sureté et sécurité nucléaire au sein de la salle des travaux pratiques de physiques nucléaire...

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Master spécialisé : Génie nucléaire

Sécurité et sureté nucléaire au sein de la salle des travaux

pratiques de physique nucléaire à la FSDM Fès

Réalisé par : EL BEKKOURI Hassane

Encadré par : Pr. DADOUCH Ahmed

Soutenu le 6 /7/2015

- Pr. DADOUCH Ahmed PES, Faculté des Sciences Dhar El Mahraz, Fès

- Pr. MAGHNOUJ Abd Elmajid PES, Faculté des Sciences Dhar El Mahraz, Fès

- Pr. TAJMOUATI Jaouad

- Pr.CHATWITI Abdelhafid

PES, Faculté des Sciences Dhar El Mahraz, Fès

PES, Faculté des sciences Dhar EL Mahraz, Fès

Année universitaire 2014/2015

UNIVERSITE SIDI MOHAMED BEN ABDELLAH

Faculté des Sciences Dhar El Mahraz,

Fès

3

Résumé

La faculté des sciences Dhar EL Mahraz FSDM, depuis sa création en 1980, joue un

rôle capital dans la région Fès-Boulemane. Elle contribue à la formation des étudiants

de haute qualification dans les domaines : mathématiques, physiques, chimie, biologie,

géologie et informatique.

Le département de physique forme les étudiants dans différents disciplines : science

des matériaux, électronique, physique nucléaire, énergétique, etc. Mon stage entre dans

le cadre de la formation que je poursuis au master génie nucléaire à la FSDM Fès.

Selon la littérature, aucune étude préalable ne s’est intéressée aux mesures de sécurité

contre les rayonnements des radio-isotopes dans la salle des travaux pratiques de

physique nucléaire, d’où le présent travail ayant une durée deux mois et qui a pour

objectifs la répertoriassions des appareils, des sources radioactives et le générateur de

neutrons, le prélèvement des pratiques usuelles dans le laboratoire, la mise en évidence

des consignes de sécurité afin d’évaluer la qualité de sureté nucléaire.

Nous avons constaté que la source de neutrons est blindés et répondent aux normes

de sécurité en vigueur, mais les sources radioactives sont mis dans un seul placard ce

qui est dangereux pour le professeur et les étudiants, c’est pour cette raison que nous

avons les distribuer dans différents placards et nous recommandant un coffre-fort

blindé pour les stocker.

A cause de l’absence des dosimètres, et pour éviter les risques potentiels des effets

induits par les rayonnements ionisants, menaçant la sécurité des étudiants, le

professeur les sensibilisent de réduire l’exposition en jouant sur les paramètres temps

et distances.

Le laboratoire de physique nucléaire contient des équipements intéressants tels les

sources radioactives de différentes activités et la seule source de neutron au Maroc.

Mots clés : sécurité nucléaire, sureté nucléaire, radioprotection.

4

DEDICACE

A mes parents,

Mes sœurs,

Ma famille et

Mes chers professeurs.

EL BEKKOURI Hassane

5

Remerciement

Je tiens à remercier très sincèrement mon encadrant Pr.DADOUCH Ahmed,

professeur de l’enseignement supérieur à FSDM, pour son aide appui inestimables

sans lesquelles ce mémoire n’aurait pas vu le jour. Je voudrais également remercier

Pr.TAJMOUATI Jaouad, professeur de l’enseignement supérieur à la FSDM et le

responsable du master génie nucléaire, pour ces qualités humaines et didactiques

durant cette formation.

Par ailleurs, je voudrais remercier l’ensemble des membres de master génie

nucléaire et plus spécialement notre cher professeur Pr. MAGHNOUJ Abd Elmajid.

Finalement, je remercie très chaleureusement mon cher ami DIDI Abdessamad, mes

parents et mes sœurs pour tout le support et les encouragements indispensables qu’ils

m’ont apporté pour l’accomplissement de ce travail.

6

Table des matières Résumé ................................................................................................................................................................ 3

DEDICACE .......................................................................................................................................................... 4

Remerciement ....................................................................................................................................................... 5

Liste des abréviations ....................................................................................................................................... 11

Liste des tableaux ............................................................................................................................................. 11

Liste des figures ................................................................................................................................................ 11

Chapitre 1: Présentation de FSDM FES ........................................................................................... 15

I. Introduction ..................................................................................................................................................... 16

II. Présentation de la salle des travaux pratiques de physique nucléaire ............................................................ 18

Chapitre 2: Rappel théorique de physique nucléaire ........................................................................ 19

I. Rappels sur la structure de l'atome .................................................................................................................. 20

1. Constituants de l'atome ............................................................................................................................... 20

2. Nomenclature ............................................................................................................................................. 21

II. La radioactivité .............................................................................................................................................. 22

1. Définition ................................................................................................................................................... 22

2. Les types de rayonnements ...................................................................................................................... 22

3. Pouvoir de pénétration des rayonnements ............................................................................................ 23

4. Les lois de la radioactivité ........................................................................................................................ 24

III. Interactions des rayonnements ionisants avec la matière ............................................................................. 26

1. Classification des rayonnements ionisants ............................................................................................. 26

2. Interactions des photons avec la matière ................................................................................................ 28

IV. Détection des rayonnements ionisants ......................................................................................................... 31

1. détecteurs à scintillation ............................................................................................................................. 32

1.1. Principe de fonctionnement ................................................................................................................. 32

1.2. Constituants d’un détecteur à scintillation ........................................................................................... 33

2. Détecteurs à gaz .......................................................................................................................................... 36

2.2. Principe de fonctionnement ................................................................................................................. 38

2.3. Palier de fonctionnement ..................................................................................................................... 39

3. détecteurs à semi-conducteurs .................................................................................................................... 40

3.1. Définition ............................................................................................................................................. 40

3.2. Semi-conducteur intrinsèque ............................................................................................................... 40

7

3.3. Semi-conducteur extrinsèque : Dopage ............................................................................................... 41

3.3. Principe de la détection dans les détecteurs semi-conducteurs : .......................................................... 42

V. Effets de rayonnements ionisants sur la matière ...................................................................................... 42

1. Introduction : ............................................................................................................................................ 42

2. De quelle manière est exposé l’Homme aux rayonnements ionisants ? ............................................... 43

2.1. Exposition externe ............................................................................................................................. 43

2.2. Exposition interne .............................................................................................................................. 43

2.3. Du rayonnement aux doses ............................................................................................................... 44

3. Effet des rayonnements sur l'organisme ............................................................................................... 45

3.1. Les effets déterministes ..................................................................................................................... 45

3.2. Les effets stochastiques ..................................................................................................................... 46

4. Comment se protéger contre les rayonnements ionisants ? ........................................................................ 46

4.1. Les moyens de protection .................................................................................................................. 46

4.2. Les moyens de protection contre l'exposition externe .................................................................... 47

4.3. Les moyens de protection contre l'exposition interne .................................................................... 47

Chapitre 3: Bilan de matériels de la salle des travaux pratiques de physique nucléaire à la FSDM

Fès ....................................................................................................................................................................... 50

Introduction ........................................................................................................................................................ 51

I. mécanique ....................................................................................................................................................... 51

1. Pieds en V, grand ........................................................................................................................................ 51

2. Pieds en V petit ......................................................................................................................................... 51

3. Socle ........................................................................................................................................................... 52

4. Pince de table .............................................................................................................................................. 52

5. Tige perforée .............................................................................................................................................. 52

6. Tiges simples .............................................................................................................................................. 52

7. Noix Leybold .............................................................................................................................................. 52

8. Noix double à pince tournantes .................................................................................................................. 53

9. noix double à pince tournantes ................................................................................................................... 53

10. noix avec crochet ...................................................................................................................................... 53

11. noix avec pince ......................................................................................................................................... 53

12. Palmer de précision .................................................................................................................................. 54

II. Electricité et électronique .............................................................................................................................. 54

1. appareils pour alimentation en énergie .................................................................................................. 54

1.1. Transformateur 6/12 v ; 30 W .......................................................................................................... 54

1.2. Transformateur variable de 0 à 110V .................................................................................................. 54

8

1 .3. Transformateur démontable ................................................................................................................ 55

1.4. Alimentation haute tension 1,5 kV, 1mA ............................................................................................ 55

1.5. Alimentation de haute tension : 10kV ................................................................................................. 56

1.6 .Source de courant : 0 à 6 KV et 0 à 10 KV ......................................................................................... 56

1.7. Transformateur variable : type S ......................................................................................................... 56

2. générateur de signaux ................................................................................................................................. 57

2.1. Oscillateur RC, type P ....................................................................................................................... 57

2.2. Amplificateur de mesure D .................................................................................................................. 57

3. appareils électroniques pour la mesure du temps, des impulsions et de la fréquence ....................... 58

3.1. Chronomètre de table........................................................................................................................... 58

3.2. Compteur P .......................................................................................................................................... 58

3.3. Indicateur de valeur moyenne .............................................................................................................. 59

3.4. Compteur Geiger-Muller S .................................................................................................................. 59

3.5. Analyseur monocanal .......................................................................................................................... 60

4. Appareils de mesure électrique ............................................................................................................... 60

5. Résistances................................................................................................................................................. 60

5.1. Rhéostats à curseur .............................................................................................................................. 60

5.2. Résistance de mesure 100 MΩ ............................................................................................................ 61

III. Matériels pour physique atomique et nucléaire ............................................................................................ 61

1. Alimentation Franck-hertz .......................................................................................................................... 61

2. Tube de Franck-hertz au mercure ............................................................................................................... 62

3. Douille de connexion pour tube de Franck-Hertz au mercure, connecteur DIN ........................................ 62

4. Four électrique tubulaire, 230 V ................................................................................................................. 63

5. AMC-CASSY ............................................................................................................................................. 63

6. Multimètre de démonstration à zéro à gauche....................................................................................... 64

7. Matériel pour la mise en évidence des rayonnements α, β, γ et X ........................................................ 65

7.1. Chambre d’ionisation ........................................................................................................................ 65

7.2. Tubes compteurs et accessoires ........................................................................................................ 65

7.3. Collimateur avec pastilles d’absorption .......................................................................................... 68

7.4. Jeu d’absorbeurs et de cibles ............................................................................................................ 69

7.5. Support orientable pour tube compteur à fenêtre ................................................................................ 69

7.6. Support pour plaques d’expérimentation radioactive : ................................................................. 69

7.8. Chambre d'ionisation pour mesurer la gamme des rayons alpha : .............................................. 70

7.9. Compteur à scintillation .................................................................................................................... 70

7.10. Préamplificateur de discriminateur .................................................................................................... 71

9

8.1. Armoire de rangement pour substances radioactives .................................................................... 71

8.2. Préparation de radium 226 ................................................................................................................... 72

8.3. Flacon de thorium (Th 232) .............................................................................................................. 73

8.4. Préparation d’américium 241 ........................................................................................................... 73

8.5. Préparation de strontium 90 ............................................................................................................. 74

8.6. Jeu de préparations radioactives .......................................................................................................... 74

8.7. Préparation de radium 226 ............................................................................................................... 75

8.8. Préparation de radium 226 ............................................................................................................... 75

8.9. Préparation d’américium Am 241 ................................................................................................... 75

.................................................................................................................................................................... 76

8.10. Source de neutrons .......................................................................................................................... 76

Conclusion .......................................................................................................................................................... 80

Chapitre 4: ........................................................................................................................................... 81

Sécurité et sureté nucléaire au sein de la salle des TP de physique nucléaire à la FSDM FES ........................ 81

Introduction ........................................................................................................................................................ 82

I. Quelques définitions ........................................................................................................................................ 82

1. Dose absorbé D : ....................................................................................................................................... 82

2. Le débit de dose absorbée : D° ................................................................................................................... 82

3. Dose équivalente : ............................................................................................................................ 82

4. dose efficace E : .......................................................................................................................................... 83

5. personne professionnellement exposée : .................................................................................................... 83

6. limites de doses ........................................................................................................................................... 83

II. Notion de sécurité-sureté nucléaire ................................................................................................................ 84

1. sureté nucléaire ......................................................................................................................................... 84

2. sécurité nucléaire ...................................................................................................................................... 84

3. culture de sécurité ..................................................................................................................................... 85

4. comment éviter les risques dans les laboratoires ? ................................................................................ 87

5. déroulement des travaux pratique de physique nucléaire au sein de la salle des TP de physique nucléaire à

la FSDM Fès ................................................................................................................................................... 88

5.1. Consignes de sécurité relatives à l’utilisation des sources radioactives ............................................. 88

5.2. Déroulement des travaux pratiques de physique nucléaire .................................................................. 89

6. Mesure de la radioactivité dans la salle des travaux pratiques de physique nucléaire ............................... 89

6.1. Méthodes et matériels .......................................................................................................................... 89

6.2. Résultats de mesure ............................................................................................................................. 91

Chapitre 5: ........................................................................................................................................... 99

10

Représentation graphique et analyse des résultats ........................................................................................ 99

Introduction ...................................................................................................................................................... 100

I. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire avant la distribution des sources

radioactives Selon l’axe (ox) : .......................................................................................................................... 100

II. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire après la distribution des sources

radioactives Selon l’axe (ox) : .......................................................................................................................... 101

III. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des sources radioactives selon l’axe (o

y) : ..................................................................................................................................................................... 102

IV. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des sources radioactives (selon l’axe

oy). .................................................................................................................................................................... 103

V. Mesure de la radioactivité autour la source de neutrons .............................................................................. 104

VI. mesure de la radioactivité selon la médian de la salle avant la distribution des sources radioactives. ...... 105

VII. Mesure de la radioactivité selon la médian de la salle après la distribution des sources radioactives ...... 106

VIII. Mesure de la radioactivité selon l’axe (oy) à côté de la porte ................................................................. 107

IX. Mesure de la radioactivité à hauteur de 1,5 m selon l’axe (ox) .................................................................. 107

X. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à droite de la salle de TP) .................... 108

Conclusion ........................................................................................................................................................ 111

Annexe 1 : liste des matériels de laboratoire de physique nucléaire à FSDM Fès ........................................... 112

Annexe 2 : liste des sources radioactives existent au sein de laboratoire de physique nucléaire FSDM Fès ... 118

Bibliographie .................................................................................................................................................... 120

11

Liste des abréviations

Liste des tableaux

Tableau 1 : Principe de base de détections des rayonnements ionisants ............................................................ 32

Tableau 2: caractéristiques des principaux scintillateurs inorganiques .............................................................. 34

Tableau 3: les niveaux de sécurité et objectifs de sécurités ................................................................................ 87

Tableau 4 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des sources radioactives selon

l’axe (ox) ............................................................................................................................................................ 92

Tableau 5 :mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des sources radioactives selon

l’axe (ox). ........................................................................................................................................................... 92

Tableau 6 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des sources radioactives selon

l’axe (oy). ........................................................................................................................................................... 93

Tableau 7 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des sources radioactives selon

l’axe (o y). .......................................................................................................................................................... 93

Tableau 8 : Tableau : mesure de la radioactivité autour la source de neutrons .................................................. 94

Tableau 9 : mesure de la radioactivité selon la médian de la salle avant la distribution des sources radioactives

............................................................................................................................................................................ 95

Tableau 10 : mesure de la radioactivité selon la médiane de la salle après la distribution des sources

radioactives ......................................................................................................................................................... 95

Tableau 11 : mesure de la radioactivité selon l’axe (o y) à côté de la porte ....................................................... 96

Tableau 12 : mesure de la radioactivité à hauteur de 1,5 m ............................................................................... 96

Tableau 13 : mesure de la radioactivité dans la salle de TP de l’électronique selon l’axe (ox) ......................... 97

Tableau 14 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique selon l’axe (oy). ....................... 98

Liste des figures

ALARA : as low as reasonably achievable

ASN : l’Autorité de Sureté Nucléaire

FSDM : Faculté des Sciences Dhar el Mahraz

ICRP : la commission internationale de protection radiologique

ICRU : la commission internationale pour les unités et la mesure des rayonnements

IRSN : Institut de Radioprotection et de Sureté Nucléaire.

