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EXPOSITION EXTERNE MASTER

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PRINCIPES GENERAUX
DE LA PROTECTION CONTRE
L’EXPOSITION EXTERNE
(Cas de sources ponctuelles)
DEFINITIONS



On désigne sous le terme « exposition » toute action
des R.I. sur l’organisme humain. On distingue :
Exposition externe : Elle désigne l’action des R.I. émis
par des sources situées à l’extérieur de l’organisme
Exposition interne : Elle désigne l’action des R.I. émis
par des sources situées à l’intérieur de l’organisme.
Principes Généraux de la Protection contre
l’exposition externe
Avant de mettre en œuvre une technique de protection, il
faut connaître:




L’activité de la source;
La nature du rayonnement émis (α, β, γ, χ, n);
Son énergie;
Son intensité d’émission.
Il faut donc définir le terme source
C’EST QUOI
LE TERME SOURCE ?
1. Terme source

Définition
Le terme source est le débit de dose (en Sv.h-1 ou
en Gy.h-1) à une distance (d ) pour une activité
donnée d’une source radioactive.

Unités:
•Gy.h-1/GBq à 1m de la source
ou
•Sv.h-1/GBq à 1m de la source
1. Terme source (suite)

deux méthodes pour calculer le Terme
source :


Facteurs de conversion
Formules empiriques
Calcul du terme source (photons)

Formule empirique

I%
1,3.10 . A( Bq ).E ( MeV ).

100
DmGy  h 1  
d2
10
ou
Cas particulier
Utilisation de la constante
spécifique (Γ):

Exemple

Cas du 60Co:
Γ= 0,35 mSv.h-1.GBq-1 à 1m

Cas du 137Cs
Γ= 0,084 mSv.h-1.GBq-1 à 1m

H mSv  h 1  

1,3.10 10. A( Bq ).E ( MeV ).
d2
I%
100
Cas de 192Ir
Γ= 0,13 mSv.h-1.GBq-1 à 1m

Cas des rayons X
Le tableau ci-dessous donne des constantes spécifiques pour les GX en
fonction de la HT (en kV), I (mA) et les épaisseurs des filtres du Cu.
Les valeurs données dans ce tableau permettent de calculer le débit de
dose dans le faisceau primaire à différentes distances
Constante spécifique ( Γ ) en Gy.h-1. à 1 m
pour 1mA
Epaisseurs demi-atténuation
(mm) X1/2
0,07 mm du Cu
0,1 mm du Cu
0,5 mm du Cu
Béton
(ρ: 2,35 )
Acier
(ρ : 7,8)
Plomb
(ρ : 11,35)
50
0,2
0,1
-
7
0,6
0,1
100
0,7
0,5
0,1
18
1,8
0,2
150
1,4
1
0,35
-
-
-
200
2,15
1,7
0,75
28
7
0,6
250
-
-
1,15
_-
-
-
300
-
-
1,7
31
16
1,7
Haute
Tension kV
1.2 Cas des βNous ne considérons que les β- d’énergie E > 100 keV
capables d’atteindre la couche basale de l’épiderme
provoquant un risque d’exposition externe.
La formule empirique, ci-dessous, permet de calculer le débit

de dose «D » au niveau de la peau à une distance 10 cm de
la source dans l’air:

I
D(mGy.h )  9.10  A( Bq ) 
100
1
7
Exemple 1

Calculer le débit d’équivalent de dose à 10cm d’une source
du P-32 d’une activité de 37 GBq, l’intensité d’émission
I=100%;

DED (mGy/h) = 9.10-7.A.I = 9.10-7 . 37.109 . 1
DED = 3,3. 102.102 = 3,3.104 mGy/h
DED = 33.103 mGy/h = 33 Gy/h à 10 cm de la source

Attention à l’exposition des mains!!!


