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 CALCUL DE DOSES GENEREES PAR LES RAYONNEMENTS IONISANTS
DOSIMEX‐G 1.3.3 CODE DE CALCUL DE DOSE GAMMA ET X 9 MANUEL D’UTILISATION 9 DOSSIER DE VALIDATION Alain VIVIER, Gérald LOPEZ
SEPTEMBRE 2013 SOMMAIRE PARTIE I. I.1 I.2 I.3 UTILISATION DOSIMEX-G
SOURCES GAMMA ........................................................4 CHOIX BASE DE DONNEES RADIONUCLEIDES :................................................................................... 4 CALCUL DE DEBIT DE DOSE GAMMA................................................................................................... 6 OPTIONS........................................................................................................................................... 15
PARTIE II. II.1 II.2 II.3 II.4 II.5 II.6 II.7 II.8 II.9 II.10 II.11 DOSSIER VALIDATION DOSIMEX-G 1.3.3 POUR LES SOURCES GAMMA............23 PREAMBULE : CONTEXTE GENERAL DE LA VALIDATION ................................................................... 23 EVOLUTION DES RESULTATS EN FONCTION DE LA DISTANCE ............................................................ 24 IMPACT DE LA PRESENCE D’UN ECRAN ET DU BUILD-UP ................................................................... 26 COMPARAISONS BUILD-UP CALCULES PAR DOSIMEX-G V1.3 ET MICROSHIELD® : ................. 28 ECRANS MULTICOUCHES .................................................................................................................. 29 INFLUENCE DE LA GEOMETRIE SOURCE ............................................................................................ 30 COUPLAGES SOURCES VOLUMIQUES + ECRAN ................................................................................. 32 INFLUENCE DU MATERIAU ................................................................................................................ 33 MAILLAGE EN PUISSANCE ADAPTE ET MODELISATION DE GRANDS VOLUMES .................................. 35 GEOMETRIE PARALLELEPIPEDE ........................................................................................................ 40 CONCLUSION VALIDATION POUR LA PARTIE SOURCE GAMMA .......................................................... 41
PARTIE III. UTILISATION DOSIMEX-G OPTION GENERATEURS X ET NORME NF C 15-160 42 III.1 III.2 III.3 III.4 PREAMBULE : CHOIX SOURCES GAMMA OU GENERATEUR X............................................................ 42 MODE « CALCUL DEBIT DE DOSE »................................................................................................... 43 REGLE DES EPAISSEURS DANS LA METHODE ALTERNATIVE :............................................................ 54 MODE DE CALCUL « DOSIMEX »....................................................................................................... 57
PARTIE IV. DOSSIER VALIDATION DOSIMEX-G 1.3.3 POUR LES GENERATEURS X ..............59 IV.1 IV.2 VALIDATION OPTION « CALCULS DEBIT DE DOSE » .......................................................................... 59 VALIDATION OPTION « NORME NF C15-160 » DE DOSIMEX-G ..................................................... 64
PARTIE V. V.1 V.2 CONSEILS POUR LA MISE EN ŒUVRE DU PACK DOSIMEX...................................67 MISE EN PLACE DU PACK DOSIMEX A PARTIR DU CD .................................................................... 67 MISE EN PLACE DE NOUVELLES VERSIONS APRES TELECHARGEMENT : ............................................ 71 Vous pouvez afficher dans la colonne de gauche de ce document le sommaire interactif en cliquant sur l’icône « signet » : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 2 PREAMBULE CORRECTIONS ET MODIFICATIONS PRINCIPALES APPORTEES A LA VERSION ORIGINALE (VERSION CD‐ROM)
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VERSION 1.2 (DISPONIBLE SUR LE SITE D’EDP SCIENCES) Correction du bug pour les options Bq.cm‐3 et Bq.cm‐1 sur les géométries cylindre, sphère et fil. Correction d’un défaut de calcul de l’autoabsorption dans les sphères creuses. Amélioration de la loi de composition des build‐up, notamment entre un écran mince et un écran épais, dans des matériaux très différents, de telles configurations étant susceptibles de générer, dans la version initiale, des build‐up aberrants. Extension de la base de données X Com (coefficients d’atténuation linéique) de 3 MeV à 15 MeV. Passage d’un maillage uniforme à un maillage en puissance, adapté à l’énergie des photons et la nature des matériaux, afin de pouvoir prendre en compte des sources de très grandes dimensions (‘voir §II.6). Prise en compte du matériau « Air » Création d’une option permettant de modifier les masses volumiques des matériaux source et écran. Ajout d’une pseudo‐source monoénergétique (choix élément « Mono E » de 10 keV à 15 MeV) permettant des études paramétriques en fonction de l’énergie. •
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VERSION 1.3.1 (BETA VERSION) Ajout de la géométrie source parallélépipédique. Possibilité de deux écrans avec la source ponctuelle Calcul de dose générateur X médical ou industriel et calcul suivant norme NFC 15‐160 Modification du calcul des build‐up. Abandon du modèle de Taylor (voir §II.2) •
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VERSION 1.3.2 (BETA VERSION) Modification du calcul NFC 15‐160 : création calcul méthode abaque Possibilité création spectre source personnalisée Correction d’un défaut de codage dans la prise en compte de radionucléides multiples •
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VERSION 1.3.3 (DISPONIBLE SUR LE SITE D’EDP SCIENCES) Implémentation de méthodes alternatives de calcul de la norme NFC 15‐160 Option écrans multiples pour les sources gamma Option calcul de dose générée par le rayonnement de freinage et/ou d’annihilation (β+) d’une source Bêta. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 3 Partie I.
I.1
UTILISATION DOSIMEX‐G SOURCES GAMMA CHOIX BASE DE DONNEES RADIONUCLEIDES : Le code DOSIMEX‐G utilise, pour les calculs associés à des sources gamma, différentes bases de données de radionucléides (spectre énergies et intensités d’émission). Quatre bases de données sont disponibles et peuvent être mise en œuvre en cliquant sur la barre de commande « Choix Base de donnée radionucléides ». La fenêtre de dialogue suivante s’ouvre : Par défaut, la base de données sélectionnée est la base de données complète avec raies gamma regroupées. Le cryptage de l’application interdisant tout enregistrement à la fermeture du code, l’application se lancera sur cette base de données à chaque ouverture. ™ BASE DE DONNEES COMPLETE AVEC RAIES GAMMA REGROUPEES Cette base de données a été établie pour limiter les temps de calculs en regroupant certaines raies gamma d’énergies proches. L’application utilise alors une énergie gamma moyenne, pondérée par l’intensité d’émission et une intensité totale égale à la somme des intensités. Ainsi, par exemple le spectre de l’américium 241 qui comporte 27 raies gamma identifiées dans la base de données complète, se limite à 4 raies gamma dans la base de données complète avec raies gamma regroupées. Lors d’un calcul de débit de dose, les énergies et intensités des raies gamma utilisées sont affichées en haut à droite sur la page de synthèse. Dans cette base de données a été rajoutée la possibilité de choisir un pseudo‐émetteur monoénergétique « Mono E »pour des calculs paramétriques plus rapides. Les énergies disponibles sont limitées à des valeurs précises (10 keV, 20, keV…) dans une progression logarithmique jusqu’à 15 MeV. Pour choisir une énergie quelconque, voir ci‐après « compléter une base de données » Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 4 ™ BASE DE DONNEES « MEDICAL » & BASES DE DONNEES « ELECTRO‐NUCLEAIRE » Ces deux bases de données sont des bases réduites extraites de la base de données complète avec raies gamma regroupés, et limitées aux radionucléides usuellement rencontrés dans ces deux domaines spécifiques ™ BASE DE DONNEES COMPLETE Cette base de données n’utilise pas le principe de regroupement des raies gamma et par principe donne des résultats plus précis. Elle entrainera cependant en général des temps de calcul plus important. En effet le temps de calcul, pour une configuration donnée, est proportionnel aux nombres de raies gamma prises en compte ™ COMPLÉTER UNE BASE DE DONNEES Il est possible d’ajouter des radionucléides à la base de données. Pour cela il vous faudra vous diriger dans l’onglet « OPTION » sélectionner « Définir manuellement un spectre d’émission gamma » : voir chapitre sur les options §I.3. Une fois le choix de votre base de données effectué, vous êtes prêt à utiliser DOSIMEX‐G. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 5 I.2
CALCUL DE DEBIT DE DOSE GAMMA. A.
CHOIX DE LA GEOMETRIE Il suffit de cliquer sur le bouton actif « Calcul de dose gamma et X »pour faire apparaitre la boite de dialogue proposant les différents sources possibles, gamma ou X : Une boite de dialogue s’ouvre, vous proposant les configurations suivantes : Les 6 premières configurations sont relatives aux géométries sources contenant le ou les radionucléides émetteurs gamma choisis. La dernière configuration correspond aux calculs pour les générateurs de rayons X. Cette application spécifique est présentée dans la partie III de ce document. Pour une utilisation en calcul de dose gamma l’application permets le calcul pour des sources cylindrique, disque, ponctuelle, fil, sphérique ou parallélépipède. Pour les sources volumiques (resp. surfacique, linéique), on considère que l’activité volumique (resp. surfacique, linéique) est constante et homogène dans la source. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 6 B.
CHOIX DU TERME SOURCE Après avoir choisi une géométrie source, la boite de dialogue « Terme source » vous permettant de choisir le ou les radionucléides présents, ainsi que leurs activités respectives, s’ouvre : : Vous devez tout d’abord saisir la nature chimique de l’élément (Cs ou Co etc..) ; La boite de dialogue vous propose alors de choisir l’isotope souhaité en précisant son nombre de masse ainsi que son activité Une fois les renseignements saisie Cliquer sur « Valider » pour enregistrer la saisie. Remarques : • Si vous souhaitez utiliser un radionucléide que vous avez ajouté à la base de données à l’aide de l’option manuelle, celui‐ci se trouvera en fin du menu déroulant « Elément ». Dans ce cas éviter la saisie automatique du symbole associé à votre élément car il est possible qu’un élément similaire à celui que vous avez saisi soit déjà enregistrer dans la base de données. • La saisie de l’activité accepte les notations scientifiques exemple pour 1GBq vous pouvez saisir 1E9 puis valider le bouton « Bq ». • Les activités spécifiques évoluent en fonction du type de source sélectionnée : Bq.cm‐³ pour les sources volumiques, Bq.cm‐2 pour les sources surfaciques, Bq.cm‐1 pour les sources linéaires. Après validation, l’application vous propose alors de saisir éventuellement un autre radionucléide : Si vous sélectionnez « oui » l’application ouvrira une nouvelle fois la fenêtre « Terme source ». Vous pouvez utiliser jusqu’à 15 radionucléides différents dans votre calcul Si vous sélectionnez « non » l’application vous demandera alors de choisir le type de modèle de calcul de build‐up que vous souhaitez utiliser pour vos calculs. Ce qui peut pour certaines géométries, notamment cylindre et parallélépipède, augmenter . considérablement le temps de calcul. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 7 C.
