Interaction des rayonnements ionisants dans les tissus
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collision », et par extension d’accéder à la dose absorbée. Ceci est imputable
en particulier à la difficulté d’évaluer de façon précise la fluence neutronique
en un point. En toute rigueur, comme déjà suggéré, au terme de fluence
« transmise » il faudrait intégrer un facteur d’accumulation Bn dû à la diffusion des neutrons dans le milieu. Ce facteur dépend de la géométrie, du matériau, de l’énergie du rayonnement neutronique, ainsi que de la profondeur
traversée. En conséquence, ce dernier ne peut être quantifié qu’au cas par cas.
C’est la raison pour laquelle, à ce stade, l’expérimentation et plus récemment l’utilisation de codes de calcul de transport de particules fondés sur la
méthode Monte-Carlo (cf. chapitre 6) prend le relai de l’approche analytique
déterministe. Il est en effet possible de calculer la dose absorbée en profondeur
au-delà de la limite de validité du calcul théorique du kerma de première collision au moyen de l’estimateur statistique « point-détecteur » que nous détaillerons ultérieurement. Le calcul de la dose absorbée dans les tissus Dt(10) sous
10 mm va constituer, nous le verrons dans le chapitre 3, la grandeur dosimétrique intermédiaire pour la définition des grandeurs opérationnelles des neutrons. Cette grandeur est d’ailleurs accessible dans le rapport ICRU [33] au
travers de coefficients de conversion de la fluence.
( )
( )
t 10
10
n
E
D
d Φ
§
·
¨
¸
= ¨
¸
Φ
©
¹
(2.83)
Par ailleurs, dans l’élaboration des grandeurs de protections que nous détaillerons au chapitre 3, pour des raisons de commodité, le concept de calcul
dosimétrique ponctuel utilisé jusqu’à maintenant est abandonné au profit de
concepts macroscopiques moyens. Le kerma est désormais estimé selon le rapport de l’énergie transférée à un volume macroscopique V sur la masse de ce
même volume. Les dimensions des volumes considérés (i.e. les organes) sont
très supérieurs au parcours des particules secondaires chargées mises en mouvement dans le milieu. Aussi, l’approximation de l’équilibre des particules
secondaires chargées est faite. Toute l’énergie transférée est considérée comme
déposée ponctuellement. Nous pouvons alors écrire l’expression (2.84).
tr
mc
E
D K
m
≈
≅
(2.84)
On pourra parler dès lors de kerma moyen de multi-collision et de dose
absorbée moyenne. À ce titre, l’ICRU [31] donne la valeur des doses absorbées
moyennes aux organes critiques pour les différentes orientations du corps humain en fonction de l’énergie des neutrons incidents, également sous forme de
coefficients de conversion de la fluence :
T
2
(Gy.cm )
n
E
D
§
·
¨
¸
Φ
©
¹
Nota : la barre horizontale coiffant la variable dose n’est pas retenue dans
la nomenclature de dose moyenne à l’organe DT.
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collision », et par extension d’accéder à la dose absorbée. Ceci est imputable
en particulier à la difficulté d’évaluer de façon précise la fluence neutronique
en un point. En toute rigueur, comme déjà suggéré, au terme de fluence
« transmise » il faudrait intégrer un facteur d’accumulation Bn dû à la diffusion des neutrons dans le milieu. Ce facteur dépend de la géométrie, du matériau, de l’énergie du rayonnement neutronique, ainsi que de la profondeur
traversée. En conséquence, ce dernier ne peut être quantifié qu’au cas par cas.
C’est la raison pour laquelle, à ce stade, l’expérimentation et plus récemment l’utilisation de codes de calcul de transport de particules fondés sur la
méthode Monte-Carlo (cf. chapitre 6) prend le relai de l’approche analytique
déterministe. Il est en effet possible de calculer la dose absorbée en profondeur
au-delà de la limite de validité du calcul théorique du kerma de première collision au moyen de l’estimateur statistique « point-détecteur » que nous détaillerons ultérieurement. Le calcul de la dose absorbée dans les tissus Dt(10) sous
10 mm va constituer, nous le verrons dans le chapitre 3, la grandeur dosimétrique intermédiaire pour la définition des grandeurs opérationnelles des neutrons. Cette grandeur est d’ailleurs accessible dans le rapport ICRU [33] au
travers de coefficients de conversion de la fluence.
( )
( )
t 10
10
n
E
D
d Φ
§
·
¨
¸
= ¨
¸
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¹
(2.83)
Par ailleurs, dans l’élaboration des grandeurs de protections que nous détaillerons au chapitre 3, pour des raisons de commodité, le concept de calcul
dosimétrique ponctuel utilisé jusqu’à maintenant est abandonné au profit de
concepts macroscopiques moyens. Le kerma est désormais estimé selon le rapport de l’énergie transférée à un volume macroscopique V sur la masse de ce
même volume. Les dimensions des volumes considérés (i.e. les organes) sont
très supérieurs au parcours des particules secondaires chargées mises en mouvement dans le milieu. Aussi, l’approximation de l’équilibre des particules
secondaires chargées est faite. Toute l’énergie transférée est considérée comme
déposée ponctuellement. Nous pouvons alors écrire l’expression (2.84).
tr
mc
E
D K
m
≈
≅
(2.84)
On pourra parler dès lors de kerma moyen de multi-collision et de dose
absorbée moyenne. À ce titre, l’ICRU [31] donne la valeur des doses absorbées
moyennes aux organes critiques pour les différentes orientations du corps humain en fonction de l’énergie des neutrons incidents, également sous forme de
coefficients de conversion de la fluence :
T
2
(Gy.cm )
n
E
D
§
·
¨
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Φ
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¹
Nota : la barre horizontale coiffant la variable dose n’est pas retenue dans
la nomenclature de dose moyenne à l’organe DT.