Principes généraux de protection contre l’exposition externe
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Aussi, il est courant pour le dimensionnement d’accélérateur d’électrons de
moins de 100 MeV d’estimer les protections radiologiques en ne considérant
que les photons de freinage, puis en vérifiant que l’équivalent de dose neutrons
soit compatible avec les objectifs de radioprotection dans ces conditions de
blindage.
5.7 Protections radiologiques autour
des accélérateurs d’ions
5.7.1 Accélérateurs d’ions de basse énergie
Pour aborder le calcul des protections autour d’un accélérateur d’ions de
basse énergie, il convient de se rappeler des enseignements suivants :
– dans le faisceau d’ions, les débits de dose sont importants ;
– au-delà d’une énergie seuil, l’interaction d’ions avec la matière est responsable de l’émission de neutrons monoénergétiques dont l’énergie dépend du
faisceau d’ions (i.e. énergie et type), de la cible et de l’angle d’émission du
neutron.
En fait, en raison de leur faible parcours, les ions seront toujours arrêtés
par les protections radiologiques mises en place contre les rayonnements neutroniques. Ainsi, la protection radiologique autour d’un accélérateur d’ions sera
dimensionnée vis-à-vis des rayonnements secondaires neutroniques dus aux
interactions nucléaires.
Le chapitre 4 permet de calculer le débit d’équivalent de dose dû aux neutrons secondaires, ainsi que leur énergie. Les courbes de transmission du § 5.5.2
permettent ensuite d’estimer l’épaisseur du blindage.
À titre d’exemple, calculons l’épaisseur de béton ordinaire autour d’un accélérateur de deutons dont le faisceau d’énergie 2 MeV et d’intensité 1 mA
interagit avec une cible de deutérium. Fixons comme objectif de radioprotection une zone surveillée pour un observateur à 5 mètres soit une limite de débit d’équivalent de dose ambiant de 7,5 μSv/h.
Le taux de production pour cette réaction est de 5·10
7 n·s
–1
·μA
–1 (chapitre 4,
figure 4.32), soit pour une intensité de 1 mA, un flux de 5·10
10 n·s
–1
.
L’énergie des neutrons produits par cette réaction à 0° sera de 5,24 MeV
(chapitre 4, tableau 4.23). On prendra les abaques pour l’énergie de 5 MeV.
Finalement, on obtient à partir de l’équation (5.30) :
( )
( )
2
6
1 2
2
2
10
4 500
(7,5 10
1 10 )
4
,
0 , 1 3 p S v c m
3600
5 10
d
I x E
H
N
−
π
⋅
× ⋅
π
Σ
= ×
=
×
=
⋅
⋅
&
&
Ainsi, en utilisant les tableaux d’indice de transmission de l’annexe 2, on
obtient une épaisseur de 130 cm de béton ordinaire permettant de respecter
l’objectif de radioprotection défini.
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Aussi, il est courant pour le dimensionnement d’accélérateur d’électrons de
moins de 100 MeV d’estimer les protections radiologiques en ne considérant
que les photons de freinage, puis en vérifiant que l’équivalent de dose neutrons
soit compatible avec les objectifs de radioprotection dans ces conditions de
blindage.
5.7 Protections radiologiques autour
des accélérateurs d’ions
5.7.1 Accélérateurs d’ions de basse énergie
Pour aborder le calcul des protections autour d’un accélérateur d’ions de
basse énergie, il convient de se rappeler des enseignements suivants :
– dans le faisceau d’ions, les débits de dose sont importants ;
– au-delà d’une énergie seuil, l’interaction d’ions avec la matière est responsable de l’émission de neutrons monoénergétiques dont l’énergie dépend du
faisceau d’ions (i.e. énergie et type), de la cible et de l’angle d’émission du
neutron.
En fait, en raison de leur faible parcours, les ions seront toujours arrêtés
par les protections radiologiques mises en place contre les rayonnements neutroniques. Ainsi, la protection radiologique autour d’un accélérateur d’ions sera
dimensionnée vis-à-vis des rayonnements secondaires neutroniques dus aux
interactions nucléaires.
Le chapitre 4 permet de calculer le débit d’équivalent de dose dû aux neutrons secondaires, ainsi que leur énergie. Les courbes de transmission du § 5.5.2
permettent ensuite d’estimer l’épaisseur du blindage.
À titre d’exemple, calculons l’épaisseur de béton ordinaire autour d’un accélérateur de deutons dont le faisceau d’énergie 2 MeV et d’intensité 1 mA
interagit avec une cible de deutérium. Fixons comme objectif de radioprotection une zone surveillée pour un observateur à 5 mètres soit une limite de débit d’équivalent de dose ambiant de 7,5 μSv/h.
Le taux de production pour cette réaction est de 5·10
7 n·s
–1
·μA
–1 (chapitre 4,
figure 4.32), soit pour une intensité de 1 mA, un flux de 5·10
10 n·s
–1
.
L’énergie des neutrons produits par cette réaction à 0° sera de 5,24 MeV
(chapitre 4, tableau 4.23). On prendra les abaques pour l’énergie de 5 MeV.
Finalement, on obtient à partir de l’équation (5.30) :
( )
( )
2
6
1 2
2
2
10
4 500
(7,5 10
1 10 )
4
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0 , 1 3 p S v c m
3600
5 10
d
I x E
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−
π
⋅
× ⋅
π
Σ
= ×
=
×
=
⋅
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Ainsi, en utilisant les tableaux d’indice de transmission de l’annexe 2, on
obtient une épaisseur de 130 cm de béton ordinaire permettant de respecter
l’objectif de radioprotection défini.