PCR : Personne Compétente en Radioprotection

UNSCEAR: comité scientifique des nations unies pour l’étude des rayonnements ionisants

TP Travaux pratiques

12

Figure 1: structure de l'atome ............................................................................................................................. 21

Figure 2: schéma du pouvoir de pénétration des rayonnements ......................................................................... 24

Figure 3: classification et caractérisyiques des rayonnements ........................................................................... 27

Figure 4: effet photoélectrique ........................................................................................................................... 28

Figure 5: effet compton ...................................................................................................................................... 29

Figure 6: création de paire .................................................................................................................................. 30

Figure 7:Modélisation d'un détecteur et de sa chaine de détection. ................................................................... 31

Figure 8 : Représentation schématique d'une sonde à scintillation .................................................................... 33

Figure 9: guide de lumière .................................................................................................................................. 35

Figure 10: Tube photomultiplicateur .................................................................................................................. 36

Figure 11: constituants d'un détecteur à gaz ....................................................................................................... 36

Figure 12: fonctionnement schématique d'un détecteur Geiger-Muller ............................................................ 37

Figure 13: Palier de fonctinnement .................................................................................................................... 39

Figure 14: semi-conducteur intrinsèque(Silicium) ............................................................................................. 41

Figure 15: Illustration des modes d'exposition aux rayonnements ..................................................................... 44

Figure 16 : pied en V, grand ............................................................................................................................... 51

Figure 17: pied en V, petit .................................................................................................................................. 51

Figure 18: Socle .................................................................................................................................................. 52

Figure 19: Pince de table .................................................................................................................................... 52

Figure 20: Tige perforée ..................................................................................................................................... 52

Figure 21: tiges simples ...................................................................................................................................... 52

Figure 22: Noix Leybold .................................................................................................................................... 53

Figure 23: Noix double à pince tournantes ........................................................................................................ 53

Figure 24: Noix double à pince tournates .......................................................................................................... 53

Figure 25:noix avec crochet ................................................................................................................................ 53

Figure 26:noix avec pince ................................................................................................................................... 54

Figure 27:palmer de précision ............................................................................................................................ 54

Figure 28: Transformateur 6/12V ....................................................................................................................... 54

Figure 29: Transformateur variable de 0 à 110V ................................................................................................ 55

Figure 30: Transformateur démontable ............................................................................................................. 55

Figure 31: alimentation haute tension 1,5 kV, 1mA ........................................................................................... 55

Figure 32: Alimentation de haute tension : 10kV ............................................................................................... 56

Figure 33: source de courant 0 à 10 KV Figure 34: Source de courant 0 à 6 KV ................................ 56

Figure 35: Transformateur variable : type S ....................................................................................................... 56

Figure 36: Oscillateur RC, type P ........................................................................................................................ 57

Figure 37: Amplificateur de mesure D ................................................................................................................ 57

Figure 38: chronomètre de table ........................................................................................................................ 58

Figure 39: Compteur P ........................................................................................................................................ 58

Figure 40: Indicateur de valeur moyenne .......................................................................................................... 59

Figure 41: Compteur Geiger-Muller S................................................................................................................. 60

Figure 42: Analyseur monocanal ........................................................................................................................ 60

Figure 43: Voltmètre Figure 44: Volt-ohmmètre électroniqu e ..................................... 60

Figure 45: Ampèrmètre ...................................................................................................................................... 60

Figure 46: Rhéostats à curseur ........................................................................................................................... 60

Figure 47: Résistance de mesure 100 MΩ .......................................................................................................... 61

Figure 48: Alimentation de Franck-Hertz ........................................................................................................... 61

13

Figure 49: Tube de Franck-hertz au mercure ..................................................................................................... 62

Figure 50Douille de connexion pour tube de Franck-Hertz au mercure ............................................................ 63

Figure 51: connecteur DIN .................................................................................................................................. 63

Figure 52: Four électrique .................................................................................................................................. 63

Figure 53 : AMC-CASSY ....................................................................................................................................... 64

Figure 54: multimètre de démonstration ........................................................................................................... 64

Figure 55: Chambre d’ionisation ........................................................................................................................ 65

Figure 56: compteur Geiger ................................................................................................................................ 65

Figure 57: compteur Geiger avec adaptateur .................................................................................................... 66

Figure 58: Electroscope de Wulf ......................................................................................................................... 66

Figure 59: Tube compteur à fenêtre pour rayonnements α, β, γ et X ............................................................... 66

Figure 60: Tube compteur à fenêtre pour rayonnement β, γ et X ..................................................................... 67

Figure 61: Tube compteur pour rayonnement β et γ ......................................................................................... 67

Figure 62: cage protectrice et blindage tubulaire .............................................................................................. 68

Figure 63: Blindage pour le tube compteur ........................................................................................................ 68

Figure 64: compteur Geiger Muller .................................................................................................................... 68

Figure 65: collimateurs avec pastilles d’absorptions .......................................................................................... 69

Figure 66: Jeu d’absorbeurs et de cibles ............................................................................................................ 69

Figure 67: Support orientable pour tube compteur à fenêtre ........................................................................... 69

Figure 68 : Support pour plaques d’expérimentation radioactive ...................................................................... 70

Figure 69: Chambre d'ionisation pour mesurer la gamme des rayons alpha..................................................... 70

Figure 70: Compteur à scintillation .................................................................................................................... 70

Figure 71: Préamplificateur de discriminateur ................................................................................................... 71

Figure 72: armoire de rangement pour substances radioactives ........................................................................ 72

Figure 73: préparation de Ra 226 ....................................................................................................................... 72

Figure 74: flacon de Th 232 ................................................................................................................................ 73

Figure 75: Préparation d’américium 241 ............................................................................................................ 73

Figure 76: préparation de Sn 90 ......................................................................................................................... 74

Figure 77: jeu de préparations radioactives ....................................................................................................... 74

Figure 78: Préparation de radium 226 ............................................................................................................... 75

Figure 79 : préparation de radium 226 d'activité 〖10〗^(-6) µCi .................................................................... 75

Figure 80: Préparation d’Am 241 (187 µCi) ........................................................................................................ 76

Figure 81: source de neutron de FSDM Fès Figure 82 : schéma de la source de neutron ..... 78

Figure 83: schéma de la source de neutron (coupe horizontale) ....................................................................... 78

Figure 84: sources radioactives avant leur distribution ...................................................................................... 90

Figure 85 : sources radioactives après leur distribution ..................................................................................... 90

Figure 86 : Salle des travaux pratiques ............................................................................................................... 90

Figure 87: Schéma simple 2D de la salle de travaux pratiques de physique nucléaire FSDM........................... 91

Figure 88 : Schéma de la salle des TP de l’électronique .................................................................................... 97

Figure 89 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire avant la

distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox) ..................................................................................... 100

Figure 90 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire après la

distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox) ..................................................................................... 101

Figure 91 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des sources

radioactives selon l’axe (o y) ............................................................................................................................ 102

14

Figure 92 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des sources

radioactives (selon l’axe oy). ............................................................................................................................ 103

Figure 93 : représentation graphique de la radioactivité autour la source de neutrons..................................... 104

Figure 94 : représentation graphique de la radioactivité selon la médian de la salle avant la distribution des

sources radioactives .......................................................................................................................................... 105

Figure 95 : représentation graphique de la radioactivité selon la médian de la salle après la distribution des

sources radioactives .......................................................................................................................................... 106

Figure 96 : représentation graphique de la radioactivité selon l’axe (oy) à côté de la porte ............................ 107

Figure 97 : représentation graphique de la radioactivité à hauteur de 1,5 m selon l’axe (ox) .......................... 107

Figure 98 :représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à droite de la

salle de TP) selon l’axe (ox) ............................................................................................................................. 108

Figure 99 :représenatation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à droite de la

salle de TP) selon l’axe (oy). ............................................................................................................................ 109

15

Chapitre 1:

Présentation de FSDM

FES

16

I. Introduction

La Faculté des Sciences Dhar El Mahraz FSDM, créée en 1980, est située sur le campus

universitaire Dhar El Mahraz et s'étend sur une superficie de 6 ha dont 4 construits. Elle

dessert principalement la région de Fès-Boulemane située au Centre Nord du Maroc avec une

population de 1.6 million d'habitant dont à peu près les 2/3 concentrés au niveau de la ville de

Fès. Les jeunes de moins de 30 ans représentent 60% de la population de la région, donc un

besoin conséquent en formation.

La FSDM est organisée en six départements : Mathématiques, Physique, Chimie,

Biologie, Géologie et Informatique et une Unité Langues et Communication. 305

enseignants chercheurs y dispensent des formations menant à des diplômes de Licence ou

Licence Professionnelle, Master ou Master Spécialisé et Doctorat.

En 2014/2015, la FSDM assure la formation de près de 12000 étudiants dont 3023

nouveaux inscrits en 6 filières Licence Fondamentale, 5 filières Licence Professionnelle, 10

filières Master, 7 filières Master Spécialisé et 6 formations doctorales.

L'établissement abrite aussi une importante activité de recherche dans des domaines allant

du fondamental à l'appliqué, 1286 étudiants sont inscrits en Doctorat dont 150 nouveaux. Les

structures de recherche sont organisées, selon la nouvelle loi en vigueur, en 80 équipes de

recherche et 24 Laboratoires se regroupant autour du Centre d'Etudes Doctorales « Sciences

et Technologies ».

Les enseignants chercheurs de la Faculté sont associés à plusieurs Pôles de Compétences

nationaux, dans les différents champs disciplinaires des sciences et techniques et

entretiennent des relations de coopération avec des partenaires au niveau national et

international.

Les projets structurants identifiés et initiés par les pouvoirs publics permettent de définir

l’orientation de l’action que doit mener la FSDM dans son environnement pour contribuer

significativement à un développement économique et social durable de la région et, au-delà,

du pays. Dans ce sens, la FSDM intervient (et peut intervenir) au niveau des principaux pôles

économiques de la région :

17

Agriculture : utilisation des énergies renouvelables (solaire et éolienne)

recherche de l’économie de l’eau pour une amélioration de l’efficience globale

de l’irrigation.

Industrie : Accompagnement dans les volets Recherche & Développement et

protection de l’environnement.

Fès-Shore : développement des Nouvelles Technologies de l’Information et de

la Communication (NTIC) sur le plan technologique, sur le plan des différentes

applications dans le renforcement de l’activité économique et pour

l’enseignement à distance par exemple.

CHU et cliniques utilisant la médecine nucléaire.

Chiffres clés (2014/2015) :

1980 : date de création

6 ha de superficie dont 4 ha construits

Lauréats 2013/2014 : 1095 (LEF 649/LP 94/M 316/ D 36)

Nouveaux inscrits en 2014/2015 : 3023 (2299 en LEF / 102 en LP / 472 en M/ 150 en

D)

Effectif global : 2014/2015 : 12086 étudiants (9863 en LEF/119 en LP/572 en M/ 1200

en D)

305 enseignants chercheurs

140 administratifs

6 départements / 1 Unité langues et Communication

6 Licences fondamentales

5 Licences professionnelles

10 Masters Recherche

7 Masters spécialisés

1 Centre d’Etudes Doctorales «Sciences et Technologies»

6 Formations Doctorales

24 laboratoires de recherche

80 équipes de recherche

18

II. Présentation de la salle des travaux pratiques de physique nucléaire

La salle des travaux pratiques de physique nucléaire est située au département de physique,

elle appartient au Laboratoire d’Intégration des Systèmes et des Technologies

Avancées(LISTA).

Cette salle, où j’ai fait mon stage, contient principalement pour les travaux pratiques de la

radioactivité les matériels suivants :

- une source de neutrons

- les détecteur GEIGER-MULLER

- plusieurs compteurs des rayonnements α, β et γ

- des sources radioactives

- autre équipements (voir plus de détails au chapitre 3 : bilan de matériels)

La salle de travaux pratique de physique nucléaire contribue à la formation des étudiants

en physique nucléaire par la réalisation des manipulations suivantes :

- Etude du détecteur Geiger- Muller

- Nature statistique du rayonnement nucléaire

- Absorption des rayons gamma et beta

- Activation neutronique

- Spectrométrie alpha et gamma

- etc.

19

Chapitre 2:

Rappel théorique de physique nucléaire

20

I. Rappels sur la structure de l'atome

L’atome est un assemblage de particules: il comporte un noyau composé de protons de

charge électrique positive et de neutrons non chargés. Autour du noyau gravitent des

électrons de charges négatifs dont le nombre est égal à celui des protons : l’atome dans son

ensemble est électriquement neutre.

1. Constituants de l'atome

Le noyau est constitué par A nucléons répartis en Z protons et N neutrons.

A est le nombre de masse = nombre de protons + nombre de neutrons ;

Z est le numéro atomique = nombre de protons donc d'électrons.

a. Proton

Le proton est une particule de masse (mp=1,6725 10-27

Kg) possédant une charge positive

égale en valeur absolue à la charge de l’électron (e=1,6 10-19

coulomb).

b. neutron

Le neutron est une particule de charge nulle et de masse voisine de celle du proton :

mn=1,6748 10-27

Kg.

c. électron

L’électron est une particule chargée négativement (e= -1,602 10-19

coulomb). Sa masse

égale : me=0,9109 10-30

Kg.

Le tableau suivant résume les caractéristiques principales des constituants de l’atome.

21

Tableau 1 : caractéristiques principales des constituants de l’atome

Au sein de l'atome résident différents types de forces ou interactions qui assurent la

cohésion et l'interaction entre les différents constituants de l'atome.

Figure 1: structure de l'atome

2. Nomenclature

Un noyau de nombre de masse A et de numéro atomique Z est symbolisé par : A

ZXN

Nucléons: Proton ou neutron, A est alors le nombre de nucléons dans le noyau.

Nuclides: Espèce nucléaire d’un nombre de proton Z et de neutron N.

Isotopes: Nuclides ayant le même nombre Z et A différent.

Exemple : 3

1H1,

2 1H

1,

1 1H

0

Isobares : Nuclides ayant le même nombre de masse A et un nombre de Z différent

Exemple: 14

6C8,

147N

7

Isotones: Nuclides ayant le même nombre de neutron N et A différent.

Exemple: 14

6C8,

158N

8,

168O

8

Isomères: Nuclides de même Z et de même A mais ils se diffèrent par leur énergie

interne, le noyau dont l’énergie interne est plus basse est dit dans un état fondamentale

(E=0), alors que celui dont l’énergie interne est plus grande est dit dans un état excité

(ou instable).

Charge(c) Masse (Kg)

Atome

noyau Neutron 0 1,6748 10-27

Proton 1,6 10-19

1,6725 10-27

Electron -1,6 10-19

0,9109 10-30

http://ead.univ-angers.fr/~jaspard/Page2/COURS/6CoursDEUST/1RADIOACTIVITE/2FIGURES/11DiffInterac.htm

22

Exemple: 99

Tc, 99m

Tc.

Noyaux stables et instables

Les noyaux peuvent êtres:

Noyaux stables, leur durée de vie est infinie.

Noyaux instables, c’est-à-dire qu’ils se modifient spontanément se transformant en

d’autre noyaux en émettant un ou plusieurs rayonnements. On dit alors qu’ils sont

radioactifs.

II. La radioactivité

1. Définition

Les noyaux de certains atomes ne sont pas stables, mais se transforment spontanément:

c’est la désintégration radioactive, qui libère de l’énergie sous forme de rayonnements. Ce

phénomène, de nature nucléaire, n’est pas affecté par les combinaisons chimiques dans

lesquelles peut entrer l’élément.

La désintégration d’un nucléide donne naissance à un autre nucléide, souvent lui-même

radioactif, pour aboutir en fin de chaine à un nucléide stable.

On appelle produits de filiation, les différentes désintégrations successives à partir du

nucléide radioactif initial, appelé père; l’ensemble forment une famille radioactive.

Les nucléides instables, ou radioactifs, appelés radionucléides, sont caractérisés par leurs

types de rayonnements.

2. Les types de rayonnements

a. Rayonnement alpha α

Le noyau expulse une particule formée de deux neutrons et deux protons, donc de masse

4, qui est un noyau d’hélium dit particule alpha(α).Ces particules sont émises par des

radioéléments lourds.

La radioactivité α est caractérisée par la transition suivante entre noyaux:

Exemple de noyau émetteur α:

23

b. Rayonnement beta β

La décroissance β concerne les noyaux instables riches en protons ou en neutrons. Ce type

de transformation peut se trouver sous deux processus différents:

-Rayonnement β-

Le noyau éjecte un électron e-. Le noyau père est un noyau ayant trop de neutrons.

Le processus qui intervient est la transformation, au sein du noyau, d’un neutron en proton.

Cette transformation s’accompagne, pour respecter les lois de conservation des charges

électriques et du moment cinétique, de la création d’un électron et d’un antineutrino, ces deux

particules étant éjectées.

n → p+ β- + ῡ

L’équation de désintégration s’écrit : A

ZX ---> A

Z+1Y + β-+ῡ

Exemple de noyau émetteur β- :

+ ῡ

-Rayonnement β+

Le noyau éjecte un positron e+. Le noyau père est un noyau ayant trop de protons.

Un proton se transforme en un neutron, restant dans le noyau, plus un antiélectron ou

positon ou encore particule bêta plus (β+), et un neutrino, ces deux derniers particules étant

éjectées.

p → n + β+ + ν

L’équation de désintégration s’écrit: A

ZX ---> A

Z-1Y + β+ + ν

Exemple de noyau émetteur β+:

c. Rayonnement gamma γ

Le rayonnement gamma est un rayonnement de nature électromagnétique, sans charge,

sans masse et de très courte longueur d’onde. Les gammas sont produits par désexcitation des

différentes désintégrations.

3. Pouvoir de pénétration des rayonnements

24

Les rayonnements α généralement très énergétiques (entre 4et10Mev). Leur trajet

dans la matière est relativement court est très peu pénétrant: il est arrêté par quelques

centimètres d’air, ou quelques centièmes de mm d’eau, et en particulier par la couche cornée

inerte de la peau. Le rayonnement β beaucoup plus légères et moins énergétiques (entre

0,02et 3Mev) que les particules(α) est arrêté par quelques mètres d’air ou mm d’eau. Le

rayonnement γ au contraire est très pénétrant; il est atténué d’un facteur 2 par une épaisseur

de 10 à 20 cm d’eau et il faut plusieurs mètres de béton pour protéger l’environnement contre

les effets d’une source intense de rayonnement γ telle que le cœur d’un réacteur nucléaire.

Figure 2: schéma du pouvoir de pénétration des rayonnements

L’énergie des rayonnements émis, énergie cinétique des particules matérielles α et

β, « quantum d’énergie » du rayonnement γ. cette énergie est en général exprimée en

électronvolts.

L’ordre de la grandeur des énergies radioactives est le million d’électron- volts ou MeV

(1MeV=1,6 10-13

joule).

4. Les lois de la radioactivité

a. La décroissance radioactive

Définition : le nombre, dN, de désintégrations nucléaires spontanées qui se produisent dans

une quantité donnée de matière pendant un temps infiniment petit, dt, est proportionnel au

nombre d'atomes radioactifs (N) et au temps (dt) selon la relation : dN= - λ.N.dt

λ est la constante radioactive et c'est une caractéristique du radionucléide.

Par intégration, on obtient :

25

Avec N0 : Nombre de noyaux à l’instant t0.

N : Nombre de noyaux à l’instant t.

λ : constante radioactive (s-1

).

b. l’activité «A»

Cette activité représente le nombre de désintégrations nucléaires qui ont lieu dans une

quantité de matière donnée par unité de temps. Elle s’exprime en Becquerel (Bq) dans le

système international (1 Bq = une désintégration /seconde). Elle est tributaire à la quantité de

substance radioactive prise en considération (ou plus exactement le nombre N d’atomes

radioactifs pris en considération à l’instant donné) et à la constante radioactive λ (cette

constante étant une caractéristique de chaque élément radioactif).

L’activité est donnée par : (2)

En remplaçant (1) dans (2) on obtient l’activité A d’une substance radioactive qui décroit

exponentiellement suivant la loi de décroissance :

Avec A0 :l’activité à l’instant t0 et A: l’activité à l’instant t.

L’activité spécifique: C’est le nombre de désintégrations par seconde et par gramme

(Bq/g).

L’activité volumique : C’est le nombre de désintégrations par seconde et par litre

(Bq/l) ou (Bq/m3).

