etude des echantillons spectromÉtrie …©sentée pour obtenir le titre de maitre en science de...

Matricule : 08S02473

MEMOIRE

Prsent et soutenu en vue de lobtention du DIPLOME DETUDES APPROFONDIES DE PHYSIQUE

OptionPHYSIQUE FONDAMENTALE

SpcialitPHYSIQUE DE LA MATIERE ET DU RAYONNEMENT

ParCbastien GUEMBOU

Matre s Sciences Physiques

Sous la direction du

Dr. Maurice MOYO NDONTCHUENG

CC Universit de Douala

ETUDE DES ECHANTILLONS ENVIRONNEMENTAUX PAR

SPECTROMTRIE GAMMA : CAS DES SOLS DES CAMPUS I ET II DE LUNIVERSITE DE DOUALA

Anne acadmique 2012-2013

REPUBLIQUE DU CAMEROUNREPUBLIC OF CAMEROON

Paix Travail - PatriePeace Work Fatherland

UNIVERSITE DE DOUALATHE UNIVERSITY OF DOUALA

ECOLE DOCTORALE DES SCIENCESFONDAMENTALES ET APPLIQUEES

UFD DE MATHEMATIQUES, INFORMATIQUUE APPLIQUEE ET

PHYSIQUE FONDAMENTALE

MEMOIRE DE MASTER

Prsente pour obtenir le titre de

Maitre en Science de lUniversit de Douala

Prsente par GUEMBOU SHOUOP Cbastien J.

Etude des chantillons environnementaux

par Spectromtrie gamma : cas des sols

des campus I et II de lUniversit de Douala

Membres du jury Prsident du Jury : MOTAPON Ousmanou. Universit de Douala, Universit de Maroua

Directeur de mmoire : MOYO Maurice N. Universit de Douala, Agence Nationale de Radioprotection

Rapporteurs : LISSOUCK Daniel. Universit de Douala, University of Buea

Examinateurs : NGWA EBONGUE Alexandre. Universit de Douala

Etude des chantillons environnementaux parspectromtrie Gamma : cas des sols des Campus I

et II de lUniversit de Douala

Par

GUEMBOU Cbastien

[email protected]

En vue de lobtention du DIPLOME DE MASTER II EnSciences Physiques (DEA.sc phys.)

Master of Science (M.Sc.) of the University of Douala

2013

Sous la direction de

Dr NDONTCHUENG MOYO Maurice

et la supervision de

Pr MOTAPON OUSMANOU

Universit de Douala

Ddicace

A mes chers parents

Qui nont jamais cess de mencourager dans mes efforts.

Ils mont t dun trs grand soutient.

mes surs

mes frres

i

Remerciements

Le prsent mmoire constitue une synthse des travaux que jai raliss pendant un an au

Dpartement de Physique de lUniversit de Douala. A bien des gards il ne reprsente quune

dimension de lexprience que jai pu vivre.

Je remercie toutes les personnes de la Facult et du Laboratoire qui mont un jour aid

sur le plan scientifique, informatique, technique ou administratif : Pr MOUKENGUE IMANO

Adolphe, Doyen de la Facult des Sciences pour mavoir permis de travailler dans les locaux

de la Facult des Sciences, Pr MOTAPON OUSMANOU superviseur pour sa rigueur et ses

exigences dun travail bien fait galement pour ses conseils rguliers et Pr NGUENANG Jean

pierre qui ma fait un peu de place dans le Dpartement de Physique.

Jadresse mes plus vifs remerciements mon directeur de mmoire, Dr NDONGTCHUENG

MOYO Maurice qui ma soutenu durant tout ce travail. Il ma consacr beaucoup de temps, que

ce soit pour les discussions scientifiques et techniques ou pour la relecture de tout ce que jai pu

rdiger... Il a pu me guider et me conseiller tout en me laissant une grande autonomie dans les

projets que javais mener.

Je remercie galement NGUELEM Eric pour mavoir encourag dans la maitrise et la com-

prhension du logiciel danalyse en tant que ain acadmique et pour ses sacrifices. Ses ap-

ports ont t dune importance capitale. Je suis trs reconnaissant envers NANA Ruth pour ses

conseils et sa disponibilit, envers MBETKWE Laetitia qui est rest persuasive travers ses

encouragements malgrs les difficults et les tribulations, envers MBAKOB Raoul, NDARWE

et TSAGUE Nadine qui ont travaill avec moi dans le cadre du Master II et qui jai emprunt

beaucoup dides et de figures pour illustrer ce rapport.

Je tiens exprimer ma reconnaissance aux personnes avec qui jai collabor : Dr NDENGUE

Steve, KOAGNE Michal, KONTCHOUO Flix et DJOUMESSI Chamberlain dont les apports

furent dterminants dans la ralisation et la comprhension des rapports et dont le souci premier

tait la ralisation dun bon travail. Dr WEMBE pour sa collaboration travers les locaux du

laboratoire de physique o nous avions constament travaill.

ii

Rsum

Lobjectif de ce travail tait dvaluer le niveau dactivit des lments radioactifs dans les

chantillons de sol des campus I et II de lUniversit de Douala par spectromtrie gamma.

Comme il existe diffrents types de spectromtres gamma nous avions utilis un dtecteur Ger-

manium large gamme dnergie ou Broad Energy Germanium Detector (BEGE 6350) du

Laboratoire de lAgence Nationale de Radioprotection (ANRP). La particularit de cet appa-

reil est quil a la capacit de dtecter les faibles gammes dnergie propre aux radionuclides

naturels. Lanalyse des spectres des chantillons de sol a t faite avec le logiciel danalyse

Genie-2000 version 3.2 (dernire version) . Afin dvaluer lexposition aux rayonnements ioni-

sants, certains paramtres radiologiques ont t estims. Ils ont t compars avec les limites de

scurit recommandes par lAIEA et UNSCEAR .

Un total de dix-huit (18) chantillons de sol a t prlev (07 du sol du campus 1 et 11

du sol du campus 2). Le profil des activits spcifiques des radionuclides prsente une faible

activit dans les zones tudies. Les valeurs moyennes obtenues pour le 226Ra, le 232T h et le40K dans les deux campus sont respectivement : 25.48Bq/kg, 65.96Bq/kg et 39.14Bq/kg pour

les chantillons du Campus 1 et 24.50Bq/kg, 66.71Bq/kget 28.19Bq/kg pour les chantillons

du Campus 2. Les valeurs moyennes de lactivit quivalente de radium sont 122.81Bq/kg

et 122.08Bq/kg, du dbit de dose absorbe dans lair 99.13nGy/h et 98.18nGy/h, de la dose

efficace annuelle en plein air de 0.12mSv/an et 0.12mSv/an, du paramtre de risque externe

0,34 et 0,33 dans le Campus 1 et le Campus 2 respectivement. Les valeurs des paramtres

valus sont en dessous des valeurs limites fixes par UNSCEAR 2000, sauf le dbit de

dose absorbe dans lair et la dose efficace annuelle en plein air qui sont levs par rapport aux

valeurs de 60nGy/h et 0,07mSv/an. Tout en restant vigilant sur ces valeurs de doses leves, le

calcul du risque radiologique externe nous donne de croire que la communaut universitaire est

labri du danger des rayonnements ionisants.

Mmoire de Master II rdig et prsent par : iii GUEMBOU Cbastien 2012/2013

Abstract

The objective of this work was to determine the activity level of NORM in soil samples from

the two campuses of the University of Douala using gamma spectrometry. There are different

types of gamma spectrometer. The one used to conduct this study was Broad Energy Germanium

Detector at the National Radiation Protection Agency (NRPA) laboratory. This has the ability

of the detected low gamma energy. The analysis of the spectra of the soil samples was done

with Genie-2000 gamma analytical software. In order to avoid or assess exposure to outdoor

radiation, some radiological parameters are estimated. These were compared with the safe limits

recommended by IAEA and UNSCEAR.

Total of eighteen (18) composite soil samples were collected (seven (07) from campus

1 and eleven (11) from campus 2). The selected radionuclides were 226Ra, 232T h and 40K.

The obtained average specific activities of radionuclide were : 25.48Bq/kg, 65.96Bq/kg and

39.14Bq/kg for Campus 1 and 24.50Bq/kg, 66.71Bq/kg and 28.19Bq/kg for Campus 2 res-

pectively. In terms of health analysis, some radiation health hazard parameters were calculated

within the two campuses. The mean values of radium equivalent activity were 122.81Bq/kg and

122.08Bq/kg, absorbed dose rate in air 99.13nGy/h and 98.18nGy/y, annual outdoor effective

dose 0.12mSv/y and 0.12mSv/y and external health hazard index 0.34 and 0.33 in Campus 1

and Campus 2 respectively. These health hazard parameters were seen to be below the safe limit

of UNSCEAR 2000 except the absorbed dose rate in air and the annual outdoor effective doses

which are relatively high compared to the values of 60nGy/h and 0.07mSv/y. These results

reveal no significant radiological health hazards for inhabitance within the study areas.

