Cette thèse s’inscrit dans le domaine de la métrologie des rayonnements ionisants. Plus particulièrement dans la mesure par spectrométrie gamma des actinides contenus dans les colis et fûts de déchets. Le travail mené consiste à modéliser le coefficient d’étalonnage de la scène de mesure, élément indispensable à la quantification de l’activité (ou à la masse de radionucléides recherchée) de l’objet mesuré. La thèse comporte deux parties. La première partie traite de la modélisation de la réponse numérique spatiale et énergétique équivalente à la réponse réelle du détecteur, étape indispensable pour remonter à l’activité de l’objet. La seconde partie traite de la quantification du coefficient d’étalonnage de la scène de mesure sans hypothèse de l’opérateur. Le premier travail de thèse est la mise au point d’une méthodologie quasi automatisée d’obtention d’une réponse numérique équivalente à la réponse réelle du détecteur à un critère de convergence fixé. La réponse numérique est obtenue, sans expert, en conditions de terrain avec un critère de convergence inférieur à 5%. Le second travail est une étude de faisabilité sur la quantification de l’activité pour des colis complexes sans hypothèse de l’opérateur grâce à l’utilisation de métamodèles. Les métamodèles permettent de générer rapidement un ensemble de configurations du coefficient d’étalonnage par rapport aux données d’entrée. Les configurations sont ensuite triées pour sélectionner le coefficient d'étalonnage correspondant à la scène de mesure. / This thesis deals with radiation measurement. More particularly it concerns gamma ray spectroscopy for low level wastes. It consists in modeling the full efficiency calibration coefficient of the measured scene. It is essential to quantify the activity/mass of the measured object. This thesis is split in two parts. The first part consists in HPGE detector characterization. The HPGe characterization is available in space and energy range. The second part consists in determining the full efficiency calibration coefficient of the measured scene without operator hypothesis. First work is the development of an automated methodology to obtain detector characterization. HPGe detector characterization has similar performance to the real detector with a control of the discrepancy between them. HPGe detector characterization is achieved without expert, on field condition with a convergence criterion lower than 5%. Second work is a feasibility study for activity quantification of complex waste package without operator hypothesis. It will be possible by using metamodeling. Metamodeling generate quickly a set of configurations of the calibration coefficient with regard to input data. Configurations are sorted out according some criterions.

L’exploitation minière de l’uranium et les processus de traitement du minerai sont à l’origine d’un marquage potentiel de l’environnement par les descendants des chaînes de désintégration U-Th et des éléments traces métalliques (ETM) associés. Ces contaminants s’accumulent ensuite préférentiellement dans des zones de sédimentation continentales (étangs ou lacs) ou des zones humides (tourbières, berges de rivière) situées à l’aval hydraulique des mines. Les zones humides en particulier sont des milieux sensibles aux changements globaux et à la pression anthropique, situés en général en tête de bassin versant. Cela pose donc un risque en cas relargage des contaminants depuis ces milieux. L’objectif de cette étude est de mettre en place une méthodologie aisément reproductible, y compris aux sites miniers orphelins, et permettant l’identification et la caractérisation des contaminations et la compréhension des mécanismes d’accumulation et des risques de relargage. Cette étude a été réalisée dans l’environnement de l’ancienne mine de Bertholène (Aveyron, 12, France). Les zones d’accumulations préférentielles ont été identifiées par spectrométrie gamma in situ mobile et fixe. Des échantillons de sols, sédiments, végétaux, eaux et tourbes ont été prélevés autour du site, afin (a) de caractériser l’activité des différents descendants des chaînes de l’U et du Th et les contaminations en ETM associées à différentes échelles d’observation, (b) de comprendre les mécanismes d’accumulation et de relargage potentiel et (c) de tracer les sources des contaminants. Les résultats obtenus montrent que l’essentiel de la contamination est localisée dans une zone inondable de l’environnement proximal aval de la mine. Les activités en uranium élevées (U-238 > 20000 Bq.kg-1) et le fort enrichissement des radionucléides du début de chaîne par rapport à la fin