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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
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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.
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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.
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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
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.
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
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.
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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
Caractéristiques techniques :
Ouverture pour les tiges : 14 mm
Ouverture pour les plaques : 12 mm
8. Noix double à pince tournantes
Noix double à pinces tournantes en zinc coulé sous pression, à
revêtement époxy.
Caractéristiques techniques :
Ouverture pour les tiges : 16 mm
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.
Caractéristiques techniques :
Ouverture pour les tiges : 14 mm
Ouverture pour les plaques : 12 mm
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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
Puissance absorbée : 100 VA
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
Caractéristiques techniques :
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
Puissance absorbée : 11 VA
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.
Caractéristiques techniques :
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
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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.
Caractéristiques techniques :
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
Caractéristiques techniques
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.
Caractéristiques techniques
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.
Caractéristiques techniques
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.
Caractéristiques techniques :
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
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.
8.7. Préparation de radium 226
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
8.8. Préparation de radium 226
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).
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/
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