Utilitaires de calcul : DOSIMEX

Résultat du jeu n° 2

Le grand gagnant est donc  : Toz, réponse par MP, disponible auprès de notre huissier
Qui, je le rappelle, avait aussi gagné au jeu n°1.
Donc un grand bravo
Clap clap clap.....

Bon, maintenant, mon cher Toz, pourriez -vous vous rendre (en patinette) en Patagonie pour prendre des nouvelle de Baryo. Parce que coté suspens, maintenant.....


Et donc la réponse, qui se trouve dans les images ci-dessus :
Un photon qui diffuse dans l'eau est réemis avec en moyenne 92 % de son énergie initiale, alors qu'un photon de 1 meV est réemis avec en moyenne 56 % de son énergie initiale.

Ainsi, en proportion, le diffusé à 50 keV a plus de poids qu'un diffusé à 1 MeV.

L'effet est encore plus net avec des effets multiples. Exemple avec le petit Monte-Carlo du tableur :

à 50 keV :

Après 3 diffusion dans le cube d'eau, le photon ressort avec 41 keV d'énergie, soit 80 %.

Alors que le photon de 1 MeV ressort avec 178 keV, soit moins de 20 %


Dans le Plomb, ces effets, pour le 50 keV, sont masqués car c'est l'effet photoélectrique qui prédomine (98, 3 % des interactions). Les effets de build-up à ces énergies et dans ce matériau sont liés à des effets d'absorption-réemission. Ainsi , à 90 keV dans 0,5 cm de plomb, le Build-up est égal à 1,7E12 (si si, il n'y a pas d'erreur, mille milliard, encore appelé des milliasses). Mais bon, en même temps, l'atténuation en ligne droite est égale à 4E-18, ce qui fait que l'atténuation avec BU est de l'ordre du 7E-6. tout de même

En conclusion, la question était sans doute un peu délicate. Pour la prochaine fois, profitant de l'absence de Toz pour cause de voyage, je vais poser plusieurs questions plus faciles, et le gagnant sera celui qui aura répondu le premier au maximum de questions avant le temps imparti (et fluctuant).

Le temps d'en parler au comité de jeu.
Et de pondre la chronique n° 3, qui portera sur le tableur "coefficients ICRU 57"

Gluonmou, grand pourvoyeur de cadeau de Noel pour Toz

Chronique de Gluonmou n° 3 : les coefficients ICRU 57
 
Bonjours chers abonnés, et bien sûr meilleurs vœux.
 
 
Electrons :
 

Quelques remarques :
Il est intéressant de constater que pour l’essentiel le coefficient fluence-H’(0,07) est en gros compris, pour des électrons supérieurs à 500 keV, entre 0,4 nSv.cm2 et 0,3 nSv.cm2.
Par contre, on peut noter qu’à 100 keV ce coefficient est égal à 1,65 nSv.cm2.
Pour les électrons l’ICRU 57défini des grandeurs de protections  autres que H’(0,07), à savoir H’(3) et H(10)
 
Photons
 


 
Neutrons 
 

 
Dans la mesure où les neutrons sont rarement monoénergétiques, un quatrième onglet permet de connaître le coefficient fluence ED  moyen ainsi que le facteur de qualité moyen pour un spectre défini sur 9 groupes en énergie
 

 
 
 
Et comme d’habitude, nous terminons cette chronique par le grand jeu gagnant  préféré de Toz . Comme dit précédemment, au lieu de poser une seule question pas relativement difficile,  nous allons poser plusieurs questions plus ou moins fastoch. Le gagnant sera alors celui qui aura répondu le premier au maximum de questions.
 