de chaîne de l’U-238 traduisent un apport préférentiel d’U-238 et de Th-230, par rapport au Ra-226, lors d’inondations. Les contaminations en ETM associées sont relativement faibles, excepté en Mn, en Ba et en S. Les accumulations en radionucléides et en ETM sont expliquées à la fois par les caractéristiques géochimiques du minerai d’uranium et par les processus de traitement du minerai et des eaux d’exhaure. Les lessivages chimiques réalisés révèlent que les fractions acido-solubles et oxydes amorphes des sols constituent des pièges prépondérants des contaminants et que des variations du pH ou du potentiel d’oxydoréduction pourraient générer des relargages important d’uranium et de radium dans l’environnement. Finalement les déséquilibres radiologiques et les isotopes du plomb sont des traceurs fiables de la contamination associée à l’exploitation d’une mine d’uranium. / Uranium mining and uranium ore processing increase the environmental activity of U and Th decay products and trace elements, in particular in case of releases to the adjacent rivers. Contaminants accumulate then preferentially in sedimentation areas (such as ponds or lakes) or in wetlands (peatlands, marshes or riverbanks) located downstream to the mine. Wetlands – generally located at the head of watershed – are particularly sensitive to environmental changes and anthropogenic pressure. This poses a risk of release of contaminants from these accumulation areas. The objective of the present study is to propose an easily reproducible methodology – in particular for the orphan mining sites – to identify and characterize accumulation areas. This study also aims to improve our understanding of the mechanisms of accumulation and release, in these areas. This study was performed around the former mining site of Bertholène (France). Standing and mobile in situ gamma spectrometry is used to accurately locate the accumulation areas. Soils, sediments, vegetation, water and peat are also sampled upstream and downstream of the mine, in order to (a) characterize the activities and the disequilibria of the U-Th decay chains and the associated trace elements according to the scale of observation, (b) understand the mechanisms of accumulation and release and (c) identify the potential sources using geochemical proxies and isotopic analyses. The results obtained show that radionuclides are mainly accumulated in a flooding area located downstream the mine. Strong U-238 activities (> 20000 Bq.kg-1) and strong Ra-226/U-238 and Th-230/Ra-226 activity ratios are recorded, involving preferential inputs of U-238 and Th-230 during flooding events. Trace element contamination is low, except for Mn, Ba and S. Such contaminations are potentially explained by the geochemical composition of the uranium ore and by the past and current processes of ore and water mine. Sequential extractions highlight the importance of the acido-soluble and the amorphous oxides in the trapping of contaminants. Thus, pH or Eh potential changes could induce major releases of uranium to the environment. The large differences in Pb isotope composition between natural soils and uranium ores, as well the activity ratios of the U-238 and decay chain products, make these indicators helpful to identify the soils and the sediments impacted by uranium mining.

Jusqu’au début des années 1980, la spectrométrie gamma aéroportée a avant tout été utilisée pour des applications géophysiques et ne concernait que la mesure des concentrations dans les sols des trois radionucléides naturels (K40, U238 et Th232). Durant les quinze dernières années, un grand nombre de dispositifs de mesures a été développé, la plupart après l’accident de Tchernobyl, pour intervenir en cas d’incidents nucléaires ou de surveillance de l’environnement. Les algorithmes développés ont suivi les différentes missions de ces systèmes. La plupart sont dédiés à l’extraction des signaux à moyenne et haute énergie, où les radionucléides naturels (K40, les chaînes U238 et Th232) et les produits de fission (Cs137 et Co60 principalement) sont présents. A plus basse énergie (< 400 keV), ces méthodes peuvent toujours être utilisées mais les particularités du fond de diffusion, très intense, les rendent peu précises. Cette zone énergétique est importante : les SNM émettent à ces énergies. Un algorithme, appelé 2-fenêtres (étendu à 3), a été développé permettant une extraction précise et tenant compte des conditions de vol. La surveillance du trafic de matières radioactives dans le cadre de la sécurité globale a fait son apparition depuis quelques années. Cette utilisation nécessite non plus des