Mmoire de Master II rdig et prsent par : iv GUEMBOU Cbastien 2012/2013

Table des matires

Ddicace i

Remerciements ii

Rsum iii

Abstract iv

Table des Matires vi

Liste des Figures viii

Notations x

Introduction 1

1 Gnralits sur la spectromtrie de rayonnements gamma : Principe et utilisation

en environnement. 2

1.1 Le rayonnement gamma et la spectromtrie gamma . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.1.1 Le rayonnement gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.1.2 La spectromtrie gamma : Principe et applications . . . . . . . . . . . 3

1.2 Interaction du rayonnement gamma avec la matire . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.1 lEffet photolectrique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.2 La diffusion compton . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

1.2.3 La production de paire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7

1.3 Fonctionnement des spectromtres gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

1.3.1 Les semi-conducteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

1.3.2 les scintillateurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

1.3.3 Chane de mesure : du photon dtect au signal numrique . . . . . . . 13

1.4 Caractrisation des performances dun spectromtre . . . . . . . . . . . . . . . 15

1.4.1 Rponse dun dtecteur une source ponctuelle mono-nergtique . . . 15

1.4.2 Efficacit de dtection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

v

TABLE DES MATIRES

1.4.3 Rsolution en nergie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2 Matriels et mthodes 19

2.1 Description du matriel . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

2.1.1 Prsentation du site . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

2.1.2 Mode de prlvement . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

2.1.3 Prparation des chantillons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22

2.1.4 Spectromtrie gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

2.1.4.1 Description du systme dacquisition . . . . . . . . . . . . . 24

2.2 Mthodes utilises pour obtenir les rsultats. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

2.2.1 Calibration de la chane de mesure . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

2.2.2 Analyse du spectre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

2.2.2.1 Mesure qualitative des chantillons . . . . . . . . . . . . . . 29

2.2.2.2 Quest ce que Le cascade summing ou leffet de cascade ? 29

2.2.3 Prsentation du logiciel Gnie-2000 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

2.3 Calcul dactivits . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34

2.4 Evaluation des paramtres radiologiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

2.4.1 Dbit de dose absorbe (DD) dans lair 1m. . . . . . . . . . . . . . . 36

2.4.2 Equivalent de dose effective annuelle. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

2.4.3 Activit quivalente du Radium . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

2.4.4 Paramtre de risque externe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37

3 Rsultats et discussion 38

3.1 Prsentation des rsultats . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

3.1.1 Concentration de lactivit spcifique . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38

3.1.2 Les paramtres radiologiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40

3.2 Discussion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42

3.2.1 Concentration spcifique des Radionuclides dans les 02 Campus . . . 42

3.2.2 Paramtres radiologiques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43

Conclusion 45

Publication 46

Bibliographie 47

Annexes 51

Mmoire de Master II rdig et prsent par : vi GUEMBOU Cbastien 2012/2013

Table des figures

1.1 Spectre gamma de 1000 s enregistr sans source de calibration avec un dtecteur

HPGe coaxial de 226cm3 au CESR le 16 fvrier 2005. Toutes les raies observes

(ainsi que le continuum) proviennent de la dsintgration des lments K, U et

Th prsents dans lenvironnement du dtecteur (essentiellement le sol et les

murs). [45] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

1.2 Principales interactions des photons gamma avec la matire. (source : www.physics.nist.gov) 6

1.3 Attnuation des photons g dans le germanium (source : www.physics.nist.gov). 81.4 Principe du semi-conducteur : structure des bandes et fonctionnement. [45] . . 9

1.5 Densit intrinsque de porteurs de charge en fonction de la temprature pour les

semi-conducteurs Ge et Si. [32] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

1.6 Principe du scintillateur : structure des bandes et fonctionnement. [28] . . . . . 12

1.7 Schma de la chane lectronique et traitement du signal pour un spectromtre

gamma de type HPGe. [45] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 14

1.8 Spectre simul pour un dtecteur HPGe coaxial de 6 cm de hauteur et de dia-

mtre, expos une source ponctuelle de photons gamma de 4 MeV. . . . . . . 16

1.9 : Dfinition de la rsolution pour un pic parfaitement gaussien . . . . . . . . . 18

2.1 Zone dtude . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

2.2 Extension du site du campus 2 o onze des dix-huit chantillons ont t prlev

(Source : http ://www.univ-douala.com). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

2.3 Mode de prlvement dun chantillon sur un site. Tous les cinq points de mme

dimension sont les prlvements qui constitueront lchantillon : point de dia-

mtre plus grand. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22

2.4 quilibres sculaires de 238U avec ses fils . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

2.5 Schma de principe de lensemble de dtection. Les courbes reprsentent la

forme du signal la sortie du pramplificateur et de lamplificateur. [37] . . . . 24

2.6 Dtecteur HPGe CANBERRA du laboratoire de Dosimtrie et Radioprotection

de lANRP. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

2.7 a) NIM (haute tension+MCA) vue avant. b) vue arrire. module lectronique

dun spectromtre gamma. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

vii

TABLE DES FIGURES

2.8 Courbe de calibration en nergie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28

2.9 Courbe dtalonnage en efficacit . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

2.10 Schma simple de dcroissance deux niveaux excits : Effet de cascade. . . . 30

2.11 exemple de spectre de radioactivit naturelle obtenu aprs plusieurs jours de

comptage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

3.1 Activit spcifique (Bq/kg) de 226Ra, de 232Th, et de 40K obtenue avec les 07

chantillons du Campus 1-ESSEC . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

3.2 Activit spcifique (Bq/kg) de 226Ra, de 232Th, et de 40K obtenue avec les 11

chantillons du Campus 2-Ndong-Bong. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

3.3 Concentration de lactivit spcifique moyenne des radionuclides dans les chan-

tillons de sol prlevs dans les deux campus (Campus 1 et 2) . . . . . . . . . . 40

3.4 Comparaison de lactivit spcifique obtenue du226Ra, du 232T h et du 40K de

ltude des deux sites avec les valeurs recommandes par UNSCEAR . . . . 40

3.5 Comparaison de lactivit spcifique obtenue du 226Ra, du 232T h et du 40K de

ltude des deux sites avec les valeurs recommandes par lAIEA (2003). . . . 41

3.6 Comparaison des valeurs moyennes des paramtres radiologiques obtenus dans

ce travail avec les valeurs de UNSCEAR (2000). . . . . . . . . . . . . . . . 41

Mmoire de Master II rdig et prsent par : viii GUEMBOU Cbastien 2012/2013

Liste des tableaux

1.1 Principaux types de radiations nuclaires [4]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3

1.2 Proprits des matriaux semi-conducteurs [14]. . . . . . . . . . . . . . . . . 10

1.3 Proprits des principaux (ou nouveaux) scintillateurs inorganiques utiliss en

spectromtrie gamma. [14] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13

2.1 Coordonnes gographiques des diffrents chantillons. . . . . . . . . . . . . . 21

2.2 quilibres sculaires considrs (Source :http ://www.phy_nuclaire.com ) . . 23

2.3 Caractristique du cristal de germanium dans le dtecteur HPGe CANBERRA

(BE6530). [40] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

2.4 Rsolution de notre dtecteur au germanium CANBERRA (BE6530) [40]. . . . 27

3.1 Comparaison des activits spcifiques gamma (Bq/kg) dans le sol celle dautres

pays. *= Campus 1, ( ) = valeurs moyennes , **=Campus 2 . . . . . . . . . . . 42

3.2 Valeurs des paramtres radiologiques pour la sant. Activit de 226Ra, 232T h et40K dans des chantillons de sol. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52

3.3 Energies des diffrents radionuclides. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

ix

LISTE DES TABLEAUX

Notations

Acronymes

AIEA (IAEA en anglais) : Agence Internationnale de lEnergie Atomique

UNSCEAR : United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

ou en franais Comit Scientifique des Nations Unies sur les Effets des Rayonnements

Ionisants

NORM : Naturally Occurring Radioactive Material (MRN : Matires radioactives natu-

relles en franais)

NIM : Nuclear Instrumentation Module

CESR : Centre dEtude Spatiale des Rayonnements

ANRP : Agence Nationale de RadioProtection

ADC : Analogue to Digital Coverter

MCA : Multi- Channel Analyzer

AEDE : Annual Effective Dose Equivalent

GPS : Global Positionning System

FEP : Ful-Energy Peak

Constantes et units

c = 2.99792458 108m s1 Vitesse de la lumire dans le vide ; e = 1.60217653 1019C Charge de llectron ; eV = 1.60217653 1019J Electronvolt ; h = 6.6260693 1034J s Constante de Planck ; kb = 1.3806505 1023J K1 Constante de Boltzmann ; me = 9.1093826 1031kg Masse de llectron ; mp = 1.67262171 1027kg Masse du proton ; NA = 6.0221415 1023mol1 Nombre dAvogadro ; re = 2.8179403 1015m Rayon classique de llectron ; 0 = 8.854187817 1012F m1 Permittivit lectrique du vide ; = 5.670400 108W m2 K4 Constante de Stefan-Boltzmann ;

Mmoire de Master II rdig et prsent par : x GUEMBOU Cbastien 2012/2013

Introduction

La prsence des radiolments dans le sol provient de deux sources principales : la

radioactivit 1 naturelle, reprsente principalement par les familles radioactives 238U , 235U ,226Ra, 232T h et llment 40K et par les radiolments dorigines cosmiques. De nombreux ra-

dionuclides naturels sont prsents dans le sol, leau, lair et les roches terrestres. Ces radionu-

clides produisent un champ de rayonnement externe auquel tous les tres humains sont expo-

ss. La dcroissance des radionuclides naturels produit un champ de rayonnement gamma-bta

qui traverse linterface sol-air-eau pour irradier des personnes occupant le milieu ambiant.

La spectromtrie gamma offre un outil danalyse performant pour effectuer des mesurages

environnementaux. Cette mthode non destructive permet de dterminer qualitativement et

quantitativement les radiolments prsents dans lenvironnement et principalement les l-

ments naturels ainsi que leurs concentrations. Dans ce contexte, des mesures exprimentales

ont t ralises pour dterminer les radiations mises par le sol des campus 1 et 2 de lUniver-

sit de Douala. Le prsent rapport est scind en trois chapitres.

Dans le premier, nous allons prsenter les bases thoriques ncessaires la comprhension

du principe de la spectromtrie gamma. Une description des diffrents processus dinteraction

des rayonnements Gamma avec la matire ainsi que de la chaine de mesure est faite dans ce

chapitre.

Le second chapitre rend compte dune description gnrale de la mthode et de lquipe-

ment utiliss. On dfinira galement lactivit spcifique ainsi que des paramtres radiologiques

permettant dvaluer le risque radiologique que courent les individus exposs aux rayonnements

sur le site tudi.

Le dernier chapitre est une prsentation des rsultats obtenus et linterprtation des diff-

rentes valeurs moyennes des activits spcifiques et des paramtres radiologiques.

1. Proprit quont certains noyaux datomes de se dsintgrer de manire naturelle et spontane, pour donnerun autre lment, en mettant des particules ou des rayonnements lectromagntiques. Dans ce cas la radioactivitest naturelle.

1

CHAPITRE I

GNRALITS SUR LA SPECTROMTRIE

DE RAYONNEMENTS GAMMA : PRINCIPE

ET UTILISATION EN ENVIRONNEMENT.

