suspension dans l’air. a) Déterminer l’activité dans les débris du camion. b) Déterminer l’activité moyenne surfacique du macadam en Bq.cm–2. c) Déterminer l’activité dispersée dans l’air. d) Le camion ne portant pas d’étiquetage particulier, 40 personnes (pompiers, gendarmes, personnel de l’équipement, dépanneur) se sont approchées du véhicule après son accident. Quels sont les moyens qu’il faudrait mettre en œuvre pour évaluer les contaminations potentielles (externe et interne) de ces personnes ? e) La formule empirique suivante permet d’estimer la contamination d’une personne se trouvant à la distance d en mètre du lieu de l’incident : 10 −3 . A émise A inhalée = d2 En supposant qu’une personne soit restée présente à 10 m de l’incident, sous le vent, sans protection respiratoire, quelle activité aurait-elle inhalée ? f ) L’américium se présente sous forme soluble quand il est incorporé. Après absorption dans le sang, les principaux sites biologiques de fixation sont, quelle que soit la forme chimique, le squelette et le foie. La période biologique est de 75 ans. Quelle sera la période effective ? g) La dose efficace engagée sur 50 ans pour une personne du public à la suite d’une incorporation de 1 Bq est égale 96 µSv. Calculer la dose efficace engagée dans le cadre de cet incident.

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Exercices de radioprotection

h) La limite d’exposition du public a-t-elle été dépassée ? i) Calculer les doses équivalentes engagées au niveau des os et du foie. On va supposer que le coefficient de pondération pour ces organes est le même : ωos = ωfoie = 3 %. On supposera aussi une répartition à 50 % pour chaque organe cible. j) En tant qu’agent de radioprotection, vous êtes amené à intervenir sur les lieux de l’accident pour estimer la contamination surfacique de la route. Le temps sec vous permet de faire une mesure avec un polyradiamètre équipé d’une sonde alpha. La sonde alpha a une surface utile de 32 cm2. Elle a un rendement sous 2π de 40 % pour l’énergie des rayonnements alpha de l’américium. Quel taux de comptage devriez-vous mesurer compte tenu de l’activité moyenne déposée sur le sol (valeur calculée à la question 2) ? k) Vous ne mesurez que 100 impulsions par seconde. Quels sont les facteurs qui peuvent perturber la mesure, humidité exclue ? l) En supposant qu’une personne du public ait reçu une dose efficace engagée de 5 mSv lors de l’incendie, quels seraient les effets potentiels des rayonnements sur son organisme ? Exercice n° 5 Dans le laboratoire où l’on pratique l’expertise sur une pièce radioactive activée (présence de rhénium-188), on place celle-ci dans une boîte à gants pour procéder à des opérations chimiques et mécaniques. On procède à une découpe pour diluer un morceau de la pièce. L’activité contenue dans cette pièce est égale, à ce moment-là, à 40 MBq. On donne : T = 17 heures Dimensions de la boîte à gants : L = 2 m, l = 0,8 m, h = 1 m La solution se présente sous forme d’un flacon de 100 cm3. On rappelle : Rayonnements électroniques Iβ1 = 72 % Eβ1 = 2 118 keV Iβ2 = 25 % Eβ2 = 1 963 keV Iβ3 = 3 % Eβ3 = 1 485 keV

Rayonnements électromagnétiques Eγ1 = 633 keV Iγ1 = 1,5 % Eγ2 = 478 keV Iγ2 = 1,5 % Eγ3 = 155 keV Iγ3 = 15 %

a) Calculer l’activité volumique de la solution en Bq.cm–3. b) La solution a été laissée par erreur sur un réchaud à l’intérieur de la boîte à gants. La solution s’est totalement vaporisée en 15 minutes dans la boîte. Calculer l’activité volumique en suspension dans l’air de l’enceinte en Bq.m–3. On néglige la décroissance du rhénium. c) Du fait de la chaleur dégagée, une fuite se produit au niveau d’un gant, libérant la totalité de l’activité qui s’est vaporisée dans la boîte à gants, dans le laboratoire

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

d) e) f )

g) h) i)

où elle se trouve. Calculer l’activité volumique, dispersée dans le laboratoire. On suppose que la répartition est homogène et que le volume du laboratoire est de 50 m3. Le débit de ventilation dans le laboratoire est égal à 2 000 l.min–1. Calculer le taux de renouvellement de l’air dans le laboratoire. Calculez l’activité volumique au bout de 30 minutes. On néglige toujours la décroissance radioactive. Quelle est l’activité incorporée par un technicien qui serait resté dans le laboratoire pendant les 30 minutes suivant le début de la libération de l’activité dans le laboratoire, sans avoir mis de protection respiratoire. On supposera que l’activité volumique moyenne est égale à la moyenne entre la valeur initiale et la valeur à 30 minutes. On prendra un débit respiratoire de 1,2 m3.h–1 pour le technicien. La DPUI étant égale à 7,4.10–10 Sv.Bq–1, calculez la dose efficace engagée, sachant que l’organisme entier est l’organe cible. La période biologique du rhénium-188 sous cette forme physico-chimique est égale à 3,5 jours. En déduire la période effective. Calculer alors au bout de combien de temps il ne resterait plus que 10 Bq fixé sur l’opérateur qui aurait incorporé 3.105 Bq.