Exemple 2

Calculons le débit de dose à 10cm d’une source ponctuelle
émettrice β- ayant les caractéristiques suivantes:
Eβ- = 1 MeV, I= 100%, A = 1GBq
D = 9.10-7 .1.109 . 1 = 900 mGy/h

Comparons maintenant la valeur de ce débit de dose
absorbée avec celui induit par une source émettrice γ ayant
les mêmes caractéristiques que celles de la source β- ci
dessus
Calculons le débit de dose γ à 1m de cette source:
D= 1,3.10-10.A.E.I%/100 =1,3.10-10.109.1.1 = 0,13 mGy/h
A 10 cm:
Dγ = 0,13.(100/10)2 = 13 mGy/h
Le rapport entre les débits de dose β et γ sera donc:
D 900
R

 69  70
D
13
Pour les mêmes caractéristiques et à la même distance (10cm) , nous
constatons que le débit de dose induit par la source β est considérablement
plus grand que celui dû au rayonnement γ (un rapport voisin de 70)
La surveillance des mains doit donc être obligatoirement
respectée !!!
Cas particulier des β+
Toute source émettrice ß+ devra être considérée comme une
source de photons d’énergie E de 511 keV avec une intensité
d’émission I égale au double de celle des particules ß+.
Exemple:
Soit une source du 22Na d’une activité de 0,5 GBq. Elle émet des
ß+ d’énergie E = 546 keV avec une intensité I = 90%.
 Calculons d’abord le débit de dose dû aux ß+:

A 10 cm:
D ß+ = 9.10-7.A.I = 9.10-7. 0,5. 109. 90/100 = 405 mGy/h
Calculons maintenant le débit de dose dû aux photons γ :
l’intensité d’émission des photons sera égale à Iγ =2.Iß soit
2 . 90 = 180 %

D1m = 1,3.10-10.A.E.I = 1,3.10-10.0,5.109. 0,511.180/100 = 0,06 mGy/h
D10cm = 0,06. (100/10)2 = 6 mGy/h
Donc le débit de dose total à 10cm de la source sera égal à:
405 + 6 = 411 mGy/h
Principes généraux
de la protection
(cas des photons gamma)
Principes généraux de protection

Le corps humain est soumis, en partie ou en
totalité, aux rayonnements d’une source
radioactive qui lui est externe.
Source
de rayonnements
ionisants
Principes généraux (suite)
On considère:

Le rayonnement direct;

Le rayonnement diffusé;
Principes généraux (suite)

Pour réduire l’exposition aux R.I, il faut agir sur
quatre paramètres:
1.
2.
3.
4.
L’activité de la source;
La distance;
Le temps;
Les écrans.
1. L’ACTIVITE
1.L’activité de la source

Le risque d’exposition externe est proportionnel à
l’activité (A) de la source mise en œuvre:

H  k . A.E.I

veillez à n’utiliser pour votre manipulation
l’activité minimale nécessaire;
que
Exemple

Une source radioactive d’une activité de 3 GBq, émet des
rayons gamma de 1MeV avec une intensité de 100%, calculer
le débit d’équivalent de dose à 1m de cette source?
DED (H) = k.A.E.I
DED= 1,3.10-10.3.109.1.1 = 3,9. 10-1 = 0,39 mSv/h à 1m

Quel sera ce DED si l’activité de cette source est de 6 GBq?
DED = 1,3.10-10.6.109.1.1 = 0,78 mSv/h à 1m

Soit 0,39 . 2 = 0,78 mSv/h

PROTECTION CONTRE L'EXPOSITION EXTERNE
2. LA DISTANCE
2. La distance (cas des photons)


Garder la plus grande distance possible par rapport
à la source;
La loi en 1/d2
(uniquement pour les sources ponctuelles)


D1  (d1 ) 2  D2  (d 2 ) 2

D1

D2
 d2

d
 1




2
Exemple

Le DED à 1m d’une source radioactive est 40 mSv/h, quelle
est la valeur de ce DED à 50cm de cette source?
H1 . (d1)2 = H50 .(d50)2
H50 = H1 . (d1/d50)2 = 40. (100/50)2 = 40 . 4 = 160 mSv/h

Quel sera ce DED à 2m de cette source?
H2 = H1 . (d1/d2)2 = 40 . (1/2)2 = 40/4 = 10 mSv/h
3. LE TEMPS
2. Le temps

Pour réduire la dose intégrée il faut réduire
le temps d’exposition :

