FR 3095522 A1 20201030 FR 1904372 A 20190425 Description Titre de l'invention : Procédé de détermination d'une dose d'irradiation déposée dans un matériau actif d'un détecteur de ra- diations Domaine technique 100011 La présente invention concerne un procédé de détermination d'une dose d'irradiation notamment d'une dose d'irradiation déposée dans un matériau actif d'un détecteur de radiations. 100021 Elle concerne également un procédé de protection contre les effets d'au moins un rayonnement ionisant. 100031 Elle trouve des applications dans tous les domaines (médecine, industrie nucléaire, ...) pour lesquels une détermination fiable et rapide de l'exposition, ou d'un changement dans l'exposition, d'un objet ou d'un organisme vivant à un rayonnement ionisant est importante. Technique antérieure [0004] Dans de nombreux domaines, il est connu d'utiliser des détecteurs de rayonnements ionisants pour détecter des rayonnements émis par une source radioactive, dans un environnement donné. [0005] A titre purement illustratif, les informations fournies par ces détecteurs peuvent être utiles dans des zones environnant des centrales nucléaires, dans des sites industriels, des lieux de lutte contre le transport illicite de matières radioactives ou plus simplement, à la recherche et. à la caractérisation de sources de rayonnement isolées. [0006] Le compteur Geiger-Müller (G-M), encore appelé plus simplement compteur Geiger, est largement. répandu pour la mesure de rayonnements ionisants. Ce compteur est constitué d'un tube Geiger-Müller, d'un dispositif d'augmentation du signal et d'un dispositif d'enregistrement de ce signal. Le tube Geiger-Müller est formé d'une chambre métallique cylindrique remplie d'un volume de gaz sous faible pression, un fil mince métallique étant placé dans l'axe de cette chambre. Une tension est établie entre le cylindre qui forme la cathode et le fil mince qui joue alors le rôle d'anode. Lorsqu'un rayonnement ionisant pénètre dans le tube Geiger-Müller, il ionise le gaz. Les électrons ainsi créés se multiplient par avalanche électronique en venant ioniser d'autres molécules de gaz. Après amplification, le signal électrique généré entre l'anode et la cathode est traduit sous forme d'une indication visuelle et/ou sonore appelée déclic. [0007] Toutefois, une telle méthode de mesure ne donne pas entière satisfaction. 2 100081 Tout d'abord, un tel détecteur ne permet pas de différencier les divers types de particules détectées. Par ailleurs, du fait de la faible densité du gaz présent dans le tube de détection, des particules peuvent traverser le détecteur sans être détectées, limitant de fait considérablement la sensibilité d'un tel détecteur. [0009] On connaît également des procédés de mesure spectrométrique de rayonnements ionisants mettant en oeuvre des méthodes de traitement mathématique pour déterminer différentes grandeurs. Casanovas et al. divulguent ainsi une méthode de simulation de Monte Carlo (MC) pour le calcul de l'équivalent de dose ambiant H*(10) à partir de mesures réelles obtenues par spectrométrie à rayons gamma (Applied Radiation and Isotopes 118 (2016) 154 -159). [0010] Cependant, ces méthodes de mesure sont complexes et requiert beaucoup de ressources de calcul. Elles exigent par conséquent, des moyens de calcul très sophistiqués et encombrants. De ce fait, ces méthodes ne peuvent être mises en oeuvre que dans certaines configurations fixes telles que des stations de surveillance, et elles ne sont typiquement pas en mesure d'être exécutées par un dispositif de surveillance portatif ou embarqué. Ces méthodes de calcul peuvent également s'avérer consommatrices en temps de sorte qu'elles ne sont pas en mesure de fournir des résultats immédiats. [0011] Or, pour certaines applications, il est essentiel d'être en mesure de déterminer la dose d'irradiation reçue par un organisme vivant ou un objet exposé à un ou plusieurs rayonnements ionisants, non seulement avec une grande précision, mais surtout de manière aisée et instantanée. Par exemple, il peut s'avérer vital de pouvoir déterminer de manière fiable et le plus rapidement possible, une brusque variation de dose d'irradiation absorbée pour offrir une protection efficace à une ou plusieurs personnes contre les effets des rayonnements ionisants. [0012] Ainsi, il existe un besoin pressant pour un procédé de mesure de dose d'irradiation absorbée par un matériau actif d'un détecteur de radiations, dont la conception originale surmonte les inconvénients ci-dessus mentionnés. Objet de l'invention [0013] La présente invention vise un procédé de détermination d'une dose d'irradiation déposée dans un matériau actif d'un détecteur de radiations, simple dans sa conception et dans son mode opératoire, offrant à la fois une réactivité et une fiabilité élevées. [0014] Un objet de la présente invention est aussi un tel procédé de détermination d'une dose d'irradiation qui soit bien plus fiable que les procédés de l'état de l'art, lorsqu'une source de rayonnement inconnue est mesurée. 