Grandeurs de protections, grandeurs opérationnelles et étalonnage
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Les écarts observés sur la réponse en énergie sont conformes avec les prescriptions des normes. Cette même norme fixe également les prescriptions
d’écarts sur la réponse angulaire R(α) vis-à-vis de Hp(10,α) : pour des angles
compris entre 0° et ±75°, la variation ne doit pas excéder ±30 % de la valeur
de référence. La figure 3.53b représente la variation de R(α) =
Hp(10,α)mes/Hp(10,α)réf pour des angles compris entre 0 et ±75°, sur des plans
horizontal et vertical passant par le centre de référence du détecteur. Les réponses angulaires horizontales du Saphydose-n sont conformes à la norme CEI
1323 (±30 %). Seul, le point à +60° de la réponse angulaire verticale présente
un écart de 34 %.
Ajoutons que la réponse de ce même dosimètre en termes d’équivalent de
dose individuel intégré dans des champs de rayonnements photoniques est
inférieure à 5 % (test effectués avec
60
Co,
137
Cs, X de 164 et 250 keV). Le cas
échéant, en champ mixte, la nature de l’impulsion émise permet au moyen
d’un traitement électronique approprié de discriminer les photons des neutrons.
Enfin, mentionnons qu’il existe des dosimètres adaptés à des contextes radiologiques particuliers ; nous citerons les détecteurs à activation utilisés pour
les accidents de criticité (e.g. SNAC 2), composés de différents matériaux susceptibles d’être activés (cf. chapitre 2, § 2.3.8) ; insensibles aux γ, ils permettent de remonter au spectre en énergie de la fluence et au taux d’émission
neutronique, moyennant un algorithme matriciel.
3.7.6 Spectres réalistes de neutrons pour l’étalonnage
Les procédures d’étalonnage d’appareils de radioprotection que nous venons
de décrire font apparaître une limitation majeure : les normes définissent des
champs de rayonnements primaires mono-énergétiques ou spectraux ne simulant que partiellement le champ de rayonnement effectif présent aux postes de
travail. Cette approche peut induire, en certains cas, des variations significatives sur les réponses en énergie R(E) et R(α) vis-à-vis de la grandeur opérationnelle mesurée et celle effective devant être lue au poste de travail. Pour
pallier ce risque de mauvaise estimation, trois alternatives sont envisageables.
Afin de considérer au mieux le champ de rayonnement du terme source au
poste de travail, la démarche idéale consiste à mesurer le spectre énergétique
de la fluence en un point P de ce poste. Nous avons décrit, dans le chapitre 2,
un certain nombre de techniques de mesure permettant d’accéder à la distribution en énergie – ROSPEC, sphères de Bonner, compteurs à protons de recul... – pour les neutrons, moyennant une convolution par les coefficients de
conversion « fluence-équivalent de dose » on aboutit in fine à la détermination
fidèle de l’équivalent de dose au poste de travail. La figure 3.54 montre la
mesure de spectre au moyen de sphères de Bonner et d’un ROSPEC à proximité d’un château de transport de combustible usé type NTL 11 (KrümmelAllemagne), d’après [37].
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Les écarts observés sur la réponse en énergie sont conformes avec les prescriptions des normes. Cette même norme fixe également les prescriptions
d’écarts sur la réponse angulaire R(α) vis-à-vis de Hp(10,α) : pour des angles
compris entre 0° et ±75°, la variation ne doit pas excéder ±30 % de la valeur
de référence. La figure 3.53b représente la variation de R(α) =
Hp(10,α)mes/Hp(10,α)réf pour des angles compris entre 0 et ±75°, sur des plans
horizontal et vertical passant par le centre de référence du détecteur. Les réponses angulaires horizontales du Saphydose-n sont conformes à la norme CEI
1323 (±30 %). Seul, le point à +60° de la réponse angulaire verticale présente
un écart de 34 %.
Ajoutons que la réponse de ce même dosimètre en termes d’équivalent de
dose individuel intégré dans des champs de rayonnements photoniques est
inférieure à 5 % (test effectués avec
60
Co,
137
Cs, X de 164 et 250 keV). Le cas
échéant, en champ mixte, la nature de l’impulsion émise permet au moyen
d’un traitement électronique approprié de discriminer les photons des neutrons.
Enfin, mentionnons qu’il existe des dosimètres adaptés à des contextes radiologiques particuliers ; nous citerons les détecteurs à activation utilisés pour
les accidents de criticité (e.g. SNAC 2), composés de différents matériaux susceptibles d’être activés (cf. chapitre 2, § 2.3.8) ; insensibles aux γ, ils permettent de remonter au spectre en énergie de la fluence et au taux d’émission
neutronique, moyennant un algorithme matriciel.
3.7.6 Spectres réalistes de neutrons pour l’étalonnage
Les procédures d’étalonnage d’appareils de radioprotection que nous venons
de décrire font apparaître une limitation majeure : les normes définissent des
champs de rayonnements primaires mono-énergétiques ou spectraux ne simulant que partiellement le champ de rayonnement effectif présent aux postes de
travail. Cette approche peut induire, en certains cas, des variations significatives sur les réponses en énergie R(E) et R(α) vis-à-vis de la grandeur opérationnelle mesurée et celle effective devant être lue au poste de travail. Pour
pallier ce risque de mauvaise estimation, trois alternatives sont envisageables.
Afin de considérer au mieux le champ de rayonnement du terme source au
poste de travail, la démarche idéale consiste à mesurer le spectre énergétique
de la fluence en un point P de ce poste. Nous avons décrit, dans le chapitre 2,
un certain nombre de techniques de mesure permettant d’accéder à la distribution en énergie – ROSPEC, sphères de Bonner, compteurs à protons de recul... – pour les neutrons, moyennant une convolution par les coefficients de
conversion « fluence-équivalent de dose » on aboutit in fine à la détermination
fidèle de l’équivalent de dose au poste de travail. La figure 3.54 montre la
mesure de spectre au moyen de sphères de Bonner et d’un ROSPEC à proximité d’un château de transport de combustible usé type NTL 11 (KrümmelAllemagne), d’après [37].