CHOIX DE LA METHODE DE CALCUL DU BUILD‐UP L’application fonctionne sur un modèle déterministe basé sur un calcul d’atténuation en ligne droite dans la matrice source et dans le ou les écrans éventuels. Ce modèle nécessite l’application d’un facteur de correction, le Build‐up, afin de prendre en compte l’influence du rayonnement diffusé sur la valeur du débit de dose. Deux modèles de Build‐up ont ainsi été paramétrés, le modèle de Taylor et le modèle de Berger. (Cf ouvrage § 6.1.6.4 ) Le modèle de Taylor ne permet des calculs que pour 26 matériaux prédéfinit. Le modèle de Berger, plus simple mais moins précis, permet si nécessaire de prendre en compte n’importe quel type de matériau, simple ou composite. Quelques matériaux complémentaires ont été définis pour l’option build‐up de Berger, mais il est possible de définir un matériau quelconque : voir chapitre sur les options, option « matériau composite » Remarque : la version DOSIMEX‐G 1.3.3 propose, dans l’option « modèle de Taylor » une méthode de calcul différente de la version initiale, mais toujours conforme au document de référence ANSI/ANS 6.4.3 (1991). Pour plus de précision sur ce changement, voir §II.2. Après avoir choisi et validé le modèle de calcul du build‐up, la fenêtre de dialogue associée à la configuration géométrique choisie s’ouvre : ™ Exemple de calcul avec la géométrie « source ponctuelle » : Par défaut l’application vous propose d’effectuer un calcul dans le vide à une distance de 100cm. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 8 Vous pouvez modifier la distance et également intervertir entre la source de rayonnement et le point de mesure un écran de protection, comme dans ce cas de figure correspondant à un calcul dans l’air pour une source situé à 50cm. En cliquant sur le bouton « Lancer calcul » l’application effectue le calcul associé à votre configuration : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 9 D.
LES RESULTATS DE CALCUL La valeur affichée dans la boite de dialogue correspond au débit de kerma dans l’air. L’ensemble des grandeurs radiométriques réglementaires essentielles (CIPR 74) sont indiqués sur la feuille de synthèse : • Débit de kerma dans l’air K& a & (10) • Débit d’équivalent de dose ambiant H*
• Débit d’équivalent de dose individuelle H& p (10) &
• Débit d’équivalent de dose directionnel H'(0,
07) Les valeurs sont données à la fois avec prise en compte du build‐up et sans prise en compte du build‐
up. Vous trouverez également sur cette feuille de synthèse : •
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Le spectre gamma utilisé Le listing des radionucléides saisis Leurs activités respectives La nature du build‐up utilisé Le type de matrice source, géométrie et matériau L’épaisseur et la nature des écrans Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 10 E.
CONFIGURATION DES ECRANS Il est possible de modifier la densité des écrans utilisés. Pour cela, sélectionnez, dans la fenêtre de dialogue associé à la configuration de calcul, un écran puis cliquer sur le bouton « Masse Vol. ». Une boite de dialogue vous indique alors la valeur de la masse volumique actuellement saisie pour ce matériau, vous pouvez alors la modifier et enregistrer cette nouvelle valeur. Remarques : ™ Comme dans le cas de la modification de la base de données, vos modifications de masse volumique ne seront pas conservées à la fermeture de l’application. ™ Pendant toute la durée de l’utilisation de l’application, la nouvelle masse volumique sera utilisée pour l’ensemble des calculs. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 11 F.
ECRAN‐MULTI‐COUCHES Il est également possible de créer, après avoir choisi un écran multicouches constitué par une succession de matériaux divers et d’épaisseurs diverses. Pour cela, vous devez sélectionner « Multi‐
écran » dans la nature du matériau : Par défaut le multi‐écran est constitué de 100cm d’air. Pour le configurer suivant vos besoins, cliquez sur le bouton « Config. Ecrans » et saisissez un à un la nature et l’épaisseur de chacun des écrans qui le constitue : Au fur et à mesure que vous saisissez les écrans, le numéro de l’écran indiqué en haut à gauche de la boite de dialogue « Saisie des écrans » s’incrémentes. A chaque nouvelle saisie l’application vous rappelle la constitution de l’écran multicouche : Lorsque vous avez saisie l’ensemble des écrans constituant votre écran multicouches, fermez la fenêtre « Saisie des écrans ». Dans cette configuration de calcul, bien que la fenêtre épaisseur soit apparente, vous ne pourrez plus en modifier la valeur. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 12 La feuille de synthèse vous indiquera alors que le calcul a été effectué dans le cas d’un multi écran et vous précisera en bas de page la composition de ce multi écran. Remarque : A chaque fois que vous cliquez sur le bouton « config.écran », l’écran saisi est détruit et remplacé à défaut par 100cm d’air si vous ne choisissez rien. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 13 G.
CAS PARTICULIER DES SOURCES VOLUMIQUES Les sources volumiques sont considérées comme contaminé de manière homogène dans la matrice qui les constitue. Vous devez donc indiquer la nature de cette matrice. Les matériaux constitutifs de la matrice source proposé sont identiques à ceux proposés pour les écrans, en fonction du modèle de build‐up choisi. Pour les sources volumiques, nous proposons généralement 2 points de calcul du débit de dose. Le tableau de synthèse des résultats précise alors les valeurs calculées pour chacun de ces points: Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 14 I.3
OPTIONS. L’application DOSIMEX‐G propose également un panel d’options accessible en cliquant sur le bouton actif « Options »: Une boite de dialogue vous proposant 8 options s’ouvre : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 15 A.
OPTION MULTI‐ECRAN Cette option permet de définir un multi‐écran préalablement à un calcul de dose gamma. Son principe d’utilisation est identique à celle décrite précédemment ( § I.2.E) fonctionnement est identique B.
OPTION « MATERIAU COMPOSITE » Le choix de l’option « modèle de build‐up de Berger » permet d’utiliser des matériaux quelconques, simple ou composite, tant pour la matrice source que pour les écrans mis en place. La nature du matériau doit être définie au préalable avec l’option « Mat.comp » : Une boite de dialogue type tableau de périodique apparait et vous propose de définir la composition chimique de votre écran via les proportions atomiques (coefficients stœchiométriques) ainsi que sa masse volumique totale. A la fermeture de cette boite de dialogue, votre matériau sera accessible pour toutes les configurations de calcul (hors générateur X) utilisant le build‐up de Berger. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 16 C.
OPTION « DEFINIR MANUELLEMENT UN SPECTRE D’EMISSION GAMMA » Saisissez le symbole du radionucléide (X), son nombre de masse (A). Définissez ensuite le spectre d’émission de 1 à 5 raies possibles en précisant énergie(s) et intensité(s) d’émission et validez en l’enregistrant. Plusieurs spectres –types peuvent être saisis successivement. Les radionucléides saisis seront placés en fin de la base de données de radionucléide en cours d’utilisation. Si le radionucléide à enregistrer présente plus de 5 raies gamma, enregistrer vos 5 premières données puis réitérer l’opération en saisissant le même symbole et le même nombre de masse. Pour que votre radionucléide soit correctement pris en compte par la suite, ne saisissez les informations relatives à un nouveau radionucléide qu’après avoir totalement renseigné le premier. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 17 D.
OPTION « CALCUL DU DEBIT DE DOSE DU AU RAYONNEMENT DE FREINAGE D’UNE SOURCE BETA» Cette option permet de calculer le débit de dose du au rayonnement de freinage généré dans un écran primaire (en vert) par l’émission bêta d’une source. L’épaisseur de l’écran est telle que la conversion électron/X est totale, ce qui revient à dire qu’aucun électron n’émerge de l’écran primaire. La valeur de la dose obtenue est ainsi uniquement une dose « X ». La boite de dialogue ne prend pas en compte d’épaisseurs d’écran primaire inférieure à la portée maximale des électrons, calculée lorsque l’opérateur choisi la nature de l’écran Dans le cas inverse, pour un écran inférieur à la portée maximale des électrons, il faut utiliser le code DOSIMEX‐B pour calculer la dose « bêta ». L’application détermine le spectre béta de la source de rayonnement, puis le spectre X de freinage pour enfin déterminer le débit de dose du au rayonnement de freinage. Il est possible de mettre en place un écran secondaire (en bleu) pour calculer l’atténuation du rayonnement X de freinage. Dans le cas d’un émetteur β + , cette application prend en compte l’émission des photons d’annihilation de 511 keV. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 18 Lors de l’utilisation de cette option, une feuille de synthèse est éditée présentant les éléments associés à la simulation : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 19 E.
OPTION « BUILD‐UP » Cette option permet un calcul de build‐up (BU), du facteur de transmission (F), et le produit des 2, pour des configurations simples, équivalentes à une source ponctuelle monoénergétique (limité de 10 keV à 15 MeV) pour un ou deux écrans accolés. La feuille de synthèse indique alors les courbes et tableaux d’évolution du build‐up de Taylor du facteur de transmission. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 20 F.
OPTION « CALCULER DES EPAISSEURS D’ECRANS POUR UN FACTEUR D’ATTENUATION DONNE » Cette option permet de définir, pour une énergie donnée et un matériau donnée, l’épaisseur d’écran nécessaire pour obtenir un facteur d’atténuation quelconque choisi par l’opérateur (1/2, 1/10…1/n etc..). Deux épaisseurs d’écran sont calculées, la première, résultant du calcul classique d’atténuation en exponentielle, ne tenant pas compte du build‐up, et la seconde, invariablement supérieure à la précédente, tenant compte du build‐up. Il est possible d’utiliser les deux modèles de build‐up, Taylor et Berger. L’intérêt, avec le build‐up de Berger, étant de pouvoir utiliser cette option avec un écran composite défini dans l’option « Matériau composite » Exemple de calcul d’écran dixième pour 1332 keV dans le plomb avec le modèle de Taylor: Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 21 G.
OPTION « COEFFICIENT DE FLUENCE – DOSE » Cette option permet de connaitre pour une énergie donnée, ici de 10 keV à 10 MeV, les valeurs des coefficients fluence‐dose de l’ICRU 57 (idem CIPR 74) pour les gradeurs radiométriques essentielles. H.
