Introduction générale
et les opérateurs. Lors du deuxième chapitre, on
présentera les notions théoriques de bases liées aux
interactions du neutron avec la matière. Quant au troisième
chapitre, celui-ci portera sur les outils de simulation de l'interaction du
rayonnement ionisant avec la matière. L'accent sera
particulièrement mis sur le code de simulation des processus
nucléaires utilisé dans ce travail : MCNP. Le
quatrième chapitre, sera consacré à la description et la
modélisation du dispositif porte source neutronique. On exposera ainsi
les résultats et les interprétations de simulations obtenus
à l'issue du travail réalisé.
Le rapport sera clôturé par une conclusion
générale lors de laquelle nous évaluerons les
résultats finaux de l'ensemble des tâches menés au cours de
ce projet de fin d'étude. Ladite conclusion inclura également un
ensemble de propositions pour des améliorations et des extensions
futures du système déjà réalisé.
Chapitre I : Les notions de la
Radioprotection
Chapitre I Les notions de la radioprotection
I. Introduction
Au cours de ce chapitre, nous essayerons de survoler les
notions de base de la radioprotection ou protection contre les rayonnements
ionisants et voir quelles sont les moyens de protection qui doivent permettre
de réduire les expositions subies par les travailleurs et
l'environnement au niveau le plus faible que l'on puisse raisonnablement
atteindre. Les concepts qui seront acquis lors de ce chapitre nous permettrons
d'assimiler le cahier des charges et les prérequis du système
à réaliser au cours de ce PFE [2].
I. 1. Notions préliminaires
Tout équipement ou toute installation mettant en oeuvre
de l'énergie nucléaire doit faire l'objet d'une approche de
radioprotection. En effet, un tel milieu ionisant (voir figure 1)
peut avoir des effets néfastes pour l'être humain et
l'environnement. Prendre toutes les mesures et assurer le respect de toutes les
précautions pour garantir la protection des personnes et de
l'environnement constitue l'objectif de la radioprotection.
3
Figure 1: la pénétration des
rayonnements ionisant [3].
Chapitre I Les notions de la radioprotection
4
‡T.2. Les Principes de la
radioprotection
La radioprotection repose sur trois (03)
principes fondamentaux, émis par la Commission Internationale de
Protection Radiologique (CIPR), inscrits dans le code de la
santé publique [4] :
a) Le Principe d'optimisation Le niveau des
expositions des populations et des individus aux rayonnements ionisants doit
être maintenu au plus bas niveau que l'on peut raisonnablement atteindre.
Afin d'optimiser les expositions, on peut agir à la fois sur la source
de rayonnements, les conditions de travail des intervenants et les conditions
d'exposition [5].
b) Le Principe de justification
Prévoit qu'une activité nucléaire ne peut
être entreprise que si elle est justifiée par les avantages
qu'elle procure, notamment en matière sanitaire, économique ou
scientifique [6].
c) Le Principe de limitation Il faut
éviter les effets dits déterministes, qui apparaissent à
coup sûr au-dessus d'un certain seuil élevé d'exposition
à la radioactivité [7].
Pour appliquer ces principes, la radioprotection met en oeuvre
des moyens réglementaires et techniques spécifiquement
adaptés à trois types de populations exposées : le
public, les patients et les travailleurs.
I. 3. Les effets nocifs de la
radioactivité
Lorsque nous parlons de la radioactivité et de ses
conséquences sur l'homme, nous pensons directement à deux
concepts importants : L'irradiation et la contamination.
a) L'irradiation Résulte directement
d'une exposition externe à des rayonnements ionisants. Son effet
s'arrête au moment où on s'éloigne de la source. Le
rayonnement peut être mortel (létal) selon le
niveau d'exposition.
b) La contamination Consiste à
déposer ou à inhaler un produit radioactif. Dans ce cas, la
radioactivité reste constante et durable jusqu'à
l'élimination de la source de contamination. Les effets peuvent
être plus ou moins néfastes pour la santé. On peut les
classifier en deux catégories :
Ø Les effets
déterministes
Ils se produisent dans le cas d'une exposition unique
à fort débit de dose. Les rayonnements peuvent altérer le
fonctionnement des tissus ou des organes et produire des effets aigus tels que
rougeurs de la peau, perte des cheveux ou brûlures radiologiques. Ces
effets deviennent plus sévères lorsque la dose augmente.