Qouesthieun about electrons :
 
Question 1, hyper fastoch : Que vaut-il faire pour avoir un équivalent de dose H’(0,07) égal à 1 Sv avec des électrons de 100 keV
 
Questions 2, hyper fastoch toujours : Pourquoi le coefficient n’est –il pas donné pour des électrons de 60 keV
 
Question 3 (là ça se corse pas mal ): pourriez vous, en 2 lignes maximum, dire pourquoi la courbe pour H’(0,07) présente cette bosse caractéristique passant par un maximum à 100 keV (la réponse la plus courte peut être donnée en 3 mots)
 
With photons now :
 
Question 4 : (finger in the noze). Compte-tenu de ce qui a été dit précédemment, pourriez vous donner le  coefficient fluence dose pour les photons émis par le Cobalt 60 (justifiez la réponse)
 
Question 5 : (toujours les doigts où il faut pas). En déduire alors une estimation à la louche du rapport entre la dose générée par 1 GBq de Cs 137 à 1 m et la 1 GBq de Co 60 toujours à 1 m
 
Question 6 : (assez raide, 6A) expliquer en 2 lignes pourquoi, lorsque l’énergie du photon passe de 100 keV à 10 keV,  les courbes pour Hp(10) et H*(10) commencent par remonter pour ensuite plonger rapidement.
 
And finally for   neutrons  :
 
Question 7 (je vous laisse juges): en partant d’une fluence de neutrons rapides, quelles est la proportion de neutrons que l’on doit thermaliser pour faire baisser la dose d’un facteur 2.
 
Question 8 : quelle est alors le poids des neutrons thermiques (en %) dans la dose totale
 
Question 9 :  (petit revers, 7A en bloc)pour les neutrons thermiques, le coefficient est du même ordre de grandeur que pour les photons de quelques MeV, de l’ordre de 10 pSv.cm2. Est-ce une coïncidence où il y a-t-il un lien, que l’on justifiera alors.
 
Question subsidiaire (ça me démangeait)) : pourquoi le facteur de qualité est-il maximum pour des neutrons incidents de 500 keV et pas 10 MeV par exemple.
 
Comme toujours, ce ne sont pas les réponses qui compte, mais les question.

Gluonmou, millésime 2014

Sheeper mardi par MP (conformément à l'addendum n° 2 du règlement): 5 réponses sur 10

Donc pour l'instant seul en tête

En route vers un second double gagnant?

Pendant que j'y pense, vous pouvez répondre par MP si vous n'avait guère envie de prendre le risque de donner des mauvaises réponse en public, ce qui peut se comprendre. 
Je ne donnerai que le pseudo des ceuss qui seront soit à égalité soit devant le premier à ce moment là. 

En plus certaines réponses, même fausses , pourrait être intéressantes (question mal posée, confusion courante à éviter etc... ) sans ne donner aucun nom bien sûr.

Bonsoir chers abonnés de la chronique de Gluonmou,

Il est temps de sonner le gong est de donner la réponse du grand gagnant du jeu n°3

Et c'est un outsider, inconnu du grand public à ce jour, qui l'emporte, avec 8 réponses sur 10 : Domino


Bravo


On notera que le grand champion Toz, qui concourrait sportivement par pigeon privé depuis la Patagonie, a répondu à 9 questions sur 10 (mais il était hors-jeu en raison de la décision n° 13/2014/RPC/GM)

Question 1, hyper fastoch : Que vaut-il faire pour avoir un équivalent de dose H’(0,07) égal à 1 Sv avec des électrons de 100 keV
 
par définition H=coeffxPhi, avec coeff h'(007)=1,658 nSv.cm2. On en déduit Phi=1Sv/1,658 nSv.cm2=6,03 E8 electrons par cm2

Questions 2, hyper fastoch toujours : Pourquoi le coefficient n’est –il pas donné pour des électrons de 60 keV

Parce que les électrons de 60 keV ne traversent pas les 70 µm de couche morte. 
 