OPTION « CATEGORISATION DANGEROSITE DES SOURCES » Cette option permet de définir la classe de dangerosité d’une source selon les critères de l’AIEA (AIEA/Safety guide/RS‐C‐1.9 http://www‐pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/Pub1227_web.pdf
) Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 22 Partie II.
DOSSIER VALIDATION DOSIMEX‐G 1.3.3 POUR LES SOURCES GAMMA II.1
PREAMBULE : CONTEXTE GENERAL DE LA VALIDATION Afin de qualifier le tableur DOSIMEX‐G, des comparaisons ont été effectuées avec le logiciel MERCURADTM, développé par la Société CANBERRA et le logiciel MICROSHIELD® V.9 de la société Grove‐software. DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® mettent en œuvre la méthode de calcul déterministe d’atténuation en ligne droite. Le code MERCURADTM utilise une méthode Monte‐Carlo pour la source et un calcul d’atténuation en ligne droite pour les écrans. Basé sur le code MERCURE développé par le CEA, ce code est considéré ici comme le code de référence. Divers scénarii ont été évalués pour juger de : § T 1 : L’évolution des résultats en fonction de la distance (sources ponctuelles) § T 2 : L’impact de la présence d’un écran et du build‐up (sources ponctuelles + écran). § T 3 : L’influence de la géométrie de la source de rayonnement (sources volumiques, surfaciques, linéiques) § T 4 : Le couplage source volumique+écran (sources cylindriques + écran eau ou plomb)) § T 5 : L’influence de la nature des matériaux sur l’autoabsorption dans des sources volumiques (source sphérique). § T 6 : La capacité à prendre en compte des volumes très élevés et très absorbants (Am 241 + source cylindrique en plomb). Ces scénarii ne prétendent pas à l’exhaustivité, mais sont représentatifs des capacités de calcul principales de DOSIMEX‐G. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 23 II.2
EVOLUTION DES RESULTATS EN FONCTION DE LA DISTANCE Les calculs ont été réalisés pour une source ponctuelle de césium 137 de 1 GBq à différentes distances comprises entre 0 et 200 cm. Le tableau suivant synthétise les résultats obtenus : Figure T-1: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source ponctuelle nue (1 GBq Cs 137).
Comparaison H*(10) vs distance pour une source ponctuelle (Cs 137)
H*(10) (µSv.h‐1) 1E+08
DOSIMEX‐G MICROSHIELD® MERCURAD
DOSIMEX‐G
TM
MICROSHIELD
6
0 5,8.10
0,1 4,8.106
7,9.10
NC 0,5 1,96.106
3,7.106
3,70.106
1 7,5.105
8,6.105
9,26.105
5 3,66.104
3,80.104
3,70.104
15 4110 4220 4110 30 1027 1053 1030 50 369 378 370 100 92,5 94,5 92,6 150 41,1 41,9 41,2 200 23,12 23,5 23,16 NC 1E+07
NC 7
MERCURAD
1E+06
DED (µSv/h)
Distance (cm) 1E+05
1E+04
1E+03
1E+02
0,01
0,1
1
d (cm)
10
100
Tableau T-1: Comparaisons H*(10) source ponctuelle versus distance avec MICROSHIELD® et
MERCURADTM
Pour des distances inférieures à 1 cm, on observe que les résultats donnés par DOSIMEX‐G divergent significativement des résultats de MICROSHIELD® et MERCURADTM. Ces derniers effectuent un calcul selon une simple loi en 1/d² qui perd de son sens pour ces faibles distances. MERCURADTM ne donne plus de résultats pour des distances inférieures à 0,5 mm. L’application DOSIMEX‐G calcule la fluence avec une surface élémentaire de 1 cm2, évitant ainsi les effets de singularités (pour justification de cette méthode voir chapitre 6.1.5 p 245). Cela permet de pouvoir, avec DOSIMEX‐G, calculer des doses réalistes au contact des sources, cohérentes avec les recommandations de la CIPR. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 24 En ne prenant en compte que les distances égales ou supérieures à 1 cm, les écarts absolus moyens sont : • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 2,6% (0,3% en excluant la valeur à 1 cm) • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM: de l’ordre de 2,7% (2,1% en excluant la valeur à 1 cm). • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 3,7% (2,4% ‘en excluant la valeur à 1 cm). Remarque : Pour l’ensemble des résultats présentés dans cette annexe, les valeurs de H*(10) pour MICROSHIELD® sont calculées à partir des valeurs obtenues pour le kerma dans l’air (absorbed dose rate) multipliées par le coefficient H*(10) / Kerma adapté : 1,74 pour l’Am241, 1,20 pour le Cs137 et 1,14 pour le Co60 (voir tableur coeff.ICRU 57). En effet MICROSHIELD® ne calcule pas les grandeurs opérationnelles usuelles préconisées par l’ICRU 57 et la CIPR 74. Cette méthode est admissible dans la mesure où ces radionucléides sont des émetteurs quasi –
monoénergétiques (59 keV pour l’américium 241, 661 keV pour le césium 137, et en moyenne 1250 keV pour le cobalt 60) Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 25 II.3 IMPACT DE LA PRESENCE D’UN ECRAN ET DU BUILD‐UP Pour mettre en évidence cet impact, les calculs ont été réalisés avec des sources ponctuelles. Les calculs du débit d’équivalent de dose H*(10) ont été effectués à 100 cm de la source de 1GBq pour les radionucléides suivants: 1. Américium 241 2. Césium 137, 3. Cobalt 60, Ce choix permet de couvrir une gamme énergétique standard comprise entre 60 keV et 1300 keV. Les calculs ont été effectués tout d’abord sans écran puis ensuite avec différents types d’écrans : • 2cm de plomb • 10cm d’aluminium • 50 cm d’eau Figure T-2: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source ponctuelle+ écran (1 GBq Cs 137).
Pour être cohérent avec la méthode utilisée par le logiciel MICROSHIELD®, seul le build‐up de Taylor est utilisé avec DOSIMEX‐G dans cette annexe, sauf cas particuliers précisés plus loin. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 26 H*(10) (µSv.h‐1) Co60 Cs137 AM 241 Source Configuration DOSIMEX‐G (BU Taylor) MICROSHIELD® MERCURADTM
Source nue 5,8 73 6,1 source+écran de 10cm Alu Source+écran de 2cm de Pb Source + écran de 50cm d'eau 25.10‐3
33.10‐3
37.10‐3
1,1.10‐4
7,4.10‐21
1.10‐4
47.10‐3
41.10‐3
37.10‐3
source à nue 92,5 93,6 92,8 source+écran de 10cm Alu 44 45,3 51,7 Source+écran de 2cm de Pb 13.3 14,16 13,7 Source + écran de 50cm d'eau 14 14,4 16.5 source à nue 349 347 353 203 192 210 143 141 152 80 76 86.5 source+écran de 10cm Alu Source+écran de 2cm de Pb Source + écran de 50cm d'eau Tableau T-2: Débit de dose sources ponctuelles + écran et comparaisons avec MICROSHIELD®
et MERCURADTM
Des écarts importants apparaissent avec l’américium 241 entre MICROSHIELD® et les deux autres logiciels. Ces écarts sont pour l’essentiel liés à la table d’émission gamma. MICROSHIELD® ne prend en compte que les émissions de faibles énergies de l’américium 241, effectivement prédominantes en termes de dose en l’absence de tout écran. Avec la présence d’écran, notamment de plomb, ces émissions sont rapidement et quasi‐totalement atténués (atténuation égale à 3.10‐4 avec 1 mm de Pb). Seules les émissions de faibles intensités, mais de fortes énergies, contribuent alors à la dose. Ces émissions étant absentes dans la base MICROSHIELD®, le facteur d’erreur est astronomique (1021). Pour amortir les calculs d’écarts relatifs, ceux–ci ont été ramenés aux plus grandes valeurs, ce qui donne un écart relatif de 100 %. Les écarts absolus moyens valent: • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 10 % • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM: de l’ordre de 23 %. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 21 % . Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 27 II.4
COMPARAISONS BUILD‐UP CALCULES PAR DOSIMEX‐G V1.3 ET MICROSHIELD® : BU Ecran Eau (ρ=1) BU Ecran Beton (ρ=2,35) BU Ecran Fer (ρ=7,86) BU Ecran Plomb (ρ=11,34) µ.x 1,25 MeV 0,6 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,6 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,6 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,6 MeV 0,25 MeV 2 3,3 4,5 7,2 3,0 3,8 4,8 2,7 3,1 2,8 1,7 1,5 1,2 6 10,8 20,8 51,3 9,1 14,3 20,3 7,6 9,5 7,0 2,9 2,0 1,3 10 20,9 49,3 162,9 17,3 31,8 48,8 14,0 19,0 12,1 4,0 2,4 1,4 15 36,7 104,0 449,8 30,0 63,6 107,9 23,7 34,8 19,5 5,4 2,8 1,5 20 55,5 179,0 979,1 44,9 107,0 199,3 34,9 54,8 27,9 6,8 3,1 1,5 MICROSHIELD® BU Ecran Eau (ρ=1) BU Ecran Beton (ρ=2,35) BU Ecran Fer (ρ=7,86) BU Ecran Plomb (ρ=11,34) µ.x 1,25 MeV 0,60 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,60 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,60 MeV 0,25 MeV 1,25 MeV 0,60 MeV 0,25 MeV 2 3,4 4,6 7,4 3,1 3,9 5 2,8 3,1 2,9 1,7 1,5 1,2 6 10,6 21 51,3 9,1 14,4 21 7,6 9,6 7,2 2,9 2 1,3 10 20,3 49,6 161,1 17,1 32 50,8 13,9 19,1 12,3 4,1 2,4 1,3 15 35,1 104,3 438,3 29,2 63,9 113,1 23,5 34,9 19,6 5,4 2,8 1,4 20 52,3 179,3 942,5 43,3 107,3 210,8 34,4 55 27,6 6,8 3,1 1,4 Tableau T-3: Valeurs de build-up pour DOSIMEX-G et MICROSHIELD®
ECARTS MOYEN ENTRE BUILD‐UP MICROSHIELD® ET BUILD‐UP DOSIMEX‐G : 2 % Ces écarts peu significatifs sont liés à des méthodes d’interpolation différentes entre les mêmes valeurs issues de l’ANS/ANSI 6.4.3 (1993). Dans une version précédente de DOSIMEX, des écarts plus importants apparaissaient, à faible énergie set dans des milieux de faible Z, entre les build‐up de DOSIMEX et MICROSHIELD®, malgré la référence commune au document ANSI/ANS. Cela était possible car ce document propose différentes méthodes pour calculer le build‐up. Entre autres, les tables n°5.2 de l’ANSI/ANS proposent de calculer ces build‐up à partir d’une modélisation de Taylor. Les paramètres de ces modèles sont calculés à partir de valeurs tabulées de build‐up présentées dans le même document (tables n° 3). La première version de DOSIMEX mettait en œuvre les modélisations de Taylor, alors que MICROSHIELD® utilise une interpolation cubique entre les valeurs tabulées. Dans la version actuelle, DOSIMEX utilise une interpolation logarithmique entre ces mêmes valeurs, ce qui explique la faible différence sur l’ensemble des valeurs. Par abus de langage, la référence aux build‐up de l’ANSI/ANS est toujours appelé « Modèle de Taylor » dans DOSIMEX‐G 1.3.3 Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 28 II.5
ECRANS MULTICOUCHES La méthode utilisée ici permet de prendre en compte un grand nombre d’écran ; Le principe repose sur la méthode de l’écran équivalent : On calcule pour une énergie donnée dans chaque écran « i » le nombre de longueur d’atténuation µxi . On prend ensuite comme matériau équivalent celui pour lequel ce nombre est maximum. Puis son défini un écran dans ce même matériau avec une épaisseur correspondant à la somme des µxi de tous les écrans. Figure T-3: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source ponctuelle+ multi-écran .