L’unité légale d’activité est le becquerel, ou Bq, valant une désintégration par seconde.

Mais on parle encore de curie, ou Ci, valant 37milliards de désintégrations par seconde. C’est

l’activité d’un gramme de radium, a été prise comme unité d’activité. Ces activités seront

données en Bq suivi de l’équivalent en Ci:

1 Ci = 3,7 1010

Bq

1 Bq = 0,027 nCi

Le kilo becquerel (kBq) = 1 000 Bq.

le méga becquerel (MBq) = 1 million de Bq.

26

le giga becquerel (GBq) = 1 milliard de Bq.

le téra becquerel (TBq) = 1 000 milliards de Bq.

c. période d’un radioélément «T»

Cette période est le temps ou bout duquel la moitié des atomes d’une quantité quelconque

du radionucléide s’est désintégrée. Cette période s’écrit sous la forme :

Cette relation est obtenue en remplaçant

dans la loi de décroissance

exponentielle

Les périodes connues des différents radionucléides s’échelonnent sur une gamme très

étendue : de fraction de millionième de seconde aux milliards d’années. La période est

spécifique : il n’existe pas deux radionucléides possédant exactement la même période.

III. Interactions des rayonnements ionisants avec la matière

Un certain nombre de particules ou de rayonnements sont émis lors des phénomènes

nucléaires. Les rayonnements et les particules sont capables d’entraîner des dommages dans

la matière, qu’elle soit vivante ou non, car ils vont y produire des interactions. Ces

interactions seront différentes selon le type de particules ou de rayonnements.

1. Classification des rayonnements ionisants

Les rayonnements ionisants sont classés selon deux types. Cette distinction se justifie par

le fait que les interactions sont fondamentalement différentes même si les conséquences sont

sensiblement identiques.

a. Les rayonnements indirectement ionisants

Les rayonnements électromagnétiques et les particules non chargées appelés rayonnements

indirectement ionisants (RII), ce sont donc les rayonnements γ, X de freinage, les neutrons et

les neutrinos.

27

Les rayonnements gamma (γ) agissent par l’intermédiaire d’électrons secondaires libérés

dans les tissus.

Les neutrons par collision donnent naissance à des protons de recul ou des noyaux lourds

de recul et qui une fois ralentis sont capturés par les noyaux des atomes du milieu traversé.

b. Les rayonnements directement ionisants

Ce sont des rayonnements formés de particules chargées ( α, β+, β

−, des protons et des

fragments de fissions) qui donnent naissance par interaction avec la matière traversée à des

ions et à des atomes excités répartis d’une façon plus ou moins dense le long de la trajectoire

de la particule incidente.

En plus de ces rayonnements, il y a d’autres rayonnements non ionisants qui désignent un

type de rayonnement pour lequel l’énergie Electromagnétique transportée par chaque

quantum est insuffisante pour provoquer l’ionisation d’atomes ou de molécules. Ces

radiations peuvent cependant avoir suffisamment d’énergie pour provoquer le passage d’un

électron sur un niveau d’énergie plus élevé. Certains de ces rayonnements peuvent avoir des

effets biologiques.

Figure 3: classification et caractérisyiques des rayonnements

28

A chaque rayonnement correspond un spectre qui peut être continu ou sous forme de raies.

Ces différentes formes de spectre des rayonnements sont regroupées dans le tableau suivant:

Ces rayonnements qu’ils soient directement ou indirectement ionisants peuvent atteindre

l’organisme de manières différentes (Contamination interne, Irradiation externe).

2. Interactions des photons avec la matière

L’interaction des rayonnements électromagnétiques s’effectue principalement par les trois

processus bien connus :

a. Effet photoélectrique

Le photon incident transfert totalement et rapidement son énergie et permet l’éjection d’un

électron. Il y a donc disparition du photon, création d’un ion et apparition d’un photoélectron,

qui est arraché à son orbite (voir figure3).

Figure 4: effet photoélectrique

L’électron est éjecté avec une certaine énergie cinétique donnée par :

Avec : Ec: l’énergie cinétique du photoélectron.

Spectres de raies Spectres continus

R.D.I α, e Auger β-, β

+

R.I.I γ, X de fluorescence X de freinage neutrons

29

Wi: l’énergie du photon incident.

El: l’énergie de liaison de l’électron.

Il faut bien sûr que l’énergie du photon soit supérieure à celle de l’énergie de liaison pour

qu’il y ait un effet photo électrique.

b. Effet Compton

C’est l’interaction d’un photon avec un électron peu lié ou libre du milieu absorbeur. Le

photon est diffusé dans une direction θ (allant de 0 à 180°) par rapport à la direction incidente

et perd une fraction de son énergie. Cette énergie est cédée à l’électron –électron Compton–,

qui recule dans une direction φ (allant de 0 à 90°) par rapport à la direction incidente.

Figure 5: effet compton

Pour déterminer l’énergie du photon diffusé et l’électron Compton, on considère que

l’interaction s’effectue avec un électron initialement au repos. C’est une bonne approximation

puisque l’énergie du photon est généralement grande par rapport à l’énergie de liaison des

électrons orbitaux, faiblement liés.

Les trajectoires du photon incident et du photon diffusé définissent le plan de diffusion; la

trajectoire de l’électron Compton doit se situer dans ce plan pour satisfaire au principe de la

conservation de l’impulsion dans la collision.

La conservation de la quantité de mouvement et de l’énergie s’écrit:

On obtient :

30

Avec m0 la masse d’un électron au repos.

c. Création de paires

Effet de production de paires ou matérialisation consiste en la création d’une paire

électron-positron lorsqu’un photon pénètre dans le champ coulombien d’un noyau. Le photon

disparait et son énergie est utilisée pour crée la paire et communiquer de l’énergie cinétique à

l’électron et au positron.

Soit h𝝂 l’énergie du photon. La conservation de l’énergie s’écrit :

Avec

m0C2=0,511 MeV: est l’équivalent énergétique de la masse de l’électron et du positron.

Ee- : l’énergie cinétique de l’électron.

Ee+ : l’énergie cinétique de positron.

L’équation montre que création de paires n’est possible que si l’énergie du photon est au

moins égale à une énergie seuil, qui est l’énergie nécessaire pour créer la paire. Soit

2m0C2=2.0, 511 MeV.

Effet de production de paires donne lieu à l’émission de rayonnements secondaires. En

effet, en fin de ralentissement, le positron s’annihile avec un électron au repos du milieu, avec

émission de deux photons d’annihilation d’énergie 0.511 MeV.

Figure 6: création de paire

31

IV. Détection des rayonnements ionisants

Introduction

La détection et la mesure des rayonnements nucléaires est un vaste problème, délicat,

souvent difficile et auquel on est confronté dans toutes les méthodes nucléaires d’analyse. Le

détecteur idéal et universel n’existant pas, on doit toujours rechercher un compromis pour

utiliser celui qui paraît le mieux approprié pour une mesure particulière. Ce choix va

dépendre du but ultime de la mesure (simple comptage, mesure d’énergie, mesure de temps,

localisation...) du type de rayonnement et de son énergie. Seule une connaissance approfondie

des mécanismes d’interaction des rayonnements avec la matière, du principe de

fonctionnement des divers détecteurs et des possibilités de l’électronique associée permet de

définir la chaîne d’analyse la mieux adaptée.

Le principe sur lequel s'appuie la détection des RI, est toujours constitue des mêmes

éléments pour tout type de détecteur et le schéma suivante représente en cas générales les

constituants d’une détection.

Figure 7:Modélisation d'un détecteur et de sa chaine de détection.

Les principes à la base de la détection des rayonnements ainsi que quelques types

d’instruments sont donnés dans le tableau suivant :

32

Principe

physique

Matière Exemple de détecteur

Ionisation Gaz

Solide

Chambre à ionisation

-Compteur

proportionnel

-Compteur Geiger-

Muller

Détecteur semi-

conducteur

-Spectromètre HP Ge

Luminescence Solide

Liquide

TLD

-Scintillateur NaI

Scintillation liquide

Oxydoréduction Liquide

Solide

Dosimètre de Frick

Film photographique

Chaleur Liquide / Solide Calorimètre

Tableau 1 : Principe de base de détections des rayonnements ionisants

1. détecteurs à scintillation

1.1. Principe de fonctionnement

Un détecteur à scintillation ou compteur à scintillation est un : Matériaux qui émettent de

la lumière suite à l'absorption d'un rayonnement. Il existe des scintillateurs organiques que

l'on retrouve sous forme de monocristaux ou en solution et des scintillateurs minéraux qui

sont utilisés en poudre et des scintillateurs inorganiques utilisés sous forme de monocristaux

(par exemple iodure de sodium).

Les scintillateurs sont utilisés en général de deux manières :

sous la forme d'un écran fluorescent, permettant la visualisation à l'œil nu ; cet écran

est maintenant souvent couplé à une caméra numérique qui permet une acquisition

informatique

33

sous la forme d'un détecteur à scintillation, ou compteur à scintillation : les photons

émis par le matériau scintillant sont amplifiés par un photomultiplicateur (PM), puis

comptés, on estime donc ainsi le flux de photons dans le scintillateur.

La faiblesse des signaux lumineux issus, de la grande majorité des scintillateurs

nécessite impérativement l'emploi d'un appareil photosensible: le tube photomultiplicateur,

cellule photoélectrique particulièrement sophistiquée, qui non seulement dénombre les

impulsions lumineuses mais mesure leur intensité. L'ensemble scintillateur

photomultiplicateur constitue une sonde à scintillation.

Figure 8 : Représentation schématique d'une sonde à scintillation

1.2. Constituants d’un détecteur à scintillation

1.2. a. scintillateur

Une particule chargée traversant un milieu va non seulement ioniser mais également

exciter les atomes et molécules de ce milieu, qui en retournant à leur état fondamental vont

émettre des photons lumineux (luminescence caractéristique du milieu). Le nombre

d'excitations, donc le nombre de photons de désexcitation, est proportionnel à l'énergie cédée

par le rayonnement dans le milieu. La luminescence peut être soit de nature fluorescente

(prompte), soit phosphorescente, soit encore fluorescente retardée. Seul le processus de

désexcitation par fluorescence étant suffisamment rapide pour être valablement exploité en

spectrométrie, on recherche des matériaux scintillants fluorescents.

Le scintillateur idéal doit offrir:

34

une grande efficacité de conversion en lumière de l'énergie cinétique déposée par les

rayonnements ;

une conversion linéaire sur une grande gamme d'énergies;

une grande transparence du milieu à la longueur d'onde des photons émis;

un très court temps de vie moyen de la luminescence induite;

une forme de matériau réalisable en grandes dimensions et facile à usiner,

un numéro atomique et une densité élevée pour détection des rayonnements gamma;

une lumière émise dans le domaine visible pour éviter le recours à des

photomultiplicateurs sophistiqués (cas des émissions ultraviolettes);

un indice de réfraction proche du verre 1,5 pour faciliter le couplage avec le

photomultiplicateur.

Les caractéristiques des scintillateurs (organique et inorganique) citées dans le tableau

suivant :

Scintillateur Masse

volumique

(g.cm-3

)

Constante de

décroissance

(ns)

Longueur

d’onde

d’émission

maximale

(nm)

Indice de

réfraction

(à λmax)

Luminosité

relative au

Nal

(TI)(%)

NaI(TI) 3 ,67 230 415 1,85 100

Csl(TI) 4,51 1000 565 1,80 45

Bi4GeO12 7,13 300 480 2,15 10 à 12

BaF2 4,89 600

0,8

310

220

1,49 15

2 à 3

ZnS(Ag) 4,09 200 450 2,36

Anthracène 1,25 30 447 1,62 45

Stilbène 1,16 4,5 410 1,626 20

Tableau 2: caractéristiques des principaux scintillateurs inorganiques

b. Photomultiplicateur

Le scintillateur est couplé optiquement à un tube photomultiplicateur composé d'une

cellule photoélectrique appelée photocathode, suivie d'un multiplicateur d'électrons car le

35

courant obtenu à partir du seul flash lumineux dans le scintillateur est trop faible. L'ensemble

est enfermé dans une enveloppe où règne un vide poussé, assurant un grand libre parcours

aux électrons.

Sa très grande Sensibilité à la lumière nécessite une protection particulièrement

performante. L'interface scintillateur-photomultiplicateur est assurée par une fenêtre d'entrée

en verre dont la transmission spectrale se trouve dans le domaine visible.

Dans un photomultiplicateur on trouve :

Un Guide de lumière permet d’adapter les géométries, de séparer le tube

photomultiplicateur de l’environnement et d’améliorer la résolution.

Figure 9: guide de lumière

La photocathode est une mince couche de matériau photosensible semi-transparent

déposée sur la face interne de la fenêtre d'entrée du tube. Elle transforme les photons

lumineux émis par le scintillateur en photoélectrons. Le rendement de conversion

photoélectrique, appelé rendement quantique, varie de 10 à 30% selon l'épaisseur et

la nature du matériau.

36

Le multiplicateur est composé de plusieurs dynodes et d'une anode sur laquelle est

collecté le courant amplifié. Un pont de résistances, en général câblé directement sur le

socle du photomultiplicateur, permet de répartir la haute tension de polarisation entre

les différentes dynodes de manière à créer une différence de potentiel capable

d'accélérer les électrons sur leur trajectoire entre deux dynodes. La haute tension de

polarisation peut être négative ou positive selon qu'elle est appliquée sur la

photocathode ou sur l'anode.

Figure 10: Tube photomultiplicateur

2. Détecteurs à gaz

Figure 11: constituants d'un détecteur à gaz

Anode

Dynodes

Photocathode

37

Quel que soit le mode de fonctionnement d'un détecteur et donc le principe sur lequel

s'appuie la détection des rayonnements, il est toujours constitué des mêmes éléments:

un capteur au niveau duquel le rayonnement interagit avec la matière ;

un système d'amplification qui met en forme et amplifie le signal produit par la sonde ;

éventuellement un système de traitement du signal ;

un système d'affichage qui indique :

Le flux de particules : Compteur ;

L’énergie des particules : Spectromètre ;

La dose absorbée ou le débit de dose absorbée : Dosimètre ou Débitmètre.

2.1. Compteur Geiger Müller

Le compteur Geiger-Müller est constitué généralement par un cylindre métallique ayant

en son axe un fil conducteur isolé et mince porté à un potentiel positif (entre 500 et 1500

volts) par rapport au corps du compteur. Ce fil constitue l’anode et le cylindre la cathode. Il

est rempli d'un gaz rare (argon ou hélium) qui constitue le milieu ionisant sur lequel agissent

les particules à détecter. Des traces de vapeur organiques facilitent l’utilisation du détecteur

en régime Geiger-Müller.

Dans un tel compteur, l'impulsion de tension mesurée, de grande amplitude, est

indépendante de l'énergie de la particule ionisante détectée : le compteur ne permet que le

dénombrement des particules.

Figure 12: fonctionnement schématique d'un détecteur Geiger-Muller

38

2.2. Principe de fonctionnement

La particule chargée pénétrant dans le détecteur perd son énergie E en ionisant le gaz tout

au long de sa trajectoire. Elle crée N paires ion électron primaires donné N= E/ε

Avec ε : énergie nécessaire pour créer une paire ion électron.

Exemple : ε = 26.3 eV pour l’Argon.

Si la différence de potentiel entre l’anode et la cathode est suffisante, les électrons auront

une grande vitesse telle qu’ils ionisent à leur tour les atomes du gaz de remplissage. Soit k le

coefficient de multiplication, c’est à dire le nombre d’électrons secondaires créés par électron

primaire. Ces K .N atomes peuvent être dans un état excité si l’énergie des électrons qui les

ont créés est grande, ils retournent à leur état fondamental en émettant des photons qui

peuvent arracher des électrons à la cathode par effet photoélectrique. Ces électrons

photoélectriques produiraient les mêmes effets que les électrons primaires.

Donc à partir d'une certaine valeur de tension, la décharge par l'intermédiaire des photons

ultraviolets se propage dans tout le volume du compteur. Le nombre d'ions formés n'est

cependant pas infini, grâce à un phénomène d'autorégulation qui arrête la décharge.

En régime G.M. toutes les impulsions ont même amplitude quel que soit le nombre d’ions

primaires. Cette amplitude est fonction :

- des dimensions du compteur (temps de collection des électrons).

- de la valeur de la tension entre les électrodes (coefficients de multiplication).

Une impulsion correspond à de l'ordre de 1010

paires d'ions créées dans une décharge. Son

amplitude atteint donc aisément plusieurs volts. Des électroniques de traitement très simples,

notamment sans préamplificateur, sont suffisantes. C'est pourquoi on retrouve souvent ce

type de détecteur dans les boîtiers de détection de poche ou les petits radiomètres bon

marché.

39

2.3. Palier de fonctionnement

A partir d’une tension Vg entre électrodes, le compteur fonctionnera en régime G.M. et

toutes les impulsions seront de même amplitude. Un accroissement de la tension augmentera

l’amplitude des impulsions mais non leur nombre. La caractéristique N = f (V) présentera un

palier :

Figure 13: Palier de fonctinnement

Au-dessus d’une tension Vmax, des impulsions parasites viennent augmenter le comptage :

le régime G.M. est dépassé.

Donc un compteur Geiger-Müller se caractérise par palier où la variation du taux de

comptage ne varie pas avec la variation de la tension.

Une bonne pente de palier est d'environ 5% pour 100 V et une bonne longueur de palier de

300 à 400 V. Le tracé du palier permet de déterminer la tension de fonctionnement du

compteur qui se situe au milieu du palier, point où les variations de tension de polarisation

ont le moins d'effet. La longueur du palier diminue et sa pente augmente à mesure que le

compteur s'use: on ne peut détecter qu'un nombre limité d'impulsions (de l'ordre de 1010

).

40

3. détecteurs à semi-conducteurs

3.1. Définition

Comme leurs noms l’indiquent, les détecteurs semi-conducteurs sont basés sur des

matériaux cristallins, semi-conducteur. La plus part de temps, il s'agira d'un silicium ou

germanium qu’on appelle aussi détecteurs solides.

Les semi-conducteurs sont des solides dont la structure est périodique et le réseau est

cristallin. Au zéro absolu, leur bande de conduction vide n'est séparée de la bande de valence

pleine que par un intervalle relativement faible (de l'ordre de 1 eV) : une excitation thermique

suffit aux électrons pour atteindre la bande de conduction, créant ainsi des trous dans la bande

de valence.