Question 3 (là ça se corse pas mal ): pourriez vous, en 2 lignes maximum, dire pourquoi la courbe pour H’(0,07) présente cette bosse caractéristique passant par un maximum à 100 keV (la réponse la plus courte peut être donnée en 3 mots)

Parce que ces électrons émergent des premiers 70 µm avec une très faible énergie, ils sont en fin de course, et donc comme toute particules chargées, ils font leur pic de Bragg. De plus en raison des trajectoires chaotiques et différentes d'un électron à l'autre, ces pics de Bragg sont plus étalés qu'avec des ions lourds. Donc en gros on voit le pic de Bragg "à l'envers"
 
With photons now :
 
Question 4 : (finger in the noze). Compte-tenu de ce qui a été dit précédemment, pourriez vous donner le  coefficient fluence dose pour les photons émis par le Cobalt 60 (justifiez la réponse)


Nous avions dit que dans ce domaine le coefficient fluence-dose était proportionnel à l'énergie du photon, à la louche à trous. Pour le Cs 137 à 661 keV on a 3,7 pSv.cm2  , on peut donc s'attendre à un coefficient de l'ordre de 7 pSv.cm2, puisque ce dernier a des photons d'énergie deux fois plus élevées (1173 et 1332)
l

Question 5 : (toujours les doigts où il faut pas). En déduire alors une estimation à la louche du rapport entre la dose générée par 1 GBq de Cs 137 à 1 m et la 1 GBq de Co 60 toujours à 1 m

Le Cs émet 1 photon de 661 keV par désintégration (en fait 85 fois sur 100, ce que l'on appelle l'intensité d'émission), alors que le Co 60 émet deux photons (1173 et 1332 kev), soit en moyenne deux fois plus de photon (fluence double)  avec double d'énergie.
On a donc bien en gros un facteur 4 

Un calcul plus précis montre que pour 1 GBq à 1 m source ponctuelle sans écran on a :
Cs 137 92 µSv/h
Co 60 305 µSv/h
Soit un rapport 3,3, donc on peut dire en gros que le Cs 137 est 3 à 4 fois plus dosant (en gamma) que le Co 60

Attention, cette règle empirique ne vaut qu'en l'absence d'écran en source ponctuelle : 

Si on met un écran de plomb, ce rapport augmente (facteur 23 avec 5 cm de pb tout de même)
 
 
Question 6 : (assez raide, 6A) expliquer en 2 lignes pourquoi, lorsque l’énergie du photon passe de 100 keV à 10 keV,  les courbes pour Hp(10) et H*(10) commencent par remonter pour ensuite plonger rapidement.

De 100 keV à 60 keV, c'est surtout l'effet Compton qui prime, avec un µCompton a peu près constant. mais l'énergie transféré aux électrons (c'est eux qui font la dose) baisse
De 60 keV à 20 keV : l'effet photoélectrique devient prépondérant, et augmente très rapidement lorsque l'énergie baisse
De 20 keV à 10 keV : l'effet photoélectrique continue à augmenter, suffisamment pour que les 10 mm de tissus fassent un écran significatif (le libre parcours moyen d'un électron de 10 keV est égal à 2 mm

 (où l'on notera aussi que la question était mal posée)
 
And finally for   neutrons  :
 
Question 7 (je vous laisse juges): en partant d’une fluence de neutrons rapides, quelles est la proportion de neutrons que l’on doit thermaliser pour faire baisser la dose d’un facteur 2.

En gros, en transformant 50 % de la fluence rapide en fluence thermique, on fait passer des neutrons avec un "poids" de 440  pSv.cm2 à 10 pSv.cm2 (soit peanuts en relatif)
Donc la dose est divisé par 2
 
Question 8 : quelle est alors le poids des neutrons thermiques (en %) dans la dose totale
 les 50 % des thermique ne font que 3 % de la dose totale


Question 9 :  (petit revers, 7A en bloc)pour les neutrons thermiques, le coefficient est du même ordre de grandeur que pour les photons de quelques MeV, de l’ordre de 10 pSv.cm2. Est-ce une coïncidence où il y a-t-il un lien, que l’on justifiera alors.