Comparaison par rapport à MICROSHIELD® avec des radionucléides sensiblement monoénergétiques : Radionucléide Choix µS BU µS BU Dosimex 50 cm eau /50 cm Al C0 57 Al 52 51 50 cm eau /0,2 cm Pb Co 57 Eau 14 12 20 cm béton /3 cmPb Co 60 C0 57 Cs 137 Co 60 Béton Fer Fer Fer 6.6 5.33 5.46 3.26 6.6 5.33 5.48 3.34 10 cm eau /3 cm Fe/1 cm Pb Les résultats entre ces deux codes sont très proches. On notera toutefois que MICROSHIELD®demande à l’utilisateur de définir le matériau équivalent, qui sera alors le même à toutes les énergies. Dans DOSIMEX‐G, ce choix n’est pas arbitraire mais résulte d’un calcul. Le choix du matériau équivalent est alors susceptible de varier d’une énergie à l’autre. Cette méthode permet de limiter considérablement les erreurs d’estimations du build –up final Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 29 II.6 INFLUENCE DE LA GEOMETRIE SOURCE Différentes géométries de sources ont été comparées : 1. une source linéaire de 100 cm de longueur, 2. une source disque de 100 cm de rayon, 3. une source cylindrique de 10 cm de rayon et 20 cm de hauteur constituée d’aluminium ; Les calculs ont été effectués pour trois sources radioactives de 1 GBq respectivement d’américium 241, césium 137 et cobalt 60, toujours à une distance de 100 cm. Pour les sources cylindriques, deux résultats de débit d’équivalent de dose sont fournis par DOSIMEX‐G, l’un perpendiculaire à l’axe de révolution (point 1) et l’autre sur l’axe de révolution (point 2) Figure T-4: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source cylindrique (1 GBq Cs 137).
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 30 Le tableau suivant synthétise l’ensemble des résultats obtenus : H*(10) (µSv.h‐1) Co60 Cs137 Am241 Source Configuration DOSIMEX‐G
Fil 5,3 68 MERCURADTM
5,7 MICROSHIELD® Disque 4 50 4,3 Cylindre Pt1 0,91 0,90 0,96 Cylindre Pt2 0,77 0,89 0,84 Fil 86 75 86 Disque 64 65 64 Cylindre Pt1 48 46 50 Cylindre Pt2 44 42 46 Fil 323 322 327 Disque 242 240 245 Cylindre Pt1 195 186 188 Cylindre Pt2 185 173 206 Tableau T-5 : Débit de dose sources volumiques et comparaisons avec MICROSHIELD® et
MERCURADTM
Les écarts absolus moyens sont: • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 4 % • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM: de l’ordre de 21 %. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 20 % . Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 31 II.7 COUPLAGES SOURCES VOLUMIQUES + ECRAN Des comparaisons ont été réalisées avec des sources cylindriques de plus grandes dimensions en l’absence puis en présence d’écran : • Source cylindrique de 100 cm de hauteur et de 20 cm de rayon en aluminium • Ecrans : o 10 cm d’aluminium ; o 2 cm de plomb ; o 15 cm d’eau. • Radionucléides : 1 GBq de Césium 137 puis de Cobalt 60 • Point dose à 100 cm de la surface du cylindre Figure T-6: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source cylindrique 1 GBq Cs 137+ 2 cm Pb.
H*(10) (µSv.h‐1) Co60 Cs137 Source DOSIMEX‐G MICROSHIELD® MERCURADTM
Configuration latéral axe latéral axe latéral axe Source à nue 24 9,6 22 9 24 7,6 Source + 2cm de Pb 2,3 0,95 5 2,4 1,7 0,72 Source + 15 cm d’eau 14 5,7 11 4.7 15 6.4 Source à nue 101 40 96 39 104 35 Source + 2cm de Pb 32 13 44 18 29 12 Source + 15m d’eau 68 27 55 22 69 29 Tableau S-5 : Débit de dose sources volumiques + écran et comparaisons avec
MICROSHIELD® et MERCURADTM
Les écarts absolus moyens valent: • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 11 % • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM : de l’ordre de 29%. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 22%. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 32 II.8 INFLUENCE DU MATERIAU Ces comparaisons ont été réalisées pour valider la géométrie sphérique ainsi que les différents matériaux mis en œuvre avec le build‐up de Taylor (13 matériaux prédéfinis dans la norme ANSI). La configuration est : • sphère pleine de rayon 20cm • point dose à 100 cm du bord de la sphère • 1 GBq de Co60. Figure T-7: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour source sphérique (1 GBq Co 60).
Les différents matériaux sont mis en œuvre avec leur masses volumique de références (modifiables dans DOSIMEX‐G) Débit d’équivalent de dose ambiant H*(10) (µSv/h) Matériau (masse vol. réf.) Air (1,3.10‐3) Eau (1) Aluminium (2,7) Béton (2,35) Fer(7,86) Plomb (11,34) Uranium (19) Beryllium (1,85) Carbone (2,25) Sodium (0,97) Silicium (2,2) Tungstène (19,25) Etain (6,52) DOSIMEX‐G Taylor / Berger 244 / 243 185 / 184 106 / 108 117 / 125 36 / 38 16 / 24 8 / 13 174 / 150 133 / 124 191 / 195 120 / 124 10 / 14 41 / 48 MICROSHIELD® MERCURADTM
243 180 108 116 40 19 10 NC 131 NC NC 12 44 247 191 118 126 44 21 11 181 141 200 134 13 49 Tableau T-6 : Débit de dose source sphérique vs matériaux et comparaisons avec
MICROSHIELD® et MERCURADTM
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 33 Les écarts absolus moyens valent : • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 11%. • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM : de l’ordre de 7%. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 9%. Les calculs effectués avec le build‐up de Berger linéaire montrent que, malgré sa grande rusticité, les résultats obtenus dans cette configuration sont recevables, sinon meilleur (écart relatif absolu moyen à Mercurad égal à 7 %). Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 34 II.9 MAILLAGE EN PUISSANCE ADAPTE ET MODELISATION DE GRANDS VOLUMES Les caractéristiques du maillage des sources étendues, linéiques, surfaciques ou volumiques, ont une influence déterminante sur le résultat du calcul. De façon générale, le maillage doit être suffisamment fin pour être adapté au transport des photons dans le matériau, ou dit différemment, de l’ordre de grandeur des libres parcours moyens. Les problèmes surgissent lorsque les dimensions de la source deviennent significativement importantes. Dans un tel cas, un maillage uniforme (figure S‐6 a) adapté impose un grand nombre de mailles sur chaque axe d’intégration, ce qui peut générer rapidement des temps de calculs rédhibitoires. A titre d’exemple, le libre parcours moyen des photons de 59 keV (Am241) dans le plomb est égal à 180 µm. En considérant seulement deux axes d’intégration, un cylindre de 10 cm de rayon et de hauteur nécessiterait plus d’un million de voxels pour être correctement modélisé. Une solution intéressante, ne nécessitant qu’un nombre assez n
faible de maille, est un maillage en puissance (figure S‐6 b) selon la loi ΔH n = a ΔH 0 , avec •
ΔH 0 : la largeur de la première maille, en regard du point dose •
ΔH n : la largeur de la nième maille •
a : la raison de la loi en puissance (a
(b
Figure T-8: Maillage uniforme (a) et maillage en puissance (b) pour un cylindre
La valeur ΔH 0 de la première maille est une fraction de la moyenne harmonique des libres parcours moyens des photons, pondérée par l’intensité d’émission et l’activité. La valeur de la raison a est calculée par un solveur interne pour assurer la relation ∑ ΔH
n
= H tot . n
Les limites de ce solveur vont d’une épaisseur minimale de 0,01 cm à une épaisseur maximale d’environ 1025 cm. Pour un cylindre en plomb chargé en américium 241, un maillage en puissance adapté à un cylindre en plomb de 100 cm de hauteur, avec un nombre de mailles égal seulement à 15, et obtenu dans DOSIMEX‐G, est le suivant (1ère colonne): Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 35 Tableau T‐7 : Maillage en puissance pour A241 et Co 60 cylindre plomb hauteur 1m On constate que les premières couches, déterminantes, sont maillées très finement, alors que le fond du cylindre est maillé très grossièrement, en proportion inverse de son apport réel à la dose totale. La même méthode de maillage adapté au cobalt 60 (2ème colonne) dans la même géométrie donne un maillage plus uniforme, en raison de libres parcours moyens significativement plus élevés (1,5 cm). L’intérêt d’un maillage en puissance adapté peut être mis en évidence assez simplement. On considère le débit de dose généré par un cylindre en plomb avec une activité volumique constante en Am 241, pour une hauteur de cylindre de plus en plus grande, le débit de dose étant toujours calculé à une même distance de la surface (voir figure T‐9). Figure T-9: configuration calcul débit de dose Am 241 avec variation hauteur cylindre en plomb