méthodes sensibles à un élément particulier mais des critères d’anomalie prenant en compte l’ensemble du spectre enregistré. Il faut être sensible à la fois aux radionucléides médicaux, industriels et nucléaires. Ce travail a permis d’identifier deux familles d’algorithmes permettant de telles utilisations. Enfin, les anomalies détectées doivent être identifiées. La liste des radionucléides nécessitant une surveillance particulière, recommandée par l’AIEA, contient une trentaine d’émetteurs. Un nouvel algorithme d’identification a été entièrement développé, permettant de s’appuyer sur plusieurs raies d’absorption par élément et de lever les conflits d’identification. / Airborne gamma spectrometry was first used for mining prospection. Three main families were looked for: K40, U238 and Th232. The Chernobyl accident acted as a trigger and for the last fifteen years, a lot of new systems have been developed for intervention in case of nuclear accident or environmental purposes. Depending on their uses, new algorithms were developed, mainly for medium or high energy signal extraction. These spectral regions are characteristics of natural emissions (K40, U238- and Th-232 decay chains) and fissions products (mainly Cs137 and Co60). Below 400 keV, where special nuclear materials emit, these methods can still be used but are greatly imprecise. A new algorithm called 2-windows (extended to 3), was developed. It allows an accurate extraction, taking the flight altitude into account to minimize false detection. Watching radioactive materials traffic appeared with homeland security policy a few years ago. This particular use of dedicated sensors require a new type of algorithms. Before, one algorithm was very efficient for a particular nuclide or spectral region. Now, we need algorithm able to detect an anomaly wherever it is and whatever it is : industrial, medical or SNM. This work identified two families of methods working under these circumstances. Finally, anomalies have to be identified. IAEA recommend to watch around 30 radionuclides. A brand new identification algorithm was developed, using several rays per element and avoiding identifications conflicts.

Ce travail s’insère dans le cadre de l’expérience NEMO cherchant à mettre en évidence une radioactivité extrêmement rare : la double désintégration bêta sans émission de neutrino et par suite d’obtenir des informations sur la nature Dirac-Majorana et sur la masse du neutrino. La particularité de cette expérience actuellement en fin de prise de données au Laboratoire Souterrain de Modane est l’extrême rareté du signal recherché (T1/2 > 1024 ans, quelques événements par an). Il s’ensuit donc des conditions très contraignantes sur toutes les composantes du bruit de fond, et parmi celles-ci sur les niveaux de radon et de thoron. Après quelques rappels sur les propriétés du radon et du thoron et leur influence sur les données de l’expérience NEMO, ce travail de thèse a porté sur la détection de ces gaz radioactifs par la technique de collection électrostatique des descendants sur la surface d’une diode silicium et la détection des alpha émis. Nous avons montré que les rendements de détection sont fortement influencés par les conditions expérimentales et que le niveau de radon pouvait être contrôlé actuellement au niveau du mBq/m3. Une série des mesures de spectrométrie gamma nous a permis de comprendre l’origine du bruit de fond du détecteur de radon, et ainsi d’envisager dans l’avenir un gain en sensibilité en augmentant le volume de détection et en effectuant une sélection très poussée des matériaux non radioactifs. Par contre, pour le thoron, qui n’avait jamais été étudié jusqu’à présent, les efficacités de détection sont très faibles à cause des périodes courtes mises en jeu. Un monitorage continu du thoron dans le gaz de NEMO est donc exclu, ce qui souligne l’importance pour l’expérience NEMO que le dispositif expérimental puisse contrôler son propre bruit de fond. / This work is part of the NEMO (Neutrino Ettore Majorana Observatory) experiment that is looking for an extremely rare radioactivity: the double beta decay without neutrino emission. Such process could prove the Majorana nature of the neutrino and could give an estimation of its absolute mass. The particularity of this experiment, currently running in the Modane underground laboratory (LSM), is the extreme weak signal (for T1/2 ~ 1024 years, a few events per year). It requires therefore very stringent conditions on all components of the background among which the level of radon and thoron activity. After a reminding of the general properties of