Exercice n° 6 On utilise l’iode-125 pour faire du marquage de molécules dans les laboratoires de biologie ou du diagnostic dans les services de médecine nucléaire. C’est donc un produit relativement répandu dont on va rappeler les caractéristiques des rayonnements électromagnétiques : Eγ = 35 keV Iγ = 6,7 % EX = 30 keV IX = 135 % T = 60 jours A = 7,4.108 Bq = 740 MBq a) Un contrôle de routine par anthropogammamétrie, sur un technicien travaillant dans ce laboratoire ventilé où l’on manipule de l’iode, se révèle être positif. Le service médical a mesuré 1 000 Bq au niveau de la thyroïde du technicien. Sachant que la période biologique est de 140 jours, calculer la période effective. b) Après enquête, un incident de contamination a eu lieu dans le laboratoire 6 mois auparavant. Calculer l’activité incorporée au moment de l’incident par le technicien. c) Calculer la dose équivalente à la thyroïde, organe cible. L’iode se fixant très majoritairement sur cet organe, on va considérer que le coefficient de dose par unité d’incorporation est multiplié par 25 pour faire le calcul directement à

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Exercices de radioprotection

la thyroïde. On rappelle que la DPUI a été définie pour une dose efficace de 20 mSv. Pour E, la dose par unité d’incorporation (DPUI) est égale à 7,3.10–9 Sv.Bq–1. Pour H, la dose par unité d’incorporation (DPUI) est égale à 1,8.10–7 Sv.Bq–1. d) Calculer la dose efficace engagée. On rappelle que le coefficient de pondération pour la thyroïde égal à : ωthyroïde = 4 %. e) Quelle était la valeur de l’activité volumique dans le laboratoire au moment de l’incident, sachant que le technicien est resté 3 minutes exposé, sans avoir mis de protection respiratoire. Pour le débit de respiration, on prendra la valeur de 1,2 m3/h. On suppose qu’il n’y a pas eu de décroissance de l’activité volumique due au renouvellement de l’air. f ) Le laboratoire a un volume de 100 m3. Le débit de ventilation est de 400 m3/h. Quel est le taux de renouvellement ? g) Quelle était l’activité volumique au bout d’une heure ? h) En supposant que l’incident ait libéré de manière immédiate une bouffée de contamination et que l’activité volumique ait été homogène dans le laboratoire, quelle est l’activité qui a été libérée dans le laboratoire ? i) Quel pourcentage cela représente-t-il par rapport à l’activité de la source manipulée ? Exercice n° 7 Lors d’un contrôle non destructif avec une source de cobalt-60, la source est restée coincée dans le flexible. La localisation de la source n’a pas donné les résultats escomptés. En effet, les appareils de mesure arrivaient pratiquement tous à la saturation. Il a quand même été décidé de procéder à l’opération de découpe du flexible (en mettant une disqueuse sur un robot). La source faisant 4 mm de long, il y avait peu de chances de tomber dessus. Et pourtant… ! Pourtant la disqueuse est tombée juste sur la source et l’a détériorée.

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

La source de 2 TBq a donc été dispersée à un niveau d’environ 10 % dans le local. On peut considérer en première approche que 90 % de cette activité dispersée se sont déposés sur le sol, le plafond et les murs. Les 10 % restants sont restés en suspension dans l’air et on suppose que l’activité volumique dans le local a été rapidement homogène. Les dimensions du local (bunker) sont les suivantes : longueur : 10 m – largeur : 4 m – hauteur : 2,5 m. On rappelle : Période du cobalt-60 : 5,27 ans Émission bêta Eβ : 318 keV et Iβ : 99,89 % Émission gamma Eγ : gamma 1 : 1 173 keV – gamma 2 : 1 332 keV Les deux intensités sont égales à 100 %. a) Calculer l’activité mise en suspension dans le local. b) Calculer l’activité volumique dans le local. c) Si on suppose que la contamination des surfaces (sol, plafond et murs) est homogène, calculer l’activité surfacique en Bq.cm–2. d) Lors de l’opération, les 4 personnes présentes ne se rendent pas compte immédiatement que la source a été détériorée. Ils restent dans le local pendant trente secondes. Quelle activité ont-ils incorporée ? On suppose qu’il n’y a pas de variation de l’activité volumique dans un premier temps à cause de la faible ventilation et du dépôt des particules sur le sol et les murs du local. Le débit de respiration est pris comme celui de l’homme standard : 1,2 m3.h–1. e) La dose par unité d’incorporation est égale à 1,7.10–8 Sv.Bq–1. Calculer la valeur de la dose efficace engagée. f ) Pour cette forme physico-chimique, la période biologique du cobalt-60 est de 600 jours. Calculer la période effective. g) Les 4 personnes ont été emmenées à la centrale nucléaire à proximité pour faire des examens radiotoxicologiques, car l’hôpital le plus proche n’a pas voulu les accueillir. Quel premier examen a-t-il été pratiqué ? h) Au bout de combien de temps l’activité dans le corps des 4 personnes sera-t-elle redescendue à une valeur de 50 Bq ? i) Comment allez-vous équiper une équipe de décontamination (en termes d’équipements de protection individuelle sachant qu’un sas devra être monté)