La conductibilité peut être varie en fonction de plusieurs paramètres comme la température,

dopage c’est-à dire introduction d'atomes étrangers au réseau. Ces atomes sont de deux

sortes. Les donneurs ont un électron de valence de plus que les atomes du cristal et les

accepteurs ont un électron de valence en moins et en captent un dans la bande de valence.

Un semi-conducteur peut être soit intrinsèque soit dopé par impuretés, dans ce cas il est dit

extrinsèque.

3.2. Semi-conducteur intrinsèque

Un semi-conducteur dit intrinsèque est un matériau idéal ne possédant ni défaut physique

ni défaut chimique. Un tel monocristal possède une structure de type tétraédrique c'est à dire

que chaque atome est entouré symétriquement de 4 atomes.

Au voisinage de température de 0 K, tous les électrons de cristal sont fortement liés aux

réseaux cristallin donc le semi-conducteur est un isolant parfaits à très basse température.

Lorsque la température augmente, et sous l'effet de l'agitation thermique les électrons se

libèrent de la couche périphérique de la bande de valence et ils se déplacent à celle de la

conduction franchissant la bande interdit Eg en laissant derrière lui un emplacement appelé

trou.

Dans un semi-conducteur intrinsèque, comme les électrons de la bande de conduction

sont générés en laissant un trou dans la bande de valence ; en conséquence, les concentrations

41

d'électrons (n) et de trous (p) sont égales et valent ni, contrairement à un semi-conducteur

extrinsèque.

Figure 14: semi-conducteur intrinsèque(Silicium)

3.3. Semi-conducteur extrinsèque : Dopage

Dans un semi-conducteur pur, le nombre de trou (p) est égale au nombre d'électrons (n)

dans la bande de conduction. Cet équilibre peut être changé par l'introduction d'un faible

quantité d'impuretés sous forme d'atomes qui ont un électron de plus et au moins dans leurs

couches d'électroniques externes par exemple , pour les semi-conducteurs de groupe IV, on

peut implanter des atomes donneurs en remplaçant un atome tétravalent par un élément du

groupe V ( exemple phosphore). On dit alors que le semi-conducteur est de type n, de

manière similaire, on peut implanter des atomes du groupe III (atomes accepteurs, par

exemple le bore) et obtenir un semi-conducteur de type p.

Si le dopant a un électron de plus que le Si, il n’aura un électron non lié dans le réseau.

Cet électron se trouve dans un niveau d'énergie discret crée dans le trou d'énergie par la

présence d'impureté. Ce niveau est très proche de la bande de conduction qui est de l'ordre de

0.01-0.05 eV. L’électron supplémentaire est très facilement excitable ce qui améliorera la

conductivité du semi-conducteur. D'autre part, remplir un des trous et donc diminuer la

concentration de ceux-ci, dans ce type de semi-conducteur le courant est donc essentiellement

dû au déplacement des électrons.

Si l'impureté a un électron de moins que le Si, Il n’y aura pas assez d'électrons pour crée

le lien, Il y aura un excès de trou dans le cristal. Ce qui donnera une perturbation du saut de

l'énergie, mais cette fois proche de la bande de valence. Les électrons de cette dernière bande

pourront facilement être excités vers ces nouveaux états, en laissant de trou derrière eux. Cet

42

excès de trou va faire décroître la concentration d'électron libre, de telle sorte que le

déplacement des trous sera la cause principale du courant.

Un dopant, dans le domaine des semi-conducteurs, est une impureté ajoutée en petites

quantités à une substance pure afin de modifier ses propriétés de conductivité. L’introduction

de ces impuretés dans un matériau permet de modifier les porteurs libres et donc de choisir le

type de conduction (par trou ou par électrons). Les propriétés des semi-conducteurs sont en

grande partie régies par la quantité de porteurs de charge qu'ils contiennent. Ces porteurs sont

les électrons ou les trous. Le dopage d'un matériau consiste à introduire, dans sa matrice, des

atomes d'un autre matériau. Ces atomes vont se substituer à certains atomes initiaux et ainsi

introduire davantage d'électrons ou de trous.

3.3. Principe de la détection dans les détecteurs semi-conducteurs :

Les détecteurs à semi-conducteurs fonctionnent en principe comme une chambre

d'ionisation solide, c'est-à-dire que les porteurs de charges positifs et négatifs sont créés dans

les détecteurs par ionisation du matériau. Ces porteurs de charges migrent vers les électrodes

sous l'action du champ électrique régnant entre ces électrodes et créent une impulsion de

courant dont l'amplitude est proportionnelle au nombre de porteurs de charges libérés et ainsi

à l'énergie. La différence par rapport à la chambre d'ionisation se trouve dans le fait que :

-Le détecteur est un solide et de ce fait les portées des particules chargées sont plus

petites pour une même énergie, les interactions avec les atomes étant nombreuses ;

-Les porteurs de charges ne se composent pas d'électrons et d'ions comme dans la

chambre d'ionisation à gaz, mais d'électrons et de trous de masse très proches.

Les avantages sont les suivants :

-L'énergie nécessaire à la libération d'un électron dans le détecteur gazeux s'élève à

environ 30 eV et elle est seulement de 3.6 eV pour une paire électron-trou.

-Les temps de collection des porteurs de charges sont courts à cause des faibles

dimensions du détecteur, ce qui entraine la formation d'impulsions rapide.

V. Effets de rayonnements ionisants sur la matière

1. Introduction :

43

La possibilité d'éviter le danger radiologique ou de le réduire à niveau moindre doit être

explorée (principes de prévention en droit du travail) et l'utilisation des rayonnements

ionisants doit être justifiée au préalable (principe de radioprotection). Ces étapes sont

importantes et il convient de les conduire avec rigueur. Cependant, lorsque l'utilisation des

rayonnements ionisants est validée, il importe de maîtriser les risques qui en résultent en se

basant sur l'identification du danger qui a pour but de repérer les applications professionnelles

mettant en œuvre les rayonnements ionisants ou les matières radioactives, puis la

caractérisation des situations dangereuses qui s'intéresse aux circonstances qui peuvent

entraîner ou accroître l'exposition d'un travailleur aux rayonnements ionisants ou aux

matières radioactives, ensuite l'évaluation du risque qui définit le niveau de risque pour

chaque situation dangereuse dans les cas d'exposition interne et d'exposition externe et enfin

la mise en œuvre de mesures de réduction du risque.

2. De quelle manière est exposé l’Homme aux rayonnements ionisants ?

L’exposition de l’Homme aux rayonnements ionisants se traduit par un dépôt d’énergie sur

tout ou partie du corps. Elle peut s’effectuer de manière externe ou interne.

2.1. Exposition externe

L’exposition externe de l’Homme à des sources de rayonnements qui lui sont extérieure

(substances radioactives dans le sol ou sous forme d’aérosols, sources à usage industriel ou

médical…) provoque une irradiation externe. Elle peut concerner tout l’organisme ou une

partie seulement de celui-ci. Elle cesse dès que l’individu n’est plus sur la trajectoire des

rayonnements.

2.2. Exposition interne

L’exposition interne (contamination interne) est possible lorsque des substances

radioactives se trouvent à l’intérieur de l’organisme. Celles-ci provoquent une irradiation

interne. Elles ont pu pénétrer par inhalation, par ingestion, par blessure de la peau, et se

distribuent ensuite dans l’organisme. On parle alors de contamination interne.

Celle-ci ne cesse que lorsque les substances radioactives ont disparu de l’organisme après

un temps plus ou moins long par élimination naturelle et décroissance radioactive ou par

traitement.

44

Figure 15: Illustration des modes d'exposition aux rayonnements

2.3. Du rayonnement aux doses

La quantité d’énergie délivrée par un rayonnement se traduit par une dose qui est évaluée

de différentes manières, suivant qu’elle prend en compte la quantité d’énergie absorbée, son

débit ou ses effets biologiques :

Le débit de dose, quotient de l'accroissement de dose par l'intervalle de temps,

définit l'intensité d'irradiation (énergie absorbée par unité de masse et de temps).

L’unité légale est le gray par seconde (Gy/s), mais le Gy/mn est couramment utilisé.

Par ailleurs, un rayonnement a une Efficacité Biologique Relative (EBR) plus grande

qu'un autre lorsque l'effet obtenu pour une même dose est plus important ou quand la

dose nécessaire pour observer cet effet est plus faible.

La dose équivalente est la quantité de dose absorbée entendue comme le produit de

la dose absorbée dans un tissu ou un organe par un facteur de pondération, différent

selon la nature et l'énergie du rayonnement et qui varie de 1 à 20: les rayonnements

alpha sont ainsi considérés comme 20 fois plus nocifs que les rayonnements gamma

en fonction de leur efficacité biologique pour des effets aléatoires (ou stochastiques).

Une dose équivalente s'exprime en sieverts (Sv).

La dose efficace est une grandeur introduite pour tenter d'évaluer le détriment en

termes d'effets stochastiques au niveau du corps entier. C'est la somme des doses

45

équivalentes reçues par les différents organes et tissus d'un individu, pondérées par

un facteur propre à chacun d'entre eux (facteur de pondération) en fonction de sa

sensibilité propre. Elle permet d'additionner des doses provenant de différentes

sources d'irradiation externe ou interne. Pour les situations d'exposition interne

(inhalation, ingestion), la dose efficace est calculée sur la base du nombre de

becquerels incorporés pour un radionucléide donné (DPUI, Dose Par Unité

D'incorporation). Elle s'exprime en sieverts (Sv).

3. Effet des rayonnements sur l'organisme

L’effet néfaste des rayonnements radioactifs sur l’homme n’est plus à démontrer. Il suffit

de regarder dans le passé pour voir que Marie Curie est morte irradiée ou encore pour voir les

conséquences désastreuses des bombes d’Hiroshima et de Nagasaki.

Les effets des radiations sur la matière vivante sont le résultat final des évènements

physiques initiaux, développés précédemment, par les rayonnements sur le milieu. Il existe

une disproportion entre le nombre de ces évènements (excitations et ionisations) ou l’énergie

mise en jeu et l’effet biologique produit. Cet effet résulte d’une chaîne d’évènements

physiques et de transformations chimiques qui est déclenchée par ces ionisations initiales et

aboutit à endommager les macromolécules indispensables à la vie des cellules.

Les risques liés à l’irradiation sont de deux ordres : un risque aléatoire ou stochastique et un

risque direct, déterministe.

3.1. Les effets déterministes

Les effets déterministes apparaissent de façon inéluctable lorsque la dose reçue est

supérieure à un seuil et généralement peu après une irradiation. Le délai d’apparition des

effets est d’autant plus court que la dose est élevée. Le seuil d’apparition de ces effets est

variable selon l’individu ; certaines maladies touchant les mécanismes de réparation de

l’ADN rendent les personnes atteintes plus sensibles aux effets des radiations. D’autre part, le

seuil d’apparition des effets augmente avec le débit de dose et l’étalement de la dose dans le

temps. Lors d’une irradiation globale, les effets se manifesteront en premier lieu au niveau

des organes les plus radiosensibles. Lors d’une irradiation partielle les effets dépendent de la

région irradiée.

http://www.google.co.ma/url?url=http://fr.wikipedia.org/wiki/Rayonnement_ionisant%23Effets_des_rayonnements_ionisants_sur_l.27organisme&rct=j&q=effet+de+rayonnements+ionisants&usg=AFQjCNG-KxU42mU5dejQmItTvPB1tsgLmw&sa=X&ei=MJufT_PJE63P4QSMzoy5Aw&sqi=2&ved=0CDEQygQwAg

46

3.2. Les effets stochastiques

Les effets stochastiques ou aléatoires résultent de la modification du matériel génétique

qui induit des cancers si ces modifications affectent des cellules somatiques ou des

modifications phénotypiques de la descendance si elles touchent les cellules germinales. Ces

effets n’ont pas de seuil et sont observables par des études épidémiologiques très longtemps

après l’exposition. La gravité de l’effet ne dépend pas de la dose. Cependant même si la

relation dose-effet est plus difficile à établir que pour les fortes doses, il n’existe pas de dose

seuil en dessous de laquelle il n’y a pas d’effet.

Les effets sont appelés stochastiques s’ils présentent les caractéristiques suivantes :

ils n’apparaîtront que chez certains individus ;

leur probabilité d’apparition augmente avec la dose ;

leur gravité est indépendante de la dose ;

ils sont d’apparition tardive, environ 5 à 10 ans pour les leucémies, 20 à 50 ans

pour la plupart des autres cancers et au moins une génération pour les effets

génétiques ;

par précaution, la CIPR (centre internationale de radioprotection) et les

organismes de contrôle considèrent que la relation entre la fréquence

d’apparition de ces effets et la dose est linéaire sans seuil.

4. Comment se protéger contre les rayonnements ionisants ?

Suite aux effets néfastes dus aux rayonnements ionisants sur la matière vivants, l’homme a

décidé d’accroitre sa vigilance et de prendre des mesures contre tout risque lié à tout danger

radiologique pour le citoyen.

Le système international de radioprotection a été construit en vue d’assurer la protection de

l’homme vis-à-vis des effets des rayonnements ionisants. La prise en compte de la

radioactivité dans l’environnement est ainsi évaluée par rapport à son impact sur les êtres

humains et, en l’absence d’élément contraire, il est aujourd’hui considéré que les normes

actuelles garantissent la protection des autres espèces.

4.1. Les moyens de protection

47

Les moyens de protection doivent permettre de réduire les expositions subies par l’homme

et l'environnement au niveau le plus faible que l'on puisse raisonnablement atteindre.

Si plusieurs pratiques sont en compétition, une analyse détaillée coûts-avantages devra être

effectuée afin de dégager la pratique optimum : le coût comprenant la somme de tous les

aspects négatifs (notamment les charges financières directes, les atteintes à la santé ou à

l'environnement), l'avantage, la somme de tous les aspects positifs.

En pratique, s'il est généralement impossible de réduire au niveau zéro l'exposition externe

dès l'instant où l'on travaille sur des substances radioactives, il est également admis que, sauf

exception notoire, l'exposition interne ne peut résulter que d'une situation incidentelle ou

accidentelle.

4.2. Les moyens de protection contre l'exposition externe

La protection contre l'exposition externe est en général une combinaison de trois

paramètres :

Éloignement des sources, écrans interposées (paramètres agissant sur le débit de dose), et

temps d'exposition. Elle est réalisée, en particulier, par :

le blindage des sources,

la disposition d'obstacles physiques empêchant une approche excessive des sources,

l'utilisation d'écrans mobiles adaptés à la nature des rayonnements,

4.3. Les moyens de protection contre l'exposition interne

Les moyens visant à empêcher l'incorporation des radionucléides sont de deux natures

physiques et réglementaires.

Les moyens réglementaires de protection contre l'exposition interne :

Dans tout local où sont manipulées des sources radioactives non scellées une disposition du

règlement intérieur de l'établissement doit interdire :

Le pipetage des solutions à la bouche,

L’introduction de nourriture, de boisson, de gomme à mâcher et de tout ustensile pour

manger ou boire,

l'introduction de cigarettes, de tabac et de tout article pour fumer (ou même priser..),

48

l'utilisation de mouchoirs personnels. L'employeur est tenu de fournir des mouchoirs

en papier.

Les moyens physiques de protection contre l'exposition interne :

Pour l'inhalation, ils résident avant tout dans le confinement de la source. Même si les

locaux de travail sont ventilés (avec filtration de l'air et cascades de dépression entre les

différentes zones) ce n'est que pour faire face à un accident de contamination atmosphérique.

On se place du point de vue de la sûreté des installations.

En cas d'intervention ou de travaux nécessitant une rupture de confinement, toutes les

dispositions doivent être prises pour qu'un confinement provisoire soit réalisé (tente en vinyle

par exemple) et qu'il soit correctement ventilé.

L'ensemble des dispositifs précédant sont liés à la protection collective. Mais ces moyens

englobent également les dispositifs individuels de protection des voies respiratoires, étant

entendu que ces équipements sont réservés aux situations incidentelle ou accidentelles et qu'il

serait parfaitement anormal qu'ils soient utilisés en permanence dans les conditions

habituelles de travail.

Pour l'ingestion, ils comprennent une éducation gestuelle visant à réprimer les gestes

réflexes tels que, par exemple, porter les doigts au nez ou à la bouche en cours de travail alors

que l'on est porteur de gants contaminés.

Les moyens de protection contre la contamination corporelle externe :

Les moyens de protection contre la contamination corporelle externe peuvent se diviser en

deux catégories :

Les moyens directs : tenue vestimentaire appropriée à la nature du travail et tout

particulièrement port de gants jetables adaptés, la manipulation des sources non scellées à

main nue étant interdite.

Education gestuelle pour travailler en limitant au maximum la contamination des gants,

pour surveiller le niveau de contamination en cours de travail et pour savoir retirer des gants

souillés sans risque de se contaminer les mains ou les poignets.

49

Les moyens indirects : ce sont tous les procèdes utilisés pour lutter contre la contamination

surfacique, donc contre la dissémination tels que le confinement des sources, la limitation des

déplacements des sources, le respect des consignes de travail dans les différentes zones (en

particulier les tenues vestimentaires), l'aménagement du lieu de travail, les contrôles

fréquents de non contamination et l'emploi de surfaces lisses et imperméables permettant une

décontamination aisée en cas d'accident.

L’un des principaux enjeux des recherches est de contribuer à améliorer les fondements

scientifiques de la connaissance des effets des radiations sur l’organisme, dans le but d’établir

les normes de radioprotection de manière plus précise.

50

Chapitre 3:

Bilan de matériels de la salle des travaux

pratiques de physique nucléaire à

la FSDM Fès

51

Introduction

La salle des travaux pratiques de physique nucléaire de la faculté des sciences dar EL

Mahraz Fès est équipé de plusieurs matériels, certaines fonctionnent, autres sont cassés et ne

sont pas remplacés, et autre ne sont jamais utilisés. Dans ce chapitre on va citer en détail les

différents matériels de laboratoire de physique nucléaire.

