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Radioprotection et ingénierie nucléaire
neutrons produits, à leurs effets biologiques et à la présence d’un champ mixte constitué
à la fois de rayonnements neutroniques et de rayonnements photoniques, dans des proportions parfois très différentes. L’instrumentation développée est complexe, particulière et
non universelle, elle est souvent constituée d’une combinaison de détecteurs pour couvrir
l’ensemble du problème qui avant d’être « dosimétrique » est « spectrométrique ». La
Commission internationale de protection radiologique a par ailleurs introduit dans son
rapport 60 (ICRP, 1991) de nouveaux concepts en dosimétrie mais aussi un abaissement
des limites maximales admissibles et une révision à la hausse des facteurs de qualité des
neutrons, utilisés pour la détermination des grandeurs opérationnelles de l’ICRU et donc
l’étalonnage des dosimètres. La correspondance entre les deux jeux de grandeurs définis
dans le paragraphe 4.1 n’est pas aussi bonne que pour les photons en vertu de la différence
conceptuelle entre le facteur de pondération radiologique W R utilisé par la CIPR et le
facteur de qualité Q utilisé par l’ICRU.
Les neutrons sont principalement produits dans les ateliers de fabrication des éléments
combustibles, les réacteurs nucléaires ou auprès des châteaux de transport. Les accélérateurs de particules produisent également des neutrons par réaction nucléaire sur des
cibles. L’origine des neutrons peut être encore cosmique. En radioprotection, les énergies
détectées s’étendent de 10
–3 eV à 10
8 eV et les équivalents de dose sont compris entre
quelques dixièmes de mSv et quelques mSv (hors accident de criticité). Ces champs de
neutrons génèrent des spectres complexes de particules chargées secondaires interagissant
avec le tissu biologique avec une efficacité biologique supérieure à celle des photons,
dépendant de l’énergie des neutrons. La surveillance radiologique des travailleurs en vertu
du respect des limites de dose réglementaires en terme de dose efficace est donc délicate.
Les facteurs W R et W T nécessaires au calcul de la dose efficace sont donnés dans le
chapitre 1 (Publication 60 de la CIPR). En ce qui concerne les neutrons, la CIPR a proposé
récemment deux relations donnant une approximation de W R en fonction de l’énergie des
neutrons E n , plus pratiques à utiliser au niveau des calculs que la fonction en escalier
(congrès IRPA 11 à Madrid en 2004) :
W R (E n ) = 2,5 + 18,2 exp[–(ln (E n ))
2 /6] pour E n < 1 MeV.
W R (E n ) = 5 + 17 exp[–(ln (2E n ))
2 /6]
pour E n ≥ 1 MeV.
La Commission a également modifié ses recommandations concernant la relation formelle
entre le facteur de qualité Q (L) et le transfert linéique d’énergie infini, L, afin de refléter
les valeurs les plus élevées de l’efficacité biologique maximum relative pour les neutrons
intermédiaires. Ces valeurs sont données dans le paragraphe 3.2.7 du chapitre 3 et sont
nécessaires pour le calcul de l’équivalent de dose ambiant H*(10) ou de l’équivalent de
dose individuel H p (10). Plusieurs méthodes sont possibles (Figure 4.23) :
– la méthode globale qui permet de convertir directement la fluence totale des neutrons
en équivalent de dose par l’intermédiaire d’un coefficient expérimental ;
– les méthodes spectrométriques faisant intervenir soit une matrice de coefficients de
conversion expérimentaux appliqués à la fluence différentielle intégrée sur l’ensemble du
spectre, soit le facteur de qualité Q (L) d’après la distribution des transferts linéiques du
champ de rayonnements (paragraphe 3.3.3 du chapitre 3).