Ce premier chapitre prsente le principe de la spectromtrie gamma et son utilisation dans

le cadre de ltude et de lexploration environnementales. La plupart des notions abordes ici

sont essentielles la comprhension des chapitres suivants. La premire section prsente une

introduction des notions de rayonnement gamma et de spectromtrie gamma, la deuxime rap-

pelle les processus dinteraction entre le rayonnement g et la matire [1]. La troisime sectiontraite du fonctionnement des deux principaux types de spectromtres (semi-conducteurs et scin-

tillateurs) et la dernire section du chapitre est spcifique aux critres utiliss pour caractriser

leur performances (efficacit, rsolution, sensibilit dun dtecteur).

1.1 Le rayonnement gamma et la spectromtrie gamma

1.1.1 Le rayonnement gamma

Mis en vidence par le physicien franais Paul Villard en 1900, Le rayonnement g setrouve lextrme du spectre lectromagntique, des nergies au-del de 10keV . De mme

nature physique que le rayonnement X, il se distingue de ce dernier par son origine : un rayon

gamma est produit par une transition nuclaire tandis quun rayon X est mis lors dune transi-

tion entre couches lectroniques dun atome.

Le tableau 1.1 reprend les diffrentes radiations nuclaires, terme gnrique gnralement

employ pour dsigner toute forme dnergie mise lors dun processus nuclaire : les radiations

lectromagntiques, les particules charges (principalement protons, lectrons , positrons+, msons, particules et ions plus lourds) ou encore les particules non charges (neutronsou neutrinos).

2

1.1 La spectromtrie gamma Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gamma

Radiation Masse au repos charge spin

4,00uma 2e 0 5,48.104uma e 1/2+ 5,48.104uma e 1/2

Proton 1.0073uma e 1/2neutron 1.0086uma 0 1/2g(photon) / 0 1

Neutrino / 0 1/2

TABLE 1.1 Principaux types de radiations nuclaires [4].

Le pouvoir ionisant et la capacit pntrer profondment dans la matire du rayonnementg font de lui un moyen dirradiation de choix, utilis diverses fins :1. traitement des tissus cancreux (radiothrapie),

2. strilisation de certains produits dans les domaines pharmaceutique et cosmtique,

3. ionisation des aliments pour leur conservation,

4. amlioration des plastiques ou encore

5. tude du vieillissement et de la tenue aux radiations de certains matriaux pour des appli-

cations militaires, spatiales ou nuclaires.

Comme le scanner rayons X, des systmes dimagerie gamma ont t dvelopps au cours des

dernires annes et sont utiliss pour rechercher des anomalies et dfauts dans les pices mtal-

liques, pour contrler les conteneurs. En imagerie mdicale, la scintigraphie permet danalyser

la structure des tissus dun organe dans lequel un marqueur radioactif a t inject au pralable.

1.1.2 La spectromtrie gamma : Principe et applications

La spectromtrie gamma est une technique non destructive de mesure nuclaire trs utilise

pour identifier et quantifier les lments radioactifs par la mesure de lnergie et du nombre

des rayonnements gamma mis, loppos de la technique utilisant un compteur Geiger qui lui

ne dtecte que la prsence de rayonnement gamma sans pouvoir fournir une information sur la

nature de la source dtecte. Les mesures par spectromtrie gamma permettent de construire

des spectres 1. A partir de lhistogramme enregistr ou spectre, il est alors possible didenti-

fier diffrents radiolments (analyse qualitative) et de dterminer leur concentration (analyse

quantitative) dans lchantillon tudi.

Principes :

Les noyaux atomiques ont une structure en niveaux dnergie analogue ceux des niveaux

dnergie des atomes, de sorte quils peuvent mettre (ou absorber) des photons dnergie parti-

culire. Comme les atomes, les niveaux dnergie particuliers des noyaux sont caractristiques

1. Histogrammes donnant la population de photons dtects en fonction de leur nergie

Mmoire de Master II rdig et prsent par : 3 GUEMBOU Cbastien 2012/2013

1.1 La spectromtrie gamma Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gamma

de chaque espce datome, de sorte que lnergie des photons gamma mis, qui correspondent

aux diffrences dnergie des noyaux, peuvent tres utiliss pour identifier les lments parti-

culiers et des isotopes. La distinction entre les rayons gamma dnergie lgrement diffrente

est trs importante dans lanalyse de spectres qui peuvent tres complexes, et la qualit dun

spectromtre est notamment caractrise par sa rsolution en nergie 2.

La dtection de particules comme les photons gamma est obtenue laide de matriaux

sensibles au dpt dnergie des interactions des rayons gamma.

La Figure 1.1 montre un spectre de radioactivit naturelle dune dure de 1000 secondes

enregistr au laboratoire avec un dtecteur de germanium ultra-pur. Les diffrentes raies obser-

ves proviennent toutes directement ou indirectement de la dsintgration du potassium 40K, de

luranium 238U et du thorium 234T h.

FIGURE 1.1 Spectre gamma de 1000 s enregistr sans source de calibration avec un dtecteurHPGe coaxial de 226cm3 au CESR le 16 fvrier 2005. Toutes les raies observes (ainsi que lecontinuum) proviennent de la dsintgration des lments K, U et Th prsents dans lenviron-nement du dtecteur (essentiellement le sol et les murs). [45]

La spectromtrie gamma est aujourdhui utilise pour lidentification des radiolments

dans de nombreuses applications, pas uniquement dans la physique des hautes nergies. Citons

en particulier :

- La cartographie et la prospection de gisements en gophysique. Depuis les annes 1970,

la spectromtrie gamma est systmatiquement utilise pour la cartographie gologique et la

prospection minrale [5]. La mthode repose sur la mesure des abondances absolues et relatives

des radiolments K, U et Th. Au dpart utilis exclusivement pour la recherche de gisements

uranifres, la technique sert aujourdhui la prospection de nombreux autres minerais. Les trois

radiolments K, U et Th jouent en effet le rle dindicateurs gochimiques en tant associs

aux lments recherchs de manire directe (U, Th, Sn, W, Nb, Zr et terres rares) ou indirecte

(minralisation de Au, Ag, Hg, Co, Ni, Bi, Cu, Mo, Pb ou Zn).

2. Exactitude avec laquelle lnergie de chaque photon est mesure.


1.2 Interaction rayonnement Gamma - matire Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gamma

- La protection de lenvironnement. la spectromtrie gamma permet danalyser et de carto-

graphier la pollution produite par des sites nuclaires (stockage de dchets, centrales, etc.) ou

la suite dessais ou dincidents nuclaires (fusion du racteur de Tchernobyl en 1986, cra-

sement de la sonde sovitique Cosmos 954 propulsion nuclaire en 1978 dans le nord du

Canada).

- La datation dchantillons. La dsintgration du csium 127Cs (E = 661keV , T1/2 = 30

ans) provenant des activits nuclaires (retombes radioactives la suite dessais ou daccidents

depuis les annes 1950) peut tre utilise pour la datation dchantillons sur de courtes dures

comme mthode de datation des vins [8].

- Lanalyse non destructive de la composition chimique.

1.2 Interaction du rayonnement gamma avec la matire

Lorsquils traversent la matire, les photons peuvent subir diffrents types dinterac-

tions en fonction de leur nergie et du milieu en prsence (densit, type datome, etc.) : lef-

fet photolectrique, la production de paires lectron-positron, la diffusion Compton (dite aussi

inlastique ou incohrente), la diffusion Rayleigh (dite aussi lastique ou cohrente), la pho-

todsintgration ou encore la diffusion nuclaire rsonante (ou effet Mssbauer). Parmi ces

processus, seuls les trois premiers sont significatifs et dcrits ci-dessous.

1.2.1 lEffet photolectrique

Dans une collision photolectrique, le photon incident cde totalement son nergie E un

lectron fortement li de latome cible. Le photolectron est ject avec une nergie cintique.

Ee = EgLe (1.1)O Le est lnergie de liaison de llectron dans latome. Le niveau dnergie vacant (gnrale-

ment dans une couche K ou L) est alors rempli partir de niveaux suprieurs via des transitions

(missions X caractristiques ou lectrons dAuger). La section efficace de cette interaction

dpend du numro atomique de la cible (cest--dire de la taille du nuage lectronique) et de

lnergie du photon incident :

EP =C.Z4

E3(1.2)

o C est une constante.

Leffet photolectrique est prpondrant pour les rayons g de basse nergie (E 0.2MeV ).Mmoire de Master II rdig et prsent par : 5 GUEMBOU Cbastien 2012/2013


FIGURE 1.2 Principales interactions des photons gamma avec la matire. (source :www.physics.nist.gov)

1.2.2 La diffusion compton

Il sagit de linteraction dun photon dnergie E avec un lectron libre ou peu li (nergie

de liaison Le


1.2.3 La production de paire

Dans un champ lectrique comme celui dun noyau atomique, un photon gamma peut

tre totalement absorb et son nergie partiellement remise sous forme dune paire lectron-

positron.

Cette conversion requiert que lnergie E du photon incident soit suprieure au seuil de

2mec2 = 1022keV . Lnergie rsiduelle E1022keV se retrouve sous forme dnergie cintique

rpartie entre les deux particules. La section efficace de ce processus svPP augmente proportion-nellement avec le carr du nombre atomique Z et avec lnergie Eg du photon incident.Section efficace dinteraction et coefficient dattnuation

La probabilit pour un photon incident de dposer partiellement ou totalement son nergie

dans la matire par un processus donn peut tre exprime par une section efficace atomique

exprime en cm ou en barns. La probabilit totale pour quun photon dnergie donne soit

absorb par un atome peut tre exprime par la somme des sections efficaces svEP, svDC et svPPdfinies pour chaque processus dinteraction (respectivement leffet photolectrique, la diffu-

sion Compton et la production de paire) :sv=svEP +svDC +svPP (1.6)La probabilit dinteraction du photon peut aussi tre exprime macroscopiquement par

le coefficient dattnuation linaire, m (en cm1), produit de la section efficace par la densitatomique na (en cm3) : m= sv.na = sv( .NA)Mmol (1.7)

(avec de mme = mEP + mDC + mPP) O r et Mmolsont la masse volumique et la massemolaire du matriau considr et NA le Nombre dAvogadro.

Notons quil est galement pratique de dfinir un coefficient dattnuation massique m = mrexprim en cm2/g. La Figure1.3 illustre le dtail des principales contributions dans le coefficient

dattnuation massique des photons dans le cas du germanium.