Ø Chapitre I Les notions de la
radioprotection
5
Les effets à incidences aléatoires ou
stochastiques
Ils se produisent dans le cas d'une exposition d'irradiation
faible inférieure à la valeur seuil. Si la dose est faible et
diffusée sur une longue période, le risque est
considérablement plus faible car la probabilité de
réparation des lésions est plus grande. Mais il y a toujours un
risque d'effets à long terme, comme le cancer. Ces effets ne se
produisent pas toujours, mais leur probabilité repose sur la dose.
I. 4. Mesures et unités de la
radioactivité
Ø Le Becquerel (Bq) est l'unité de mesure de la
radioactivité d'un corps. Elle caractérise le nombre de
désintégrations spontanées de noyaux d'atomes instables
qui s'y produit par seconde. Plus l'activité d'un élément
instable est forte, plus sa radioactivité est puissante.
1Bq = 1 désintégration par
seconde
Si une personne se trouve dans une pièce où
sont présents des atomes instables, seule une partie de la
radioactivité ambiante l'atteindra. Cette partie est exprimée par
l'unité « Gray ». Le Gray
(Gy) est l'unité qui permet de mesurer la
quantité de rayonnement absorbé par un corps exposé
à de la radioactivité.
Ø Le Sievert (Sv) est utilisé pour
exprimer les effets biologiques des rayonnements ionisants sur la
matière vivante.
Il est également nécessaire de comprendre que
les effets de la radioactivité sur les tissus vivants, à dose
absorbée égale (mesurée en Gray), varient
significativement suivant la nature du rayonnement incident. Par exemple,
l'impact du rayonnement alpha, à énergie égale, est le
double de celui des rayonnements bêta et gamma.
I. 5. Notion de dose et le débit de
dose
Lorsque les rayonnements ionisations traversent la
matière, ils interagissent avec celle-ci en cédant tout ou une
partie de leur énergie. Définir les quantités de
rayonnement absorbées par la matière c'est définir la dose
reçue par celle-ci.
Chapitre I Les notions de la radioprotection
6
‡T. 5. 1. La dose absorbée
On définit cette dose comme l'énergie
déposée par les rayonnements dans un échantillon de
matière [8].
dW??
D = d?? (En Gray
ou Rad). (1)
Où Wa : est l'énergie
déposée dans l'échantillon ; m :
la masse de la matière considérée.
I. 5. 2. Le débit de dose
Lorsque le facteur temps est pris en compte, la mesure de la
quantité de rayonnement absorbée est appelée «
débit de dose » il est notéb.
?
·D= dd?D???? (En
Gy/h) (2)
Où D : est l'énergie
déposée dans l'échantillon, t : Le temps
d'exposition. ‡T. 5. 3. La dose équivalente
Il faut savoir que tous les rayonnements ne produisent pas les
mêmes effets. Si l'énergie est cédée dans un petit
volume de tissu, la nuisance sera plus grande que si cette même
énergie est cédée sur une plus grande distance. Le
rayonnement alpha (a), dont le parcours moyen dans
la matière vivante est d'environ 40 um
est a priori plus nocif que le rayonnement gamma (y)
qui n'est que partiellement arrêté par l'homme. Le
concept de dose équivalant permet d'exprimer ces deux effets, en tenant
compte d'un facteur de nocivité de rayonnement R, et la
dose équivalente est donnée par l'équation [9]
:
HT,R= ER WRDT,R
(3)
Où DT,R : est la dose absorbée
à l'organe T par l'irradiation R ;
WR : est le facteur de pondération du
rayonnement.
Donc on dit que la dose équivalente totale est la somme
de toutes les doses équivalentes ( HT, R) pour tous les
types de rayonnements. Dans le tableau ci-dessous, on donne une idée sur
l'ordre de grandeurs du facteur de pondération du rayonnement pour
quelques particules ionisantes selon le type et la gamme d'énergie.
Chapitre I Les notions de la radioprotection
7
|
Type et gamme d'énergie
|
WR
|
|
Photons : toutes les énergies
|
1
|
|
Electron : toutes les énergies
|
1
|
|
Neutrons : énergie <10 KeV
|
5
|
|
Neutrons : énergie 10 KeV à 100 KeV
|
10
|
|
Neutrons :>100 KeV à 2 MeV
|
20
|
Tableau 1 : facteur de pondération
radiologique (IAEA) [8].
