Résumé:
Le travail proposé dans ce mémoire porte, sur la mesure de la radioactivité naturelle dans certains matériaux de construction utilisée en Algérie, que ce soit nationaux ou importés. L'objectif est de déterminer qualitativement et quantitativement leur radioactivité en utilisant la spectrométrie gamma, cette dernière est considérée comme étant une technique très puissante pour déterminer l'activité spécifique de chaque radionucléide. L'analyse des sept échantillons a été effectuée au laboratoire lpthirm de l'université Blidal.
Nous avons constaté la présence des radioéléments suivants dans les sept échantillons (brique, sable, ciment, carrelage, béton, tuf et gravier) : la famille de 238U, qui est calculée à partir des rais gamma de 214 Bi (1764.5 KeV et 1120.3 KeV), la famille de 232 Th qui est calculée à partir des rais gamma de 208 T1 (2614.6 KeV et 583.1 KeV), et le 40K à partir de la rais 1460.8 KeV. L'absence des éléments d'origine cosmique est due à leurs faibles concentrations et leurs courtes demi-vies.
L'activité spécifique des matériaux de construction est corrigée par la méthode de transmission qui est basé sur la correction de phénomène de l'auto-absorption des gammas émis. La densité apparente des matériaux est mesurée expérimentalement à l'aide des solvants (Toluène). Les activités spécifiques de 238 U, 232Th et de 40K varie avec une valeur moyenne entre 25.019, 20.135 et 401.757 Bq.Kg-respectivement. Les valeurs obtenues sont comparables à celles des autres pays. Les valeurs des activités de ces radionucléides ne reflètent pas clairement le risque des rayonnements ce qui nous amené a calculer d'autres valeurs comme les activités de radium équivalent, les indices de risque externes et internes (Hex et Hin). Ces valeurs indiquent que nos échantillons ne sont pas des éléments dangereux. Pour un calcul dosimétrique, la dose efficace annelle due à ces matériaux varie entre 0.158 et 0.232 mSv/ans, et qui ne représente en aucun cas, un risque sanitaire pour le public, selon les normes européennes.
La distribution de dose à l'aide de code GEANT4 dans une pièce de dimensions 4m x 4m x 2.8m
CHAPITRE 4. RÉSULTATS ET DISCUSSION
et des murs de 20 cm d'épaisseur, est homogène. En revanche, la dose au centre de cette dernière est largement inferieure à la dose enregistrée le long des murs.