1.3 Fonctionnement des spectromtres gamma Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gamma

FIGURE 1.3 Attnuation des photons g dans le germanium (source : www.physics.nist.gov).Considrant un faisceau parallle de photons incidents sur un matriau dpaisseur x (en

mm), la relation entre le flux transmis et le flux incident est une simple loi dattnuation expo-

nentielle :

I(x) = I0.e.x (1.8)

On appelle longueur dattnuation, note x1/2(E) (en cm), lpaisseur de matriau telle que le

flux de photons transmis est divis par deux par rapport au flux incident :

x1/2 =ln2m = 0.693m (1.9)

Daprs cette relation, la longueur dattnuation dans le germanium est de 0,4mm 50 keV

et de 4 cm 8 MeV. Ainsi, pour pouvoir dtecter avec une statistique raisonnable des photons

ayant une nergie de plusieurs MeV, un dtecteur base de germanium devra avoir typiquement

une paisseur de plusieurs centimtres.

Dans le cas dun milieu contenant plusieurs lments chimiques ayant une distribution ho-

mogne, le coefficient dattnuation total est la somme des coefficients des diffrents l-ments :

= i i = wi

i

(1.10)

avec wi =i



1.3 Fonctionnement des spectromtres gamma

Le principe de la dtection dun photon gamma repose sur la mesure de lnergie quil

a cde (partiellement ou totalement) au matriau sensible via un des mcanismes dionisa-

tion considrs prcdemment. Cette section prsente les deux principaux types de dtecteurs

utiliss en spectromtrie gamma dans le domaine dnergie de quelque keV 10 MeV : les

scintillateurs et les semi-conducteurs. Un aperu gnral est galement donn de la chane lec-

tronique permettant de traiter le signal, de limpulsion lectrique gnre dans la partie sensible

lacquisition du spectre gamma.

1.3.1 Les semi-conducteurs

Dans un solide cristallin, les lectrons ne peuvent occuper que des niveaux dnergie situs

lintrieur de bandes permises comme les bandes de valence et de conduction. Par dfinition,

le passage des lectrons de la bande de valence celle de conduction est systmatique pour un

conducteur et impossible pour un isolant ; dans le cas intermdiaire, dit semi-conducteur, cette

transition na lieu que suite une excitation (agitation thermique ou particule ionisante). Lcart

entre bandes de valence et de conduction, not Eg, est typiquement de lordre de llectronvolt

pour un semi-conducteur.

FIGURE 1.4 Principe du semi-conducteur : structure des bandes et fonctionnement. [45]

Si un champ lectrique est appliqu dans le semi-conducteur, les lectrons prsents dans la

bande de conduction (et les trous correspondants dans la bande de valence) deviennent mobiles

et crent un courant. Le dpt dune quantit dnergie E par un rayonnement ionisant peut se

traduire par la cration dun nombre proportionnel de paires lectrons-trous :



Neh =Eg

Weh(1.11)

O Weh est lnergie ncessaire pour crer une paire lectron-trou. Afin de drainer les por-

teurs de charge jusquaux bornes du semi-conducteur (lectrodes de collecte) sans recombi-

naison, il est ncessaire de former une zone dserte de tout porteur libre. Ce type de zone,

dite zone de dpltion, est obtenue avec les semi-conducteurs par une polarisation inverse des

jonctions PN ou PIN.

Le Tableau 1.2 liste les principales proprits des semi-conducteurs les plus couramment

utiliss. Parmi ceux-ci, le germanium possde la bande interdite la plus troite et permet de

crer le plus grand nombre de porteurs de charge pour un dpt dnergie donn, minimisant

ainsi la fluctuation statistique dans la mesure. Par ailleurs, seul le germanium peut tre utilis

avec des volumes importants (plusieurs dizaines de cm3). Sa densit et son nombre atomique

levs en font le semi-conducteur le plus appropri pour la dtection des rayonnements ionisants

dans une plage dnergie allant de la dizaine de keV la dizaine de MeV. Notons que les semi-

conducteurs composs comme CdTe, CdZnTe ou AsGa sont utiliss plus spcifiquement pour

la dtection de rayonnement X de haute nergie (ou gamma de basse nergie).

Matriau Si Ge AsGa CdTe HgI2Nombre atomique Z 14 32 31,33 48.52 80.53

Masse volumique r (g/cm3 ) 2,33 5,32 5,328 6.06 6.3Longueur dattnuation x1/2 (cm) 662 keV 3,83 1,83 1,82 1.50 1.20

nergie de la bande interdite Eg (eV) 1,12 0,66 1,424 1.56 2.13nergie par lectron-trou Weh 3,61 2,98 4,8 4.43 4.22

Masse effective des lectrons me/me 0,26 0,12 0,067 0.11 0.002Masse effective des trous mh/me 0,36 0,21 0,45 0.40 0.6

Mobilit des lectrons ms(cm2/V/s) 1500 3900 8500 1050 15000Mobilit des trous mh(cm2/V/s) 450 1900 400 100 8000

TABLE 1.2 Proprits des matriaux semi-conducteurs [14].Toutes les valeurs indiques correspondent la temprature ambiante (300K), lexception dugermanium pour lequel T=80K.

La mesure avec plus grande prcision de lnergie de la particule incidente due la faible

largeur de la bande interdite requiert cependant une temprature de fonctionnement suffisam-

ment basse afin de minimiser les effets dus lagitation thermique comme le bruit sur le signal

et laugmentation du courant de fuite. Dans le cas dun semi-conducteur intrinsque, la concen-

tration dlectrons dans la bande de conduction (ou de trous dans la bande de valence) peut

sexprimer en fonction de la temprature du matriau et de ses proprits [3] :

neh =NehV

= 2

(

kB.T

(2p.h2))2 (me.mh)3/4.exp[ Eg2.kB.T ] (1.12)La figure 1.4 illustre la variation de la densit dlectrons dans la bande de conduction (ou de

trous dans la bande de valence) avec la temprature du semi-conducteur et en absence de champ



lectrique. Cette densit dlectrons dans un semi-conducteur augmente avec la temprature

pour atteindre une valeur comparable celle des mtaux (neh 1021cm3 ). On note cependantdes diffrences entre semi-conducteurs : si la densit de porteurs est de lordre de 109 cm3

dans le cas du silicium temprature ambiante, elle est de 1012 cm3 pour le germanium. La

temprature de fonctionnement dun semi-conducteur sera fonction de :

- type de matriau,

- volume sensible

- niveau de bruit (ou de courant de fuite) accept.

Dans le cas dun dtecteur de germanium de 100 cm3, un dpt dnergie ionisante de 1

keV gnre en moyenne 3,3 paires lectrons-trous par cm3. Daprs la Figure 1.5, il apparat

ncessaire de refroidir un tel dtecteur moins de 100K pour avoir un rapport signal/bruit

suffisant.

FIGURE 1.5 Densit intrinsque de porteurs de charge en fonction de la temprature pour lessemi-conducteurs Ge et Si. [32]

Mme si la temprature du semi-conducteur est suffisamment basse pour que les fluctuations

dues lagitation thermique soient ngligeables par rapport au signal utile, ce dernier reste sujet

aux fluctuations de type statistique. Lnergie Eg dpose par une radiation ionisante dans lecristal semi-conducteur sert dune part briser des liaisons covalentes et dautre part exciter

des modes de vibration (ou crer des phonons) dans le rseau cristallin. Il existe une fluctuation

statistique pour laquelle la variance sv2Neh sur le nombre de paires lectrons-trous est donne parla distribution de Poisson


1.3 Fonctionnement des spectromtres gamma Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gammasvNeh = F.Neh (1.13)O F, appel facteur de Fano [19], mesure limportance relative entre les deux modes de

transfert dnergie et varie entre 0 pour les ruptures de liaisons et 1 pour les modes de vibration.

Une description plus approfondie des dtecteurs de germanium ultra-pur, de type n et de

gomtrie coaxiale sera donne dans la dernire section de ce chapitre

1.3.2 les scintillateurs

La scintillation est un phnomne de fluorescence consistant en lmission prompte ou retar-

de de photons visibles (voire infrarouges ou ultraviolets) dans un matriau excit par un photon

gamma ou une particule nergtique. Les matriaux scintillateurs sont gnralement spars en

deux catgories :

- les scintillateurs organiques (sous forme cristalline, plastique ou en solution liquide)

- et les scintillateurs inorganiques utiliss sous forme de mono-cristaux.

Les premiers, caractriss par une rponse trs rapide, sont gnralement utiliss pour la

spectromtrie g et la dtection de neutrons tandis que les seconds, possdant un rendementlumineux lev et une meilleure efficacit (densit et nombre atomique Z levs), sont prfrs

pour la spectroscopie gamma.

FIGURE 1.6 Principe du scintillateur : structure des bandes et fonctionnement. [28]

Tout comme pour les semi-conducteurs, la thorie des bandes des solides cristallins peut tre

utilise pour expliquer la scintillation des cristaux inorganiques (Figure 1.6). Labsorption dun

photon gamma gnre un lectron primaire trs nergtique et une vacance dans une couche

profonde de la structure lectronique. La prsence dans le cristal dune espce dite lumines-

cente introduit des niveaux dnergie dans la bande interdite qui permettent la dsexcitation par

lmission de photons visibles ou ultraviolets. Notons que lespce luminescente est gnrale-

ment un ion dopant dans le cristal (scintillateur extrinsque) comme dans le cas du NaI :Tl ou,



plus rarement, un constituant du cristal (scintillateur intrinsque ou auto-activ) comme dans le

cas du BGO. Pour constituer un systme de dtection, le cristal scintillateur doit tre coupl

un dispositif sensible permettant de collecter les photons de scintillation. Ce dispositif, gnra-

lement un tube photomultiplicateur (Figure 1.6) ou une photodiode, doit avoir une excellente

sensibilit dans la plage de longueurs donde dmission du scintillateur. Le cristal scintilla-

teur doit tre recouvert dun revtement rflchissant les photons de scintillation et empchant

lentre de lumire extrieure.