Pour l'essentiel, les neutrons thermiques font de la capture radiative sur nos noyaux de protons à nous, réactions qui génèrent in the bonhomme des photons de 2,2 MeV. C'est donc en quelque sorte une irradiation interne aux photons
 

Question subsidiaire (ça me démangeait)) : pourquoi le facteur de qualité est-il maximum pour des neutrons incidents de 500 keV et pas 10 MeV par exemple.

Parce que neutrons mettent en mouvements des protons de plus faible énergie que les protons mis en mouvement avec des neutrons de 10 MeV. Or plus l'énergie des protons est faible, plus leur TEL est élevé, et donc plus leur facteur de qualité est élevé.
pour autant ,les neutrons de 10 MeV sont plus dosant que ceux de 500 keV. Le facteur de qualité ne fait pas tout.

A bientôt pour la chronique n°4
Gluonmou
 

Bonjour,

pourquoi dans l'onglet NFC 15160, le code ne fonctionne que pour des HT supérieur à 50kV. Comment fait on pour de la mammographie?
Merci

Parce que la norme ne donne aucune abaque pour des HT < 50 keV et > 600 keV

Donc en principe si vous avez HT<50 keV la norme vous demande (impose?) de prendre HT=50 keV

So it is!!

La loi est la loi, et ce n'est pas nous qui l'avons écrite, et on ne peut pas s'amuser à sortir du cadre de la norme

je ne sais pas s'il avaient bien mesuré les conséquences de ce choix. Vous n'étes pas le premier à nous faire remonter ce cas.

Quelle était la pratique avant pour Ht< 50 keV?

Bonjour,

J'utilise Dosimex-G version 1.3.3 avec Excel 2003.

Avec l'option GX / feuille de calcul NF C15-160 dans l'onglet Résultats, lorsque le lance le calcul, j'obtiens l'erreur suivante:

Erreur d'exécution '438':
Propriété ou méthode non gérée par cette objet

Je peux cliquer sur "Fin" pour ensuite accèder aux résultats mais j'ai perdu la feuille de calcul et si je veux changer des paramètres je suis obligé de tout reprendre du début...

Merci d'avance pour votre réponse

C'est un bug sous Excel 2003 qui a déja été signalé, et croyez-moi que nous en sommes fort désolé.
C'est une bête commande pour faire des traits que l'on a fait en VBA version 2007 et qui ne passe pas sous 2003.
Parce qu'à la fin finale nous avons voulu recopier la feuille de calcul de la boite de dialogue vers la  feuille Excel, par sécurité .. comme quoi.

Nous allons refaire une nouvelle version le plus rapidement possible.
Envoyez-moi votre mail par MP et je vous mettrai sur ma liste  de diffusion de mise à jours

Gluonmou

Concernant le pb des HT< 50 keV, la réponse se trouve dans l’arrêté qui va bien, où il est préciser "tout autre moyen de calcul"

Avec l'option " calcul débit de dose" vous pouvez faire des calculs en descendant jusqu'à 25 keV, et chercher manuellement l'épaisseur de plomb pour tenir un débit de dose donné. Par contre nous ne calculons pas le diffusé et la fuite dans ce cas là.

Mais j'ai cru comprendre que ces composantes là pour de telles énergies étaient quasi-indétectables, sauf avec des compteurs (il vient d'y avoir un post intéressant ailleurs sur ce sujet)

La chronique n° 4 de Gluonmou : Sérious game 1D
 
Bonjours chers auditeurs. Je profite d’un coup de mou dans mon emploi du temps pour reprendre les manettes du jeu. En effet le 4^ème tableurs que nous (Gamma.lambda vous fait coucou de la main, mais vous ne pouvez pas le voir, il est au fond de sa cuve) vous proposons est très tendance : c’est comme qui dirait un « serious game », très utilisé en pédagogie dite immersive.