3 100151 Un autre objet de la présente invention est de déterminer la dose ou le débit de close sous différentes grandeurs physiques : équivalent de close amblent Ht(10), équivalent de dose individuelle FI,(10), KERMA dans l'air, ... [0016] Encore un objet de la présente invention est un logiciel nécessitant très peu de puissance de calcul pour son exécution et en conséquence apte à être embarqué, par exemple sur un dispositif de protection portatif. Exposé de l'invention [0017] A cet effet, l'invention concerne un procédé de détermination d'une close d'irradiation déposée dans un matériau actif d'un détecteur de radiations par au moins un rayonnement ionisant, ledit matériau actif ayant une masse prédéterminée. Selon l'invention : - détecter pendant un intervalle de temps NT ou pour un nombre prédéterminé d'évènements d'excitation AN, l'énergie Ei de chaque évènement d'excitation lié à l'interaction dudit au moins un rayonnement ionisant avec ledit matériau actif, - compter le nombre d'évènements d'excitation N pour lesquels l'énergie Ei a été ainsi détectée, - déterminer l'énergie moyenne Em déposée dans ledit matériau actif par ces N évènements d'excitation, - obtenir la dose d'irradiation moyenne déposée dans le matériau actif dudit détecteur par ledit au moins un rayonnement ionisant pendant ledit intervalle de temps AT ou pour ledit nombre prédéterminé d'évènements d'excitation AN. [0018] De manière très avantageuse, le présent procédé permet de déterminer l'énergie déposée en moyenne dans le matériau actif d'un détecteur de radiations par au moins un rayonnement ionisant incident sur un intervalle de temps déterminé ou pour un nombre d'événements d'excitation donnés. Dans ce dernier cas, le nombre AN est bien entendu égal à N. Cette information fiable offre une solution particulièrement simple permettant de rendre compte instantanément d'une brusque variation dans la dose d'irradiation déposée dans le matériau actif. Dès lors la protection d'un objet ou d'un individu contre les effets d'au moins un rayonnement ionisant peut être renforcée. En outre, cc procédé ne requiert pas de moyens de calcul présentant une puissance de calcul importante. Le logiciel, réalisant au moins certaines des étapes de ce procédé lorsqu'il est exécuté, peut dès lors requérir un simple microprocesseur. A titre purement, ce dernier peut être embarqué, par exemple dans un équipement portatif, ou au contraire être fixe tel que dans un ordinateur ou une station de surveillance. De plus, on constate que ce procédé est bien plus fiable que les procédés connus de l'état de l'art, lorsqu'une source de rayonnement inconnue est mesurée. En effet, la mesure ne dépend pas d'une courbe de calibration mais de phénomènes physiques (dépôt d'énergie). [0019] Cette énergie moyenne déposée dans le matériau actif est donnée par l'équation suivante : [0020] [Math.1] [0021] Un tel procédé permet donc la détermination des caractéristiques d'une source de rayonnements ionisants et de toute nature (minerai, pollution, sources scellées) d'un site donné. [0022] Dans différents modes de réalisation particuliers de ce procédé de détermination d'une close d'irradiation déposée, chacun ayant ses avantages propres et susceptibles de nombreuses combinaisons techniques possibles: [0023] - on détermine le taux de comptage, on compare la valeur de ce taux de comptage par rapport à une valeur seuil et on ajuste l'intervalle de temps AT lorsque la valeur de ce taux de comptage est supérieure à cette valeur seuil. De manière avantageuse, on peut ainsi être plus réactif lors d'une variation brusque du niveau de radioactivité. De préférence, le taux de comptage est déterminé pendant l'intervalle de temps AT. Avantageusement, cette activité, ou taux de comptage, est mesurée périodiquement, de préférence toutes les secondes. [0024] - une calibration en énergie dudit matériau actif a été préalablement réalisée en mettant en oeuvre au moins trois sources, de préférence au moins quatre sources. [0025] - lors de la première étape, on détecte un premier instant d'exposition dudit matériau actif à un rayonnement ionisant et on mesure (chronomètre) un intervalle de temps AT à compter de ce premier instant d'exposition, [0026] - pour obtenir la dose d'irradiation moyenne déposée, on applique un coefficient de correction tenant compte du nombre d'évènements, c'est-à-dire du nombre de particules détectées, sur l'intervalle de temps AT. On constate qu'avec l'augmentation du nombre de particules comptées par unité de temps, la probabilité d'avoir deux particules interagissant simultanément, ou avec un écart de temps faible, dans le détecteur augmente. Ainsi, afin de garantir une mesure fiable du comptage des particules ionisantes détectées, il est alors avantageux de corriger le taux de comptage par un facteur de probabilité