En partant d’une très faible hauteur de cylindre, 100 µm, jusqu’à des épaisseurs très élevées, 100 cm, on peut s’attendre, pour des considérations physiques évidentes, à observer un débit de dose qui augmente puis fini par se stabiliser lorsque la composante à 59 keV des tranches rajoutées Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 36 successivement est quasi –totalement atténué par les premières couches en surface (l’atténuation corrigée pour 2 mm de plomb est égale à 2.10‐5) L’augmentation liée aux photons de plus fortes énergies, moins atténués, devrait rester pour l’essentiel masquée par la composante surfacique initiale de 59 keV. Mais en aucun cas, la dose ne devrait baisser lorsque la hauteur du cylindre augmente !(ce qui serait le cas si l’on faisait un calcul avec non pas une activité volumique constante, mais une activité totale constante) Le calcul réalisé avec DOSIMEX montre qu’effectivement le débit de dose augmente rapidement puis se stabilise à partir d’une épaisseur de 0,07 cm. On constante une légère baisse, peu significative (≈7 %), lorsque l’on passe de 0,07 cm à 1 m. Sur la même variation d’épaisseur, le débit de dose calculé par Microshield® chute de façon significative, d’environ 92 %, malgré la mise en œuvre du maillage le plus fin proposé (999 mailles). Am241 ; 1MBq/cm3 ; cylindre Pb ; R=100xH ; d=1 m dans l'axe MERCURAD MERCURAD maillage en puissance maillage uniforme par Valeurs de référence défaut (nSh.h‐1) (nSh.h‐1) Hauteur cylindre H (cm) DOSIMEX‐G 1.2 (nSh.h‐1) MICROSHIELD® (nSh.h‐1) 0,01 1199 1815 1010 1010 0,03 1879 2513 1894 1894 0,05 1920 2716 2142 2142 0,07 1980 2777 2218 2218 0,1 1960 2800 2246 2246 1 1910 1942 2241 2241 2 1860 1834 2239 2200 3 1860 1825 2237 2150 5 1850 1771 2234 2000 7 1850 1608 2231 25 8 1850 1496 2229 25 10 1840 1251 2226 24,3 20 1830 492 2209 23,9 50 1820 237 2180 19,6 100 1810 235 2160 17,9 Tableau T-8 : Débit de dose Am 241 vs hauteur cylindre plomb et comparaisons avec
MICROSHIELD® et MERCURADTM
Cette étude montre que le maillage uniforme est mis en défaut pour des épaisseurs excédant ici environ 5 cm. Le maillage uniforme de MERCURAD est celui proposé par défaut à l’utilisateur. Ce code propose toutefois un maillage en puissance qui permet d’assurer la stabilité du calcul au‐delà de 50 libre parcours moyen (mean free path, mfp). Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 37 Variation dose vs hauteur du cylindre
3000
DOSIMEX-G
MICROSHIELD
MERCURAD puissance
2500
MERCURAD uniforme
DED (nSv/h)
2000
1500
1000
500
0
0,01
0,1
1
Hauteur cylindre H (cm)
10
100
Graphe T-8 : Mise en évidence de la stabilité du calcul pour le maillage en puissance
MICROSHIELD® et MERCURADTM
Pour une épaisseur irréaliste et astronomique de 1010 cm, le débit de dose calculé par DOSIMEX vaut encore 1495 nSvh‐1 soit une chute d’environ 20 % seulement. Pour la même configuration, Microshield® affiche toujours la même valeur de 235 nSvh‐1, montrant ainsi que le maillage uniforme est ici définitivement et totalement inadapté. La capacité de DOSIMEX‐G à prendre en compte des dimensions élevées permet par exemple de retrouver l’ordre de grandeurs des facteurs de conversion activité surfacique‐débit de dose à 1m donné par le Federal Guidance pour des surfaces « infinies ». Les écarts absolus moyens valent: • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 15%. • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM : de l’ordre de 37%. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 39%. L’approche proposée par DOSIMEX‐G assure ainsi à l’utilisateur d’obtenir des résultats recevables, quelques soient les dimensions de la source, sans d’une part devoir se préoccuper de savoir si le maillage est adapté ou non à ces dimensions, et d’autre part devoir choisir entre une méthode ou une autre. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 38 Application : La capacité de DOSIMEX‐G à prendre en compte des dimensions élevées permet par exemple de retrouver l’ordre de grandeurs des facteurs de conversion activité surfacique‐débit de dose à 1 m donné par le Federal Guidance pour des surfaces « infinies ». Figure T-10: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour calcul coefficient conversion activité
surfacique-débit de dose à 1m (1 Bq.cm-2 en Co 60, R=108 cm)
Les calculs effectués avec DOSIMEX‐G, avec un écran d’air de 1 m et pour des rayons entre 104 et 108 cm (1000 km) affichent là encore des valeurs stabilisées : Nouveau DGV3 Radionucléide Federal Guidance DOSIMEX‐G Cesium 137 21 nSv.h −1.Bq −1.cm 2 ≈ 27 nSv.h −1.Bq −1.cm 2 Cobalt60 87 nSv.h −1.Bq −1.cm 2 ≈ 103 nSv.h -1 .Bq -1 .cm 2 Tableau T-9 : coefficients conversion activité surfacique –débit de dose à 1 m
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 39 II.10 GEOMETRIE PARALLELEPIPEDE Rajoutée avec la version 1.3 Matrice source: 100 cm×100 cm× 50 cm en fer Radionucléide : Yttrium 88, 1TBq Distances détecteur : 100 cm par rapport à la surface Ecran : 20 cm de béton Figure T-10: Boite de dialogue DOSIMEX-G pour géométrie source parallélépipédique
DOSIMEX‐G MICROSHIELD® MERCURADTM
Pt1 13,8 12 13,17 Pt2 25,9 22,2 24,44 Pt1 2,84 2,21 2,8 Pt2 5,04 3,9 5,02 Sans écran Avec écran 20 cm béton Ecarts moyens • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 3 %. • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM : de l’ordre de15 %. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 12 %. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 40 II.11 CONCLUSION VALIDATION POUR LA PARTIE SOURCE GAMMA Sur l’ensemble des résultats précédents, les écarts absolus moyens valent : • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de 8 %. • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM: de l’ordre de 21%. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de 31 %. Les écarts entre DOSIMEX‐G et MERCURAD vont, dans cette étude, d’un minimum de 0,17 % (source ponctuelle Cs 137 à 2 m) à un maximum de 35 % (cas § T4 : Cs 137 source cylindrique Al 20x100 + écran 2 cm Pb latéral). Les écarts entre MICROSHIELD® et MERCURAD vont, dans cette étude, d’un minimum de 1,47 % (source ponctuelle Cs 137 à 2 m) à un maximum de 233 % (cas § T4 : Cs 137 source cylindrique Al 20x100 + écran 2 cm Pb dans l’axe) et jusqu’à un facteur 6 dans le cas §T.6 (grands volumes) pour des épaisseurs supérieures à 6 cm. Il est vraisemblable que d’autres configurations permettraient de modifier ces écarts, et le classement qualitatif qui en résulte. Mais ces résultats partiels (72 configurations différentes) démontrent que DOSIMEX‐G fournit des résultats recevables dans le cadre d’une application radioprotection. Les écarts algébriques moyens valent : • Entre DOSIMEX‐G et MERCURADTM : de l’ordre de ‐4,7%. • Entre MICROSHIELD® et MERCURADTM : de l’ordre de ‐1,6%. • Entre DOSIMEX‐G et MICROSHIELD® : de l’ordre de ‐3,4%. Ces dernières valeurs tendent à montrer une absence d’écart systématique significatif entre ces codes. Les limites de DOSIMEX‐G V1.2 sont : • Les géométries proposées. • Des dimensions pouvant aller raisonnablement de 0,01 cm jusqu’à 108 cm • Des énergies de photons allant de 10 keV à 15 MeV (100 MeV pour le calcul des libres parcours moyens) Des messages d’alertes limitant automatiquement le code dans son domaine d’utilisation sont insérés dans chaque champ de saisi. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 41 Partie III.
UTILISATION DOSIMEX‐G OPTION GENERATEURS X ET NORME NF C 15‐160 III.1
PREAMBULE : CHOIX SOURCES GAMMA OU GENERATEUR X La boite de dialogue principale vous propose le générateur X comme sources de rayonnements : En validant ce choix, une boite de dialogue s’ouvre, permettant de choisir entre deux options : • Calcul débit de dose : permet de déterminer le débit de dose en fonction des paramètres HT/Intensité/filtration du générateur X • Feuille de calcul NF C15‐160 : permet d’obtenir tous les résultats demandés par la norme NF C15‐160 de mars 2011 intitulé : « Installations pour la production et l'utilisation de rayonnements X – Exigences de radioprotection ». Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 42 III.2
MODE « CALCUL DEBIT DE DOSE » Dans ce mode, il suffit de renseigner la valeur de la haute tension, l’intensité électronique ainsi que la nature de la filtration pour obtenir le débit de kerma dans l’air en Gy/min ou en Gy/h à une distance quelconque dans le faisceau primaire. Les hautes tensions prises en compte dans cette option vont de 25 kV à 1000 kV. En cas de dépassement, un message d’alerte apparait : Le tableur donne d’autres informations telles que les débits d’équivalent de dose (H*(10) ; Hp(10, H’(0,07), mais aussi le spectre X en fluence et en débit de kerma : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 43 Ainsi que les valeurs moyennes du spectre : Il est possible d’insérer un écran dans le faisceau primaire pour calculer le débit de dose derrière l’écran. Le calcul est effectué sur l’ensemble du spectre X discrétisé. Le build‐up n’est pas pris en compte. Une information intéressante est par contre affichée : le facteur d’atténuation Pour la validation des débits de dose calculés dans cette option voir § IV.1
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 44 Mode « feuille de calcul NF C15‐160 » Dans ce mode, l’application effectue les calculs de dimensionnement de l’écran de protection à mettre en place en équivalent plomb sur une paroi d’une installation comportant des générateur de rayon X fonctionnant sous une tension inférieure à 600kV. Pour cela, après avoir sélectionné l’option de calcul selon la Norme NF C15‐160, vous devrez renseigner au maximum 6 onglets. A.