C’est quoi la pédagogie immersive en RP ?en gros au  lieu de jouer à Halo et de dézinguer des covenants par paquets de 20, on vous propose de vous balader dans des lieux fortement pouraves avec une babyline virtuelle à la main. Le premier qui dépasse 20 mSv est viré.
 
Ben nous on vous propose un serious game 1D. Plus serious que game, dans la mesure où les débits de dose que nous calculons (source ponctuelle+ atténuation en ligne droite avec BU de Berger) sont réalistes.
 
Donc en gros, vous choissisez un RN , (base de données complète) , son activité puis en fonction de la distance vous obtenez le DED, la dose en fonction du temps d’exposition. Mais aussi le zonage adapté au DED, les dépassements de limites de doses règlementaires etc..

(nota on peut choisir les activités  en Bq ou en Curie, avec conversion immédiate dans les deux sens)
 
Bef cela permet de mettre en évidence les paramètres usuels, classiques et basiques de la RP pour l’exposition externe : distance-activité-temps -écran  (DATE)
 
Le choix des écrans est très limité vous ne pouvez faire qu’un RN à la fois , et en source ponctuelle uniquement, mais pour des scenarii plus compliqué, vous avez  MCNP, Dosimex-G, µShield , Mercurad…)
 
Vous avez aussi des informations sur le classement de dangerosités de la source choisie ( liste limitée à 26 RN) , issue d’un document et d’une approche intéressante proposée par l’AIEA : 
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1278f_web.pdf
 
Situation de référence avec 15 Ci de Co 60 à 1 m sans écran. Ça chauffe pas mal

 

Vous pouvez reculez (vous avez le facteur de division de la dose)




Et si vous devez vous approcher sans risquer une alopécie précoce et autres ennuis de santé sérieux, sans parler des dossiers à remplir (l'horreur), pour pouvez mettre un écran.



 
Ce modeste utilitaire est issu de nos expériences d’enseignant, et permet d’expliquer simplement les trucs de base avec valeurs numériques concrètes et réalistes  à la main. Idéal donc  pour les formateurs .
 
And now the  Toz’s  Favorite Game
 
Question 1 : la zone surveillée correspond à des DED compris entre 0,5 µSv/h et 7,5 µSv/h. Pourquoi 0,5 µSv/h ?
 
Question 2 : la zone controlée verte correspond à des DED compris entre    7,5  µSv/h et 25 µSv/h. pouvez-vous justifiez le 25 µSv/h ?
 
Question 3 : dans la situation initiale, 15 Ci de Co 60 à 1 m sans écran, combien de temps pouvez –vous rester  au maximum du maximum théorique avant d’avoir de gros problèmes avec les autorités de sureté, et donc aussi avec votre employeur . La réponse peut-être fluctuante et soumise à débat, polémique etc…
 
Question 4 :  une source est  classée « extrêmement dangereuse » parce que :
- Si vous la perdez vous êtes virée
- Si vous restez à proximité  sans protection particulière pendant quelques minutes vous risquez

• de dépasser 500 mSv
  
• de mourir
  

 

Question 5 : comment classeriez-vous, par ordre de dangerosité décroissante et pour une même activite,  le Strontium90, le Cobalt 60 et le Cs 137. justifiez un poil la réponse.

A bientôt

Gluonmou

bonjour,
j'ai un problème pour visualiser l'entièreté de l'écran générateur X que ce soit en débit de dose ou en norme. J'ai un mini PC. J'ai raccourci le bandeau excel, mis la taille à 75%.Je n'ai aucun problème avec les autres tableurs de dosimex, mais celui là, impossible d'accéder à la partie basse de l'écran
Merci de m'aider

Bonsoir Domino,
la seule solution que je puisse vous proposer est de modifier la résolution de votre mini PC ceci devrait vous permettre de voir l'ensemble de la boite de dialogue.
Bonne soirée.

merci, problème résolu
bonne soirée

Bonjour,

Mon huissier est venu m'annoncer le fin du jeu; Après dépouillement des réponses envoyé par MP, c'est Hugo86 qui remporte le pompom sur le jeu n° 4.

