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Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
Ce type de modélisation, en raison des temps de prétraitement (scanner et
création du fantôme voxélisé) et de calcul inhérents au grand nombre de cellules en présence, n’est préconisé que pour des applications qui demandent des
niveaux de précision importants : accidents radiologiques, radiothérapie…
3.5 Les grandeurs opérationnelles
Si les méthodes de calcul conduisant à la détermination des grandeurs de
protections sont triviales (cf. exemple), la méthodologie employée suggère les
remarques importantes suivantes.
Tout d’abord, les calculs fondés sur l’utilisation des coefficients de conversion « grandeur dosimétrique caractéristique du faisceau – grandeur de protection » sont donnés pour des géométries et conditions d’irradiation très précises
que l’on ne rencontre que très rarement dans les situations pratiques. Par ailleurs, l’emploi de ces coefficients est assujetti à une caractérisation précise de
l’énergie incidente ; or, typiquement, le cas d’un neutron d’énergie monocinétique reste marginal (e.g. neutron de fusion, de certaines réactions (p,n)...). Les
termes sources neutroniques sont plus généralement des spectres qu’il est
d’ailleurs parfois difficile de caractériser (cf. chapitre 4). Ajoutons enfin que ces
grandeurs de protection, sur la base desquelles sont déterminées les limites
réglementaires, si elles se calculent, ne sont par définition pas mesurables !
Tout l’enjeu va donc consister à déterminer des grandeurs mesurables dites
« opérationnelles » qui vont permettre d’estimer ces grandeurs de protection.
La partie suivante détaille ces estimateurs.
Nous avons établi dans le chapitre 2 que moyennant l’utilisation de dispositifs de mesure adaptés, il est possible d’accéder à des grandeurs physiques de
référence, ponctuelles, caractéristiques du champ de rayonnement : kerma dans
l’air pour les photons, fluence pour les neutrons, dose absorbée dans les tissus
pour les β. La Commission internationale des unités radiologiques (ICRU) s’est
fondée sur ce « savoir-faire » pour définir des grandeurs expérimentales permettant d’estimer par la mesure les grandeurs de protection (HT et E). Les
rapports 39 [26], 43 [27], 47 [28] et 51 [29] de l’ICRU explicitent ces grandeurs,
utilisées dans des applications pratiques pour surveiller et investiguer des situations impliquant une exposition externe. Elles sont définies de façon à surestimer légèrement les grandeurs de protection, conformément à une approche
pénalisante et conservatoire liées à la radioprotection. Ajoutons que les valeurs
de chacune de ces grandeurs sont additives pour des rayonnements, des énergies et des angles d’incidence différents.
3.5.1 Facteur de qualité et définition de l’équivalent de dose
Les grandeurs opérationnelles sont définies à partir du concept
« d’équivalent de dose », proposant une « équivalence » à la dose. Cet « équivalent de dose » se caractérise par le produit de la dose absorbée au point
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
Ce type de modélisation, en raison des temps de prétraitement (scanner et
création du fantôme voxélisé) et de calcul inhérents au grand nombre de cellules en présence, n’est préconisé que pour des applications qui demandent des
niveaux de précision importants : accidents radiologiques, radiothérapie…
3.5 Les grandeurs opérationnelles
Si les méthodes de calcul conduisant à la détermination des grandeurs de
protections sont triviales (cf. exemple), la méthodologie employée suggère les
remarques importantes suivantes.
Tout d’abord, les calculs fondés sur l’utilisation des coefficients de conversion « grandeur dosimétrique caractéristique du faisceau – grandeur de protection » sont donnés pour des géométries et conditions d’irradiation très précises
que l’on ne rencontre que très rarement dans les situations pratiques. Par ailleurs, l’emploi de ces coefficients est assujetti à une caractérisation précise de
l’énergie incidente ; or, typiquement, le cas d’un neutron d’énergie monocinétique reste marginal (e.g. neutron de fusion, de certaines réactions (p,n)...). Les
termes sources neutroniques sont plus généralement des spectres qu’il est
d’ailleurs parfois difficile de caractériser (cf. chapitre 4). Ajoutons enfin que ces
grandeurs de protection, sur la base desquelles sont déterminées les limites
réglementaires, si elles se calculent, ne sont par définition pas mesurables !
Tout l’enjeu va donc consister à déterminer des grandeurs mesurables dites
« opérationnelles » qui vont permettre d’estimer ces grandeurs de protection.
La partie suivante détaille ces estimateurs.
Nous avons établi dans le chapitre 2 que moyennant l’utilisation de dispositifs de mesure adaptés, il est possible d’accéder à des grandeurs physiques de
référence, ponctuelles, caractéristiques du champ de rayonnement : kerma dans
l’air pour les photons, fluence pour les neutrons, dose absorbée dans les tissus
pour les β. La Commission internationale des unités radiologiques (ICRU) s’est
fondée sur ce « savoir-faire » pour définir des grandeurs expérimentales permettant d’estimer par la mesure les grandeurs de protection (HT et E). Les
rapports 39 [26], 43 [27], 47 [28] et 51 [29] de l’ICRU explicitent ces grandeurs,
utilisées dans des applications pratiques pour surveiller et investiguer des situations impliquant une exposition externe. Elles sont définies de façon à surestimer légèrement les grandeurs de protection, conformément à une approche
pénalisante et conservatoire liées à la radioprotection. Ajoutons que les valeurs
de chacune de ces grandeurs sont additives pour des rayonnements, des énergies et des angles d’incidence différents.
3.5.1 Facteur de qualité et définition de l’équivalent de dose
Les grandeurs opérationnelles sont définies à partir du concept
« d’équivalent de dose », proposant une « équivalence » à la dose. Cet « équivalent de dose » se caractérise par le produit de la dose absorbée au point