ONGLET « ACTIVITE & LOCAL ADJACENT » Cet onglet propose, après saisie de l’activité et du domaine d’emploi, une valeur de charge de travail W indicative donnée par la norme NF C15‐160. • Pour un appareil fonctionnant par impulsion, cette charge se calcule selon : • W = I ( mA) × Nbre de pulse / semaine × Durée du pulse ( s ) •
Pour un appareil fonctionnant en continu, cette charge se calcul selon : • W = I ( mA) × Nbre d ' utilisatio n / semaine × temps d ' utilisatio n ( s ) Cette valeur est ajustable par l’opérateur en fonction de sa charge réelle de travail. La nature du local et la nature et épaisseur de la paroi permet ensuite de définir le taux d’occupation T ainsi que la protection équivalente de plomb déjà en place pour déterminer le dimensionnement de la protection complémentaire. Les matériaux proposés pour les cloisons présentent quelques différences suivant le mode de calcul utilisé . ((Voir onglet F) Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 45 En cliquant sur le bouton « Ecran équiv. » vous pouvez déterminer l’épaisseur équivalente de plomb d’un écran donné, selon les critères de la norme uniquement. Exemple : Dans cet onglet, l’opérateur doit également saisir la valeur de débit d’équivalent de dose (au sens de la norme) à atteindre derrière la protection. Ce débit d’équivalent de dose s’exprime en mSv/semaine. La valeur correspondant à une limite de zone surveillée correspond à 0,02mSv/semaine. Par défaut si aucune valeur n’est saisie dans cet onglet l’application retiendra la valeur de 0,02mSv/semaine. Si le local, pour lequel doit être déterminé la protection, est exposé par du rayonnement primaire, l’opérateur devra cocher la mention : Local exposé par le rayonnement primaire Si le local est exposé par du rayonnement diffusé et de fuite, cocher l’option correspondante. L’exposition au rayonnement primaire n’exclu pas l’exposition au rayonnement de fuite ou diffusé, malgré que celui‐ci soit vraisemblablement prédominant. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 46 B.
ONGLET « GENERATEUR X » Les informations saisies dans cet onglet serviront principalement au calcul du rendement Γ x associé au générateur X. Il faut pour cela saisir la valeur de la haute tension d’utilisation (HT en kV) et les caractéristiques de la filtration (nature et épaisseur en mm). La norme NF C 15‐160 impose des hautes tensions nominales et d’utilisation comprises entre 50 kV et 600 kV. Des messages s’affichent en cas de dépassement. Une utilisation à une tension inférieure à la tension nominale du générateur X permets de limiter le risque d’exposition en diminuant le paramètre de fuite f (cf norme NF C 15‐160 § 4.2.6 et figure 7) , il est donc préférable de saisir la valeur vrai de la tension nominale. Si celle‐ci est identique à la tension d’utilisation saisissez la même valeur que dans HT utilisation. Remarque : lorsque vous saisissez la valeur de la tension d’utilisation, cette valeur est recopiée par défaut dans le champ de saisie « HT nominal ». Si vous ne connaissez pas la valeur nominale, le facteur f sera pris égal à 1. Si vous rentrez la valeur connue de la HT nominale, toujours supérieure, le facteur f sera calculé en conséquence et affiché dans la feuille de calcul. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 47 C.
ONGLET « IMPACT DU AU RAYONNEMENT PRIMAIRE » Si le local où doit être déterminée la protection est concerné par ce type de rayonnement (option préalablement sélectionnée dans l’onglet « Activité & local adjacent ») cet onglet sera alors visible, l’opérateur aura uniquement à saisir la distance en mètre séparant le générateur X du point de mesure considéré cette distance est notée « a » s’exprime en mètre. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 48 D.
ONGLET « IMPACT DU AU RAYONNEMENT DIFFUSE » Si le local où doit être déterminé la protection est concerné par ce type de rayonnement (option préalablement sélectionnée dans l’onglet « Activité & local adjacent ») cet onglet sera alors visible, l’opérateur aura à saisir la distance « b » séparant le générateur X de l’élément radiographié et la distance « c » séparant l’objet radiographié du point de mesure considéré. Ces distances s’expriment en mètre. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 49 E.
ONGLET « IMPACT DU AU RAYONNEMENT DE FUITE » Si le local où doit être déterminée la protection est concerné par ce type de rayonnement (option préalablement sélectionnée dans l’onglet « Activité & local adjacent ») cet onglet sera alors visible, l’opérateur aura à saisir la distance « c » séparant le générateur X du point de mesure considéré. De son côté l’application propose en fonction des données préalablement saisie par l’opérateur (haute tension et nature de l’application) les valeurs indicatives de rendement de rayonnement de fuite (Cg 1 ), ainsi que la valeur « Q » correspondant au produit de l’intensité maximum d’alimentation du générateur X par le temps maximum d’utilisation par heure. Ces données indicatives données par la norme NF C 15‐160 sont modifiables si nécessaire par l’opérateur. 1
Outre les exceptions liées au domaine d’utilisation, la valeur de Cg est égale à 1 pour toutes
les HT≤150kV
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 50 F.
ONGLET « RESULTATS » Après avoir rentré toutes les données nécessaires, les calculs s’effectuent à partir de cet onglet et présentent les résultats dans un tableau intégré à la boite de dialogue. Il est possible de modifier les paramètres d’entrés et relancer les calculs sans sortir de la boite de dialogue. Les mêmes résultats sont reportés sur la feuille de synthèse La feuille de résultat propose 3 modes de calculs : En changeant le mode de calcul, la liste des matériaux cloisons est modifiée. Votre choix initial est alors annulé. Le code vous demande alors de redéfinir le matériau cloison Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 51 ™ OPTION » NF C 15‐160( 03‐2011) L’option NF C 15‐160 propose un calcul rigoureusement conforme à la norme, en mettant en œuvre une méthode de calcul de type abaque. Le choix de cette méthode garanti la validité des résultats vis‐à‐vis de la norme. Par contre elle ne donnera aucun résultats si certains paramètres sont en dehors de la norme, comme par exemple un coefficient d’atténuation supérieur à 10 000, conformément à la figure 8 de la NF C15‐160 ™ OPTION METHODE ALTERNATIVE Dans cette option, la méthode reste une méthode de calcul de type « abaque », mais la règle de calcul de l’écran équivalent pour le diffusé et le rayonnement de fuite est modifié. Cette règle alternative propose un calcul plus fin pour la composition des écrans (voir détails dans §III.3). L’application d’une telle règle ne déroge pas à l’arrêté Arrêté du 22 août 2013
™ OPTION DOSIMEX Dans cette option, le calcul s’appuie sur des grandeurs (rendement, atténuation) calculées à partir d’une modélisation physique, identique à celle utilisé dans l’option « calcul débit de dose ». Les résultats obtenus sont en général très peu différents des résultats obtenus avec les options précédentes. Mais elle a l’avantage de ne pas être limitée aux valeurs tabulées dans la norme. (Voir détails dans §III.4) Dans cet onglet l’opérateur pourra saisir les informations relatives à l’appareil utilisé et à la personne effectuant les calculs. Dans le cas de l’option « scanner » (onglet 1), vous devrez également saisir la largeur du faisceau en cm. ACTIVATION CALCULS L’application détermine dans un premier temps les facteurs d’atténuation correspondant à chacun des modes d’exposition : • Facteur Fp pour le primaire • Facteur Fs pour le diffusé • Facteur Fg pour le rayonnement de fuite Puis détermine les valeurs des épaisseurs nécessaires de plomb pour obtenir le débit de dose Hmax de consigne (onglet 1): • épaisseur ep ( en mm) pour la protection contre le primaire • épaisseur es ( en mm) pour la protection contre le diffusé • épaisseur eg ( en mm) pour la protection contre le rayonnement de fuite Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 52 A partir des valeurs es et eg l’application détermine l’épaisseur résultante de protection contre le rayonnement de fuite plus le rayonnement diffusé, conformément à la règle des épaisseurs préconisée par la norme (§ 4.2.8) . En fonction de la nature de la paroi déjà présente et de son niveau de protection, si celle‐ci est référencée selon la NF C15160, l’application détermine alors l’épaisseur équivalente de plomb à rajouter. Pour la validation des épaisseurs d’écran calculés dans cette option voir § IV.2
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 53 III.3
REGLE DES EPAISSEURS DANS LA METHODE ALTERNATIVE : III.3.1 LA REGLE DES EPAISSEURS USUELLE NF C 15‐160 Dans le cas d’exposition aux seuls rayonnements de fuite et diffusés, la règle dite des épaisseurs demi / dixième actuellement prescrite par la norme (NFC15 160/04/2011 §4.2.8) peut entrainer des contraintes de surdimensionnement des protections biologique. L’application propose donc un second modèle de calcul dit « Méthode alternative » basée sur la ÖNORM S5212 (10/2005). Exemple d’application transmis par des experts du domaine : Considérons un générateur X de 100kV utilisé sous une HT de 100kV avec une filtration de 2,5mm d’aluminium. La charge de travail associé à l’utilisation de ce générateur X est de 4mA.min/semaine. Nous cherchons à définir la protection à mettre en place sur une paroi d’un local située à 1,9m du diffuseur et de la zone de fuite du générateur X. Le matériau diffuseur est quant à lui situé à 70cm du foyer focal. Ce local doit faire l’objet d’un zonage « Publique » et est considéré comme toujours occupé. L’application stricte de la NFC15160 conduit au résultat suivant : La valeur de protection à mettre en place devrait être de 0,2mm d’équivalent de plomb, mais en raison de la règle du demi / dixième (cf NF C15‐160 §4.2.8), la valeur final défini sera de 0,5mm d’équivalent de plomb. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 54 III.3.2 METHODE ALTERNATIVE POUR LA REGLE DES EPAISSEURS L’application de la méthode alternative nous conduit à : Donc finalement 0,3mm d’équivalent de plomb. Si, pour l’essentiel, les calculs liés à cette méthode alternative est strictement similaire à celle préconisé par la NFC15160, la règle des épaisseurs demi / dixième est ici remplacée selon le principe suivant : Soit es et eg les épaisseurs minimales de plomb vis‐à‐vis respectivement du rayonnement diffusé et du rayonnement de fuite A.
SI UNE DES EPAISSEURS DES ECRANS DE PROTECTION, ES OU EG, EST NULLE Il convient de calculer le rapport des facteurs d’atténuation Fs et Fg en divisant le plus élevé par le plus petit. Dans ce cas l’épaisseur de protection nécessaire est égale à l’épaisseur non nulle à laquelle on ajoute la valeur conformément au tableau suivant : Rapport F s /F g ou
F g /F s
Haute Tension (kV)
50
75
100
110
125
150
200
250
300
de 1 à 2
0,06
0,17
0,27
0,27
0,28
0,30
0,52
0,88
1,47
>2 à 4
0,03
0,09
0,13
0,14
0,14
0,15
0,21
0,43 0,85
>4 à 8
0,01
0,04
0,06
0,07
0,07
0,07
0,11
0,22
0,43
>8 à 16
0,01
0,02
0,03
0,03
0,03
0,04
0,05
0,11
0,21
>16
0
0
0
0
0
0
0
0
0
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 55 B.
