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This thesis was prepared in cotutelage between the University of Strasbourg and the University of Technical Sciences and Technology of Bamako (Mali). It deals principally with the characterization of Solid State Nuclear Track Detectors (SSNTD) for measuring radon and neutrons in conformity with the new recommendations of the International Commission for Radiation Protection (CIPR-103). The response functions of PN3 and Neutrak, associated with adapted converters, have been studied in irradiations with neutrons at the Am-Be irradiator of the IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), with 1 to 3 MeV protons of the Van de Graaff accelerator of the INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes)and by reference thermal and fast neutrons at the IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire).As concerns neutron dosimetry, we could reproduce the results of fast neutron intercomparison test organized by the IRSN, which validated our experimental methods and permits them to be applied to thermal neutrons. A prototype neutron dosimeter based on thermal detection has been successfully tested at theIPHC’s irradiator. The feasibility of a dosimeter to discriminate thermal and fast neutrons using boron containing BE10 and BN1 converters has been demonstrated. Calibrations of PN3 with protons and alphaparticles will permit reconstituting neutron energy spectrum and to determine the associated dose.Calibration of CR-39 in a 222Rn chamber furnished the value 0.12± 0.02 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 that can becompared to the value 0.13 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 obtained by MCNPX simulation. As an application, the concentration and annual effective dose of radon has been determined for the first time in some dwellings of Bamako. All of the values are within the security limits recommended by the CIPR. Also for the first time,measurements by gamma spectrometry and by contact radiography were made on samples of Malian soil.The mass activities measured for the regions of Ségou, Sikasso, Bamako and Kayes fall in the range of 19.9to 132 Bq.kg-1., Cette thèse a été préparée en cotutelle entre l’Université de Strasbourg et l’Université des SciencesTechniques et Technologies de Bamako (Mali). Elle s’articule principalement autour de la caractérisation des Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN) afin de les utiliser pour la métrologie du radon et des neutrons conformément aux nouvelles recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR-103). Les fonctions de réponse de PN3 et Neutrak, associés avec des convertisseurs adaptés, ont été étudiés en les irradiant par des neutrons du calibrateur Am-Be de l’IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), aux protons de 1 à 3 MeV de l’accélérateur Van de Graaff de l’INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes) et par des neutrons de référence thermiques et rapides auprès des installations de l’IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire). En dosimétrie neutronique, nous avons pu reproduire les résultats d’un test d’intercomparaison pour des neutrons rapides organisé par l’IRSN qui a validé nos mesures expérimentales, ce qui a permis de les appliquer aux neutrons thermiques. Un prototype de dosimètre neutrons basé sur la détection des thermiques a été testé avec succès au calibrateur de l’IPHC. Nous avons ainsi pu démontrer la faisabilité d’un dosimètre pouvant discriminer la contribution des neutrons thermiques des neutrons rapides par des convertisseurs chargés en bore BE10 et BN1. Les étalonnages de PN3 par des protons et des particules alpha permettraient de reconstituer le spectre en énergie des neutrons et de déterminer la dose associée.En métrologie radon, l’étalonnage de CR-39 dans une chambre à 222Rn a fourni une valeur de 0,12±0,02tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3. Elle a été comparée à la valeur 0,13 tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3 obtenue par simulation Monte Carlo à l’aide du code MCNPX. Comme application, la concentration et la dose effective annuelle du radon ont été déterminées pour la première fois dans des habitats de Bamako. Toutes les valeurs obtenues se trouvent dans les limites de sécurité recommandées par la CIPR. Également pour la première fois, des mesures par spectrométrie gamma et par contact radiographie ont été réalisées sur des échantillons de sol malien. Les activités massiques mesurées pour les régions de Ségou, Sikasso, Bamako et Kayes se trouvent dans la gamme de 19,9 à 132 Bq.kg-1.

