Dans le cadre du projet européen CONRAD (COordinated Network for RAdiation Dosimetry, contrat FP6-12684) coordonné par EURADOS (EUropean RAdiation DOSimetry group), le groupe de travail numéro 4 avait pour objectif de s’intéresser à la dosimétrie numérique avec une action particulière appelée “Uncertainty assessment in computational dosimetry : an intercomparison of approaches”. Le principe de cette action était de proposer à la communauté internationale huit exercices de modélisation traitant de domaines variés concernant le transport du rayonnement (photons, neutrons, protons et électrons). Le but de cet article est de présenter l’exercice n4˚ traitant de la simulation d’un faisceau de 137Cs pour le calcul du kerma dans l’air. Il avait pour objectif principal d’estimer l’incertitude sur la valeur du kerma dans l’air en prenant en compte des composantes de celle-ci non accessibles à la mesure, notamment celles dues aux différents paramètres de la géométrie : position de la source, diamètre du collimateur, densité des matériaux, etc. 12 instituts de 10 pays différents ont participé à cet exercice montrant l’intérêt de cette proposition.

On présente un bref exposé des activités de métrologie de la dose du Laboratoire National Henri Becquerel (LNE-LNHB), laboratoire national de métrologie pour les rayonnements ionisants. Les résultats des principaux travaux effectués ces dernières années dans ce domaine sont exposés, en particulier les développements se rapportant aux calculs par simulation Monte Carlo, aux instruments étalons (calorimètres, chambres d’ionisation) et aux références dosimétriques pour la radiothérapie, le radiodiagnostic et la radioprotection.

Although great efforts had been made to improve the physical phantoms used for calibrating in vivo measurement systems, for technical reasons they can only provide a rough representation of human tissue. Substantial corrections must therefore be made to calibration factors obtained with such calibration phantoms for extrapolation to a given individual. These corrections are particularly crucial and delicate in low-energy in vivo measurement when absorption in tissue is significant. To improve calibration for such special conditions, the possibility has been raised of using voxelised numerical phantoms associated with Monte Carlo computing techniques. In the method described below, a mathematical phantom, consisting of a voxelised representation derived from scanner images is used, with a specially-designed interface making it possible to not only reconstruct widely-differing contamination configurations and specify associated tissue compositions, but also automatically create an MCNP4b input file. After validation of the different sources and geometries, the complete procedure of reconstruction of the phantom and simulation of 241Am lung measurement was carried out using a tissue equivalent calibration phantom of the type commonly used for lung calibration for actinides. The purpose of this work was to extend the use of this principle to the reconstruction of numerical phantoms on the basis of physiological data of individuals obtained from magnetic resonance and scanner images. The results obtained and the current limitations of this approach in the context are discussed.

En dosimétrie des neutrons, les situations pratiques rencontrées couvrent un large domaine d'énergie s'étendant sur plus de 10 décades. En outre, les grandeurs dosimétriques utilisées en radioprotection ne sont pas directement accessibles à la mesure. Ce dernier point est principalement dû à la variation de la "qualité" du rayonnement neutronique, exprimé au moyen des facteurs de pondération radiologiques (pour le calcul de la dose efficace) et des facteurs de qualité (pour le calcul de l'équivalent de dose). En dépit des progrès considérables réalisés dans le domaine de la dosimétrie des neutrons, il n'y a pas encore aujourd'hui de dosimètre susceptible de mesurer la dose due aux neutrons avec une précision acceptable quel que soit le spectre en énergie. Cet article présente les grandeurs dosimétriques utilisées en radioprotection. Il traite également des méthodes et des procédures d'étalonnages adaptées à la détermination de la dose aux postes de travail avec les appareils actuels dont les performances sont limitées. Les propriétés de ces instruments, incluant les dosimètres de zone, les dosimètres individuels et les ensembles de spectrométrie, sont décrites et les améliorations nécessaires exposées. En conclusion, la situation actuelle requiert des recherches complémentaires pour le développement des techniques de dosimétrie et l'étude des postes de travail.

Cet article présente l'évaluation des principales caractéristiques du prototype de compteur proportionnel multicellulaire équivalent au tissu étudié dans notre laboratoire pour la dosimetrie individuelle neutronique. Il comporte plusieurs centaines de canaux creusés dans la cathode en regard des fils anodiques. On montre que sa sensibilité est compatible avec une utilisation en radioprotection et que la dimension du volume simulé permet d'appliquer la méthode microdosimétrique. La distribution de la longueur des cordes, obtenue par simulation avec la méthode de Monte-Carlo dans le cas d'une irradiation isotrope, est proche d'une fonction de Dirac centrée sur la valeur moyenne de la distribution. Enfin, un mélange de gaz spécifique contenant de l'argon, du propane, du dioxyde de carbone et de l'azote est proposé pour le remplissage du compteur.