Pour le calcul de la dose efficace E, les valeurs de W R utilisées sont déterminées par les
caractéristiques du rayonnement incident sur les organes (ou le tissu) et appliquées à la
dose absorbée moyenne dans les organes considérés. Les mêmes valeurs de W R sont utilisées, que les organes soient profonds ou superficiels, ou encore, quelles que soient les
Radioprotection et ingénierie nucléaire
neutrons produits, à leurs effets biologiques et à la présence d’un champ mixte constitué
à la fois de rayonnements neutroniques et de rayonnements photoniques, dans des proportions parfois très différentes. L’instrumentation développée est complexe, particulière et
non universelle, elle est souvent constituée d’une combinaison de détecteurs pour couvrir
l’ensemble du problème qui avant d’être « dosimétrique » est « spectrométrique ». La
Commission internationale de protection radiologique a par ailleurs introduit dans son
rapport 60 (ICRP, 1991) de nouveaux concepts en dosimétrie mais aussi un abaissement
des limites maximales admissibles et une révision à la hausse des facteurs de qualité des
neutrons, utilisés pour la détermination des grandeurs opérationnelles de l’ICRU et donc
l’étalonnage des dosimètres. La correspondance entre les deux jeux de grandeurs définis
dans le paragraphe 4.1 n’est pas aussi bonne que pour les photons en vertu de la différence
conceptuelle entre le facteur de pondération radiologique W R utilisé par la CIPR et le
facteur de qualité Q utilisé par l’ICRU.
Les neutrons sont principalement produits dans les ateliers de fabrication des éléments
combustibles, les réacteurs nucléaires ou auprès des châteaux de transport. Les accélérateurs de particules produisent également des neutrons par réaction nucléaire sur des
cibles. L’origine des neutrons peut être encore cosmique. En radioprotection, les énergies
détectées s’étendent de 10
–3 eV à 10
8 eV et les équivalents de dose sont compris entre
quelques dixièmes de mSv et quelques mSv (hors accident de criticité). Ces champs de
neutrons génèrent des spectres complexes de particules chargées secondaires interagissant
avec le tissu biologique avec une efficacité biologique supérieure à celle des photons,
dépendant de l’énergie des neutrons. La surveillance radiologique des travailleurs en vertu
du respect des limites de dose réglementaires en terme de dose efficace est donc délicate.
Les facteurs W R et W T nécessaires au calcul de la dose efficace sont donnés dans le
chapitre 1 (Publication 60 de la CIPR). En ce qui concerne les neutrons, la CIPR a proposé
récemment deux relations donnant une approximation de W R en fonction de l’énergie des
neutrons E n , plus pratiques à utiliser au niveau des calculs que la fonction en escalier
(congrès IRPA 11 à Madrid en 2004) :
W R (E n ) = 2,5 + 18,2 exp[–(ln (E n ))
2 /6] pour E n < 1 MeV.
W R (E n ) = 5 + 17 exp[–(ln (2E n ))
2 /6]
pour E n ≥ 1 MeV.
La Commission a également modifié ses recommandations concernant la relation formelle
entre le facteur de qualité Q (L) et le transfert linéique d’énergie infini, L, afin de refléter
les valeurs les plus élevées de l’efficacité biologique maximum relative pour les neutrons
intermédiaires. Ces valeurs sont données dans le paragraphe 3.2.7 du chapitre 3 et sont
nécessaires pour le calcul de l’équivalent de dose ambiant H*(10) ou de l’équivalent de
dose individuel H p (10). Plusieurs méthodes sont possibles (Figure 4.23) :
– la méthode globale qui permet de convertir directement la fluence totale des neutrons
en équivalent de dose par l’intermédiaire d’un coefficient expérimental ;
– les méthodes spectrométriques faisant intervenir soit une matrice de coefficients de
conversion expérimentaux appliqués à la fluence différentielle intégrée sur l’ensemble du
spectre, soit le facteur de qualité Q (L) d’après la distribution des transferts linéiques du
champ de rayonnements (paragraphe 3.3.3 du chapitre 3).
Pour le calcul de la dose efficace E, les valeurs de W R utilisées sont déterminées par les
caractéristiques du rayonnement incident sur les organes (ou le tissu) et appliquées à la
dose absorbée moyenne dans les organes considérés. Les mêmes valeurs de W R sont utilisées, que les organes soient profonds ou superficiels, ou encore, quelles que soient les