Matriau NaI :Tl CsI :Tl BGO LaCs :Ce

Dopage 10%CeNombre atomique effectif Ze f f 51 54 75 59,5

Masse volumique r(gcm3) 3,67 4,51 7,13 3,86Longueur dattnuation x1/2 (cm) 662 keV 2,5 2,0 1,0 2,4

Pic dmission lmax(nm) 415 550 505 350430Indice de rfraction n(lmax) 1,85 1,79 2,15 1,9

Rendement lumineux (ph/MeV ) 38000 64800 8200 50000Rsolution intrinsque DE/E Oui Lgre Non Oui

Mobilit des trous mh(cm2/V/s) 5,9% 3,8% 11,3% 1,4%TABLE 1.3 Proprits des principaux (ou nouveaux) scintillateurs inorganiques utiliss enspectromtrie gamma. [14]

1.3.3 Chane de mesure : du photon dtect au signal numrique

Comme il a t vu prcdemment, les semi-conducteurs et les scintillateurs se distinguent

par la conversion de lnergie libre par le photon gamma incident. Dans un cas comme dans

lautre, il sagit de collecter, au moyen dune haute tension, une quantit de charges lectriques

proportionnelle lnergie dpose par le photon. La Figure 1.7 prsente la chane de traitement

de ce signal dans le cas dun spectromtre semi-conducteur de type HPGe. Comme lindique

la figure, le cristal de germanium peut tre assimil une diode du point de vue lectrique : il

sagit en effet dune jonction PIN polarise en inverse, caractrise comme toute autre diode par

un courant de fuite, une rsistance, etc. Notons que le fonctionnement de la chane de dtection

pour un scintillateur est tout fait similaire celui prsent la Figure 1.7.



FIGURE 1.7 Schma de la chane lectronique et traitement du signal pour un spectromtregamma de type HPGe. [45]

Les porteurs de charge sont collects par un pramplificateur de charge dont les fonctions

essentielles sont la conversion de la charge en tension lectrique, lamplification du signal et sa

mise en forme. Lamplitude du signal en tension gnr en sortie du pramplificateur est donn

par :

Vout =Q

CF=

1CF

.Eg.eWeh

(1.14)

O CF (en Farad) est la capacit de contre-raction et Q (en Coulombs) la quantit de

charges libres par le semi-conducteur ou le photomultiplicateur (voire la photodiode) dans

le cas dun scintillateur. Le niveau de sensibilit sur la tension de sortie du pramplificateur va-

rie gnralement de 0.01 10mV/keV . Le niveau de bruit gnr varie quant lui de 0.1keV

1keV selon que le pramplificateur est refroidi ou non. Le pramplificateur de charge constitue

un lment important dans la chane de dtection car il conditionne gnralement les perfor-

mances de lensemble. Outre le bruit, les paramtres de linarit et de stabilit (en fonction de

la temprature) sont importants. Le signal en tension est ensuite trait par lamplificateur princi-

pal (ou amplificateur de mise en forme) o il est mis en forme et amplifi de manire optimiser

le rapport S/B. La mise en forme du signal se fait avec au minimum une diffrenciation et une

intgration et rsulte en une impulsion courte en comparaison au temps de descente du pr-

amplificateur. Lamplificateur doit rpondre aux mmes exigences que celles requises pour le

pramplificateur en ce qui concerne le bruit, la linarit et la stabilit. Lanalyse de lampli-

tude de limpulsion est effectue par un analyseur multicanaux. Le choix du nombre de canaux

ncessaire pour lacquisition dpend de la rsolution du dtecteur et de la plage dnergie que

lon dsire analyser. Pour un dtecteur de germanium, la haute rsolution en nergie requiert

gnralement un codage sur 13 bits (8192 canaux) ou 14 bits (16384 canaux) pour couvrir une

plage de 0 8 MeV. Associ lanalyseur, un processeur (PC dacquisition) enregistre lvne-

ment en incrmentant le canal correspondant. Le spectre ainsi collect est analys directement

(acquisition en laboratoire) ou subit une phase de compression et de transmission (mesure en or-


1.4 Performances dun spectromtre Chapitre : 1 Gnralits sur la spectromtrie gamma

bite). Il sagit pour lutilisateur de calibrer le spectre en nergie (conversion canal-nergie), soit

partir de raies prsentes dans le spectre, soit partir dune loi de calibration prtablie. Notons

enfin qu ct de la chane qui vient dtre dcrite, il existe une srie de mesures permettant

de contrler les performances du dtecteur. Dans le cas dun dtecteur de germanium, il sagit

en particulier de mesurer la temprature et le courant de fuite de la diode afin dtalonner la

rponse de la chane lectronique en gnrant un signal test simulant une impulsion provenant

du semi-conducteur

1.4 Caractrisation des performances dun spectromtre

La qualit dun spectromtre gamma est lie sa capacit dune part dtecter des raies

parfois peu intenses (critre defficacit) et dautre part les distinguer entre elles (critre de

rsolution). Cette section prsente les diffrents critres gnralement utiliss pour caractriser

et comparer les performances des spectromtres.

1.4.1 Rponse dun dtecteur une source ponctuelle mono-nergtique

La Figure 1.8 illustre la rponse simule dun spectromtre semi-conducteur base de ger-

manium ultra-pur (ou HPGe pour High-Purity Germanium) dans le cas dune source de rayons

ponctuelle et mono-nergtique de 4 MeV. La gomtrie de simulation (dimension du dtecteur

et position de la source) est prsente sur la partie gauche de la figure. Le spectre illustr re-

prsente le nombre de coups collects par canal en fonction de lnergie, la largeur des canaux

tant de 1 keV. Pour tre vraiment reprsentatif dune mesure exprimentale, le spectre simul

devrait prendre en compte leffet de rsolution (largissement des pics).



FIGURE 1.8 Spectre simul pour un dtecteur HPGe coaxial de 6 cm de hauteur et de diamtre,expos une source ponctuelle de photons gamma de 4 MeV.

Plusieurs structures particulires peuvent tre observes dans le spectre et correspondent

une combinaison des trois processus dinteraction dcrits la section 1.2 (effet photolectrique,

diffusion Compton et production de paire) :

- Le pic de pleine nergie lnergie EPPE = Eg est la signature des photons ayant dpostotalement leur nergie dans la partie sensible du dtecteur, soit par effet photolectrique, soit

par une combinaison des trois processus.

- Le continuum Compton correspond aux photons ayant dpos partiellement leur nergie

dans le dtecteur via une diffusion Compton. Ce continuum stend de 0 keV une nergie

maximale, appele front Compton, correspondant la rtrodiffusion du photon (angle de diffu-

sion = 180) :

EFC = Eg 2.Eg.me.c2.Eg+mec (1.15)-Les pics de premier et second chappements, positionns respectivement aux nergies

EP1E = Eg 511keV et EP2E = Eg 1022keV , correspondent au cas o le photon primairea subi une matrialisation en une paire lectron-positron. tant donn leur faible parcours, les

deux particules sont arrtes dans la matire du dtecteur, dposant leur nergie cintique. Lan-

nihilation du positron qui sensuit donne naissance deux photons de 511 keV pouvant tre

collects ou non. Le dpt total dnergie dans le dtecteur sera respectivement gal Eg ,Eg511keV ou Eg1022keV si les deux photons sont collects, si un seul est collect ou siaucun des deux nest collect.



-Le pic dannihilation des positrons, positionn une nergie E = 511keV , correspond la

dtection dun photon provenant de lannihilation dun positron dans un lment autre que la

tte de dtection, comme la capsule entourant le cristal, etc.

1.4.2 Efficacit de dtection

Cas dune source ponctuelle distance finie

Lefficacit absolue dun dtecteur, note , est le rapport du nombre de coups mesursdans le pic de pleine nergie, NS, au nombre total de photons mis depuis la source en direction

du dtecteur, Ng. Cette efficacit absolue varie en fonction de lnergie et peut tre exprimecomme suit : e(E) = NS

Ng = 4 .NSIg.d.t (1.16)O d est langle solide du dtecteur vu depuis la source et Ig (en photons/s) est lintensit

de la source, lie lactivit A (en Becquerel) et au rendement Y (en %) par la relation :

Ig = A.Yg (1.17)La notion defficacit absolue, dfinie par rapport au pic de pleine nergie, peut tre ten-

due aux autres structures observes dans le spectre. Les efficacits totale, du pic de premier

chappement et du pic de second chappement sont ainsi dfinies respectivement comme le

rapport du nombre total de coups, du nombre de coups dans le pic de premier chappement et

du nombre de coups dans le pic de second chappement au nombre de photons incidents sur le

dtecteur. La Figure 1.9 illustre la variation de ces efficacits en fonction de lnergie pour un

HPGe coaxial de 60 mm de diamtre et de hauteur dans sa capsule daluminium.

Il est galement dusage de dfinir lefficacit relative dun dtecteur, note erel(en , dfiniepar rapport lefficacit absolue dun dtecteur de NaI : T l cylindrique de 3 pouces (76 mm

76 mm) et mesure dans des conditions bien prcises : source ponctuelle place sur laxe de

symtrie du dtecteur et 25 cm de celui-ci. Lefficacit relative une nergie de 1.33MeV est

alors donne par : erel = NSI60CO.4 .t.1,2.103 (1.18)1.4.3 Rsolution en nergie

La rsolution en nergie mesure la capacit dun dtecteur sparer les raies dans le spectre.

La rsolution FWHM, dE (exprime en keV), est la pleine largeur du pic mesure mi-hauteur(Figure 1.9).



FIGURE 1.9 : Dfinition de la rsolution pour un pic parfaitement gaussien

Dans le cas idal, la forme du pic est parfaitement gaussienne, et la rsolution est lie

lcart-type d(E) de la distribution par la relationd(E) =8ln2.E (1.19)Notons quil est dusage de dfinir une rsolution relative R (exprime en %) comme tant

le rapport de la rsolution "FWHM lnergie du pic :

R(E) =(d(E)

E(1.20)

Tout comme lefficacit, la rsolution d(E) varie avec lnergie des photons gamma. Quece soit pour les scintillateurs ou les semi-conducteurs, la rsolution est la somme de plusieurs

contributions comme la fluctuation statistique, le bruit de llectronique, la dispersion dans la

collecte des charges (semi-conducteur) ou des photons (scintillateur), etc.


CHAPITRE II

MATRIELS ET MTHODES

Ce chapitre est consacr la description du matriel utilis dans notre travail (spectromtre

gamma ou chaine de mesure, le logiciel de spectromtrie utilis et mme les chantillons) dune

part, et dautre part la prsentation des mthodes danalyse. Cette partie est ncessaire la

comprhension de toutes les tapes respectes pendant lexprience, car lexprimentateur doit

tre mme de palier aux difficults simples survenues lors dune analyse ou mme de vrifier

dans la mesure du possible par calcul ses rsultats.