Nous avons divisé ce bilan en trois grandes catégories :

I. mécanique

1. Pieds en V, grand

Pour des montages très stables même en cas de charge unilatérale. Perçage à rainure

longitudinale et vis à Garret dans la barre transversale et au sommet. Perçages filetés à

l’extrémité des branches pour vis calantes servant à l’ajustage. Fourni avec une paire de vis

calantes et un embout en forme de rivet pour le perçage au sommet.

Caractéristiques techniques :

en forme de V

ouverture pour les tiges et les tubes

Longueur des côtés : 28 cm

Gamme d’ajustage par vis de calage : 17 mm

2. Pieds en V petit

Pour des montages très stables même en cas de charge unilatérale. Perçage à rainure

longitudinale et vis à Garret dans la barre transversale et au sommet. Perçages filetés à

l’extrémité des branches pour vis calantes servant à l'ajustage.


En forme de V

Ouverture pour les tiges et les tubes

Longueur des côtés : 20 cm

Gamme d’ajustage par vis de calage : 17mm

Figure 16 : pied en V, grand

Figure 17: pied en V, petit

52

3. Socle

Pied cylindrique avec vis de fixation pour le serrage de plaques ou de tiges : le dessous

comporte une rainure rectangulaire qui lui permet de coulisser sur une règle graduée.


Ouverture pour les tiges : jusqu’à 14 mm

Ouverture pour les plaques : jusqu’à 9,5 mm

Masse : 0,75kg

4. Pince de table

Étau à fixer sur un bord de table pour le montage vertical de tiges et de plaques. Peut

également servir à la fixation d’un banc d’optique sur une table. Avec deux perçages filetés

pour la vis de serrage.

Caractéristique techniques :

Ouverture pour les tiges : 27 mm

Ouverture pour les plaques : 20 mm

Ouverture pour le bord de table : 47 mm

5. Tige perforée

Pour la fixation d’éléments enfichables mécaniques et

électriques ; une extrémité entourée d’un isolant comporte une

perforation latérale et axiale .acier nickelé.

6. Tiges simples

En acier inox droit ; résistant à la corrosion.

7. Noix Leybold

Pour attacher solidement et assembler des tiges et des tubes ainsi pour fixer des plaques,

ou encore servir de cavalier pour le petit banc optique. Les éléments à fixer sont serrés par

deux vis papillon dans le logement en forme de prise.

Figure 18: Socle

Figure 19: Pince de table

Figure 20: Tige perforée

Figure 21: tiges simples

53




8. Noix double à pince tournantes

Noix double à pinces tournantes en zinc coulé sous pression, à

revêtement époxy.



9. noix double à pince tournantes

Pour la fixation de tiges, de tubes et de plaques dans un angle

quelconque. Vis à tête moletée pour le réglage de l’angle de rotation.




10. noix avec crochet

Pour la suspension de pendules simples, de ressorts, de dynamomètres, de poulies et de

palans, etc. en fonte coulée sous pression.


Longueur de la tige avec crochet : 9 cm

Ouverture : 14 mm

11. noix avec pince

Pour la fixation de pièces cylindriques, par ex. des tubes et des

ballons en verre. Mâchoires avec revêtement en liège.


Figure 22: Noix Leybold

Figure 23: Noix double à

pince tournantes

Figure 24: Noix double à pince

tournates

Figure 25:noix avec crochet

54

Ouverture de la pince : 20 à 80 mm

Longueur totale : 16 cm

Ouverture de la noix : 14 mm

12. Palmer de précision

Avec Vis à friction et blocage ; broche de mesure en acier inoxydable.


Matériau de la tige de mesure : acier inox

Gamme de mesure : 0 – 25 mm

Précision de lecture : 0,01 mm

II. Electricité et électronique

1. appareils pour alimentation en énergie

1.1. Transformateur 6/12 v ; 30 W

Convient particulièrement bien pour l’alimentation du carter de lampe, des enregistreurs et

du générateur de fonctions ; protégé contre les surcharges.


Tension de sortie : 6V/5 A et 12 V/2 ,5 A par deux paires de

douilles de 4 mm

Tension d’alimentation : 230 V, 50 /60 Hz

Puissance absorbée : 36 VA

Protection : disjoncteur thermique

Dimensions : 18 cm × 10,5 cm × 7,5 cm

1.2. Transformateur variable de 0 à 110V

Unité d'alimentation AC pour des expériences électriques et électroniques avec une

protection automatique contre les surcharges.

Données techniques:

Figure 26:noix avec pince

Figure 27:palmer de précision

Figure 28: Transformateur 6/12V

55

Sorties:

0 à 12 V, 2 A, continu

0 à 24 V, 2 A, continu

0 à 42 V, 0,8A, continu

0 à 110 V, 3mA, continu


Dimensions : 20 cm× 14 cm× 23 cm

1 .3. Transformateur démontable

Comme source de tension alternative : les transformateurs sont très souvent utilisés pour

adapter une source de courant alternatif donnée à la tension et au courant requis. C’est surtout

combinés à des générateurs de courant alternatif que les transformateurs sont utilisés pour

produire des courants forts ou des tensions élevées.

Le transformateur démontable est constitué d’un noyau an U, d’un joug, d’une agrafe

d’assemblage et de bobines à insérer sur les branches du noyau en U.

les bobines disponibles permettent de confectionner des

transformateurs d’une puissance d’environ 300 w dans une plage de

tension allant de 1V à 10 000 v.

Comme appareil de démonstration : tous les phénomènes et

problèmes relatifs au transformateur peuvent être mis en évidence et

représentés aussi simplement que possible à l’aide du transformateur

démontable et du matériel d’expérimentation correspondant.

1.4. Alimentation haute tension 1,5 kV, 1mA

Unité réglable en continu à haute tension d'alimentation avec

potentiomètre 10 tours et construit d’un instrument de

surveillance de la tension de sortie; peuvent être utilisées par

exemple pour alimenter un compteur à scintillation à l'étage de

sortie de détecteur.

Figure 29: Transformateur variable de 0 à 110V

Figure 30: Transformateur

démontable

Figure 31: alimentation haute

tension 1,5 kV, 1mA

56


Tension de sortie : 0 ... 1,5 kV, réglable en continu, par douille coaxiale haute

tension ou douilles de sécurité de 4 mm

Charge admissible : max. 1 mA

Alimentation : 230 V, 50/60 Hz


1.5. Alimentation de haute tension : 10kV

Source de haute tension réglable en continu ou par une tension

externe, isolée de la terre, avec prise médiane pour la réalisation

d'expériences d'électrostatique et sur la radioactivité ou pour

l'alimentation des tubes spectraux, des tubes à décharge et du

microscope à émission froide. Équipée d’une transformatrice

haute tension pour prélever la tension de chauffage (6,3 V ~/2 A)

pour les tubes électroniques.

1.6 .Source de courant : 0 à 6 KV et 0 à 10 KV

Figure 33: source de courant 0 à 10 KV Figure 34: Source de courant 0 à 6 KV

1.7. Transformateur variable : type S

Alimentation pour tensions continues et alternatives

réglables en continu. Protégée contre les surcharges par des

coupes circuits automatiques, convient donc parfaitement

pour les travaux pratiques. Avec deux sorties de tensions

fixes.

Figure 32: Alimentation de

haute tension : 10kV

Figure 35: Transformateur variable : type S

57

Tensions de sortie :

0à20 réglable en continu

0à 20v, réglable en continu

12 v

Tension d’alimentation : 230v ,50/60 Hz

2. générateur de signaux

2.1. Oscillateur RC, type P

Générateur de signaux sinusoïdaux et carrés, réglable en continu sur quatre gammes, avec

sortie de tension et de puissance.

Gamme de la fréquence : 10 Hz à100 kHz

Réglage de la fréquence : 4 gammes, réglage en continu

Sortie du signal :

Forme sinusoïdale 0,01 à 10 , réglable en continu

Forme carrée 0,1 à 10 Vc, réglable en continu par douille

BNC

Sortie de puissance :

Sinus 0 à 4 , 4 W max., réglable en continu, par douilles de 4 mm

2.2. Amplificateur de mesure D

Pour mesurer les courants, les charges (statiques) et les tensions à

courants de fuite très faibles avec un voltmètre comme dispositif

d’affichage. L’instrument de mesure approprié doit avoir une

résistance interne supérieure à 3KΩ et au moins une plage de mesure

comprise entre 0,3 V et 3 V, par ex. le multimètre de démonstration

ainsi que l'enregistreur YT ou XY.

Domaines d’application :

Mise en évidence des charges d’influence

Figure 36: Oscillateur RC, type P

Figure 37: Amplificateur de mesure D

58

Mesure de résistances très élevées

Mise en évidence des lignes équipotentielles

Mesure de la capacité

Expérience sur l’effet photoélectrique

3. appareils électroniques pour la mesure du temps, des impulsions et de la fréquence

3.1. Chronomètre de table

Chronomètre additionneur avec boutons poussoirs pour le déclenchement, d’arrêt et de

remise à zéro. Mouvement d’horlogerie.


Gamme de mesure du cadran : 60 min

Précision de lecture : 1s

Durée de fonctionnement : max. 20 heures

Division du cadran : 60 et 100 graduations

3.2. Compteur P

S’utilise en travaux pratiques pour compter les impulsions d’un tube compteur, les taux

d’impulsions ou tout autre signal électrique ainsi que mesurer le temps et la fréquence. Avec

affichage à LED de 5 chiffres, haut-parleur interne, entrée spéciale tube compteur avec

alimentation haute tension intégrée, 2 entrées barrières lumineuses et une mémoire capable

d’enregistrer jusqu’à 6 temps (par ex. pour des expériences sur l’étude des chocs) ; l’appareil

calcule aussi les vitesses et l’accélération ; commande par touches.

Caractéristiques techniques

Affichage : LED, 5 chiffres

Gammes de mesure :

Fréquence : 0 à 99999 Hz, 0 à 999,99 KHz

Temps : 0 à 99,999 ms, 0 à 99999 s

Évènements : 0 ... 99999 Impulsions

Figure 38: chronomètre de table

Figure 39: Compteur P

59

Temps de porte pour tube compteur : fixes 10/60/100 s ; sélectionnables jusqu'à

9999 s

Mémoire : 6 temps

Calculatrice : détermination des vitesses et de l'accélération à partir des temps

mémorisés

Tension intégrée du tube compteur : 500 V

Alimentation : 12 V CA/CC par adaptateur secteur

3.3. Indicateur de valeur moyenne

Pour la mesure du taux d’impulsions d’un tube compteur ou d’autres signaux électriques

ou encore pour la mesure de la fréquence. En plus du tube compteur, les microphones (ondes

sonores), les cellules photoélectriques et les oscillateurs RC peuvent servir de sources de

signaux. Utilisé avec un instrument à cadre mobile, l’indicateur de valeur moyenne donne les

valeurs mesurées par affichage numérique ou analogique avec le compteur numérique.

Affichage :

Sous forme de signal sonore, sous forme de tension

continue ou sous forme de taux de comptage.

Entrée du signal : douilles de 4 mm

Plage de fréquence : 10 Hz à 10 kHz

Sensibilité : 0,1V

Grandeur du signal : 100 V max.

Entrée du tube compteur : douille coaxiale

Plage de comptage : max.

Tension initiale : 0 à 740 V, réglable en continu

Facteurs de proportionnalité pour affichage de la valeur moyenne :

Pour la fréquence : 1 /10/100/1000 Hz

Pour le taux d’impulsions : 1/10/100/1000 imp.

Erreur : 3% max.

Alimentation : 115/230 V, 50Hz/60Hz

3.4. Compteur Geiger-Muller S

Figure 40: Indicateur de valeur

moyenne

60

Sert à compter les impulsions d’un tube compteur avec le tube

compteur à fenêtre. Avec affichage à LED et sortie pour le haut-

parleur pour la signalisation acoustique. Marche/arrêt par

commutateur intégré, remise à zéro par bouton-poussoir.

3.5. Analyseur monocanal

Pour l'analyse d'amplitude des impulsions de détecteurs de rayons

nucléaires, tels que le compteur à scintillation. Spectres d'énergie

complète de radiations nucléaires peut être enregistrée

automatiquement dans en utilisant un XY ou un enregistreur.

4. Appareils de mesure électrique

Figure 43: Voltmètre Figure 44: Volt-ohmmètre électroniqu e

Figure 45: Ampèrmètre

5. Résistances

5.1. Rhéostats à curseur

Protégés contre les contacts accidentels, à utiliser comme

potentiomètres à grande capacité de charge, comme résistances

variables ou fixes dans des circuits très basse tension ou basse

tension.

Figure 41: Compteur Geiger-Muller S

Figure 42: Analyseur monocanal

Figure 46: Rhéostats à curseur

61


Valeur ohmique : 4200 Ω

Courant maximum : 0,3 A

5.2. Résistance de mesure 100 MΩ

Avec sérigraphie du symbole du composant, de la valeur ohmique et de la charge

admissible.


Connexion : douilles de sécurité de 4 mm

Dimensions : 11,5 cm x 6,5 cm x 4,5 cm

Valeur ohmique : 100 MΩ

Tolérance : 2%

Charge admissible : 1 W

III. Matériels pour physique atomique et nucléaire

1. Alimentation Franck-hertz

Sert à réaliser l'expérience de Franck et Hertz avec le tube au

mercure ou le tube au néon.


Fonctionnement manuel,

avec un oscilloscope,

avec CASSY ou un enregistreur

Sorties pour toutes les tensions d'alimentation, entrée avec amplificateur pour le

courant du collecteur, schéma électrique sérigraphie ; possibilité de raccordement

d'une sonde NiCr-Ni pour la régulation de la température du four pour tube Hg.

Affichage numérique et possibilité de sortie analogique de toutes les valeurs.


Chauffage de la cathode : 6,3 V~

Tension de commande : 0 ... 5 V-

Figure 47: Résistance de mesure 100 MΩ

Figure 48: Alimentation de Franck-Hertz

62

Tension inverse : 0 ... 10 V-

Branchement des tubes : douille DIN

Température de consigne : 140 °C ... 220 °C

Branchement du four : douilles de sécurité de 4 mm

Alimentation : 115/230 V, 50/60 Hz

2. Tube de Franck-hertz au mercure

Pour mettre en évidence l’émission d’énergie discontinue d’électrons libres par collision

avec des atomes de mercure, et pour en déterminer l’énergie d’excitation. Utilisé avec

l’alimentation Franck-Hertz, on obtient une courbe de Franck et de Hertz que l’on peut

relever soit manuellement, soit à l’aide d’un oscilloscope, d’un enregistreur XY ou encore

avec le système CASSY.


Tube à vide avec cathode à chauffage indirect, grille de commande d’émission,

grille d’anode, collecteur et goutte de mercure qui s’évapore lorsque le tube

chauffe.


Chauffage : 3,15 V/0,4 A

Tension inverse au collecteur : env. 1,5 V-

Socle : culot à 8 pôles

Charge de mercure : env. 5 g

Énergie d'excitation des atomes Hg : 4,9 eV

Température de fonctionnement : env. 200 °C

3. Douille de connexion pour tube de Franck-Hertz au mercure, connecteur DIN

Avec câble multiple blindé à connecteur DIN, résistance série incorporée pour la

stabilisation de la tension de chauffage, cylindre en cuivre pour adapter le tube de Franck-

Hertz à l’enceinte du four tubulaire et pour le protéger contre les champs électriques

parasites.

Figure 49: Tube de Franck-hertz au mercure

63


Douille : socle à 8 pôles

Branchement : connecteur DIN

Dimensions :

Douille : 4 cm x 4,5 cm Ø

Longueur du câble : env. 65 cm

Cylindre en cuivre : 10 cm x 3,5 cm Ø

4. Four électrique tubulaire, 230 V

Pour chauffer le corps noir, la résistance en métal précieux ou semi-conductrice et le tube

de Franck-hertz-au mercure ainsi que pour la réalisation d’expérience ou il importe de

maintenir des petits objets à température constante. Four en céramique à chambre cylindrique

chauffée électriquement et muni d’un perçage pour l’insertion d’un thermomètre ou d’une

sonde de température.


Température : max. 600 °C

Dimensions de l'enceinte : 10 cm x 37 mm Ø

Alimentation : max. 230 V, par câble à conducteur de

protection avec fiches de sécurité de 4 mm

Puissance absorbée : max. 200 VA

Dimensions : 11 cm x 9 cm x 13 cm

Masse : 1,4 kg

5. AMC-CASSY

Utilisé avec des détecteurs appropriés (scintillateurs NaI, détecteurs semi-conducteurs au

Si) et relié à un ordinateur, l’AMC-CASSY joue le rôle d’un Analyseur d’impulsions

Multicanal pour l’enregistrement simple et rapide de différents produits de désintégration

Figure 50Douille de connexion pour tube de

Franck-Hertz au mercure

Figure 51: connecteur DIN

Figure 52: Four électrique

64

radioactive. Dans le cas des détecteurs, le mécanisme d’interaction, par opposition au

compteur Geiger-Muller, produit des impulsions électriques de différentes amplitudes qui

sont proportionnelles aux pertes d’énergie dans le détecteur. Ces impulsions sont converties

en valeurs numériques qui sont ensuite placées dans les différents canaux correspondants à

l’aide du logiciel. On obtient ainsi un spectre d’énergie qui montre la distribution du

rayonnement radioactif émis en fonction de l’énergie.

Pour l’étude du rayonnement γ et β, on utilisera le compteur à scintillation NaI alors que

les détecteurs semi-conducteurs au Si conviennent mieux pour les rayonnements α et β.

L’AMC est équipé d’un préamplificateur et de douilles pour l’utilisation interne d’un

compteur à scintillations NaI dont le signal d’amplitude d’impulsions analogique peut être

prélevé sur une douille BNC et affiché sur un oscilloscope. Cette douille BNC peut

également être utilisée pour relier le détecteur semi-conducteur ou d’autres capteurs externes.


Résolution : 256, 512 ou 1024 canaux (8, 9,10 bits) pour

chaque spectre.

Capacité mémoire : 65 535 événements pour chaque canal

Temps de réponse : 250 µs

Alimentation : 230V /60 Hz

6. Multimètre de démonstration à zéro à gauche

C’est un instrument universel de mesure électronique à

affichage analogique pour courants et tension. Convient

très bien pour la démonstration grâce à son grand cadran et

aux boutons de commutation placé sur la côté.