Les gagnants des jeu précédents ont eux aussi répondu correctement, pour le fun. 

Je colle ci-dessous par exemple les réponses de Sheeper (ce qui me fait du taf en moins). Je rajoute aussi  2 réponses à la question 3 avec des variantes. Un débat constructif peut s'ouvrir sur une telle situation. Un bon gros pb de RP avec des gros Becquerels.

Sheeper dixit :




































































Remarque de Gluonmou : la réponse de Sheeper est ici intéressante : les calculs sont corrects, et on pourrait classer en termes de calculs de doses Sr90>Co 60>Cs 137


Oui mais voilà, la dose Sr 90 est une dose bêta, donc superficielle. C'est à dire difficilement mortelle. Or le concept de dangerosité des sources prend en compte le risque mortel des fortes doses (voir question précédente), et là ce sont les gamma qui l'emportent. N'oubliez pas qu'une valeur de dose à elle seule n'est pas une donnée suffisante, il faut connaitre la surface ou le volume touché. Donc le classement AIEA est  :Co60>Cs137 (voir jeu précédent)>Sr 90. Une dernière remarque, dans le classement AIEA c'est le Cf 252 qui est le plus "dangereux (à activité égale), et le moins dangereux est le tritium (avec son petit bêta de 18 keV, peuchère)  (remarque: au passage je viens de découvrir très récemment à mes dépends que les plus dangereux dans la RP ne sont pas toujours les rayonnements ionisants)

Bonjour,
je ne pense pas que l'autorisation du chef d'établissement suffise pour envoyer quelqu'un en zone rouge
Outre l'évaluation du risque, il faut évaluer les protections à mettre en place en terme d'écran mais aussi d'augmentation de la distance de travail et d'entrainement à une manip dangereuse de façon à la réaliser dans un temps permettant une exposition acceptable

Bonjour,
Je souhaite savoir quelle épaisseur de plomb dois-je installer pour diviser par 2 le débit de dose s'une source de I131.
En utilisant l'option Xécran, je trouve 7mm et 13mm en prenant en compte les valeurs de build up différentes. 
Lorsque j'utilise "calcul de débit de dose gamma et X ", source ponctuelle, je trouve une épaisseur 1/2 de 3mm de Pb avec Taylor et 6mm avec Berger.
Pourquoi existe t-il un facteur 2 entre ces 2 applications? Au prix du plomb, la différence coute chere..
bonne journée

Vous  avez pris quelle valeur d'énergie pour l'option Xécran, étant entendu que l'Iode 131 n'est pas monoénergétique?

Pour ma part, en prenant une valeur moyenne de 390 keVn en gamma (ce qu'il ne faut pas faire), je trouve 3 mm avec BU de Taylor, homogène avec le résultat donné par le calcul en source ponctuelle  qui calcule mais sans faire de moyenne entre les émissions. 

2 remarques à ce propos

La valeur la plus fiable reste ici et toujours le BU de Taylor. En l’occurrence le Bu de Berger est surestimé.  Rappelons que si nous donnons les 2, c'est pour pouvoir composer des écrans quelconques, et que  seul le BU simplifié de Berger permet d'avoir une réponse. Si le matériau existe dans la liste BU de Taylor, prenez celui-là. 