?.5. 4. La dose ambiante
L'équivalent de dose ambiant est la quantité de
dose dans une zone. Elle porte le symbole H* (10).
L'unité SI de H* (10) est le sievert
(Sv).
?.6. Les limites de dose
Pour garantir la sûreté des travailleurs
exerçant autour des installations nucléaires, leurs expositions
aux rayonnements ionisants doit être surveillée de sorte que les
limites de doses de dose admissibles ne doivent en aucun cas être
dépassées. A titre d'exemple, si on veut surveiller les doses
reçues par les individus durant une période assez importante,
l'une des normes [10] stipule que les doses reçues ne
doivent pas dépasser les limites suivantes :
§ Une dose efficace de 20 mSv par an en
moyenne sur cinq années consécutives,
§ Une dose efficace de 50 mSv en une seule
année,
Et dans le cas où on veut surveiller les travailleurs
durant une heure de temps la limite de dose sera de
10uSv/h.
· dose équivalente au cristallin de 150
mSv en un an,
· dose équivalente aux extrémités
(mains et pieds) ou à la peau de 500
mSv en un
an.
En ce qui concerne les apprentis âgés de
16 à 18 ans, et qui suivent une formation à un
emploi comportant une exposition aux rayonnements ionisants, l'exposition
professionnelle doit être maîtrisée de sorte que les limites
ci-après ne soient pas dépassées :
§ dose efficace de 6 mSv en un an,
§ dose équivalente au cristallin de 50
mSv en un an,
Chapitre I Les notions de la radioprotection
8
Par contre l'exposition de personnes du grand public ne doit pas
dépasser les limites suivantes :
· Une dose efficace de 1 mSv en un an.
Dans des circonstances particulières, une dose efficace
allant jusqu'à 5 mSv en une seule année est
admissible à condition que la dose moyenne sur cinq années
consécutives ne dépasse pas 1 mSv par an.
Les limites de dose fixées ci-dessus ne s'appliquent
pas aux personnes du public qui contribuent volontairement aux soins
donnés à des patients subissant une exposition à visite.
La dose reçue par ces personnes adultes doit néanmoins être
maintenue à un niveau tel qu'il soit peu probable qu'elle dépasse
5 mSv pendant toute la durée de l'acte
médical.
‡T. 7. Les moyens de la radioprotection
On sait déjà que la dose absorbée par un
individu est le résultat du produit du débit de dose par le temps
de présence aux alentours de la source considérée. Donc on
voit bien que la protection contre l'exposition externe est en
général garantie avec le respect d'une combinaison des trois
paramètres suivants :
Ø Eloigner au maximum les personnes de la source des
rayonnements,
Ø Diminuer autant que possible la durée
d'exposition aux rayonnements,
Ø Placer entre la source et les personnes exposées
un ou plusieurs écrans de protection appropriés à la
nature des différents rayonnements ionisants. Ces paramètres
peuvent être résumés de la manière suivante :
· La distance :
S'éloigner de la source de rayonnements, car leur
intensité diminuée avec la distance.
· Le temps : Plus la
durée de l'exposition est courte, plus la dose de rayonnement est
réduite.
· Le blindage : Le blindage
permet d'arrêter ou atténuer les rayonnements ionisants. Il est
utilisé pour protéger les personnels travailleurs des
rayonnements ionisants. Les matériaux utilisés pour ce type de
protections sont soit des absorbants soit des modérateurs de particules
énergétiques.
Pour ce qui est du travail adressé dans ce
mémoire, nous nous sommes basés sur le principe du blindage pour
la mise au point du dispositif « porte source ». C'est ainsi que nous
contribuerons à l'amélioration de l'aspect sûreté et
protection des opérateurs et des
Chapitre I Les notions de la
radioprotection
9
étudiants travaillant aux alentours de la source
neutronique du réacteur sous-critique du CRNB.
I. 8. Conclusion
Lors de ce chapitre, on a abordé plusieurs notions de la
radioprotection. Ces notions ainsi que les grandeurs qui leurs sont
liées vont être abondamment utilisés pour le
développement du travail à décrire tout au long de ce
rapport.
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