The gamma-ray exposure build-up factors of raw materialsof bricks (soils and fly-ashes) in the state of Punjab were investigatedfor the photon energy range 0.015 to 15 MeV up to 40 mfp penetrationdepth by the geometrical progression (GP) method. Appreciable variationsin the exposure build-up factor (EBF) are noted for the raw materials.The EBFs of the raw materials of bricks change depending on thephoton energy, penetration depth and chemical composition. The build-up factorsare low at low and high photon energies, whereas they are very highin the medium-energy region. The peak energy of the EBF for soilsis 0.3 MeV and 0.2 MeV for fly ashes. The EBFs of the raw materialsof bricks are also compared with those of bricks of red mud andcommon brick materials. Common bricks were found to have the lowestgamma-ray EBF. This study should be useful for emergency preparednessplanning and emergency dose estimation for future planned nuclearpower plants in the state of Punjab.

Gamma-ray energy absorption buildup factors of gaseousmixtures; neon (95%) + argon (5%), argon (95%) + acetylene (5%),argon (95%) + methane (5%), argon (95%) + carbon dioxide (5%), methane(70%) + pentane (30%) and argon (90%) + methane (10%) were studiedby Geometrical Progression (G-P) fitting for the photon energy range0.015-15 MeV. It was found that the equivalent atomic number, Zeq ofthe gaseous mixtures sharply reduces after 1 MeV photon energy. TheZeq for the mixture of methane (70%) + pentane (30%)is the minimum, whereas the maximum is for argon (95%) + carbondioxide (5%) for the photon energies under investigation. The EnergyAbsorption Buildup Factor (EABF) for methane (70%) + pentane (30%)was found to be the highest among all the selected gaseous mixtures.The chemical composition of the gaseous mixtures has an impact onthe EABF values for photon energy and penetration depth. The investigationof the EABF is useful for selection of gaseous mixtures in designconsideration of gaseous radiation detectors for gamma radiation.

La dosimétrie individuelle présente plusieurs difficultés dues aux différences des réponses en énergie des dosimètres. Dans ce travail, nous proposons un dosimètre individuel réglementaire pour la surveillance radiologique des personnes soumises à l'exposition neutronique, autour du futur réacteur de recherche de type TRIGA Mark II du Maroc. L'exposition aux neutrons n'aura lieu qu'épisodiquement et les doses reçues devraient rester faibles. Afin de choisir convenablement un dosimètre individuel de neutrons, nous avons étudié deux systèmes : le détecteur à bulles et le détecteur solide de traces nucléaires PADC2 (CR-39$^{\mbox{\tiny\textregistered}}$). Vu les limitations imputées aux propriétés dosimétriques des différents dosimètres actuellement employés, une étude comparative approfondie est nécessaire en vue de disposer d'un dosimètre individuel convenable. Cette étude s'inscrit dans le contexte marocain : absence d'installations pour réaliser des tests, un nombre restreint de travailleurs opérant dans des zones spécifiques pourrait être soumis à l'exposition neutronique, contraintes économiques, champ neutronique souvent mixte et la réglementation qui impose le port d'un dosimètre individuel dans une zone contrôlée. En raison de ses caractéristiques dosimétriques et de son prix, le dosimètre de type CR-39 peut être une bonne solution comme dosimètre individuel passif de neutrons autour du réacteur TRIGA. Le dosimètre à bulles, permettant d'instaurer la démarche ALARA, serait utilisé comme dosimètre individuel complémentaire bien adapté à la dosimétrie opérationnelle.