SI LES DEUX EPAISSEURS DES ECRANS DE PROTECTION, ES ET EG, SONT NULLES On calcule F = Fs + Fg. •
Si F ≤ 1, il n’est pas nécessaire de rajouter une épaisseur de protection supplémentaire. •
Si F > 1, l’épaisseur de protection supplémentaire nécessaire est obtenue à partir de la courbe relative au facteur d’atténuation Fg. de la NFC15 160 (fig 8, ci‐dessous) : C.
‐
SI LES PROTECTIONS ES ET EG SONT NON NULLES Si les épaisseurs des écrans de protection, es et eg, sont non nulles, il convient de calculer un facteur n selon la formule suivante, avec h la hauteur de demi‐transmission dans le plomb pour un rayonnement fortement filtré ( fig 8) : es ‐ eg
h
n= ‐
• Si n > 4, alors la plus grande des valeurs de es ou eg est retenue. • Si n ≤ 4, une épaisseur de protection supplémentaire doit être ajoutée à la plus grande des deux valeurs, conformément au tableau 7. Haute Tension (kV)
n
(voir 4.2.8)
50
75
100
110
125
150
200
250
300
0à1
0,06
0,17
0,27
0,27
0,28
0,30
0,52
0,88
1,47
>1 à 2
0,03
0,09
0,13
0,14
0,14
0,15
0,21
0,43 0,85
>2 à 3
0,01
0,04
0,06
0,07
0,07
0,07
0,11
0,22
0,43
>3 à 4
0,01
0,02
0,03
0,03
0,03
0,04
0,05
0,11
0,21
>4
0
0
0
0
0
0
0
0
0
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 56 III.4
MODE DE CALCUL « DOSIMEX » Le mode de calcul selon Dosimex met en œuvre une méthode physique de détermination du rendement du générateur X : •
•
•
•
détermination du spectre continue de freinage filtration de ce spectre en fonction de l’énergie calcul des débits de fluence en fonction de l’énergie au point considéré utilisation des coefficients fluence –équivalent de dose règlementaire Ce modèle permet des calculs selon les principes de la NFC15160 de mars 2011 ainsi que selon le modèle ÖNORM S5212 pour la règle des épaisseurs. Mais n’étant pas de type « abaque », il devient possible de prendre en compte toute les valeurs souhaitées. Il est par exemple possible d’effectuer un calcul sans filtration inhérente, alors que celle‐ci est obligatoire dans le mode « norme ». Autre exemple, la norme NFC15160 ne référence pas le cas d’un générateur X de 200kV avec une filtration de 5mm d’aluminium, le calcul selon la NFC15160 vous proposera alors un calcul selon le modèle DOSIMEX. Enfin, dans certain cas de figure, vous devrez combiner l’utilisation du mode NFC15160 et du mode calcul direct. En effet les courbes de facteur d’atténuation utilisée pour définir les épaisseurs d’écran à mettre en œuvre pour diminuer l’impact radiologique lié au rayonnement primaire et aux rayonnements diffusés sont limitées (exemple facteurs d’atténuation maximum tabulé pour un générateur X de 250kV est de 105). Déterminons la protection pour un générateur X avec filtration de 0,5mm de cuivre utilisé à des fins industrielles avec une charge de travail de 9000mA.min/semaine. La paroi à protéger est exposée au rayonnement primaire et est située à 3 mètres du générateur X. Dans cette configuration l’application vous affichera le message suivant : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 57 Dans ce cas de figure relevez la valeur du facteur d’atténuation Fp à atteindre indiquée sur la feuille de résultats (ici 1,55E6). Effectuez alors un calcul dans le mode « calcul de débit de dose ». Saisissez les donnes relative à votre générateur X et sélectionner un écran de plomb, faire varier l’épaisseur d’écran jusqu’à obtenir un facteur d’atténuation correspondant à celui désiré. Dans ce cas de figure vous obtenez 13,33mm d’équivalent de plomb. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 58 Partie IV. DOSSIER VALIDATION DOSIMEX‐G 1.3.3 POUR LES GENERATEURS X IV.1
VALIDATION OPTION « CALCULS DEBIT DE DOSE » Les valeurs obtenues dans le mode de calcul physique (option « calcul direct » en termes de kerma dans l’air et de débit de dose ambiant H*(10) dans le faisceau primaire ont été comparés à des résultats obtenus avec MCNP (réf : Physique appliquée à l'exposition externe : Dosimétrie et radioprotection, Rodolphe Antoni et Laurent Bourgois, Springer 2012) Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 59 A.
DEBIT DE KERMA DANS L’AIR : Les valeurs sont données en débit de kerma dans l’air en mGy.mn‐1 à 1 m du foyer 50 kV KERMA DOSIMEX Sans filtration
0,2Al 0,5Al 1Al 2Al 3Al 0,2Cu 0,5Cu 1Cu 0,531 0,076 0,00813 2Cu 3Cu 171 24 11,6 6,3 3,1 1,9 100 kV 2,30E‐04 1,00E‐05 204 41 25,3 17,0 11,3 8,7 5,22 2,55 1,17 0,357 0,136 150 kV 216,04 52 35 26 19 15 11,15 6,95 4,28 2,17 1,29 200 kV 219,50 61 44 34 27 23 19 13,61 9,73 6,12 4,28 250 kV 222,23 71 54 44 37 32 28,61 22,38 17,4 12,24 9,28 300 kV 227,46 83 66 56 48 43 40 33 27,13 20,38 16,19 350 kV 238,60 96 79 70 61 56 61 46 38,8 30,45 25 400 kV 250,29 110 93 83 75 70 68 60 52 42,25 35,4 450 kV 268,20 127 111 101 92 86 85 76 67,5 56 47,6 500 kV 277,00 146 130 120 110 103 104 94 84,6 71,2 61,36 50 kV 148 24,9 11,5 6,08 3,03 1,85 0,562 100 kV 199 48,9 25,8 16,5 10,4 7,76 3,99 9,05E‐02 1,11E‐02 3,62E‐04 1,82E‐05 1,82 0,854 0,373 0,163 150 kV 223 66,1 40 28,5 19,7 15,7 10,1 5,76 3,48 1,86 1,16 200 kV 232 78,5 50,9 38,7 29,3 24,8 17,7 11,7 8,17 5,66 4,05 KERMA 250 kV MCNP 300 kV 249 95 66,5 53,3 41,9 35,9 27,6 19,6 14,6 10,2 7,86 255 108 80 66,2 54,3 47,9 39 29,3 22,6 16,7 13,6 350 kV 262 123 95,4 81,9 69,7 62,2 52,5 40,9 33,5 25,6 21,1 400 kV 270 136 109 94,8 82,1 75 64,5 51,9 42,3 33,7 28,7 450 kV 286 156 129 115 101 93,2 83,3 68,4 57,2 45,8 38,7 500 kV 302 174 147 133 120 112 101 85,4 72,6 58,8 50,4 Gy.m2/min/mA
Kerma air vs HT et filtration
1,E+03
sans filtration
1,E+02
0,2 m m Al
1,E+01
1,E+00
3 m m Al
DOSIMEX
1,E-01
MCNP
1,E-02
3 m m Cu
1 m m Cu
1,E-03
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
HT
(kV)
L’écart moyen algébrique est égal à ‐0,7 %, ce qui dénote une absence significative de biais, et un écart moyen absolue égal à 13 %, écart admissible dans une optique de radioprotection. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 60 500
B.
DEBITS D’EQUIVALENT DE DOSE AMBIANT H*(10) : Les valeurs sont données en débit d’équivalent de dose ambiant en mSv.mn‐1 à 1 m du foyer H*(10) DOSIMEX H*(10) (MCNP 0,2Al 0,5Al 1Al 2Al 3Al 0,2Cu 0,5Cu 1Cu 50 kV 11,92 9,37 7,05 4,92 2,89 1,94 0,66 0,109 0,0123 100 kV 30,74 26,77 22,92 18,98 14,63 12,11 8,25 4,28 2 150 kV 45,14 40,67 36,21 31,48 25,96 22,54 18 11,41 7 3,49 2,05 200 kV 59,43 54,8 50,09 44,95 38,68 34,59 30 21,67 15,3 9,48 6,56 250 kV 75,05 70,33 65,44 55,98 53,09 48,4 44 34,61 26,5 18,38 13,79 300 kV 92,61 87,74 82,65 76,87 69,38 64,12 61 50 40,4 29,87 23,5 350 kV 11,82 106,88 101,62 95,56 87,49 81,66 79 67 56,5 43,66 35,5 400 kV 130,59 125,67 120,39 114,19 105,69 99,36 98 86 74 59,49 49,5 450 kV 155,2 150,49 145,04 138,5 129,27 122,24 122 108 95 77,5 65,5 500 kV 180,35 175,28 169,65 162,8 152,93 145,27 147 132 117 97,4 83,34 2Cu 3Cu 3,46E‐04 1,60E‐05 0,6 0,225 50 kV 10,1 7,69 6 4,35 2,75 1,87 0,675 0,128 100 kV 27,3 23,1 19,4 15,9 12,2 9,94 5,97 3,02 1,69E‐02 5,72E‐04 2,92E‐05 1,46 0,641 0,279 150 kV 46 40,7 36,3 31,3 25,3 21,8 15,7 9,5 5,78 3,05 1,89 200 kV 62,8 57,4 52,4 46,7 39,7 35,7 27,6 19 13,2 8,92 5,63 250 kV 84,4 79,5 73,8 67,2 58,2 52,1 42,9 31,1 23 15,6 12 300 kV 104 99,7 94 86,7 76,8 70,3 60,1 45,6 34,8 25,2 20,2 350 kV 125 123 117 110 99,3 91,4 80,2 62,8 50,6 37,8 30,8 400 kV 146 144 137 129 118 110 97,4 78,6 63 49,1 41,2 450 kV 183 174 167 158 146 137 125 102 84,2 66,1 55,2 500 kV 207 202 194 185 172 163 150 126 105 83,7 70,9 H*(10) vs HT et filtration
1,E+03
1,E+02
0,2 m m Al
1,E+01
Gy.m2/min/mA
Sans filtration
1,E+00
3 m m Al
DOSIMEX
1,E-01
MCNP
1,E-02
1 m m Cu
3 m m Cu
1,E-03
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
HT (kV)
L’écart moyen algébrique est égal à 1 %, et l’écart moyen absolu égal à 12 %. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 61 500
Γx
Γx
Les valeurs de rendements obtenues par le modèle de calcul intégré à l’application DOSIMEX ont été graphiquement comparées aux résultats référencées par la norme : Constantes spécifiques
Constantes spécifiques
1000
100
100
10
10
1
1
0.1
0.1
50
100
150
200
100
300
500
700
900
HT (kV)
HT (kV)
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 62 C.