Figure 53 : AMC-CASSY

Figure 54: multimètre de

démonstration

65

7. Matériel pour la mise en évidence des rayonnements α, β, γ et X

7.1. Chambre d’ionisation

Pour des expériences quantitatives avec rayonnement radioactif (degré d’ionisation,

caractéristique de saturation, durée de vie de thorium).

La partie inférieure de la chambre métallique avec tubulaire isolante convient pour une

utilisation sur l’électroscope de Wulf ou pour le raccordement à l’amplificateur de

mesure ; avec douille isolante pour alimentation en haute tension. Partie supérieure de la

chambre avec collier de serrage, convient pour le tuyau du flacon de sel de thorium.

Tension : 0…4KV

Tension de saturation : 3 KV

Raccordement : douille de 4 mm

Tubulaire isolante : 28 mm de diamètre intérieur

7.2. Tubes compteurs et accessoires

7.2.1. Compteur Geiger

Pour des expériences d’initiation à la radioactivité et pour l’illustration du monde de

fonctionnement d’un tube compteur à déclenchement. Electrode à pointe dans isolateur en

résine synthétique ; boitier métallique servant d’électrode annulaire avec ouverture sur

l’avant pour le passage des rayons. Celle-ci sera recouverte d’un mince film perméable aux

rayons α avant la mise en marche de l’appareil.

Tension de service : 3 KV env.

Raccords :

Electrode à pointe : douille de 4 mm fortement isolée.

Boitier : broche de 4 mm

7.2.2. Adaptateur pour le compteur Geiger

Figure 55: Chambre d’ionisation

Figure 56: compteur Geiger

66

Nécessaire pour l’utilisation du compteur Geiger avec

l’amplificateur ou l’oscilloscope. Résistance de charge et

condensateur de liaison sont intégrés.

7.2.3. Electroscope de Wulf

Convient pour la projection ; permet des mesures très précises en

électrostatique ainsi que la mesure de courants faibles selon le procédé

du goutte à goutte ; pour des expériences d’initiation à la radioactivité

ou encore comme électromètre, toutefois après étalonnage.

7.2.4. Tube compteur à fenêtre pour rayonnements α, β, γ et X avec câble

Tube compteur Geiger-Müller à auto-extinction, dans boîtier en plastique, avec fenêtre en

mica très mince permettant aussi l'enregistrement d'un rayonnement β mou. Muni d'un câble

solidaire. Livré avec capuchon de protection pour la fenêtre en mica.


Charge de gaz : halogène

Tension de service moyenne : 450 V

Connexion : câble blindé de 55 cm de long, avec connecteur

coaxial

Largeur du palier : 200 V

Pente relative du palier : < ; 0,05 %/V

Temps mort : env. 100 µs

Longévité : > ; 1010 imp.

Bruit de fond du palier : env. 0,2 imp. /s

Figure 57: compteur Geiger avec

adaptateur

Figure 58: Electroscope de Wulf

Figure 59: Tube compteur à fenêtre pour rayonnements α, β, γ et X

67

Sensibilité au rayonnement γ : env. 1 %

Fenêtre : 9 mm Ø

7.2.5. Tube compteur à fenêtre pour rayonnement β, γ et X

Convient particulièrement à une utilisation avec l’appareil à rayons X,

il est insensiblement à rayon alpha.

7.2.6. Tube compteur pour rayonnement β et γ

Compteur Geiger-Müller à auto-excitation dans tube en verre.

Convient particulièrement pour les expériences sur la radioactivité

artificielle.


Charge de gaz : halogène

Tension de service moyenne : 550 V

Connexion : connecteur coaxial

Largeur du palier : > 250 V

Pente relative du palier : 0,12 %/V

Temps mort moyen : 140 ms

Longévité : > 3 x 109impulsions

Bruit de fond du palier : env. 0,5 imp. /s

Sensibilité au rayonnement γ : env. 0,1 %

Épaisseur de la paroi : verre de 0,1 mm (correspond à une assignation des masses de

25 mg/cm2)

7.2.7. Cage protectrice et blindage tubulaire

Figure 60: Tube compteur à fenêtre pour rayonnement β, γ et X

Figure 61: Tube compteur pour rayonnement β et γ

68

Prévu pour le tube compteur. La cage protectrice sert à la protection du tube en verre

contre tout endommagement mécanique ; elle n’exerce aucune influence sur l’enregistrement.

Blindage tubulaire pour l’absorption de particules beta lors de l’analyse du rayonnement

gamma.

7.2.8. Blindage pour le tube compteur

A utiliser avec le tube compteur. Cylindre en plomb servant à

réduire le bruit de fond d’env. 50% lors de la mesure d’activités

faibles, par ex. dans des expériences sur la radioactivité artificielle.

Epaisseur de la paroi : plomb 35 mm fer 1,5 mm

(intérieur)

Perçages :

o Axial pour le tube compteur : 3cmØ

o Latéral pour la préparation : 1cm Ø

o Masse : 15 kg env.

7.2.9. Compteur Geiger Müller

7.3. Collimateur avec pastilles d’absorption

Permet de fixer des préparations radioactives sur tige de 4 mm, de concentrer le faisceau de

rayons ainsi que de l’atténuer par des absorbeurs d’aluminium et de plomb d’épaisseur

variable. Avec deux perçages de 4 mm, diaphragme et capuchon servant de support pour

diaphragme et absorbeur.

Figure 62: cage protectrice et blindage

tubulaire

Figure 63: Blindage pour le tube

compteur

Figure 64: compteur Geiger

Muller

69


Epaisseur des pastilles d’absorption :

Aluminium : 0,1 mm ; 1 mm

Plomb : 1mm (9pastilles)

Diamètre des pastilles : 1cm

Collimateur : Diamètre du diaphragme : 6 mm

7.4. Jeu d’absorbeurs et de cibles

Comprend des plaquettes et des feuilles métalliques pour des expériences sur l'absorption

de radiations radioactives et sur la radiation fluorescente. Livré

avec deux boîtes de rangement transparentes.

Aluminium : 4

Plomb : 14

Etain (Sn) : 1

Plexiglas : 2

Mélange de Sn et de Pb : 2

7.5. Support orientable pour tube compteur à fenêtre

Permet la fixation orientable du tube compteur dans le champ d'un électro-aimant pour des

études sur le comportement des rayons β et γ dans un champ

magnétique.


Échelle angulaire : ± 40°, graduée en degré

7.6. Support pour plaques d’expérimentation radioactive :

À fixer entre deux rails profilés du cadre de démonstration et d'expérimentation, par

exemple, ou dans une paire d'embases.

Figure 65: collimateurs avec

pastilles d’absorptions

Figure 66: Jeu d’absorbeurs et de

cibles

Figure 67: Support orientable pour tube

compteur à fenêtre

70

Figure 68 : Support pour plaques d’expérimentation radioactive

7.8. Chambre d'ionisation pour mesurer la gamme des rayons alpha :

Particulièrement adapté pour la démonstration de la montée en

puissance d'ionisation spécifique à la fin de la trajectoire d'une particule

(la courbe de Bragg). Avec un réticulée, l'électrode à haute tension pour

montage à l'extrémité du câble blindé relié à l'amplificateur de mesure.

7.9. Compteur à scintillation

Pour mettre en évidence les rayonnements β, γ et la

fluorescence X ainsi que pour mesurer leurs énergies

quantiques. Cristal d'iodure de sodium, dopé au thallium ;

recouvert d'une fine couche d'aluminium pour la protection

contre la lumière extérieure. Scintillateur fixé sur un

photomultiplicateur blindé contre les champs magnétiques

parasites.


Scintillateur :

Cristal : NaI(Tl)

Dimensions : 50,8 mm x 38,1 mm Ø

Couche protectrice en aluminium : 0,4 mm

Figure 69: Chambre d'ionisation pour mesurer la

gamme des rayons alpha

Figure 70: Compteur à scintillation

71

Multiplicateur d’électrons secondaires :

Photocathode : bi alkali

Diamètre : 50,8 mm

Sensibilité : 370 mm max

Rendement quantique : 22%

Energie de rayonnement nécessaire :

Eγ >15 keV

Eβ >550 keV

Résolution : 7,5 % pour 662 keV

7.10. Préamplificateur de discriminateur

À utiliser avec le détecteur semi-conducteur et la chambre à diffusion

de Rutherford. Pour l'alimentation en tension initiale ainsi que pour

l'amplification et la préparation des impulsions de tension. Sortie

analogique avec impulsions proportionnelles à l'énergie pour le

raccordement de l'adaptateur AMC pour des spectres d'énergie α. Sortie

numérique du discriminateur pour le prélèvement d'impulsions carrées

fournies par des particules dont l'énergie se trouve au-delà d'un seuil

réglable. Avec tige pour la fixation dans un support.

8. Préparations radioactives et armoire de rangement

8.1. Armoire de rangement pour substances radioactives

Sert au stockage des substances radioactives dans un lieu de rangement répondant aux

prescriptions de sécurité en vigueur à l’échelle internationale. Est considéré comme lieu de

rangement, tout local dont l’accès est en principe limité annuellement à 500 heures

maximum. L’irradiation ne présentant plus aucun danger à une distance de 2 m

Figure 71: Préamplificateur de

discriminateur

72

(irradiation<0,3 m ), la meilleure protection consiste tout simplement à se tenir à

l’écart du lieu de rangement des substances radioactives.


Tôle d’acier laquée

Agencement intérieur : 1 rayonnage

Serrure de sécurité avec 2 clés

Dimensions : 31 cm × 35cm × 15 cm

Activité max. admissible du contenu : 15. Bq

Figure 72: armoire de rangement pour substances radioactives

8.2. Préparation de radium 226

C’est une préparation homologuée à valeur limite ; dans support particulièrement grand

pour faciliter la manipulation par des utilisateurs inexpérimentés.

Le radium se trouve dans la nature, il a une période radioactive de 1600 ans et se forme

indirectement à partir de la désintégration de l'uranium 238 dans la cascade de

désintégration 4n + 2.

Caractéristiques :

Activité : 3,3 KBq (0,09µCi)

Rayonnement : α, β, γ

Emballage et support de la préparation : Dans un cylindre

de protection creux, sur tige métallique, 7cm × 1cmØ avec

tige de 4mm.

Figure 73: préparation de Ra 226

http://www.ld-didactic.de/software/524221fr/Content/Appendix/RadioactiveSeries.htm

http://www.ld-didactic.de/software/524221fr/Content/Appendix/RadioactiveSeries.htm

73

8.3. Flacon de thorium (Th 232)

Pour des expériences avec du thoron (produit radioactif gazeux issu de la désintégration

du thorium); émetteur de rayons α dont la période radioactive (54,5s) est d’un ordre de

grandeur favorable aux mesures. Pour la démonstration de la désintégration radioactive et

pour la détermination de la période radioactive avec la chambre d’ionisation.

Caractéristiques :

Activité : 37 KBq (1 µCi)

Emballage et support de préparation : Thorium dans flacon

en plastique plombé ; Prélèvement du thoron gazeux à l’aide

d’un tuyau.

Rayonnement : α

8.4. Préparation d’américium 241

Pour des expériences avec les rayons alpha : mesure de la portée par ex. Avec la chambre

d’ionisation ; déviation dans un champ électrique ou magnétique,

détermination de la charge spécifique avec chambres de déviation

pour rayons nucléaires ; analyse énergétique avec la détecteur

semi-conducteur.

L'américium 241 est un isotope fabriqué artificiellement avec

une période radioactive de 433 ans. Il se désintègre par émission

d'une particule α avec environ 5500 keV en états excités du

neptunium 237.

Caractéristiques :

Activité : 330kBq (9uCi)

Rayonnement : Essentiellement α ; partiellement γ et électron de conversion.

Emballage et support de préparation : Enveloppée d’une feuille en métal précieux,

recouverte d’une feuille en or (0,003 mm) ; collée dans le trou borgne d’un support

métallique, ce trou est recouvert d’une rondelle élastique de protection avec ouverture

Figure 74: flacon de Th 232

Figure 75: Préparation d’américium 241

74

permettant le passage des rayons ; support métallique 10 mm avec fiche de 4mm ;

longueur totale : 5cm

8.5. Préparation de strontium 90

Pour l’étude des rayons beta, par ex. déviation dans les champs électriques et magnétiques,

charge spécifique avec la chambre de déviation pour rayons nucléaires ; analyse énergétiques

avec le compteur à scintillations.

Le strontium 90 est un isotope fabriqué artificiellement avec une période radioactive de 28,5

ans. Il se désintègre par émission d'un électron avec maximum 546 keV (désintégration β) en

yttrium 90. Celui-ci se désintègre avec une période radioactive de 64,1 heures par

désintégration β avec une énergie maximale de 2274 keV en zirconium 90.

Caractéristiques :

Activité : 74 kBq

Rayonnement : β

Emballage et support de préparation :

Dans le trou borgne d’un support métallique, recouvert

pour éviter tout contact,

Dimensions du support : 85 mm × 12 mm Ø.

8.6. Jeu de préparations radioactives

Pour des études analytiques de l’énergie avec le détecteur semi-

conducteur ou le compteur à scintillations. Les différentes

préparations ont la même activité.

Préparation d’Am 241 : activité 74 KBq et rayonnement : α

et γ

Préparation de Co 60 : activité 74 KBq et rayonnement : γ

Préparation de Na 22 : activité 74 KBq et rayonnement : γ,

positons, rayonnement d’annihilation

Préparation de Sr 90 : activité 74 KBq et rayonnement : β

Figure 76: préparation de Sn 90

Figure 77: jeu de préparations

radioactives

75

Préparation mixte composée de :

Cs 137 : 333 kBq

Am 241 : 4,44 kBq

Sr 90 : 4,44 kBq

Chaque préparation est insérée dans le trou borgne d’un support métallique, recouvert pour

éviter tout contact.

Container en aluminium pour le rangement de toutes les préparations.


Utilisée en travaux pratique pour l’étude d’absorption des

rayons beta et gamma, détecteur Geiger Müller et nature

statistiques du rayonnement nucléaire.

Activité : 9 µCi


Utilisée avec le compteur Geiger pour des expériences d’initiation aux radioactivités.

Activité : µCi

Figure 79 : préparation de radium 226 d'activité 〖10〗^(-6) µCi

8.9. Préparation d’américium Am 241

Activité : 187 µCi

Figure 78: Préparation de

radium 226

76

8.10. Source de neutrons

La faculté des sciences de Fès est la seule faculté au Maroc qui possède une source de

neutron qu’on va le définir dans cette partie.

La source de neutrons blindés contenant une source de radium-béryllium avec 3 mg de

radium est destinée à des expériences de la physique et la chimie sur la radioactivité

artificielle. L'activité de la préparation est d'environ 120 µ (3 µCi).

En raison de la radiation gamma et les neutrons rapides qui doivent être convertis en des

neutrons thermiques pour les expériences, la source de neutrons est blindé à l'extérieur par le

plomb, la cire de paraffine et d'un bouclier à distance de sorte que les expériences sur la

radioactivité artificielle peuvent être effectuées sans mettre en danger l'enseignant et les

étudiants.

8.10.1. Données techniques:

Préparation :

Matériel: poudre de Ra-Be

matière radioactive: Ra-226

Teneur en Radium: 3 mg

Activité: 120 µ (3µCi)

Émission de neutrons: max. neutrons / s

Canaux d’irradiation :

Nombre : 7

Longueur : 300 mm

Diamètre : 30 mm

Distance de la préparation : 7 cm (4)

Figure 80: Préparation d’Am 241 (187 µCi)

77

14 cm (2)

20 cm (1)

La densité de flux de neutrons dans les canaux d'irradiation :

100 neutrons/sec

50 neutrons/sec

25 neutrons/sec

Activité des échantillons irradiés : 4 ( Ci)

Débit de dose des rayons gamma en dehors du bouclier : 0,6 mrem/h (0,6 × Sv/h).

Dimensions :

Diamètre : 800 mm

Hauteur : 950 mm

Masse : 115 kg

8.10.2. Description de la source blindée des neutrons:

La source de Ra-Be dans l'intérieur de la source blindé de neutrons de laboratoire est scellée

dans un conteneur de nickel brasé et une gaine en acier inoxydable. Cette assemblée est

emballée dans un cylindre épais fermé avec une prise de vis principale et scellée.

L'espace entre la source dans son conteneur double et le cylindre principal environnant est

entièrement rempli du charbon de bois activé. La source appropriée est arrangée quelque peu

excentriquement de l'axe du cylindre principal. L'épaisseur principale et distance de la

protection sont si conçus que la dose de gamma reste assez petit dans toutes les directions. Le

cylindre principal est tenu dans un pot en tôle par un cadre d'acier et incorporé dans la

paraffine même dans le cas improbable où tous les deux les conteneurs incluant la source

deviennent défectueux. Les sept canaux sont arrangés verticalement dans le bloc de paraffine.

Le pot en tôle avec source, le cylindre principal et la paraffine sont entourés par une

protection de distance de 80 cm de diamètre rejoint par une construction solide d'acier.

78

Figure 81: source de neutron de FSDM Fès Figure 82 : schéma de la source de neutron

Figure 83: schéma de la source de neutron (coupe horizontale)

(a) Distance de protection

(b) Serrure de sécurité

(c) Couvercle

(d) Plaque supérieure

(e) Paraffine

(f) Canaux d'irradiation

(g) Source de Ra-Be

(h) dépistage de plomb

(i) Segment détachable de paraffine

(K) Des vis pour fixer la plaque supérieure de la protection

X Place de l'opérateur

79

Les canaux d’irradiation 1, 2,3 et 4 sont dans un cercle de 7cm de rayon autour la source

de Ra-Be. Les canaux d’irradiations 5 et 6 sont 14 cm de distance de la source de Ra-Be. Le

canal d'irradiation 7 est environ 20 cm de distance de la source Ra-Be et très proche à la

distance de protection. Un segment de paraffine desserré (libre) derrière le canal d'irradiation

6, qui peut être pris du pot de tôle. Il peut être alors remplacé par un sac en plastique

imperméable à l'eau qui peut être rempli de substances diverses pour étudier la réflexion et

l'absorption de neutron thermique.

8.10.3. L’activité de substance qui peut être activée dans la source blindée de neutrons.

La source de Ra-Be contenant 3mg de Ra fournit de des neutrons rapides par seconde.