Pour un émetteur monoénergétique, un écran moitié divise la dose par 2, 2 écran moitié divise la dose par 4 etc etc..
Cette règle n'est plus valable avec des émetteurs multiénergétiques
Idem avec un écran moitié prenant en compte le BU

Cordialement

Gluonmou

Bonjour,
J'ai pris l'énergie gamma max donnée dans le guide de Delacroix, soit 637keV.
Comment faites vous pour calculer l'énergie moyenne de 390keV ?
Merci
Benjamin

Achtung, ne pa sconfondre Emax pour les bêta et émission photon. le 637 keV c'est le photon de plus forte énergie émis, mais avec une intensité de 7 % seulement
l'émission principale est à 365 keV (81 %) 

Ce qui change tout

Ce qui rejoint une discussion que nous avons eu : il faut bien distinguer les types d'émission, gamma ou bêta. Les calculs sont différents, les moyens de mesures aussi très souvent, et les conséquences en RP différentes; Vous pouvez en général vous débarrasser aisément de la composante bêta
Bien cordialement
Gluonmou

Ok mais pourquoi prendre 390keV et non 365 keV?
Bonne journée
Benjamin

Bonjour,

390keV c'est l'énergie pondérée des rayonnements gamma pour l'iode131 quand tu considères que deux raies (365keV à 82% et 637keV à 7%) et encore là 390keV c'est l'arrondi de 386,39keV après calcul.

Si tu considères 3 raies en rajoutant le 284keV à 6%, l'énergie pondérée passe à 379,93 keV.

Bonjour,

Quel calcul fais tu?
365*0.82+637*0.07=344keV?
Emmanuelle

Oui, moyenne pondérée par l'intensité.

Attention à ce genre de moyenne. je ne l'ai fait que pour confirmer ou infirmer la remarque de benjamin 14

Mais les phénomènes n'étant pas linéaires (atténuation etc...), ce type de moyennes en énergies (regroupement) ne doit se faire que sur des énergies proches

Dans le calcul de dose, nous raisonnons énergie après énergie. A noter que la base gamma par défaut est déjà une base de donné regroupée en énergie, pour limiter le temps de calculs (regardez le spectre du Ra 226 à l’équilibre avant et après regroupement)

La chronique n° 5 de Gluonmou : DOSIMEX-N
 
Bonjour chers auditeurs. Après une phase un peu course en sac, une rencontre avec une bosse mal placé sur une piste de ski (y’a du laissez-aller chez les dameurs, ma brav’dam’) un congrès où je me suis fait une entorse au poignet à signer des autographes (je rigole, mais moi aussi je peux prendre le melon si j’ai envie dès fois…), je reviens contre vents et marées,c’est d’époque, pour cette cinquième chronique. Celle–ci ouvre la séquence consacré aux outils plus spécifiquement lié aux calculs d’équivalent de dose générées par les radionucléides
 
Nous commencerons par parler neutrons. Allez, ne partez pas. Je sais d’expérience qu’assez souvent, lorsque l’on dit« neutrons » à un RP, ça avance instantanément l’heure de départ de son bus.
 
Le code Dosimex-N va vous réconcilier avec ces petites bébètes. Il propose deux options, l’une pédagogique, l’autre à vocation calcul de dose.
 
Dans les deux cas, le calcul se fait suivant le principe des codes Monte-Carlo, c'est-à-dire que l’on reproduit tous les aspects aléatoires des processus d’interaction neutron-matière : distance parcouru entre deux interactions, nature de la réaction (diffusion, capture ..), angle de diffusion etc etc…
 
Vous pouvez vous familiariser avec cet aspect avec l’onglet « trajectoire », qui vous permet d’envoyer un par un des neutrons à partir du centre d’une sphère représentant une protection biologique. Vous pouvez choisir l’énergie du neutron, la dimension et la nature élémentaire de la sphère, avec un mélange de 6 éléments possibles : C, H, O, N, Pb et Bore 10 (même choix dans l’application calcul).
 