2.1 Description du matriel

2.1.1 Prsentation du site

Les prlvements ont t faits sur les sites des campus I et II de lUniversit de Douala-

Cameroun, (04 0314.8 - 04 0329.7 N and 09 4400.1 - 09 4445.2 W). Ces deux sites

faisant lobjet de notre tude sont situs dans la zone de Douala-Bassa, zone constitue de roches

sdimentaires formes depuis le tertiaire et le quaternaire (Figure 2.1). Les roches sdimentaires

trouves dans la zone de Douala-Bassa (en dehors du bassin de Douala) sont pauvres en sable et

en grs et sont en toute saison lessives progressivement par rosion du calcaire et des schistes

constituant la majeure partie des sols du site. Les sols de la zone ont une coloration qui varie du

jaune au brun (marron). [6]

19

2.1 Description du matriel Chapitre 2 : Matriels et mthodes

FIGURE 2.1 Zone dtude

FIGURE 2.2 Extension du site du campus 2 o onze des dix-huit chantillons ont t prlev(Source : http ://www.univ-douala.com).



2.1.2 Mode de prlvement

Les dix-huit (18) chantillons faisant lobjet de notre tude ont t prlev au hasard sur les

deux campus de lUniversit de Douala (sept (07) prlvements au sein du campus 1 ESSEC

situ Ange-Raphal et onze (11) au sein du campus 2 ; de la Facult des Siences de lEN-

SET (Ecole Normale Suprieur dEnseignement Technique de Douala) et de lIUT (Institut

Universitaire de Technologie) localis Ndong-Bong Douala-Bassa . Les pentes et les surfaces

verticales ont t racles pour enlever les sols neufs, ceci dans le but de minimiser les effets

de contamination (migration, interfrences) dus au sol barbouill. Chaque chantillon final des

dix-huit est un mlange de cinq prlvements sur un site de 2.5m x 2.5m spar lun de lautre

de 300 m pour sassurer une bonne tude du site et pour observer la variation de la radioac-

tivit terrestre locale. Chaque point de prlvement a t marqu laide dun GPS (global

positioning system) (voir Tableau 2.1).

TABLE 2.1 Coordonnes gographiques des diffrents chantillons.

Quatre prises sont faites au sommet dun carr de 2.5 m de cot et une au centre du carr

(voir Figure 2.3). Ces cinq prlvements formant un chantillon sont pris environ 20 cm de

profondeur et emballs dans un sac en polythylne pour viter la contamination. Les diffrents

chantillons sont transmis au laboratoire pour la prparation.



FIGURE 2.3 Mode de prlvement dun chantillon sur un site. Tous les cinq points de mmedimension sont les prlvements qui constitueront lchantillon : point de diamtre plus grand.

La mthode dchantillonnage

Lorsquon souhaite effectuer un sondage ou une enqute sur un ensemble, il nest pas tou-

jours possible ou souhaitable dinterroger chaque lment de lensemble. Il est tout de mme

possible den apprendre plus propos de tout le systme, notamment en crant des chan-

tillons. Il existe plusieurs mthodes dchantillonnage alatoires : alatoire simple, stratifi et

par grappes. Ces mthodes permettent de juger objectivement la valeur des estimations. Nous

avons choisie la mthode dchantillonnage alatoire simple. Lchantillonnage alatoire simple

est une mthode pour laquelle tous les chantillons possibles (de mme taille) ont la mme pro-

babilit dtre choisis et tous les lments du systme ont une chance gale de faire partie de

lchantillon. Il existe aussi la mthode de pondration o lon suppose que pour chaque valeur

de la variable alatoire x, on peut calculer la densit de probabilit p(x).

2.1.3 Prparation des chantillons

Nos chantillons avec lesquels on a fait lanalyse se trouvant ltat rocheux (terre gra-

nuleuse) et informe, afin de faire analyser qualitativement et quantitativement des chantillons

avec suffisamment de prcision, il faut les transformer en poudre. Une fois au laboratoire, ils

sont schs en une semaine lair puis 105C pendant 24 heures. Tous les chantillons secs

sont moulus et transformer ltat poudre. Une fois cette tape termine, ces chantillons sont

mis dans des capsules en polythylne de forme cylindrique 360 ml pour maintenir lquilibre

radioactif entre le radon 226Rn et ses fils. Ils sont enfin conservs pour une priode de 32 jours

pour atteindre lquilibre sculaire.



Cest quoi lquilibre sculaire ?

En physique nuclaire, lquilibre sculaire est une situation o la quantit dun radio-

isotope reste constante du fait que son taux de production (d, par exemple la dsintgration

dun isotope-parent) est gal son taux de dsintgration.

TABLE 2.2 quilibres sculaires considrs (Source :http ://www.phy_nuclaire.com )

Quand la priode (T) du pre est trs nettement suprieure celle des fils, les activits

des diffrents fils se mettent lquilibre avec celle du pre. Lquilibre sculaire, est atteint

aprs un temps gal environ 10 fois la priode du fils dont la priode est la plus longue do

la ncessit dans notre cas dattendre 30 jours avant de commencer lacquisition. Cela peut

facilement se comprendre travers la Figure 2.4.

FIGURE 2.4 quilibres sculaires de 238U avec ses fils



2.1.4 Spectromtrie gamma

2.1.4.1 Description du systme dacquisition

La chane dacquisition est compose de cinq parties (voir Figure 2.5) :

- le dtecteur proprement parler (dont la partie sensible est un cristal de germanium),

- un pramplificateur pour la minimisation du bruit,

- un amplificateur,

- un convertisseur analogique-numrique (ADC)

- un analyseur multicanaux (MCA).

FIGURE 2.5 Schma de principe de lensemble de dtection. Les courbes reprsentent la formedu signal la sortie du pramplificateur et de lamplificateur. [37]

Lensemble de dtection permet de mesurer un signal issu de linteraction des rayonnements

ionisants avec le cristal de germanium, de lamplifier et de le mettre en forme en vue dune ana-

lyse ultrieure. Mais avant, le photon qui entre dans le milieu sensible du dtecteur nionise pas

directement la matire, plutt il transmet partiellement ou totalement son nergie aux particules

charges (lectron, alpha) qui ionisent la matire du milieu dtecteur.

- Le cristal

Nous avions utilis un dtecteur plan Germanium hyper-pur (BE6530) manufactur par les

socits Canberra (voir Figure 2.6). Le cristal est soumis une tension inverse crant un champ

lectrique lintrieur de la zone intrinsque [11]. Lorsquun photon arrive lintrieur de cette

zone, il interagit avec le germanium en produisant des paires lectron-trou. Les porteurs de

charge ainsi cres se dplacent le long des lignes de champ lectrique jusquaux rgions dopes

P et N. Le nombre de paires lectron-trou est proportionnel lnergie dpose par le photon

incident. Le temps de collection de charge est une fonction de la gomtrie du dtecteur, de la

haute tension applique ainsi que de la nature du cristal. De manire amliorer la rsolution

du dtecteur, celui-ci doit tre refroidi, ce qui diminue lagitation thermique des porteurs de

charges. Le cristal de germanium a les caractristiques suivantes. [12]



TABLE 2.3 Caractristique du cristal de germanium dans le dtecteur HPGe CANBERRA(BE6530). [40]

Il est maintenu par une chemise de cuivre ( holder ) qui sert aussi de contact thermique

pour le refroidissement (lectrique dans notre laboratoire). Le holder est isol lectriquement

du germanium par un film mince de Mylar (polymre de formule chimique : (C2F4)n).

FIGURE 2.6 Dtecteur HPGe CANBERRA du laboratoire de Dosimtrie et Radioprotectionde lANRP.

- Le pramplificateur et lamplificateur

Pour diminuer le bruit lectronique, le pramplificateur doit tre plac le plus prs possible

du dtecteur et il est solidaire du cryostat. Le pramplificateur est isol de la haute tension par

une capacit.

Le signal lentre du pramplificateur nest pas forcment proportionnel lnergie dpo-

se dans le cristal. Par contre lintgrale de ce signal est gale la charge collecte qui dpend

de lnergie dpose. Cest pourquoi, dans la plupart des applications spectromtriques sont uti-



liss des pramplificateurs sensibles la charge . Il sagit dun montage intgrateur dont le

signal de sortie est proportionnel la charge en entre de celui-ci et indpendant de la capacit

du dtecteur. Le temps de monte du signal de sortie est reli au temps de collection de charge

alors que le temps de descente lui ne dpend que de la constante de temps t= RC du montageintgrateur. Le temps de monte peut varier de quelques ns quelques ms. Le temps de descenteest en gnral fix 50ms. Ceci signifie que lon a un temps de monte rapide et un temps dedescente beaucoup plus lent.

Lamplificateur ralise deux tches essentielles : la mise en forme du signal et son amplifica-

tion. Il sagit de filtrer le signal de manire avoir le meilleur rapport signal sur bruit. Le signal

de sortie du pramplificateur tant assez lent, avant quil atteigne zro volt, il est possible quun

autre signal arrive. Pour viter ceci, le signal de sortie du pramplificateur est diffrenci pour

liminer la composante lente. Cela a pour effet de prserver uniquement linformation relative

aux caractristiques du dtecteur contenue dans la constante de temps du signal montant. En-

suite, le signal est intgr pour rduire le bruit et on obtient un signal quasiment gaussien [13].

La largeur mi-hauteur de la gaussienne obtenue sexprime en terme de constante de temps que

lon peut rgler. Si elle est choisie trop courte, le bruit est amplifi, si elle est trop longue, on

peut assister lempilement de deux signaux lectriques. En gnral, la constante de temps est

choisie de 3 30 ms suivant le type de dtecteur.- Le convertisseur analogique-numrique et lanalyseur multicanaux

A la sortie de lamplificateur, on a un signal continu. Pour lacquisition, il est prfrable

de travailler avec des grandeurs discrtes, cest--dire qui ne peuvent prendre quun ensemble

fini de valeurs. Cest pourquoi on utilise un convertisseur analogique-numrique (ADC), qui

transforme lamplitude du signal lectrique fourni par lamplificateur en un nombre qui est

alors proportionnel lnergie dpose dans le cristal. Cette opration ncessite entre 0,8 et 6ms. La sortie de lADC est enregistre dans une mmoire qui possde autant dadresses que lemaximum de numro de canaux servant dcouper le spectre final [13]. Il y a au total 8192

canaux disponibles pour lacquisition.