COMPARATIF SPECTRE Des essais ont été réalisés pour confirmer la correspondance spectrale des résultats obtenus avec DOSIMEX‐G. Le spectre ci‐après a été obtenu pour une simulation de spectre X de 120kV sans filtration et a été confronté à un résultat MCNP. Les pics de fluorescence X du tungstène constituant l’anode semblent plus grands sur le spectre Dosimex‐G que sur le spectre MCNP. Cet effet n’est qu’un artefact généré par des discrétisation numériques différentes entre ces deux codes. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 63 IV.2
VALIDATION OPTION « NORME NF C15‐160 » DE DOSIMEX‐G L’application DOSIMEX‐G a également été confrontée, pour la partie calcul selon la NFC15160 à de multiples cas de figure, proposés par des experts du domaine. L’exemple ci après vous présente les résultats obtenus par les experts du domaine et par l’application DOSIMEX‐G : On considère un scanographe de 140kv de tension nominale et filtré par 7mm d’aluminium. Ce générateur présente une charge de travail de 30000mA.min par semaine. L’objectif est de calculer la dimension de protection à mettre en œuvre : • pour la protection contre le faisceau primaire, avec une distance a foyer‐paroi de 2 m, un facteur d’occupation t=1 et une limitation de débit d’équivalent de dose de 0,02 mSv/semaine. • pour une paroi séparant un local exposée au rayonnement de fuite et au rayonnement diffusé. Pour le rayonnement diffusé, la distance b foyer‐diffuseur est égale à 0,9 m, et la distance d diffuseur‐paroi est égale à 0,5 m . Pour le rayonnement de fuite, la distance c foyer‐paroi est égale à 0,5 m (c=d). Le facteur d’occupation est toujours égal à 1, mais la limite en termes de débit d’équivalent de dose est égale ici à 0,12 mSv/semaine. La feuille de calcul‐ci‐dessous propose les résultats obtenus par les experts du domaine dans une application stricte de la norme NF C15‐160 (calculs de type « abaques »). On obtient ainsi, dans une application rigoureuse de la norme NF C15‐160, une valeur de 5,4 mm de plomb pour le rayonnement primaire et 3,2 mm de plomb pour le rayonnement diffusé et de fuite. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 64 COMPARAISON AVEC DOSIMEX‐G : • POUR LE RAYONNEMENT PRIMAIRE : Le résultat obtenue avec DOSIMEX‐G dans le mode de calcul « NF C15‐160 » est le suivant: On retrouve une épaisseur de 5,4 mm conforme à l’application de la norme Dans les options et et on obtient dans les deux cas une épaisseur à rajouter de 5,5 mm. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 65 • POUR LE RAYONNEMENT DIFFUSE ET DE FUITE: Dans la configuration nominale on obtient le résultat suivant : Le résultat final est une épaisseur de 3,18 mm de plomb, conforme là encore à l’application stricte de la norme. Avec l’option on obtient la même valeur de 3,18 mm Avec l’option on obtient une valeur légèrement différente de 3,10 mm Rappelons ici que la méthode alternative à l’avantage de proposer une règle des épaisseurs plus fine que la règle proposée dans la NF C15‐160 de mars 2011, et que l’option Dosimex permet d’effectuer des calculs pour des cas en dehors des abaques de la norme. Environs 40 configurations différentes ont été ainsi testé, et les résultats, dans l’option « NF C215‐
160 », ont tous été strictement conforme à une application stricte de la norme Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 66 Partie V.
CONSEILS POUR LA MISE EN ŒUVRE DU PACK DOSIMEX V.1
MISE EN PLACE DU PACK DOSIMEX A PARTIR DU CD Les fichiers Excel présents sur le CD sont protégés par un système de cryptage. Ce système autorise la mise en œuvre définitive de ces fichiers sur 2 ordinateurs. Avertissement : Les outils proposés fonctionnent sous • Windows 2003,Windows XP et Windows 7 • Excel 2003,2007, 2010 Ils ne fonctionnent pas sous • Windows 8 (décryptage non actif) • Apple‐Mac (macro non actives) Au lancement du CD, le sommaire général s’ouvre. Cliquez sur « outils de calcul» pour accéder au sommaire du pack Dosimex : Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 67 Puis appelez l’un des fichiers du pack Dosimex à partir du sommaire « outils de calculs ». Rentrez le n° de série du CD (clé de licence sur la pochette du CD)) dans la boite de dialogue qui apparaît : Si vous disposez d’une liaison internet, choisissez l’option « WEB » . Une clé d’activation autorise alors automatiquement et définitivement l’utilisation de tous les fichiers sur cet ordinateur, soit à partir du CD, soit à partir du disque dur. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 68 En cas d’impossibilité de passer par une liaison Internet : • Vous pouvez récupérer manuellement une clé d’activation en choisissant l’option « hors‐
ligne ». Le boîtier de dialogue suivant apparaît : • Notez le code matériel (n° ordinateur) qui apparaît dans cette boite. • A partir d’un poste disposant d’une liaison internet, activez le lien suivant : http://uc1.unicops.com/edpsciences/page.asp?page=p_mact
• Entrez le n° de série du CD (1) • Puis le code matériel (2) (1)
(2)
Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 69 Vous obtiendrez alors une clé d’activation que vous devrez rentrer dans la boite d’activation manuelle : Les outils de calculs sont maintenant prêts à fonctionner. En cas de problèmes liés à l’activation des tableurs ou de tout autre nature, n’hésitez pas à envoyer un message à : [email protected] ou téléphoner au : 01.69.08.26.56 Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 70 V.2
MISE EN PLACE DE NOUVELLES VERSIONS APRES TELECHARGEMENT : Les nouvelles versions seront toujours disponibles sur le site : http://www.edition‐sciences.com/calculs‐doses‐generees‐par‐rayonnements‐ionisants.htm
ou sur demande à l’adresse [email protected]
• Copier intégralement le contenu du CD dans un dossier sur le disque dur des ordinateurs initialement activés, en gardant l’arborescence des dossiers internes. • Copier–coller (à partir d’un envoi mail) ou enregistrer (à partir d’un téléchargement) le nouveau tableur crypté dans le dossier «Excel 1 ». Le nom du tableur( DOSIMEX_G ) doit être identique pour pouvoir être décrypté comme la version initiale. • A l’ouverture du tableur la seule différence visible (dans un premier temps) est l’indication apparaissant dans le bandeau supérieur : QUELQUES CONSEILS POUR SIMPLIFIER L’EMPLOI DU PACK DOSIMEX ¾ Copier le contenu du CD (dossier sur votre disque dur ™ Les 8 tableurs se trouvent dans des sous–dossiers qu’il convient de garder tels quels. ™ Le dossier « avi » contient les aides vidéos, en lien hypertexte avec les tableurs. ™ Le dossier « pdfs » contient les annexes de l’ouvrage que l’on peut appeler à partir du fichier « sommaire annexes .pps». Les dossiers « Excel » contiennent chacun un tableur spécifique : Excel 1 : DOSIMEX_G Excel 2 : DOSIMEX_B Excel 3 : DOSIMEX_N Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 71 Excel 4 : DOSIMEX_I Excel 5 : IRM photons matière Excel 6 : IRM particules chargées matière Excel 7 : Dose photon et radioprotection Excel 8 : Coefficients ICRU 57 Remarque : vous pouvez changer les noms des dossiers comme vous le souhaitez. Les liens hypertextes à partir des sommaires doivent alors être redéfinis. Il faut commencer par changer l’extension de .pps à .ppt. Sur la version fournis sur clé USB contenant les dernières versions, les dossiers ont été renommés en clair Lorsque la phase d’activation est terminée, il est alors possible d’ouvrir tous les tableurs. Vous pouvez là encore passer par le sommaire tableur. Mais vous pouvez tout aussi bien personnaliser l’ouverture de ces tableurs à votre guise, le plus important étant de savoir : ™ Que l’ouverture se fait toujours par l’intermédiaire du « RunXLS.exe » contenu dans chaque dossier ™ Qu’il est indispensable de conserver la structure de chaque dossier et les noms des fichiers Vous pouvez par exemple créer un raccourci pour chaque tableur en activant le fichier correspondant runXSL.exe, et en donnant ensuite au raccourci le nom que vous souhaitez Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 72 Vous disposerez ainsi d’outils immédiatement accessibles sur votre bureau Pour tout renseignement complémentaire : [email protected]
tél. :01.69.08.26.56 Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 73 ™
Quelques remerciements : Jean‐Luc REHEL (IRSN/PRP‐HOM/SER/UEM), qui nous a apporté un appui indispensable et précieux pour la mise au point de l’option « feuille de calcul NF C15‐160 ». Ainsi que des encouragements chaleureux, et tout aussi indispensables. ™
Erwan MANACH (IRSN/SESURE/Vésinet), qui, le premier, nous a fait remonter ses observations sur les résultats de DOSIMEX‐G, et notamment des effets étranges obtenus avec des sources de très grandes dimensions. Effets qui ont depuis disparus (voir §II.9) ™
Jean‐Lionel TROLET (EAMEA/Cherbourg), qui a toujours réussi à trouver le temps de réaliser gracieusement les runs Mercurad. ™
Rodolphe ANTONI (CEA/DEN/LMN/Cadarache), qui nous a encouragés à mieux connaitre les limites de notre code, nous poussant ainsi …à les repousser. Et enfin l’équipe dirigeante du RP Cirkus qui nous a fait confiance et ouvert grand les portes du Cirkus : Kloug, KLax, Niko, Fred, Amak Ainsi que les membres du forum qui ont joué le rôle précieux de bêta‐testeurs. Citons entres autres Benjamin14, PPJ, Champi. Bartlett, lcx2007, Rbertrant Remerciement aussi à H*(10) qui ne fut jamais avare de run MCNP. Là encore leur appui fut tout aussi indispensable sur le plan moral que technique. Et enfin nous tenons aussi à remercier Robert Mideau qui a parfaitement joué le rôle de la mouche du coche. Le code DOSIMEX‐G lui doit beaucoup. Et cela n’est sans doute pas fini Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants. Alain VIVIER, Gérald LOPEZ Page 74