Vous verrez par exemple comment les neutrons rapides se thermalisent rapidement dans l’eau, puis sont capturés ou sortent de la protection. Ainsi que l’impact d’un pouillème de Bore 10. Vous constaterez en prenant par exemple du plomb à quel point ce matériau est un piètre écran vis à  vis des neutrons rapides. En même temps que la trajectoire se construit, l’historique de la trajectoire s’affiche, et l’on voit l’évolution de l’énergie du neutrons au furs et à mesures des chocs :
 
Exemple d’un neutron de 5 MeV dans une sphère d’eau de 50 cm de diamètre : le neutron est thermalisé après 15 chocs (0,025 eV) et est capturé après 107 chocs :
 

 
 
Exemple d’un neutron de 5 MeV dans une sphère en plomb de 3 m de diamètre : malgré les dimensions du bestiau, le neutron réussit à en sortir après 1098 chocs avec une énergie de 125 keV (j’en profite pour signaler un défaut de conception : la trajectoire affichée ne prend en compte que les 1000 premiers chocs, ce qui nous paraissaient initialement suffisants, ce sera corrigé dans une prochaine version)
 

 
 
Posologie pour les neutrophobes: vingt tirages aléatoires par jours pendant 15 jours en en jouant avec l’énergie du neutron et le matériau, et les neutrons n’auront plus aucuns secrets pour vous.
 
Dans l’onglet « Dose », le principe de la gestion est le même, mais comme on n’affiche pas les trajectoires, ça pédale plus vite (suivant les versions d’Excel, un conseil si vous avez Excel 2003 gardez-le, ça va devenir culte).
 
On peut choisir la nature de la source : Am/Be, Ra/Be, PuO2, Monoénergétique, puis l’activité alpha ou le taux d’émissions sous 4 pi. On détermine la nature de la protection biologique, et on appuie sur le bouton. On peut aussi rajouter un écran de Cadmium.
 
Le temps de calcul peut être assez long si l’on choisi une dimension élevée de protection, ou très absorbante etc..
 
Dans certains cas vous n’aurez qu’un seul neutron émergeant au bout de 100000 neutrons générés, ou plus. Vous pouvez  limiter ce temps de calcul en choisissant un nombres de neutrons émergeants plus petit, ce qui impactera alors l’erreur statistique.
 
Le code vous donne diverses informations : DED en Hp(10) et H*(10), le coefficient de transmission en dose et en fluence, la dose gamma due aux gamma de capture, l’allure du spectre émergeant, pour l’essentiel



 Et maintenant le grand jeu de la chronique n° 5
 
 
Question 1 : pourquoi les neutrons ont –ils une capacité de pénétration dans la matière en général assez élevée ?
 
Question 2 : pour quelle raison l’eau est –elle une meilleure protection, et de loin,  que le plomb (cf les trajectoires précédentes et questions suivantes))
 e
 
Question n° 3 : une source de neutron monoénergétique de 5 MeV placé au centre d’une sphère de rayon 25 cm de plomb a un facteur de transmission en fluence de 100 % (ce qui veut simplement dire qu’aucune neutron n’est capturé. Par contre on obtient bizaremment un facteur de transmission en dose neutron de 102 % : la dose  est plus élevé avec plomb que sans plomb !! Comment cela est-il possible, ma brav’dam’?
Pour vous aider, ci-dessous une trajectoire d’un neutron de 5 MeV dans cette sphère, sachant que la plupart des trajectoires se concluent de la même façon :
 

 
Question 4 : le cadmium est réputé être un excellent écran contre les neutrons. Sa section efficace de capture pour les neutrons thermique est de l’ordre de 3000 barns. Ainsi 0,5 mm de Cadmium représente 10 écrans moitiés contre les neutrons thermiques. On constate cependant, avec une source Am/Be, que 0,5 mm de Cd placé derrière une sphère de protection biologique d’eau de 20 cm  n’a quasiment aucun effet en termes d’atténuation en dose. (dans les deux cas le facteur de transmission en dose est de l’ordre de18 %). Pourquoi cet écran a-t-il si peu d’effet ? Une petite indication est fournie par le spectre des neutrons émergeants de la protection, sans présence de l’écran de Cadmium :
 

 
A vous de jouer.
 

Neutronmou