Lanalyseur multicanaux sert collecter et enregistrer les vnements issus de lADC en

les classant. Ds quun signal a t analys par lADC, ladresse mmoire dans laquelle il a

t enregistr est bloque et son contenu est incrment dun coup. Cela permet dobtenir un

histogramme en temps rel dans lequel lnergie dpose dans le cristal est relie au numro de

canal (plus lnergie est leve, plus le numro de canal est grand) et le nombre de coups dans

un canal donn est proportionnel au nombre de photons ayant dpos la mme nergie dans le

cristal. Cette opration ncessite entre 1,5 et 3 ms.Mmoire de Master II rdig et prsent par : 26 GUEMBOU Cbastien 2012/2013

2.2 Mthodes utilises pour obtenir les rsultats. Chapitre 2 : Matriels et mthodes

FIGURE 2.7 a) NIM (haute tension+MCA) vue avant. b) vue arrire. module lectronique dunspectromtre gamma.

Avant de commencer lanalyse de nos chantillons, nous talonnons notre spectromtre afin

de nous rassurer que les nergies que nous obtiendrons aprs lanalyse seront bien celles qui

refltent la ralit (marge derreurs bien rduite, haute, moyenne ou basse nergies).

2.2 Mthodes utilises pour obtenir les rsultats.

2.2.1 Calibration de la chane de mesure

- Calibration en nergie :

Pour avoir une bonne analyse qualitative, il faut bien calibrer en nergie notre chane

de spectromtrie gamma, pour cela on a utilis les sources radioactives de csium 137Cs et de

cobalt 60Co.

La rsolution de notre dtecteur au germanium CANBERRA (BE6530) est rsume dans la

Table 2.4 suivante :

55Fe 57Co 60CoRsolution en nergie [0.5 keV, 5.9 keV] [0.75 keV, 122 keV] [2.2 keV, 1332]

TABLE 2.4 Rsolution de notre dtecteur au germanium CANBERRA (BE6530) [40].

La droite de calibration en nergie de la chane de mesure est donne par la Figure 2.8



FIGURE 2.8 Courbe de calibration en nergie

Lnergie dpend du nombre de canaux par une relation linaire :

Eg = A0 +A1.CN (2.1)O Eg reprsente lnergie en keV, CN est le numro du canal. A1 et A0 sont des constantes

dpendant de la gomtrie choisie.

-Calibration en efficacit :

La calibration en efficacit de la chane de mesure est faite partir du calcul de lefficacit

absolue de chaque rayonnement gamma mis tel que (voir Figure 2.9) :

abs =NdetNemis

(2.2)

Avec :eabs : Lefficacit absolue calcule de la source radioactive.Ndet : Le nombre des rayonnements dtects.

Nemis : Le nombre de rayons gammas mis par la source radioactive.

Cette courbe de calibration obit lquation suivante :

ln = a0 +a1.(lnE)1 +a2.(lnE)2 +a3.(lnE)3 +a4.(lnE)4 + ... (2.3)



FIGURE 2.9 Courbe dtalonnage en efficacit

2.2.2 Analyse du spectre

2.2.2.1 Mesure qualitative des chantillons

Aprs avoir rgl notre chane de mesure et avoir choisi les meilleurs paramtres de la

chane, nous avons commenc les mesures qualitatives de chaque chantillon. Chaque chan-

tillon est analys dans le spectromtre pendant une dure de 86400 s (24 heures). A la fin de

cette tape, lanalyse qualitative consiste dterminer lactivit spcifique en becquerel par ki-

logramme (Bq.kg1) de chaque radionuclide. Ces calculs se font indpendamment pour chaque

chantillon et pour le bruit de font laide du logiciel Genie-2000 version 3.2 avec lintroduc-

tion ou pas du cascade summing ou leffet de cascade.

2.2.2.2 Quest ce que Le cascade summing ou leffet de cascade ?

En 1972-1975, Andreev et Mc Callum ont soulev le problme, ils ont propos une mthode

numrique ncessitant la connaissance de pic-plein dnergie (full-energy peak FEP) leffica-

cit et lefficacit totale. Problme : Dans de nombreux cas, au cours dune dsintgration, la

dsexcitation dun noyau se fait par paliers : par exemple, le noyau revient ltat fondamental

en mettant successivement deux photons dnergie E1 et E2. En gnral, le temps de vie des

niveaux excits tant trs court (de lordre de la nanoseconde), tout se passe alors comme si le

dtecteur ne voyait quun seul photon dnergie comprise entre 0 et E1 +E2. On peut

alors distinguer plusieurs cas de figures :

- Si le premier photon est absorb totalement dans le cristal et que le deuxime ninteragit

pas du tout avec le cristal, il apparat un coup dans le photopic lnergie E1.

- Si le deuxime photon est absorb totalement mais que le premier na pas interagi avec le

cristal, cela gnre une impulsion dans le photopic lnergie E2.

- Si un photon est entirement absorb et lautre partiellement, lincrmentation du comp-

tage se fera dans un canal quelconque et il y a une perte de comptage dans le photopic corres-

pondant labsorption complte du photon.



- Enfin, si les deux photons sont compltement absorbs par le cristal, cela produit un pic

une nergie gale la somme des nergies de chacun des deux photons. On qualifie ce pic

de pic somme . Il en rsulte un dficit de comptage dans les deux photopics ; lquivalent

de ce dficit se retrouvant partiellement dans le pic somme. Pour une source ponctuelle et un

schma simple de dcroissance deux niveaux excits, les corrections pour les aires des pics

correspondant aux nergies E1, E2, et E3 sont :

FIGURE 2.10 Schma simple de dcroissance deux niveaux excits : Effet de cascade.

C1 =1

1P12.T2(2.4)

C2 =1

1P21.T1(2.5)

C3 =1

1+I1I2. P1P2P3 .P12

(2.6)

Pi jest la probabilit conditionnelle pour mettre simultanment gi et g j. Pi est lefficacitdu pic de pleine nergie Ei. Ti est lefficacit totale dnergie Ei [http ://www.nucleide.org]Dans ces cas, les facteurs de correction peuvent atteindre quelques 10%.

Exemple : le 60Co est metteur gamma avec deux photons gamma dnergies respectives

Eg1 = 1.17MeVet Eg2 = 1.33MeV . Les deux photons tant mis au mme moment, sans tenircompte du cascade summing la probabilit pour le dtecteur de compter un seul coup avec

une nergie Eg = 2.5MeV est leve. En prenant en compte le cascade summing on compteainsi sparment les deux photons dnergies diffrentes chacun seul dans son photopic. Il faut

bien faire la diffrence avec leffet de matrice ou auto-attnuation 1 ou avec Le rapport dem-

branchement r [36] (qui, dans notre cas, correspond la probabilit pour quune dsintgration

du noyau considr soit suivie de lmission dun photon gamma dune nergie donne). Le

rapport dembranchement est une grandeur sans dimension comprise entre 0 et 1, mais qui peut

tre exprim en pour 100 dsintgrations dun radiolment. Par exemple, sur 100 dsint-

1. lorsquon dispose dun chantillon radioactif de dimensions non ngligeables, un certain nombre de photonsmis dans lchantillon peuvent interagir avec la matrice de lchantillon lui-mme en perdant une partie ou latotalit de leur nergie. Cela a comme consquence la diminution du comptage dans le photopic.



grations de noyaux de 137Cs, 85 seulement donnent lieu lmission dun photon de 662 keV :

r = 0,85.

2.2.3 Prsentation du logiciel Gnie-2000

Le logiciel de spectromtrie Genie-2000 propose, dans un environnement convivial, lacqui-

sition, la visualisation et lanalyse de donnes spectromtriques sur les ordinateurs PC. Il permet

de contrler plusieurs dtecteurs de faon indpendante et se connecte en rseau aisment. Son

fonctionnement par fentres le rend trs convivial et de nombreux programmes excutables

dutilisation simples peuvent y tres ajouts. [http ://www.canberra.com]. Avec Gnie-2000 les

programmes dacquisition et danalyse sont fortement lis et intgrs, fournissant ainsi une in-

terface conviviale et un contrle puissant des applications. Grce aux multiples fentres, les

spectres et les rsultats danalyses peuvent tre facilement repositionns sur lcran, permet-

tant ainsi deffectuer des comparaisons rapides. La compatibilit des formats de fichiers, des

algorithmes danalyses et les capacits rseau permettent toute la famille Gnie de sintgrer

facilement une large gamme de plate-forme. Il permet de visualiser en temps rel la sortie de

lanalyseur multicanaux, savoir un spectre (voir Figure 2.11) avec en abscisse le numro de

canal (ou lnergie) et en ordonne le nombre de coups dans ce canal. De manire pouvoir

identifier les dsintgrations radioactives mises en jeu, le spectre doit tre talonn en nergie.

Cela consiste tablir une relation polynmiale entre le numro de canal et lnergie dpose

dans le cristal. Le spectre obtenu est alors un ensemble de pics distribus en nergie se rajoutant

un fond.

FIGURE 2.11 exemple de spectre de radioactivit naturelle obtenu aprs plusieurs jours decomptage



Lnergie du pic correspond lnergie du photon incident, ce qui permet didentifier le

radiolment metteur gamma. Lnergie est proportionnelle au nombre de canaux. Les pics

sont en ralit des gaussiennes dont la largeur mi-hauteur varie avec lnergie. Ceci tant d

une dformation par le dtecteur. La surface des pics est alors proportionnelle lactivit. De

manire valuer lactivit de lchantillon, il faut pouvoir, pour chacun des pics localiser le

centre du pic ainsi que les limites de celui-ci ; la surface du pic sera calcule entre ces limites (Il

est ncessaire davoir effectu au pralable un talonnage en rsolution du spectre (la rsolution

entrant de manire indirecte dans le calcul de la surface des pics). Celui-ci consiste faire

une correspondance entre la rsolution et lnergie avec une relation dont la forme dpend du

logiciel utilis : dans Genie-2000 la rsolution augmente comme la racine carre de lnergie.

Ltalonnage en nergie et ltalonnage en rsolution se font en une seule tape mais il existe

plusieurs mthodes pour le raliser :

- en visualisant le spectre talonner, il faut placer le curseur sur le sommet dun pic. Le

logiciel calcul automatiquement le centre du pic et la rsolution en canaux. Il faut alors rentrer

la correspondance en nergie

- sur le spectre, il faut placer des marqueurs qui entourent le pic servant ltalonnage.