Dans la paraffine de la source de neutrons, ceux-ci sont ralentis aux vitesses thermiques.

Dans les canaux d’irradiation de 1 à 4 on peut s'attendre la densité de flux à neutrons

d'environ 100 neutrons par centimètre carré et seconde et certains d'entre ceux-ci peuvent être

des rapides.

Dans les canaux 5, 6 et 7 les neutrons rapides ne peuvent pas être détectés. Dans le cas des

canaux 5 et 6, la densité de flux de neutrons thermiques est environ la moitié, et dans le cas

du canal 7, elle est environ un quart de cela dans des canaux 1à 4.

Au moyen de ces densités de flux de neutrons, des activités au-dessous du degré limité (0,1

µCi) mais suffisamment haut pour les expériences des travaux pratiques. La limite

supérieure pour l'activité possible peut être estimée à partir de la densité disponible de flux de

neutrons. La valeur la plus élevée devrait être atteinte si l'activation était continuée jusqu'à la

saturation. Dans ce cas, le taux de temps de diminution du nombre de noyaux actifs dus à leur

désintégration radioactive, dn/dt, serait simplement égal à leur taux d'accroissement de temps

dû à la capture de neutrons. Mais l'activité réellement observée est inférieure à la densité de

flux de neutrons thermiques.

Dans les expériences, la source de neutrons devrait être placée au moins 3 m à partir du

tube compteur afin de réduire le taux de bruit de fond. À une distance de 2 m le débit de dose

de la source et égal au bruit de fond (0,017mrem/h) et à une distance de 5 m le débit de dose

de la source de neutron comme déterminée avec le tube compteur pour bêta et gamma est

80

seulement environ 4 comptes/mn après la déduction du bruit de fond .À cette distance de la

source, le professeur et les étudiants sont exposés aux débits de dose seulement de 2µrem/h.

Conclusion

Le laboratoire de physique nucléaire contient des matériels assez suffisants pour faire les

travaux pratiques de physique nucléaire.

La somme totale d’activité des sources radioactives dans le laboratoire est : 179,3. Bq,

alors que l’activité maximale admissible pour l’armoire de rangement des sources

radioactives est 15. Bq. Alors pour éviter cette contradiction nous avons tout d’abord

mesuré la distribution de la radioactivité au sein de la salle en fonction de la distance par

rapport à ces sources avant et après la distribution des sources dans les différents placards.

C’est le sujet de la quatrième partie de ce projet.

81

Chapitre 4: Sécurité et sureté

nucléaire au sein de la salle des TP de

physique nucléaire à la FSDM FES

82

Introduction

La sécurité et la sureté nucléaire est obligatoire dans tous les endroits où il y manipulation

des sources radioactives (installations nucléaire, hôpitaux, centre de recherche...). Les sources

utilisées dans les séances de travaux pratiques sont de type sources scellée, il n’y a donc pas

de contact direct avec le radioélément, en plus ce sont des sources de faible intensité. Donc

les risques sont pratiquement inexistants, cependant des précautions sont recommandées lors

des manipulations. Dans cette partie on va mesurer la radioactivité au sein de la salle par un

détecteur Geiger Müller.

I. Quelques définitions

1. Dose absorbé D :

C’est une quantité d’énergie absorbé par unité de masse : D =

La dose absorbée désigne la dose moyenne reçue par un tissu ou un organe. Cette grandeur

a pour unité le Gray (Gy) qui représente l’absorption d’une énergie de 1 joule par Kg de

matière. La dose absorbée se mesure avec un dosimètre.

2. Le débit de dose absorbée : D°

Le débit de dose absorbée est la variation de la dose absorbée (dD) par unité de temps (dt) :

dD

D° = -------

dt

L'unité internationale du débit de dose absorbée est le Gray par seconde ou Gy.s-1. Les

débits de dose se mesurent avec un débitmètre.

Compte-tenu des activités couramment manipulées, on emploie souvent des sous-multiples

comme le mGy.s-1.

3. Dose équivalente :

Dose absorbée par le tissu ou l’organe T, pondérée suivant le type et la qualité de

rayonnement R.

83

Où est le facteur de pondération radiologique. En pratique, pour les photons (gamma et

X) et les électrons : .

L’unité de dose équivalente est le sievert (Sv) qui s’exprime en joule par Kg.

Si l’on se trouve en présence de plusieurs types de rayonnements différents, on obtient la

dose équivalente totale en sommant les doses équivalentes correspondant à chaque type de

rayonnement :

=∑

4. dose efficace E :

Somme des doses équivalentes pondérées par un facteur dépendant des différents tissus

ou organes du corps.

La dose efficace s’exprime en Sv :

E=∑

5. personne professionnellement exposée :

Toute personne soumise pendant son travail à une exposition aux radiations radiologiques

ionisantes et susceptibles dans le cadre de son travail de dépasser les limites de doses fixées

pour le public.

6. limites de doses

La réglementation française fixe à 1 milli sievert (mSv) par an la dose efficace maximale

admissible résultant des activités humaines en dehors de la radioactivité naturelle et des doses

reçues en médecine. Les limites de doses équivalentes pour le cristallin et pour la peau sont

fixées respectivement à 15 mSv/an et à 50 mSv/an.

La limite de 1 mSv/an concerne le public en général. Elle se compare à l’exposition

moyenne hors radioactivité et médical qui est de 0,060 mSv/an en France, dont l’exposition

au nucléaire qui préoccupe le public ne représente qu’une partie. Pour les personnes qui

travaillent avec des radiations ionisantes, la limite est de 100 mSv pour un ensemble de 5

années consécutives, le maximum pour une année ne devant pas dépasser 50 mSv.

84

Catégorie de personnes limite dose efficace

Personne professionnellement exposé 20 mSv

Apprentis ou étudiants de 16 à 18 ans 6 mSv

Public 1mSv

Femmes enceintes -maximum 1mSv durant la grossesse

-interdiction de manipuler des sources non

scellées.

En ce qui concerne les organes ou tissus pris individuellement, les limites sont les

suivantes :

Organe ou tissue Dose équivalente

Peau 500 mSv

Main, avant-bras, pied, chevilles

Cristallin 150 mSv

Gonades 100 mSv

Moelle rouge, colon, poumons, estomac 167 mSv

Vessie, seins, foie, thyroïde, autres 400 mSv

II. Notion de sécurité-sureté nucléaire

La communauté internationale retient les définitions suivantes de la sureté et de la sécurité

nucléaire :

1. sureté nucléaire

Obtention de condition d’exploitation correctes, prévention des accidents ou atténuation de

leurs conséquences, avec pour résultat la protection des travailleurs, du public et de

l’environnement contre des risques radiologiques inclus. Cette définition de la sureté inclut

la radioprotection.

2. sécurité nucléaire

85

Mesures visant à empêcher et à détecter un vol, un sabotage, un accès non autorisé, un

transfert illégal ou d’autres actes malveillants mettant en jeu des matières nucléaires et

autres matières radioactives ou les installations associées, et à intervenir en pareil cas.

Il résulte de ces définitions que, si la finalité commune de la sureté et de la sécurité

nucléaire est la protection de l’homme et de l’environnement à l’égard des effets des

rayonnements ionisants, la sureté s’attache à la maitrise des risques induits du fait même de

l’exploitation des équipements ou installation nucléaires ou des transports de matières

radioactives, tandis que le sécurité vise à se protéger d’actions d’origine malveillante

résultant de l’utilisation de matières radioactives ou nucléaires, pouvant conduire à des

conséquences radiologiques ou à des effets dévastateurs.

De fait, chaque operateur nucléaire est concerné aussi bien par la sureté que par la

sécurité.

3. culture de sécurité

Une culture de sécurité dynamique et efficace devrait exister à tous les niveaux du

personnel et de la direction des organismes exploitants.

Le code de conduite établit les principes fondamentaux applicables à la sécurité des

sources radioactives. En vertu de ces principes, chaque état doit :

Prendre les mesures appropriées qui sont nécessaires pour faire en sorte que les

sources radioactives soient sécurisées durant leur vie utile.

Insister auprès des concepteurs, des fabricants, des fournisseurs, des utilisateurs

et de ceux qui gèrent les sources retirées du service sur leurs responsabilités en

ce qui concerne la sureté et la sécurité des sources radioactives.

Définir la menace nationale et évaluer sa vulnérabilité par rapport à cette

dernière pour les diverses sources utilisées sur son territoire en prenant en

compte la possibilité d’une perte de contrôle d’une ou de plusieurs sources

radioactives ou d’acte malveillant à l’encontre de telles sources.

Avoir établi une législation et une réglementation prévoyant des prescriptions

applicables aux mesures de sécurité destinées à décourager, détecter et retarder

l’accès non autorisé à des sources radioactives, ou leur vol, leur perte, ou bien

leur utilisation ou leur enlèvement non autorisés à tous les stades de la gestion.

86

Le tableau suivant résume les niveaux de sécurité et objectifs de sécurités :

Fonctions de

sécurité

Objectifs de sécurité

Niveau de sécurité A:

But: empêcher

l’enlèvement non autorisé

Niveau de sécurité B

But: réduire au

minimum la

probabilité d’un

enlèvement non

autorisé

Niveau de sécurité C

Réduire la probabilité

d’un enlèvement non

autorisé

Détection Assurer la détection immédiate de tout accès non autorisé à la zone

sécurisée/ l’emplacement de la source

Assurer la détection

immédiate de toute

tentative d’enlèvement

non autorisé de la source,

y compris par un

agresseur d’origine

interne.

Assurer la détection

de toute tentative

d’enlèvement non

autorisé de la source

Assurer la détection de

tout enlèvement non

autorisé de la source.

Fournir immédiatement une évaluation de la détection

Assurer immédiatement la communication avec le personnel d’intervention.

Fournir un moyen de détecter une perte de source par le biais de la

vérification.

Retardement Assurer un retardement

suffisant après la détection

pour permettre au

personnel d’intervention

d’interrompe un

enlèvement non autorisé.

Assurer un

retardement pour

réduire le plus

possible la

probabilité d’un

enlèvement non

autorisé.

Assurer un retardement

pour réduire la

probabilité d’un

enlèvement non

autorisé.

Intervention En cas d’alarme évaluée,

assurer une intervention

Déclencher

immédiatement

Mettre en œuvre les

mesures appropriées en

87

immédiate avec

suffisamment de ressources

pour interrompre et

empêcher l’enlèvement non

autorisé

l’intervention pour

interrompre

l’enlèvement non

autorisé.

cas d’enlèvement non

autorisé d’une source.

Gestion de la

sécurité

Assurer des contrôles de l’accès à l’emplacement de la source pour limiter

efficacement l’accès aux seules personnes autorisées.

S’assurer que les personnes autorisées sont dignes de confiance

Déterminer et protéger les informations sensibles

Prévoir un plan de sécurité

Assurer une capacité de gérer les événements de sécurité ouverts par le plan

d’intervention spécialisé sur la sécurité

Mettre en place un système de notification d’événements de sécurité

Tableau 3: les niveaux et objectifs de sécurité

4. comment éviter les risques dans les laboratoires ?

Les sources utilisées dans les laboratoires sont de 2 types :

-Les sources scellées (c’est-à-dire sources dans la structure empêche, en utilisation normale,

toute dispersion de substances radioactives dans le milieu ambiant) servant essentiellement à

la calibration d’appareils de mesure. Avec ce type de sources, seule l’irradiation à craindre.

Les mesures de protection seront essentiellement axées sur le blindage lorsque la source

n’est pas utilisée.

-les sources non scellées : dans ce cas, à l’irradiation, viendra s’ajouter le risque de

contamination interne et/ou externe.

Afin de diminuer les risques le plus possible, voici quelques règles très simples à mettre en

place :

Porter une blouse de laboratoire

88

Planifier son travail à l’avance .avant de commencer à travailler, assurez-vous que le

matériel requis pour l’expérience est sur le comptoir, dans un cabaret ou sur une

section recouverte de papier absorbant.

Le contact direct avec les matières radioactives doit être évité.

Des écrans de blindage appropriés doivent être installés pour protéger l’utilisateur et

les occupants des lieux ou locaux adjacents lorsque nécessaires.

Les solutions radioactives doivent être manipulées et transportées dans un contenant

incassable et un cabaret avec suffisamment de produits absorbants pour empêcher une

contamination en cas de bris.

Dans tous les cas où l’évaporation d’une matière radioactive est possible, le travail

doit être effectué sous la hotte ou dans une boite à gants reliée au système de

ventilation des hottes. Des gants, des lunettes de sécurité doivent être portés.

Il est préférable de ne pas regarder directement dans un contenant qui contient un

émetteur beta fort ou gamma.

Toutes les sources radioactives scellées doivent être identifiées au moyen d’un

symbole de mise en garde contre les radiations et contenir les informations suivantes :

la nature de l’isotope, l’activité de l’isotope et la date de l’étalonnage.

Porter des gants à usage unique

Protéger le plan de travail

Récupérer les déchets radioactifs dans les récipients

Porter son dosimètre et le remettre régulièrement pour lecture

Au contraire il ne faut pas :

Boire, fumer, manger dans le laboratoire

Mélanger du matériel radioactif et non radioactif

Toucher des objets non contaminés avec des gants contaminés.

5. déroulement des travaux pratique de physique nucléaire au sein de la salle des TP de

physique nucléaire à la FSDM Fès

5.1. Consignes de sécurité relatives à l’utilisation des sources radioactives

C’est l’enseignant qui donne les sources et qui vérifie leur retour.

89

Les sources radioactives sont scellées et donc protégées de tout contact extérieur. Elles ne

présentent pas de risque direct de contamination.

Par contre, ces sources présentent un risque d’irradiation, car les rayonnements émis par la

source ionisent à distance. En conséquence, il est nécessaire de réduire l’exposition en jouant

sur les paramètres temps, distance et écrans. En pratique :

Minimiser le temps de contact pendant le déplacement de travail.

Maintenir la source éloignée de votre emplacement de travail

Replacer la source dans sa boite individuelle en plomb que son utilisation n’est pas

nécessaire.

A la fin de la séance de travaux pratiques, remettre la boite en plomb dans l’armoire de

stockage.

A la fin de la séance, pensez à vous laver les mains.

5.2. Déroulement des travaux pratiques de physique nucléaire

L’ensemble de ces séances de TP permet de familiariser les étudiants avec la radioactivité.

Pour les études de la licence quatre séances sont réalisés au département sciences de la

matière physique, laboratoire de physique nucléaire. Après une première découverte (séance

1) on étudiera le fonctionnement d’un détecteur de rayonnement : le compteur Geiger Muller

(séance 2) ainsi que la façon de se protéger de la radioactivité gamma : en intercalent un

écran (atténuation par l’absorption ,séance 3) ou en s’éloignant de la source (atténuation du

rayonnement par la dispersion spatiale).ensuite on établira et on vérifiera expérimentalement

les lois associées à ces phénomènes( séance 4) et on terminera par l’activation

neutronique(séance 5).

6. Mesure de la radioactivité dans la salle des travaux pratiques de physique nucléaire

6.1. Méthodes et matériels

Nous avons utilisé un détecteur G.M et un compteur d’impulsions de type P :

90

On a fait cinq mesures pendant 10 secondes dans différents points dans la salle et dans le

cas où les sources radioactives sont placées dans un seul endroit comme montre l’image

suivante :

Figure 84: sources radioactives avant leur distribution

On a refait les mêmes mesures après la distribution des sources radioactives comme

montrent les images suivantes :

Figure 85 : sources radioactives après leur distribution

Figure 86 : Salle des travaux pratiques

91

Schéma de la salle:

Les dimensions de la salle sont :

La hauteur : 3,5m

La largeur : 8,5 m

La longueur : 9,5 m

Figure 87: Schéma simple 2D de la salle de travaux pratiques de physique nucléaire FSDM

6.2. Résultats de mesure

Les résultats de mesure sont donnés dans les tableaux suivants :

En néglige le bruit de fond, la mesure de radioactivité en dehors de la salle est donnée par le

tableau suivant :

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

5 10 7 9 11 8,4

92

6.2.1. Selon l’axe (ox) : avant et après la distribution des sources radioactives

- Avant la distribution des sources radioactives

On note que N désigne le nombre d’impulsions et Nm le nombre d’impulsions

moyennes.

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 96 95 102 95 87 95

1m 66 68 72 86 86 75,6

2m 43 48 50 57 49 49,4

3m 42 41 40 41 38 40,4

4m 13 14 17 22 17 16,6

5m 15 10 16 14 15 14

6m 8 10 12 9 11 10

7m 5 10 7 9 11 8,4

Tableau 4 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des

sources radioactives selon l’axe (ox)

- Après la distribution des sources radioactives :

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 90 100 91 88 92 92,2

1m 37 39 34 39 36 37

2m 27 31 34 37 34 32,6

3m 23 23 29 31 35 28,2

4m 18 20 20 26 17 20,2

5m 14 11 6 14 12 11,4

6m 11 4 8 6 10 7,8

7m 9 5 9 8 7 7,6

Tableau 5 :mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des

sources radioactives selon l’axe (ox).

93

6.2.2. Selon l’axe (oy)

- avant la distribution des sources radioactives :

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 96 95 100 95 87 94,6

1m 23 45 30 21 39 31,6

2m 28 19 23 15 23 21,6

3m 15 12 10 11 11 11,8

4m 15 9 14 9 7 10,8

5m 9 6 13 11 11 10

6m 9 6 5 10 7 7,4

7m 6 5 9 10 9 7,8

Tableau 6 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des

sources radioactives selon l’axe (oy).

- Après la distribution des sources radioactives

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 90 95 100 106 87 95,6

1m 23 40 35 20 30 29,6

2m 16 20 13 17 12 15,6

3m 14 13 10 11 10 11,6

4m 13 9 8 12 11 10,6

5m 9 5 12 14 10 10

6m 8 7 5 9 10 7,8

7m 5 6 4 5 7 5,4

Tableau 7 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des

sources radioactives selon l’axe (o y).