The manganese bath technique is the reference method for neutron source emission rates calibration. It is used to calibrate neutron sources using radionuclides (AmBe, PuBe, 252Cf,…) in terms of neutron emission rate under 4π sr. As a complement to this technique, the anisotropy of the source is measured using a rotating source holder and a neutron long counter. The neutron source to be measured is immersed in a manganese sulphate solution whereby the emitted neutrons are captured within the bath contents. In a typical configuration (a 1m diameter sphere and a concentrated solution), approximately half of the neutrons lead to the creation of 56Mn via the 55Mn(n, γ) capture reaction. The 56Mn radionuclide has a half-life of approximately 2.6 hours and the bath reaches saturation when the number of nuclei decaying is equal to the number of nuclei created per unit time. The neutron emission rate from the source can then be deduced from the 56Mn activity at saturation, assuming proper modelling of the nuclear reactions occuring in the bath. The manganese bath facility at LNE-LNHB has been recently refurbished in order to comply with appropriate safety and radioprotection regulations. This has lead to the upgrading of both the measurement methodology and the modelling of the bath, and a study on the development of a new detector for the on-line measurement of the manganese activity was started. This new detector uses the β-γ coincidence measurement method. The bêta channel consists of two photomultipliers tubes which allow the detection of Cerenkov light, and the gamma channel uses a solid scintillation detector. The advantage of this measurement method is that it allows the determination of the bath activity without any prior calibration, unlike the former method which uses a gamma-ray detector calibrated using a high activity manganese source. The principle of the Cerenkov-gamma coincidence measurement has been validated by a prototype of the detector and via modelling of the system using the stochastic transport code GEANT4. The final detector has also been made and the results obtained have been compared to those from a primary measurement method already in use at LNE-LNHB. Furthermore, a comparison of the results from modelling the manganese bath with GEANT4, MCNPX and FLUKA have been undertaken to find the most reliable code. This comparison lead to the identification of various weaknesses, particularly in GEANT4, and several uncertainty factors, such as the modeling of the neutron emission and the choice of the cross-section library. Finally, neutron source calibration has been carried out with the Cerenkov-gamma method and the correction factors given by the new modeling of the bath using MCNPX. These results have been complemented with a comparison with the former method simultaneously undertaken, after calibration of the detector in the bath using a 56Mn source irradiated in a nuclear reactor. At the end of this study, several improvements have been proposed, from which a number are currently under development at LNE-LNHB.; La méthode de mesure de référence du débit d’émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf,…) en termes de débit d’émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l’anisotropie d’émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain. Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d’environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d’atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d’atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d’émission de la source peut alors être déduit de l’activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain. Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l’occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d’entreprendre une étude sur le développement d’un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l’activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β-γ. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l’émission de lumière due à l’effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L’intérêt de cette méthode de mesure est qu’elle permet d’avoir accès à l’activité du bain sans nécessiter d’étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d’une source de haute activité. Le principe de mesure a été validé à l'aide d'un prototype de détecteur et d'une modélisation effectuée à l'aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d'identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d'incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l'émission neutronique et le choix des sections efficaces. Enfin, un étalonnage de source neutronique a été réalisé grâce à la méthode Cerenkov-gamma et aux facteurs correctifs donnés par la nouvelle modélisation du bain sous MCNPX. Ces mesures ont été complétées dans le cadre d'une comparaison comprenant également des mesures par l'ancienne méthode après étalonnage du couple bain/détecteur par irradiation d'une cible de manganèse en réacteur. Au terme de cette étude, plusieurs voies d'améliorations ont été proposées, dont certaines font déjà l'objet de travaux au LNHB.

The manganese bath technique is the reference method for neutron source emission rates calibration. It is used to calibrate neutron sources using radionuclides (AmBe, PuBe, 252Cf,…) in terms of neutron emission rate under 4π sr. As a complement to this technique, the anisotropy of the source is measured using a rotating source holder and a neutron long counter. The neutron source to be measured is immersed in a manganese sulphate solution whereby the emitted neutrons are captured within the bath contents. In a typical configuration (a 1m diameter sphere and a concentrated solution), approximately half of the neutrons lead to the creation of 56Mn via the 55Mn(n, γ) capture reaction. The 56Mn radionuclide has a half-life of approximately 2.6 hours and the bath reaches saturation when the number of nuclei decaying is equal to the number of nuclei created per unit time. The neutron emission rate from the source can then be deduced from the 56Mn activity at saturation, assuming proper modelling of the nuclear reactions occuring in the bath. The manganese bath facility at LNE-LNHB has been recently refurbished in order to comply with appropriate safety and radioprotection regulations. This has lead to the upgrading of both the measurement methodology and the modelling of the bath, and a study on the development of a new detector for