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Radioprotection et ingénierie nucléaire
5.3.2. Anthroporadiamétrie haute énergie (> 200 keV)
Un nombre important de PA et de PF, comme
60 Co et
137 Cs se répartissent assez uniformément dans l’organisme et émettent des rayonnements gamma de haute énergie, respectivement de 662 keV et 1,173 ; 1,333 MeV et de grande intensité (nombre de photons émis
pour une désintégration). Ces particularités permettent l’estimation de leur incorporation
à des valeurs très faibles par rapport à des niveaux de référence, avec des équipements
simples. Ces niveaux de référence peuvent être obtenus en considérant l’activité incorporée (AI) conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv (AI 20 ) (Delacroix et al.,
2004). Il est à noter que cette valeur de AI 20 correspond à une activité incorporée et non
pas à une valeur de rétention d’activité, cette dernière étant celle estimée par anthroporadiamétrie, mais permet néanmoins une comparaison fort utile en pratique.
Dans le cadre de la mesure « haute énergie », la répartition étant considérée assez
uniforme, la mesure d’une partie du corps est représentative de la rétention dans l’organisme entier. Il est cependant évident que la sensibilité et donc les performances demandées aux systèmes de mesure dépendront de la raison du contrôle (accident, routine) et
donc de la nécessité ou non de rapidité d’intervention et de l’objectif des mesures : détermination fine de l’activité ou tri des personnes.
Dans le cadre de la surveillance de routine des travailleurs du nucléaire, les installations
ont pour objectif de détecter une éventuelle contamination et devront donc avoir une
sensibilité aussi bonne que possible. Leurs caractéristiques comprennent :
– des enceintes blindées épaisses permettant de réduire le bruit de fond. Ces installations
seront à poste fixe ;
– un nombre de détecteurs suffisant permettant d’obtenir une bonne efficacité de mesure.
Les systèmes équipés de détecteurs germanium de haute pureté (GeHP), refroidis à l’azote
liquide ont, dans ce cas, tendance actuellement à remplacer peu à peu les systèmes utilisant des scintillateurs NaI(Tl) qui fonctionnent à température ambiante, en raison d’une
meilleure résolution en énergie et donc d’une meilleure quantification et d’une meilleure
discrimination en cas de contamination multi-élémentaire ;
– des temps de mesure longs (10 à 30 minutes) et la possibilité d’effectuer plusieurs
mesures.
Ce type d’installation équipe actuellement la plupart des laboratoires médicaux impliqués
dans la surveillance des personnes travaillant dans le secteur nucléaire (figure 5.6). Lors
de l’accident de Tchernobyl, ce type d’équipement a largement été utilisé lors de campagnes de mesures. Il a permis d’estimer très rapidement la charge corporelle des individus
contaminés et ainsi évaluer la dose liée à la contamination par le césium due à l’accident.
À titre d’exemple, les limites de détection
1 pour
137 Cs et
60 Co sont données dans le
tableau 5.3. et peuvent être comparées aux niveaux de référence AI 20inhalation obtenus à
partir des données de la CIPR 78 (CIPR 78, 1997).
1 Dans cette partie, la limite de détection, qui exprime la sensibilité d’un système de mesure, sera celle retenue
par le Groupe de travail et de normalisation (GTN5, 1989) et décrite par la formule suivante :
avec : LD : limite de détection en Bq ; R : résolution du pic étudié (keV) ; B : taux de comptage du bruit de fond
(cps>keV –1 >s –1 ) ; Eff : efficacité de détection ; t : temps de mesure (s).
LD 8 8
,
R B
ϫ
x t
-------------- -
ϫ
1
Eff
------ -
ϫ
ϭ
Radioprotection et ingénierie nucléaire
5.3.2. Anthroporadiamétrie haute énergie (> 200 keV)
Un nombre important de PA et de PF, comme
60 Co et
137 Cs se répartissent assez uniformément dans l’organisme et émettent des rayonnements gamma de haute énergie, respectivement de 662 keV et 1,173 ; 1,333 MeV et de grande intensité (nombre de photons émis
pour une désintégration). Ces particularités permettent l’estimation de leur incorporation
à des valeurs très faibles par rapport à des niveaux de référence, avec des équipements
simples. Ces niveaux de référence peuvent être obtenus en considérant l’activité incorporée (AI) conduisant à une dose efficace engagée de 20 mSv (AI 20 ) (Delacroix et al.,
2004). Il est à noter que cette valeur de AI 20 correspond à une activité incorporée et non
pas à une valeur de rétention d’activité, cette dernière étant celle estimée par anthroporadiamétrie, mais permet néanmoins une comparaison fort utile en pratique.
Dans le cadre de la mesure « haute énergie », la répartition étant considérée assez
uniforme, la mesure d’une partie du corps est représentative de la rétention dans l’organisme entier. Il est cependant évident que la sensibilité et donc les performances demandées aux systèmes de mesure dépendront de la raison du contrôle (accident, routine) et
donc de la nécessité ou non de rapidité d’intervention et de l’objectif des mesures : détermination fine de l’activité ou tri des personnes.
Dans le cadre de la surveillance de routine des travailleurs du nucléaire, les installations
ont pour objectif de détecter une éventuelle contamination et devront donc avoir une
sensibilité aussi bonne que possible. Leurs caractéristiques comprennent :
– des enceintes blindées épaisses permettant de réduire le bruit de fond. Ces installations
seront à poste fixe ;
– un nombre de détecteurs suffisant permettant d’obtenir une bonne efficacité de mesure.
Les systèmes équipés de détecteurs germanium de haute pureté (GeHP), refroidis à l’azote
liquide ont, dans ce cas, tendance actuellement à remplacer peu à peu les systèmes utilisant des scintillateurs NaI(Tl) qui fonctionnent à température ambiante, en raison d’une
meilleure résolution en énergie et donc d’une meilleure quantification et d’une meilleure
discrimination en cas de contamination multi-élémentaire ;
– des temps de mesure longs (10 à 30 minutes) et la possibilité d’effectuer plusieurs
mesures.
Ce type d’installation équipe actuellement la plupart des laboratoires médicaux impliqués
dans la surveillance des personnes travaillant dans le secteur nucléaire (figure 5.6). Lors
de l’accident de Tchernobyl, ce type d’équipement a largement été utilisé lors de campagnes de mesures. Il a permis d’estimer très rapidement la charge corporelle des individus
contaminés et ainsi évaluer la dose liée à la contamination par le césium due à l’accident.
À titre d’exemple, les limites de détection
1 pour
137 Cs et
60 Co sont données dans le
tableau 5.3. et peuvent être comparées aux niveaux de référence AI 20inhalation obtenus à
partir des données de la CIPR 78 (CIPR 78, 1997).
1 Dans cette partie, la limite de détection, qui exprime la sensibilité d’un système de mesure, sera celle retenue
par le Groupe de travail et de normalisation (GTN5, 1989) et décrite par la formule suivante :
avec : LD : limite de détection en Bq ; R : résolution du pic étudié (keV) ; B : taux de comptage du bruit de fond
(cps>keV –1 >s –1 ) ; Eff : efficacité de détection ; t : temps de mesure (s).
LD 8 8
,
R B
ϫ
x t
-------------- -
ϫ
1
Eff
------ -
ϫ
ϭ