6.2.3. Autour de la source des neutrons

94

Point de mesure autour de la source de neutrons

Point de

mesure

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

1 280 256 232 252 241 252,2

2 259 268 317 258 251 270,6

3 159 153 128 141 139 144

4 145 153 164 155 155 154,4

5 187 169 200 189 170 183

6 66 68 72 86 86 75,6

7 96 95 102 95 87 95

En haut de la

source fermée

339 327 350 345 336 339,4

En haut de la

source ouvert

777 880 821 806 778 812,4

Tableau 8 : Tableau : mesure de la radioactivité autour la source de neutrons

95

6.2.4. Mesure de la radioactivité selon la médiane de la salle des TP

- Avant la distribution des sources radioactives

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 60 61 60 53 54 57,6

1m 39 29 33 33 34 33,6

2m 20 23 24 16 19 20,4

3m 19 18 20 11 11 15,8

4m 7 12 14 11 13 11,4

5m 16 9 12 15 10 11,4

6m 11 8 9 10 10 10,6

7m 9 4 8 7 8 7,2

Tableau 9 : mesure de la radioactivité selon la médian de la salle avant la distribution

des sources radioactives

- Après la distribution des sources radioactives :

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 54 50 49 45 40 47,6

1m 30 28 30 25 31 28,8

2m 17 15 16 18 13 15,8

3m 8 10 13 10 11 10,4

4m 10 10 8 7 9 8,8

5m 11 8 10 6 7 8,4

6m 10 9 6 8 7 8

7m 4 5 8 7 9 6,6

Tableau 10 : mesure de la radioactivité selon la médiane de la salle après la distribution

des sources radioactives

96

6.2.5. Mesure de la radioactivité à côté de la porte selon l’axe (oy)

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 20 19 20 25 24 21,6

1m 12 12 11 9 13 11,4

2m 11 15 10 10 11 11,4

3m 11 10 8 10 10 9,8

4m 8 8 9 12 8 9

5m 12 8 7 5 6 7,6

6m 8 6 8 7 9 7,6

7m 6 5 8 7 10 7,2

Tableau 11 : mesure de la radioactivité selon l’axe (o y) à côté de la porte

6.2.6. Mesure de la radioactivité à hauteur de 1,5 m à côté des sources radioactives et de

source de neutrons

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 41 42 46 60 45 46,8

1m 45 46 40 45 50 45,2

2m 52 61 56 60 57 57,2

3m 35 34 30 32 33 32,8

4m 22 29 31 25 26 26,6

5m 20 18 16 21 17 18,4

6m 10 9 7 11 13 10

7m 9 8 6 7 8 7,6

Tableau 12 : mesure de la radioactivité à hauteur de 1,5 m

97

6.2.7. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à droite de la

salle de TP)

-Schéma de la salle des TP de l’électronique :

Figure 88 : Schéma de la salle des TP de l’électronique

-Selon l’axe (o x)

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 46 41 40 49 42 43,6

1m 33 34 33 37 45 36,4

3m 46 37 36 42 47 41,6

5m 8 6 5 4 6 5,8

6m 2 6 8 4 6 5,2

Tableau 13 : mesure de la radioactivité dans la salle de TP de l’électronique selon l’axe

(ox)

98

-Selon l’axe (o y)

N1 N2 N3 N4 N5 Nm

0m 46 40 39 45 49 43,8

1m 42 42 49 42 33 41,6

2m 9 13 9 7 10 9,6

3m 9 7 10 12 10 9,6

4m 6 8 7 5 6 6,4

Tableau 14 : mesure de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique selon l’axe

(oy).

99

Chapitre 5:

Représentation graphique et analyse

des résultats

100

Introduction

Afin de simplifier l’analyse des résultats des mesures faites au sein de laboratoire de

physique nucléaire, nous avons tout d’abord les représenté sous forme des graphes :

I. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire avant la

distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox) :

Figure 89 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de physique

nucléaire avant la distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox)

Discussion :

On voit que lorsqu’on s’éloigne de la source la radioactivité diminue.

On remarque aussi qu’il existe une radioactivité artificielle au sein de la salle qu’on ne peut

négliger. Elle vaut presque, à côté des sources radioactives 100 impulsions par 10 seconde

c’est-à-dire 10 impulsions par seconde. Ces impulsions sont principalement des

rayonnements gamma et beta.

Alors nous recommandent que l’operateur et les étudiants soient loin des sources

radioactives à peu près de 3 m.

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

no

mb

re d

'imp

uls

ion

mo

yen

ne

distance en mètre

variation de la radioactivité selon l'axe (ox) avant la distribution des S.R en fonction de la distance

101

II. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de physique nucléaire après la

distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox) :

Figure 90 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de physique

nucléaire après la distribution des sources radioactives Selon l’axe (ox)

Discussion :

Après la distribution des sources radioactives dans différents placards, on constate que la

radioactivité a diminué.

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

distance en m

variation de la radioactivité dans la salle des TP selon l'axe (ox) aprés la distribution des S.R en fonction de la distance

102

III. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP avant la distribution des sources

radioactives selon l’axe (o y) :

Figure 91 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP avant la

distribution des sources radioactives selon l’axe (o y)

Discussion

On voit que la radioactivité est maximale à coté de sources de neutrons(les rayons gamma)

et lorsqu’on s’éloigne, elle devient faible.

Alors nous recommandent d’interdire les étudiants d’approcher à la source de neutrons.

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

Distance d en mètre

variation de la radioactivité dans la salle des TP

selon (oy) avant la distribution des SR

103

IV. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des sources

radioactives (selon l’axe oy).

Figure 92 : représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP après la

distribution des sources radioactives (selon l’axe oy).

Discussion :

On remarque aussi comme selon l’axe (ox), la radioactivité selon l’axe (oy) aussi diminue

lorsqu’on s’éloigne des sources radioactives.

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

distance d en mètre

variation de la radioactivité dans la salle des TP après la distribution des SR selon l'axe (oy)

104

V. Mesure de la radioactivité autour la source de neutrons

Figure 93 : représentation graphique de la radioactivité autour la source de neutrons

Discussion :

On remarque que la radioactivité est maximale lorsque la source est ouverte. Alors nous

recommandent lors des TP, la source de neutrons doit être fermé.

0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1 2 3 4 5 6 7 En hautde la

sourcefermée

En hautde la

sourceouvert

N m

oye

nn

e

point de mesure

la radioactivité autour de la source de neutrons

dans différents points

105

VI. mesure de la radioactivité selon la médian de la salle avant la distribution des

sources radioactives.

Figure 94 : représentation graphique de la radioactivité selon la médian de la salle avant la

distribution des sources radioactives

Discussion

Aussi on remarque qu’à peu près de 3 m la radioactivité devient faible.

0

10

20

30

40

50

60

70

1 2 3 4 5 6 7 8

N m

oye

nn

e

distance en m

variation de la radioactivité selon la médiane avant la

distribution des S.R

106

VII. Mesure de la radioactivité selon la médian de la salle après la distribution des

sources radioactives

Figure 95 : représentation graphique de la radioactivité selon la médian de la salle après la

distribution des sources radioactives

Discussion

On remarque qu’après la distribution des sources radioactives, la radioactivité devient plus

faible par rapport au cas où elles sont rassemblés dans un seul endroit.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

distance d en mètre

variation de la radioactivité selon la médiane après la distribution des S.R

107

VIII. Mesure de la radioactivité selon l’axe (oy) à côté de la porte

Figure 96 : représentation graphique de la radioactivité selon l’axe (oy) à côté de la porte

Discussion

On remarque qu’à côté de la porte et à 1m la radioactivité est presque naturelle.

IX. Mesure de la radioactivité à hauteur de 1,5 m selon l’axe (ox)

Figure 97 : représentation graphique de la radioactivité à hauteur de 1,5 m selon l’axe (ox)

0

5

10

15

20

25

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

distance en mètre

variation de la radioactivité selon l'axe (oy) à coté de la porte

0

10

20

30

40

50

60

70

0m 1m 2m 3m 4m 5m 6m 7m

N m

oye

nn

e

distance en mètre

variation de la radioactivité à hauteur de 1,5m selon l'axe (ox)

108

Discussion

On remarque qu’à 2m, la radioactivité est maximale à cause des sources radioactives, et

après 2m la radioactivité se démunie au fur et à mesure qu’on s’éloigne des SR.

X. Mesure de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à droite de la salle

de TP)

a. Selon l’axe (ox)

Figure 98 :représentation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique (à

droite de la salle de TP) selon l’axe (ox)

Discussion

On remarque qu’à 3m la radioactivité est maximale et cela revient aux sources radioactives

de la salle de travaux pratiques de physique nucléaire.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

0m 1m 3m 5m 6m

N m

oye

nn

e

distance en mètre

la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique selon l'axe (ox)

109

b. Selon l’axe (o y)

Figure 99 :représenatation graphique de la radioactivité dans la salle des TP de l’électronique

(à droite de la salle de TP) selon l’axe (oy).

Discussion

Lorsqu’on s’éloigne de 2m en profondeur de la salle des TP d’électronique, on remarque

qu’il y a presque que la radioactivité naturelle.

Enfin après ces mesures et afin de développer une culture de sécurité nucléaire au sein de la

salle des travaux pratiques de physique nucléaire, nous avons fait une fiche intitulé <<

consignes de sécurité et de sureté nucléaire au sein de la salle des travaux pratiques de

physique nucléaire à la FSDM Fès>> qui sera affiché dans la salle des travaux pratiques.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

0m 1m 2m 3m 4m

N m

oye

nn

e

distance en m

variation dela radioactivité dans la salle des TP d'électronique selon l'axe (oy)

111

Conclusion

D’après cette étude menée dans la salle des travaux pratiques de physique nucléaire

de FSDM Fès, durant une période de deux mois (du 01/04/2015 à 01/06/2015), nous

avons constaté qu’au niveau architecturale, la source de neutrons est blindé, l’armoire

de rangement des sources radioactives, répondent bien aux normes de sécurité en

vigueur.

Au niveau du personnel, les professeurs sont compétents en radioprotection, veillent

toujours à appliquer les normes de sécurité. Cependant, nous trouvons que les

étudiants ne respectent pas les consignes qui leur sont données à cause de l’absence de

culture de sécurité au sein de laboratoire.

Nous avons remarqué l’absence des dosimètres, tandis que les normes de sécurité

exigent leurs présences.

Suite à cette situation, et dans le but d’éviter les risques des effets induits par les

rayonnements ionisants, la sensibilisation des étudiants, les affiches interdisant l’accès

aux sources radioactives, les panneaux portant le trèfle indiquant la présence des

rayonnements ionisants et d’une zone contrôlée, ainsi que la disponibilité des

dosimètres au laboratoire sont recommandés.

En relation avec le principe d’optimisation, le professeur des TP insistent d’utiliser la

source radioactive dans un temps minimum le plus possible tout en respectant les

normes de la radioprotection.

Ainsi la sûreté nucléaire est un terme définissant l'ensemble des activités ayant trait

au maintien de l'intégrité des mécanismes, processus, outils ou instruments contenant

de la matière radioactive, permettant de garantir l'absence d'effets dommageables sur

les individus et l'environnement.

112

Annexe 1 : liste des matériels de laboratoire de physique nucléaire à FSDM Fès

Désignation Nombre Image

Pieds en V, grand

5

Pieds en V petit

6

Socle

3

Pince de table

3

pince de table simple

3

pince de table avec goujon

3

Tige perforée

2

Tiges 4 Noix Leybold

5

Noix double à pince

tournantes

3

noix avec pince 5

Palmer de précision

1

113

Chronomètre de table

4

transformateur 6/12 v ; 30 W

1

Transformateur variable de 0

à 110V

1

transformateur démontable

1

alimentation haute tension 1,5

kV, 1mA

4

Alimentation 12V/8A

1

Alimentation de haute

tension : 10kV

1

Alimentation de haute

tension : 3000V

1

Source de courant : 6kV 3

Source de courant : 10 kV 1

Source de courant : 15 V

transformateur variable type S

1

114

Oscillateur RC, type P

2

Amplificateur de mesure D

1

Amplificateur de mesure D

3

compteur P

4

Compteur P 2

Amplificateur de mesure 1

Indicateur de valeur moyenne

3

Compteur Geiger-Muller S

1

Compteur Geiger-Muller 1

Voltmètre 1

Ampèremètre 1

Volt-ohmmètre électronique 1

Ampèremètre 1

Rhéostats à curseur

2

115

Résistance de mesure 100

Mohms

2

Oscilloscope 1

alimentation Franck-hertz

1

Tube de Franck-hertz au

mercure

1

Douille de connexion pour

tube de Franck-Hertz au

mercure,

1

Four électrique tubulaire

1

AMC-CASSY

1

Echantillon d’argent 1

CASSY-E 1

Multimètre de démonstration

à zéro à gauche

2

Thermotron 1

monocanal Analyseur 4

Compteur digital 6

116

chambre d’ionisation 7

compteur Geiger

2

Electroscope de Wulf

3

Tube compteur pour

rayonnement β et γ

1

Cage protectrice et blindage

tubulaire

3+3

Blindage pour le tube

compteur

3

Collimateur avec pastilles

d’absorption

Tube compteur à fenêtre pour

rayonnements α, β, γ et X

3

Tube compteur à fenêtre pour

rayonnement β, γ et X

3

Jeu d’absorbeurs et de cibles

Aluminium :

4

Plomb : 14

Etain (Sn) :1

plexiglas : 2

Mélange de

Sn et de

Pb :2

Support orientable pour tube

compteur à fenêtre

1

Chambres de déviation des

rayons nucléaires

1

117

Support pour plaques

d’expérimentation RAD

1

Discriminateur-

préamplificateur

1

Chambre d'ionisation pour

mesurer la gamme des rayons

alpha

2

Compteur à scintillation

3

Echantillon d’argent 1

armoire de rangement pour

substances radioactives

1

armoire de rangement pour

substances radioactives

1

118

Annexe 2 : liste des sources radioactives existent au sein de laboratoire de

physique nucléaire FSDM Fès

désignation Activité rayonnement Période Emballage et

support de la

préparation

image

Ra 226

3,3 kBq (0,09µCi) α, β,γ T= 1600

ans

Dans un cylindre de

protection creux, sur

tige métallique, 7cm

× 1cmØ avec tige de

4mm

Th 232 37 kBq (1 µCi)

37 kBq (1 µCi)

α

(Tn comme

gaz émanant

de Th)

14

milliards

d'années

Thorium dans flacon

en plastique plombé ;

Prélèvement du

thoron gazeux à

l’aide d’un tuyau.

Am 241 330kBq (9uCi)

330kBq (9uCi)

330kBq (9uCi)

Essentiellemen

t α ;

partiellement

γ et électron de

conversion.

433 ans Enveloppée d’une

feuille en métal

précieux, recouverte

d’une feuille en or

(0,003 mm);collée

dans le trou borgne

d’un support

métallique, ce trou

est recouvert d’une

rondelle élastique de

protection avec

ouverture permettant

le passage des

rayons ; support

métallique 10 mm

avec fiche de 4mm ;

longueur totale : 5cm

Sr 90 74 kBq (2 µCi) Β 28,5 ans Dans le trou borgne

d’un support

métallique recouvert

pour éviter tout

contact ;

Dimension de

support :

85 mm × 10 mm Ø

Jeu de

préparations

radioactives

Am 241 : 74 kBq

(2 µCi)

α et γ

433 ans

Chaque préparation

est insérée dans le

trou borgne d’un

support métallique, Co 60 :74 kBq (2 µCi)

Γ

5,27 ans

119

Na 22 :74 kBq (2 µCi)

γ, positons,

rayonnement

d’annihilation.

2,6 ans

recouvert pour éviter

tout contact

Sr 90 : 74 kBq (2 µCi) Β 28,5 ans

Cs 137 : 333 kBq

(9 µCi)

Am 241 : 4,44 kBq

(0,12 µCi)

Sr 90 : 4,44 kBq

(0,12 µCi)

α, β, γ

32 ans

433 ans

28,5 ans

Ra 226 7× 330kBq =2310 kBq

α, β, γ 1600 ans

Ra 226 4× µCi =

148. kBq

α, β, γ 1600 ans

Am 241 2× 187 µCi = 13838

kBq

Essentiellemen

t α ;

partiellement

γ et électron de

conversion.

433 ans

Source de

neutron

1

120

Bibliographie

[1] : General Catalogue physics by LEYBOLD DIDACTIC GMBH, 1992

[2] : Catalogue de physique, LEYBOLD DIDACTIC, 1997

[3] : Culture de sécurité nucléaire, guide d’application, AIEA, 2009

[4] : sécurité des sources radioactive, guide d’application, AIEA, 2012

[5] : Fiches techniques de radioprotection (INRS-IRSN)

[6] : Manuel pratique de radioprotection D.J. Gambini, R. Granier (Lavoisier)

[7] : Guide de radioprotection (IRSN)

[8] : Les rayonnements ionisants, prévention et maitrise du risque (INRS)

[9] : Henri Métivier, « GÉNIE ATOMIQUE » Radioprotection et ingénierie

nucléaire, Parc d’activités de Courtabœuf, BP 112,91944 Les Ulis Cedex A, France

[10] : Détection de rayonnements et instrumentation nucléaire (collection génie

atomique); Abdallah LYOUSSI

Webographie

[1] :http://www.lddidactic.de/software/524221fr/Content/ExperimentExamples/Physic

s/Overview.htm

[2] :http://www.lddidactic.de/software/524221fr/Content/Appendix/RadioactiveSource

s.htm

[3] : http://www.ld-didactic.de/phk/produkte.asp?Natur=1&L=3

[4] : https://www.iaea.org/

[5] : http://physique.coursgratuits.net/physique-nucleaire/desintegration-beta.php

[6] : http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/RadioNaturelle.htm

[7] : http://www.maxicours.com/se/fiche/1/9/371991.html

[8] : http://www.irsn.fr/

http://www.lddidactic.de/software/524221fr/Content/ExperimentExamples/Physics/Overview.htm

http://www.lddidactic.de/software/524221fr/Content/ExperimentExamples/Physics/Overview.htm

http://www.lddidactic.de/software/524221fr/Content/Appendix/RadioactiveSources.htm

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http://www.ld-didactic.de/phk/produkte.asp?Natur=1&L=3

https://www.iaea.org/

http://physique.coursgratuits.net/physique-nucleaire/desintegration-beta.php

http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/RadioNaturelle.htm

http://www.maxicours.com/se/fiche/1/9/371991.html

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