the on-line measurement of the manganese activity was started. This new detector uses the β-γ coincidence measurement method. The bêta channel consists of two photomultipliers tubes which allow the detection of Cerenkov light, and the gamma channel uses a solid scintillation detector. The advantage of this measurement method is that it allows the determination of the bath activity without any prior calibration, unlike the former method which uses a gamma-ray detector calibrated using a high activity manganese source. The principle of the Cerenkov-gamma coincidence measurement has been validated by a prototype of the detector and via modelling of the system using the stochastic transport code GEANT4. The final detector has also been made and the results obtained have been compared to those from a primary measurement method already in use at LNE-LNHB. Furthermore, a comparison of the results from modelling the manganese bath with GEANT4, MCNPX and FLUKA have been undertaken to find the most reliable code. This comparison lead to the identification of various weaknesses, particularly in GEANT4, and several uncertainty factors, such as the modeling of the neutron emission and the choice of the cross-section library. Finally, neutron source calibration has been carried out with the Cerenkov-gamma method and the correction factors given by the new modeling of the bath using MCNPX. These results have been complemented with a comparison with the former method simultaneously undertaken, after calibration of the detector in the bath using a 56Mn source irradiated in a nuclear reactor. At the end of this study, several improvements have been proposed, from which a number are currently under development at LNE-LNHB.; La méthode de mesure de référence du débit d’émission de sources neutroniques se fonde sur la technique du bain de manganèse. Elle est destinée à étalonner des sources de neutrons utilisant des radionucléides (241AmBe, 239PuBe, 252Cf,…) en termes de débit d’émission neutronique sous 4π sr. Ce dispositif est complété par un banc de mesure de l’anisotropie d’émission utilisant un support rotatif et un compteur long de type BF3. La source à mesurer est immergée dans une solution de sulfate de manganèse et les neutrons émis sont capturés par les constituants du bain. Dans une configuration classique (sphère de bain de manganèse de 1 m de diamètre et solution concentrée), environ la moitié de ces neutrons conduisent à la création de 56Mn par réaction (n, γ) sur 55Mn. Le radionucléide 56Mn a une période radioactive d’environ 2,6 heures et le bain de manganèse atteint son activité de saturation en 56Mn quand le nombre d’atomes radioactifs créés par unité de temps devient égal au nombre d’atomes se désintégrant pendant ce même temps. Le débit d’émission de la source peut alors être déduit de l’activité en 56Mn de la solution à saturation, via une modélisation ad hoc des réactions nucléaires se produisant dans le bain. Cette installation a été récemment rénovée au LNE-LNHB afin de respecter les règles de sécurité et de radioprotection en vigueur. Cette rénovation a été l’occasion de moderniser et de remettre à niveau les méthodes de mesure et de modélisation du bain et d’entreprendre une étude sur le développement d’un détecteur original pour la mesure directe en ligne de l’activité du manganèse. Ce détecteur est fondé sur la méthode de mesure par coïncidences β-γ. La voie bêta est constituée de deux photomultiplicateurs permettant de détecter l’émission de lumière due à l’effet Cerenkov et la voie gamma utilise un détecteur à scintillateur solide. L’intérêt de cette méthode de mesure est qu’elle permet d’avoir accès à l’activité du bain sans nécessiter d’étalonnage préalable, contrairement à la méthode classique qui utilise un compteur gamma et nécessite la fabrication d’une source de haute activité. Le principe de mesure a été validé à l'aide d'un prototype de détecteur et d'une modélisation effectuée à l'aide du code de calcul stochastique GEANT4. Le détecteur définitif a été réalisé et les mesures obtenues ont été comparées à celles données par une méthode primaire présente au laboratoire. Par ailleurs, des modélisations du bain de manganèse effectuées sous GEANT4, MCNPX et FLUKA, ont été comparées afin de choisir le code le plus fiable. Cette comparaison a permis d'identifier des lacunes notamment dans le code GEANT4 ainsi que des facteurs d'incertitude nécessitant une attention particulière, tels que la modélisation de l'émission neutronique et le choix des sections efficaces. Enfin, un étalonnage de source neutronique a été réalisé grâce à la méthode Cerenkov-gamma et aux facteurs correctifs donnés par la nouvelle modélisation du bain sous MCNPX. Ces mesures ont été complétées dans le cadre d'une comparaison comprenant également des mesures par l'ancienne méthode après étalonnage du couple bain/détecteur par irradiation d'une cible de manganèse en réacteur. Au terme de cette étude, plusieurs voies d'améliorations ont été proposées, dont certaines font déjà l'objet de travaux au LNHB.

The annual limit values of whole body exposure for workers and public whole are defined using the effective dose E. The personal dosimeters worn by workers give an estimation of this effective dose: the personal dose equivalent. This paper presents the two calculation methods of dose equivalents and effective dose and the results obtained in a mixed neutron-photon field nearby a glove box. The dose equivalents calculated for this workplace depend on the calculation hypothesis. Then the estimation of the effective dose using these results turns out to be delicate. This study shows the interest to develop an effective dose measurement instrument. © 2008 EDP Sciences.; Les valeurs limites annuelles d’exposition de l’organisme entier des travailleurs et du public sont définies à l’aide de la dose efficace E. Les dosimètres individuels portés par les travailleurs évaluent un estimateur de cette grandeur de protection : l’équivalent de dose individuel. Cet article présente les deux méthodes de calcul des équivalents de dose et de la dose efficace ainsi que les résultats obtenus dans un champ mixte neutronique-photonique auprès d’une boîte à gants. Les équivalents de dose calculés pour ce poste de travail dépendent des hypothèses de calcul. Estimer la dose efficace à partir de ces résultats se révèle de ce fait délicat. Cette étude démontre ainsi l’intérêt de disposer d’un moyen de mesure de la dose efficace.