D  D t
Réduction du temps d’exposition
Pour réduire le temps d’exposition, il faut mettre en œuvre
certaines mesures de bon sens et d’organisation:
•
•
•
•
Préparer soigneusement votre manipulation;
Utiliser des systèmes à démontage rapide;
Coordonner les actions entre les différents intervenants;
Procéder à des essais à blanc et employer des techniques
modernes de simulation (vidéos, …);
• Partager le temps d’intervention entre plusieurs personnes
quand il est nécessaire ;
• Prendre en compte les expériences acquises dans les
expériences antérieures (le retour d’expérience)
Exemple
D’après les DED calculés dans l’exemple précédent :
• À 50 cm, le DED = 160 mSv/h
•Si un opérateur passe 1 heure dans cette position, il va intégrer
une dose de 160 mSv;
•Par contre s’il ne passe dans cette position que 3 minutes, il va
recevoir une dose de 160 x (3/60) = 8 mSv
• Les essais à blanc jouent un rôle très important dans la
réduction de la dose susceptible d’être reçue, à condition de
prendre soin de ne pas provoquer d’incident ou d’accident !!!
4. LES ECRANS
4. Les Ecrans

Utiliser des écrans adaptés aux
rayonnements !!!
4. Les Ecrans (suite)


Sous forme solide ou liquide.
Leur nature et leur épaisseur dépendent de:



La nature rayonnement émis,
Son énergie,
L’ activité de la source.
« ALPHA »
Le rayonnement « α »
Le rayonnement α, dont l’énergie est comprise généralement
entre 4 et 9 MeV ont un parcours dans l’air qui ne dépasse
pas 5 à 6 cm, dans les tissus de l’organisme, leur parcours
ne dépasse pas quelques dizaines de μm.
Donc le rayonnement α ne présente pas de risque
d’exposition externe, à condition que la source de ce
rayonnement n’émette que des α, ce qui est rare, les α sont
souvent accompagnés des rayons gamma.
Attention aux sources α non scellées (risque de
contamination interne !!!)
Parcours des alpha dans l’air et dans l’eau
Radionucléides
232Th
210Po
Energies (MeV)
4,2
5,3
6
8,8
Parcours dans
l’air (cm)
2,6
3,84
4,6
8,6
32
48
75
107
Parcours dans
l’eau (µm)
218Po
212Po
NB. Les particules α ne présentent pas de risque d’exposition
externe, il est donc aisé de s’en protéger. Une simple feuille
du papier est suffisante pour arrêter ces particules.
Le TLE


On peut définir un TLE (Energie moyenne transférée par unité
de longueur de la trajectoire parcourue).
Si l’on considère une particule α d’énergie égale à 5 MeV avec
un parcours dans les tissus égal à 50µm, le TLE sera égal à:
TLE = 5MeV/50µm = 0,1 MeV/µm = 100keV/µm = 1000 MeV/cm
Remarque:
On peut donc dire que ce type de rayonnement est
particulièrement nocif en cas de contamination interne.
La trajectoire des particules alpha
« BETA »
4. Les Ecrans ( cas des β)


L’énergie du rayonnement β est comprise entre 17 keV
(tritium) et quelques MeV.
Leur parcours dans la matière peut se calculer à l’aide de
la formule empirique suivante :
R 
0,412.E n

Avec:
n = 1,265 - 0,0954.LnE(MeV)
R en cm
ρ: la masse volumique du matériau utilisé (g.cm-3)
Exemple

Calculer le parcours dans l’air des bêta de 1,7 MeV, sachant
que la masse volumique de l’air est de 1,294 10-3 g/cm3.
R
0,412.E n

0,412.1,71, 2650, 0954Ln1, 7


3
1,294.10
0,412.1,71, 26
0,8

 621cm  6m
3
3
1,294.10
1,294.10
N.B
Pour se protéger contre les particules bêta, il faut
toujours utiliser les écrans constitués de
matériaux légers tels que le plexiglas et
l’aluminium, et ce, pour minimiser… quoi?
Exemple


Calculer l’épaisseur d’un écran du plexiglas pour se
protéger contre le rayonnement β d’énergie 1,7 MeV.
ρ du plexiglas = 1,18 g/cm3
R
0,412.E n

0,412.1,71, 2650, 0954Ln1, 7


1,18
0,412.1,71, 26
 0,68cm  0,7cm
1,18
Donc un écran en plexiglas de 7mm d’épaisseur peut
arrêter tous les β dont E 1,7 MeV
Cas particulier des positons (β+)




Tout ce qui a été dit sur les négatons (β-) s’applique aussi au
positons;
Une particularité importante apparait dans le cas des (β+)
lorsqu’ils ont perdu la totalité de leur énergie cinétique;
Au repos, le positon s’associe à un électron négatif et ces
deux particules se dématérialisent (annihilation de la
matière) et donnent naissance à deux photons de 511 keV
émis dans deux directions opposées;
Tout écran utilisé pour absorber les positons devient une
source secondaire de rayonnements X monoénergitique dont
le nombre est deux fois plus important que celui des positons
absorbés, au point de vue de radioprotection, il faut tenir
compte de ce phénomène.
Cas des photons GAMMA
Deux cas à considérer:


Faisceau collimaté (fin)
Faisceau large
1. Faisceau collimaté
Loi d’atténuation
collimateur

écran
obs

On considère ici un faisceau
de rayons gamma étroit. Les
photons diffusés dans l’écran
sont peu nombreux à
atteindre le point
d’observation.
Dans ce cas:


N  N 0 .e
 µx
(1)
µ: coéf. d’atténuation linéique en cm-1
N0 : nbre de ph. arrivant à l’obs. sans écran,
N: nbre de ph. arrivant à l’obs. avec écran,
x: épaisseur de l’écran en cm
4. Les Ecrans (cas des photons)
Loi d’atténuation

le débit de dose étant proportionnel au nombre de
photons arrivant au point de mesure, on peut écrire:

Où

D:

D  D 0 .e
 x
est le débit de dose derrière l’écran

D0 : est le débit de dose au même point de
mesure mais sans écran
(1)
4. Les Ecrans (gamma)
Les épaisseurs x1/2 et x 1/10

La loi (1) peut s’exprimer sous d’autres formes en
utilisant les épaisseurs (moitié et dixième):


D  D0 2

x
x1 / 2


D  D 0 .10

x
x1 / 10
avec
x1 / 10


D  D0 2
n

Ln 2
;
µ
Ln10

µ
x1 / 2 

D  D 0 .10  n '
• n représente le nombre d’épaisseurs moitié
• n’ représente le nombre d’épaisseurs dixième
x1/2 et x1/10 (en cm) de certains radioéléments
Plomb
Fer
Béton
x1/2
x1/10
x1/2
x1/10
x1/2
x1/10
99mTc
0,02
-
-
-
-
-
131I
0,72
2,4
-
-
4,7
15,7
137Cs
0,65
2,2
1,6
5,4
4,9
16,3
192Ir
0,55
1,9
1,3
4,3
4,3
14,0
60Co
1,1
4,0
2,0
6,7
6,3
20,3
4. Les écrans
2. Faisceau large
Sce
x
Rayons mono énergétiques
Parallèle directs
Rayons diffusés par l’écran contribuant
à l’augmentation de la dose reçue par
l’opérateur
Cas du faisceau large

C’est le cas le plus fréquent dans le
domaine de la radioprotection. Dans
ce cas il faut prendre en compte les
photons diffusés dans l’écran.
L’atténuation n’est plus une fonction
exponentielle pure mais doit être
corrigée d’un facteur multiplicatif B
"Build up factor"
Atténuation

D  D 0 .B ( µx ).e  µx

A
D0


D

D  D0 .B( µx ).e  µx
Le B (toujours >1), dépend
généralement de µx, de l’énergie du
rayt. et de l’épaisseur de l’écran.
En pratique, ces facteurs sont tabulés

1
1
1
.  µx  .e µx
B e
B
Transmission

D  D0 .B ( µx ).e  µx

T 
D

D0
 B.e  µx
« NEUTRONS »
4. Les Ecrans (neutrons)


L’absorption des neutrons dans un écran met
en jeu des phénomènes de ralentissement et
de capture.
Attention aux  de capture !!!
forte énergie
4. Les Ecrans (neutrons)

La loi d’atténuation des neutrons :


x    0 .e t . x .B
t   d  c
Avec: Σd et Σc sections efficaces de diffusion et
de capture
4. Les Ecrans (neutrons)
a) Cas des neutrons thermiques

Le phénomène prépondérant est la capture


x    0 .e c. x
4. Les Ecrans (neutrons)
Épaisseur x1/10 pour les neutrons thermiques




Matériaux
Fe
Pb+5%Cd
Cd
Epaisseurs x1/10 (cm)
2,3
0,5
0,02
4. Les Ecrans (neutrons)
c) Épaisseur x1/10 des sources de neutrons (rapides)
x1/10
Sources E (MeV) Paraf. Bét. Eau Pb
 252Cf
2,35
14
25,5 19
 Am-Be 4,5
23
37
 Am-Li 0,45
8
22
-
MERCI
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