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Exercices de radioprotection

devant assainir ce local suite à cette dispersion de source radioactive ? Donner quelques exemples. j) En ressortant du local, les 4 personnes ont entraîné de la contamination qui était tombée sur le sol dans les couloirs du bâtiment. Une équipe d’analyse dépêchée sur place après l’incident a fait la mesure suivante en faisant un frottis de 100 cm2, dans l’entrée du bâtiment : Sonde gamma – taux de comptage brut = 7 500 c/s Rendement global de mesure de la sonde : 20 % Rendement du frottis : 10 % Calculer l’activité du frottis et l’activité surfacique dans le couloir. On peut négliger le bruit de fond avec ce comptage brut. k) En utilisant une échelle de comptage pour vérifier la mesure, on a les valeurs suivantes : – nombre d’impulsions nettes = 74 865 impulsions ; – temps de comptage : 10 secondes. Quelle est la valeur de l’incertitude absolue ? On prendra un intervalle de confiance de 95 %. l) Même question pour la valeur de l’incertitude relative. On prendra un intervalle de confiance de 95 %. Exercice n° 8 Le béryllium-7 a été produit de manière artificielle dans une installation qui se trouve en Grande-Bretagne et qui s’appelle le Joint European Torus (JET). On rappelle : Eγ : gamma 1 : 477 keV – Iγ gamma 1 : 11 % Période = 53 jours a) Une fois la machine à l’arrêt, celle-ci était ventilée pour éliminer la contamination atmosphérique résiduelle. Le prélèvement d’air intérieur de la machine se faisait au moyen de filtres en fibre de verre. Le prélèvement durait 5 minutes avec un débit de 1,2 m3/min. On a réalisé un premier prélèvement juste après l’arrêt de la machine. Le filtre avait une activité de 125 MBq. Quelle était l’activité volumique (en Bq/m3) estimée à l’intérieur, en supposant une répartition homogène et sans modifications dues à la ventilation (décroissance) ? b) Le taux de renouvellement de la ventilation était de 1 renouvellement par heure. Au bout de 10 heures, l’activité volumique a diminué d’un facteur 4,54.10–6. Quelle est alors l’activité volumique dans la machine ?

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Protection contre l’exposition interne – effets biologiques des rayonnements

c) Au bout de 24 heures, on fait intervenir un opérateur dans la machine, pour réaliser des frottis.

Sachant que le béryllium, en plus d’être radioactif, présente une toxicité chimique avérée, comment sera équipé l’opérateur pour intervenir ? d) Le premier filtre a été ramené en France pour analyse. Il a été compté au laboratoire, trois mois après le prélèvement. Quelle est l’activité sur le filtre ? e) Après la mesure de la radioactivité, on mettait le filtre à dissoudre dans de l’acide porté en température, pour faire des analyses chimiques. On a trop chauffé l’acide et une partie de la solution s’est vaporisée dans le laboratoire de préparation. On estime à 10 % l’activité du filtre qui s’est remise en suspension. Le laboratoire faisant 50 m3, quelle était l’activité volumique à l’intérieur ? f ) Lors de l’opération, le laborantin présent ne se rend pas compte immédiatement de la remise en suspension. Il reste présent pendant 15 minutes. Quelle activité a-t-il incorporée ? Le débit de respiration est pris comme celui de l’homme standard : 1,2 m3.h–1. g) La dose par unité d’incorporation est égale à 4.8.10–11 Sv.Bq–1. Calculer la valeur de la dose efficace engagée. h) Le laborantin a été dirigé vers le service de santé au travail. Compte tenu du radionucléide, quel premier examen a-t-il été pratiqué ?

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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

   

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Exercices de radioprotection

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

   

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 ?    

62

1 mSv 5 mSv 15 mSv 20 mSv

   

Réglementation

Exercice n° 3

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

  

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

   

63

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 µGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 150 µSv/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 µGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 10 µSv/h. Quel panneau devrait être posé sur la porte ?

64

 





 





 





 





 





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 µGy/h, soit un débit d’équivalent de dose de 60 µSv/h. Quel panneau devrait être posé sur la porte ?

 





 





 





 





 





65

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 ?

66

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