Comme prcdemment, le logiciel calcule le centre du pic et sa rsolution en canaux et il faut

entrer lnergie correspondante du pic.

- il y a aussi la possibilit de faire une recherche automatique de pics. Le logiciel fournit une

liste de pics avec leur centre et leur rsolution exprims en canaux. Il faut indiquer lnergie de

chacun des pics.

Lanalyse de spectres, cest--dire le calcul de la surface des pics ne peut tre possible que si

ltalonnage en nergie et en rsolution a t fait. Une fois ceci effectu, lanalyse sort une liste

de pics avec leurs surfaces respectives. Il est possible au logiciel didentifier le radiolment

responsable dun pic en comparant avec des tables et de calculer directement lactivit. Cela

ncessite davoir ralis un talonnage en efficacit. Le programme danalyse des spectres suit

le schma suivant :



Algorithme 2.1 algorithme de traitement du logiciel Gnie-2000

Les tapes suivies pendant lanalyse sont :

- le chargement du fichier dentr. Cette tape est la premire puisque cest partir de la

quon introduit lchantillon analyser.

- La calibration en nergie (et en efficacit) : elle dtermine si lon travaille en haute ou

basse nergie.

- La recherche des pics

- Lanalyse des pics

- Identification des radionuclides : aprs la recherche et lanalyse des pics, une tentative

didentification des radionuclides est lance. Durant cette tape diffrents radionuclides sont



proposs en attendant ltape suivante.

- Confirmation des radionuclides,

- Rsolution dinterfrences : il y a sparation des pics noys. Cette tape exige une bonne

rsolution du dtecteur.

- Le calcul dactivit : tape essentielle pour lobtention et linterprtation des rsultats

finaux. Intervient lefficacit du dtecteur.

- Les rsultats sont affichs lcran dun PC.

2.3 Calcul dactivits

Nous ne pouvons pas dterminer directement lactivit de la source partir de la seule

mesure dun photopic. Il est donc ncessaire dvaluer une efficacit de comptage. On

distingue deux types defficacit : lefficacit absolue e0 et lefficacit globale e. On peut dfinirlefficacit absolue par le rapport :

0 =N0N0

(2.7)

Avec : N0 le nombre total de coups qui seraient compts dans un photopic donn, avec un

logiciel danalyse donn, pour un chantillon idal, homogne et sans matrice. N0 le nombre

total de photons mononergtiques mis par la source pendant la mme dure t soit :

N0 = r.A.t (2.8)

r tant le rapport dembranchement et A lactivit.

0 =N0

r.A.t(2.9)

Lefficacit absolue dpend de la gomtrie du dtecteur, de ses caractristiques physiques ainsi

que celles du conteneur de la source, de la gomtrie de la source, de lnergie des photons

mis, mais elle est indpendante de la nature de la source. Ltalonnage en efficacit peut tre

ralis par diffrentes mthodes. Il peut tre fait de manire entirement exprimentale dans le

seul cas o les chantillons mesurer sont rigoureusement identiques aux talons (gomtrie,

matrice), et o lon recherche le mme radiolment. Ds que lon a dtermin lefficacit et

que lon connait N(Ei) le nombre total de coups dans le photopic lnergie Ei, on peut donc

calculer lactivit dun radiolment donn, partir dune raie gamma donne

A =N

.t(2.10)

Avec e= q.h.r.e0 o- = N(Ei)N0(Ei) est le coefficient deffet de cascade. N(Ei) etant le nombre total de coups dans

le photopic lnergie Ei pour une raie affecte par des effets de cascade et N0(Ei) le nombre

total de coups dans le photopic lnergie Ei pour une raie la mme nergie ne prsentant pas


2.4 Evaluation des paramtres radiologiques Chapitre 2 : Matriels et mthodes

deffet de cascade.

- = NN0 est le coefficient dauto-attnuation des effets de matrice. N tant le nombre totalde coups effectivement mesur dans le photopic (avec un logiciel danalyse donn).

Dans le cas gnral, il existe plusieurs limitations un talonnage exprimental seul :

- toutes les nergies ne sont pas disponibles en sources talon

- les effets de cascade sont frquents et leurs effets difficilement quantifiables

- les effets de matrice sont assez variables avec la composition et la densit

tant donn que nos chantillons sont solides, nous pouvons crire lefficacit comme suit :

=nombre de coups

At .t.P(2.11)

O Pg est la probabilit dmission du photon g. Comme nous connaissons lefficacit relativeon utilise la formule suivante pour le calcul de lactivit spcifique dun chantillon ASP :

ASP =NTtc Nbtb

P.e f f .M(2.12)

ASP est lactivit spcifique de lchantillon.

tb : temps de mesure bruit de fond.

tc : temps de comptage pour lchantillon.

M : masse de lchantillon.

Nb : nombre de coups pendant la mesure du bruit de fond.

NT : nombre de coups pendant la mesure de lchantillon.

Si on tient compte du cascade summing et de lautoabsorption, on a la formule suivante :

ASP =NTtc Nbtb

P.e f f .M.CCS.CSA [43] (2.13)

CCS : est un coefficient tenant en compte le cascade summing

CSA : est un coefficient dabsorption [38].

Une des mthodes les plus utilise par les dveloppeurs de ce logiciel est la mthode dchan-

tillonnage.

Aprs que lquilibre sculaire [38] ait t atteint entre 238U et 232T h et les lments issus

de leur dsintgration, les mesures faites en 2013 sur les chantillons de lUniversit de Douala

au sain du laboratoire de dosimtrie et radioprotection (Ministre de le Recherche Scientifique

et de linnovation ; Yaound) ont donnes les rsultats, pour les radionuclides suscits, que

nous allons commenter dans le chapitre suivant. Nous avions calcul quelques paramtres ra-

diologiques afin dvaluer le risque du danger des rayonnements ionnisants pour le public des

deux campus.



2.4 Evaluation des paramtres radiologiques

2.4.1 Dbit de dose absorbe (DD) dans lair 1m.

Une connexion directe entre les concentrations de radioactivit des radionuclides na-

turels et leur exposition est connu comme le dbit de dose absorbe dans lair 1 mtre au-

dessus de la surface du sol. Les concentrations dactivit moyennes de 226Ra ( de la srie 238U )

, 232T h et 40K (Bq.kg1) dans les chantillons de sol ont t utilises pour calculer le dbit de

dose absorbe en utilisant la formule suivante fournie par UNSCEAR [ 7 ] et de la Commis-

sion europenne [ 9 ]

D(nGy.h1) = 0.92ARa+1.1ATh +0.08AK (2.14)

O D est le dbit de dose absorbe en nGy.h1 ; ARa, AT h et AK sont les concentrations de

lactivit de 226Ra (238U), 232T h et 40K, respectivement. Les coefficients de dose en units de

nGy.h1 par Bq.kg1 ont t prises partir du rapport de UNSCEAR (2000) [7, 9, 34]

2.4.2 Equivalent de dose effective annuelle.

Le dbit de dose absorbe dans lair 1 mtre au-dessus de la surface du sol ne fournit pas

directement le risque radiologique auquel une personne est expose [10]. La dose absorbe peut

tre considre en fonction de lquivalent de dose efficace annuelle extrieur au rayonnement

gamma terrestre qui est converti partir de la dose absorbe par la prise en compte de deux

facteurs, savoir le coefficient de conversion de dose absorbe dans lair la dose efficace et le

facteur doccupation externe. Lquivalent de dose efficace annuelle peut tre estime laide

de la formule suivante [7, 12] :

AEDE (Sv/an) = D(nGy.h1)8760h0,20,7(Sv.Gy1)103 (2.15)

O AEDE signifie annual effective dose equivalent. Les valeurs de ces paramtres utiliss

dans le rapport de UNSCEAR (2000) sont de 0,7Sv.Gy1 pour le coefficient de conversion

de la dose absorbe dans lair en dose efficace reue par les adultes et 0,2 pour le facteur doc-

cupation extrieure [7].

2.4.3 Activit quivalente du Radium

En raison de la distribution non uniforme des radionuclides naturels dans les chantillons

de sol, le niveau dactivit rel du 226Ra, 232T h et 40K dans les chantillons peut tre value

au moyen dun indice radiologique commun appele activit quivalente de radium (RAeq) ;

radium equivalent activity [11, 13]. Cest lindice le plus largement utilis pour valuer les

risques radiologiques et il peut tre calcul en utilisant lquation 2.16 propose par Beretka et

Mathew [11, 13].



RAeq(Bq.kg1) = ARa +1.43ATh +0.077AKo ARa, AT h et AK sont les concentrations de lactivit de 226Ra, 232T h et 40K en Bq.kg1,

respectivement. La valeur maximale admissible de lactivit quivalent de radium est 370.00Bq.kg1

[7, 11]. Cette valeur correspond une dose efficace de 1,00 mSv pour le public en gnral et la

dose de 1,50mGy/an [7, 15].

2.4.4 Paramtre de risque externe

En termes de dose, les principaux radionuclides primordiaux sont 232T h, 238U et 40K. La

dcroissance des radionuclides naturels prsents dans le sol produit un champ de rayonnement

gamma - bta qui traverse linterface sol-air pour irradier des personnes occupant le milieu am-

biant. Les principaux facteurs qui dterminent le taux dexposition dune personne en particu-

lier sont les concentrations de radionuclides dans le sol, le temps dexposition. Afin dvaluer

lexposition aux rayonnements due aux radionuclides naturels, lindice de pollution externe

(Paramtre de risque externe ) a t introduit laide dun modle propos par Krieger (1981)

[7 , 16] :

Hex =ARa370

+AT h259

+AK

4810(2.16)

Afin de maintenir le risque ngligeable, la valeur du paramtre de risque externe ne doit pas

dpasser la limite de lunit. La valeur maximale de Hex gal lunit correspond la limite

suprieure de lactivit quivalent radium (370,00Bq.kg1) [18, 21]. En plus de lirradiation

externe, le radon et ses produits de courte dure sont aussi dangereux pour les organes de rf-

rence. Pour tenir compte de cette menace, la concentration maximale ad

etude des echantillons spectromÉtrie …©sentée pour obtenir le titre de maitre en science de...

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