d'une simultanéité de détection de deux particules. [0027[ - on choisit AN supérieur ou égal à 200 et inférieur ou égal à 1000 évènements d'excitation. Une telle plage de valeurs pour le choix de AN assure avantageusement des mesures fiables tout en étant très rapides, lesquelles peuvent dès lors autoriser la mise en place d'une surveillance efficace. [0028] - ledit détecteur de radiations est choisi dans le groupe comprenant un scintillateur, un scintillateur organique, un scintillateur inorganique ou un dispositif de détection à semi-conducteur. [0029] - on répète le procédé de détermination en variant la distance séparant ledit matériau actif de la source de rayonnement ionisant. [0030] La présente invention concerne aussi un procédé de protection contre les effets d'au moins un rayonnement ionisant. Selon l'invention, en plus des étapes du procédé de détermination d'une dose d'irradiation déposée tel que décrit précédemment, on détermine un débit de dose moyen déposé dans ledit matériau actif et/ou l'équivalent de dose H"(10) ou Hp(10), on compare la valeur ainsi déterminée avec une valeur seuil de référence et un avertissement est émis lorsque cette valeur est supérieure à ladite valeur seuil de référence. [0031] Selon un mode de mise en oeuvre particulier de cc procédé de protection, ledit aver- tissement est un avertissement sonore et/ou visuel. A titre purement illustratif, il peut s'agir d'une alarme sonore et lumineuse. Il peut encore s'agir d'un avertissement adressé par sur un terminal fixe ou mobile de l'utilisateur, par exemple un téléphone portable ou une tablette tactile portable en utilisant un réseau local ou encore un réseau d'accès cellulaire peut être de plusieurs types (2G, 3G, 4G, 5G) chaque type de réseau étant accessible selon plusieurs technologies d'accès cellulaires (2G : EDGE, GPRS, 3G : UMTS, HSDPA, HSUPA, HSPA, HSPA+, 4G : LTE). [0032] La présente invention concerne également un programme d'ordinateur comprenant des instructions adaptées à la mise en oeuvre de chacune des étapes du procédé tel que décrit précédemment, lorsque ledit programme est exécuté sur un ordinateur. [0033] Cet ordinateur peut être une station de travail fixe ou mobile, ou encore un terminal mobile tel qu'un téléphone portable, par exemple un smartphone, ou une tablette tactile portable. [0034] La présente invention concerne encore un support d'enregistrement sur lequel est stocké le programme d'ordinateur tel que décrit précédemment. [0035] La présente invention concerne également un détecteur de radiations portatif comprenant un support d'enregistrement tel que décrit précédemment et un microprocesseur pour exécuter ledit programme d'ordinateur. Brève description des dessins [0036] D'autres avantages, buts et caractéristiques particulières de la présente invention res- sortiront de la description qui va suivre, faite, dans un but explicatif et nullement 6 limitatif, en regard des dessins annexés, dans lesquels: Fig. 1 100371 Ifie.11 est une représentation schématique d'une courbe montrant le nombre de coups mesurés par un scintillateur exposé à un rayonnement ionisant en fonction du temps, selon un mode de réalisation particulier du procédé de la présente invention ; Fig. 2 [0038] [fie.2] est une représentation schématique de la distribution en énergie des coups mesurés pour ce procédé de la Fig. 1; Description des modes de réalisation [0039] Les dessins et la description ci-après contiennent, pour l'essentiel, des éléments de caractère certain. Ils pourront donc non seulement servir à mieux faire comprendre la présente invention, mais aussi contribuer à sa définition, le cas échéant. [0040] Tout d'abord, on note que les figures ne sont pas à l'échelle. [0041] Les Figures 1 et 2 représentent schématiquement des mesures réalisées dans le cadre du procédé de détermination d'une dose d'irradiation déposée dans un scintillateur de volume et de masse connus selon un mode de réalisation particulier de la présente invention. [0042] Ce procédé comporte une première étape dans laquelle on détecte pendant un in- tervalle de temps T2 l'énergie Ei de chaque évènement d'excitation lié à l'interaction d'un rayonnement ionisant avec le scintillateur. La source de rayonnement est ici de type inconnu. 100431 A titre purement illustratif, ce scintillateur (non représenté) est configuré pour mesurer simultanément des rayonnements béta (13) et gamma (A). Ce scintillateur est ici formé par un empilement de couches de différents matériaux scintillateurs inorganique et organique. 100441 Comme représenté à la Figure 1, l'intervalle de temps T2 retenu correspond à une brusque variation dans l'activité, i.e. le nombre de coups détectés par seconde, le signal mesuré dans l'intervalle de temps TI correspondant, par exemple, à un bruit de fond. Encore à titre d'exemple, cet intervalle de temps qui était initialement de l'ordre de cinq cents (500) secondes (trois (3) minutes) a été ajusté après avoir déterminé le taux de comptage (de l'ordre de cinquante (50) coups/s) dans la première moitié de l'intervalle de temps T, mais après le démarrage de cet intervalle de temps. Cet ajustement a conduit à une réduction de ce dernier à une durée de vingt secondes (20 s) pour obtenir une mesure d'environs mille (1000) évènements d'excitation. 100451 On compte simultanément le nombre d'évènements d'excitation N pour lesquels l'énergie Ei a été ainsi détectée et on enregistre ce nombre N sur une unité de stockage. 100461 Puis, on détermine l'énergie moyenne Em déposée dans ce scintillateur lors de ces N 7 évènements d'excitation. [0047] On obtient ainsi une dose d'irradiation moyenne déposée dans le scintillateur par cc rayonnement ionisant pendant cet intervalle de temps Ti. [0048] En calculant à partir de cette dose d'irradiation moyenne ainsi obtenue, le débit de dose absorbée, lequel a un aspect prospectif, il est dès lors possible d'adopter des dispositions permettant de limiter, voire supprimer, les effets d'un rayonnement ionisant. La présente invention permet également d'identifier par cette énergie moyenne ainsi calculée, le type de particule auquel le scintillateur est exposé. 8 [Revendication 1] [Revendication 2] [Revendication 3] [Revendication 4] [Revendication 5] [Revendication 6] REVENDICATIONSProcédé de détermination d'une dose d'irradiation déposée dans un matériau actif d'un détecteur de radiations par au moins un rayonnement ionisant, ledit matériau actif ayant une masse prédéterminée, caractérisé en cc qu'on réalise les étapes suivantes : - détecter pendant un intervalle de temps AT ou pour un nombre prédéterminé d'évènements d'excitation AN, l'énergie Ei de chaque évènement d'excitation lié à l'interaction dudit au moins un rayonnement ionisant avec ledit matériau actif, - compter le nombre d'évènements d'excitation N pour lesquels l'énergie Ei a été ainsi détectée, - déterminer l'énergie moyenne Em déposée dans ledit matériau actif par ces N évènements d'excitation, - obtenir la dose d'irradiation moyenne déposée dans le matériau actif dudit détecteur par ledit au moins un rayonnement ionisant pendant ledit intervalle de temps AT ou pour ledit nombre prédéterminé d'évènements d'excitation AN. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'on détermine le taux de comptage pendant l'intervalle de temps AT, on compare la valeur de ce taux de comptage par rapport à une valeur seuil et on ajuste l'intervalle de temps AT lorsque la valeur de ce taux de comptage est supérieure à cette valeur seuil. Procédé selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce qu'une calibration en énergie dudit matériau actif a été préalablement réalisée en mettant en oeuvre au moins trois sources, de préférence au moins quatre sources. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que lors de la première étape de détection pendant un intervalle de temps AT, on détecte un premier instant d'exposition dudit matériau actif à un rayonnement ionisant et. on mesure un intervalle de temps AT à compter de ce premier instant d'exposition. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que pour obtenir la dose d'irradiation moyenne déposée, on applique un coefficient de correction tenant compte du nombre d'évènements sur ledit intervalle de temps AT. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'on choisit AN supérieur ou égal à 200 et inférieur ou 9 [Revendication 7] [Revendication 8] [Revendication 9] [Revendication 10] [Revendication 11] égal à 1000 évènements d'excitation. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en cc que ledit détecteur de radiations est choisi dans le groupe comprenant un scintillateur, un scintillateur organique, un scintillateur inorganique ou un dispositif de détection à semi-conducteur. Procédé de protection contre les effets d'au moins un rayonnement ionisant, caractérisé en ce qu'en plus des étapes du procédé de détermination d'une dose d'irradiation selon l'une quelconque des revendications précédentes, on détermine un débit de dose moyen déposé dans ledit matériau actif et/ou l'équivalent de dose H" (10) ou Hp(10), on compare la valeur ainsi déterminée avec une valeur seuil de référence et un avertissement est émis lorsque cette valeur est supérieure à ladite valeur seuil de référence. Procédé selon la revendication 8, caractérisé en ce que ledit avertissement est un avertissement sonore et/ou visuel. Programme d'ordinateur comprenant des instructions adaptées à la mise en oeuvre de chacune des étapes du procédé de détermination d'une dose d'irradiation selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, lorsque ledit programme est exécuté sur un ordinateur. Détecteur de radiations portatif comprenant un support d'enregistrement sur lequel est stocké le programme d'ordinateur selon la revendication 10 et un microprocesseur pour exécuter ledit programme d'ordinateur.