radon and thoron as well as their influence on the NEMO data, this thesis focuses on the detection of these radioactive gases using the technique of electrostatic collection. The radon and/or the thoron daughters are collected by an electrostatic field on the surface of a silicon diode, where their characteristic alphas are detected. We have shown that the detection efficiencies are strongly influenced by the experimental conditions and that sensitivity around 1 mBq/m3 can be achieved for the radon in a gas. A series of measures through low background gamma spectrometer allowed us to understand the origin of the radon background, and thus showing that better sensitivity could be obtained by increasing the detection volume and by carrying out a strict selection of non-radioactive materials. For the thoron gas, which had never been studied before, the detection efficiencies have been found very low as a consequence of the short periods involved. Therefore, a continuous monitoring of the level of thoron in the NEMO gas is excluded, which underlines the importance for the NEMO experimental device to be able to control its own background. / Nghiên cứu này nằm trong khuôn khổ thí nghiệm NEMO, hiện đang trong những bước lấy số liệu cuối cùng tại phòng thí nghiệm ngầm Modane, nhằm ghi nhận phân rã bêta kép không kèm theo phát xạ neutrino, để từ đó chứng minh bản chất Majorana của hạt neutrino và cho phép ước lượng khối lượng tuyệt đối của hạt này. Phân rã này, nếu thật sự tồn tại, là loại phân rã cực hiếm (T1/2 > 1024 năm, tương đương với vài tín hiệu ghi nhận được mỗi năm). Vì thế, nó đòi hỏi những điều kiện rất gắt gao đối với mọi thành phần cấu thành nên phông nền bức xạ, trong đó bao gồm hoạt độ của radon và thoron. Sau khi nhắc lại những tính chất cơ bản của radon và thoron, cũng như ảnh hưởng của chúng tới số liệu của NEMO, bản luận văn tập trung vào việc đo hoạt độ của hai khí phóng xạ này bằng cách thu nhận các hạt nhân con của chúng thông qua trường tĩnh điện, tiếp đó ghi nhận các hạt alpha phát ra tại bề mặt một đi-ốt silic. Nghiên cứu này đã chỉ ra rằng hiệu suất đo phụ thuộc vào nhiều điều kiện thực nghiệm, và thiết bị này cho phép chúng tôi kiểm soát khí radon ở mức mBq/m3. Một lọat các phép đo với phổ kế gamma đã giúp chúng tôi hiểu được căn nguyên phông nền bức xạ của thiết bị, và từ đó dự kiến có thể cải thiện độ nhạy của thiết bị bằng cách tăng thể tích đo và chọn lọc các loại vật liệu có độ phóng xạ thấp. Tuy nhiên, với khí thoron, vốn vẫn chưa được nghiên cứu kỹ cho tới hiện nay, hiệu suất đo được là rất nhỏ do chu kỳ bán rã quá ngắn của các hạt nhân liên quan. Vì vậy, việc theo dõi thoron trong khí ga của NEMO đã bị loại trừ, đồng nghĩa với việc khẳng định tầm quan trọng của việc kiểm soát phông nền bức xạ thoron của chính thiết bị ghi nhận bêta kép trong thí nghiệm NEMO.

Développement de méthodes analytiques pour l’évaluation de l'impact de l'industrie de fertilisants chimiques sur le milieu marin / Development of Analytical methods for the evaluation of the impact of phosphate fertilizer industry on marine environment

Ce travail s'insère dans le cadre de l'expérience NEMO cherchant à mettre en évidence une radioactivité extrêmement rare : la double désintégration bêta sans émission de neutrino et par suite d'obtenir des informations sur la nature Dirac-Majorana et sur la masse du neutrino. La particularité de cette expérience actuellement en fin de prise de données au Laboratoire Souterrain de Modane est l'extrême rareté du signal recherché (T1/2 > 1024 ans, quelques événements par an). Il s'ensuit donc des conditions très contraignantes sur toutes les composantes du bruit de fond, et parmi celles-ci sur les niveaux de radon et de thoron. Après quelques rappels sur les propriétés du radon et du thoron et leur influence sur les données de l'expérience NEMO, ce travail de thèse a porté sur la détection de ces gaz radioactifs par la technique de collection électrostatique des descendants sur la surface d'une diode silicium et la détection des alpha émis. Nous avons montré que les rendements de détection sont fortement influencés par les conditions expérimentales et que le niveau de radon pouvait être contrôlé actuellement au niveau du mBq/m3. Une série des mesures de spectrométrie gamma nous a permis de comprendre l'origine du bruit de fond du détecteur de radon, et ainsi d'envisager dans l'avenir un gain en sensibilité en augmentant le volume de détection et en effectuant une sélection très poussée des matériaux non radioactifs. Par contre, pour le thoron, qui n'avait jamais été étudié jusqu'à présent, les efficacités de détection sont très faibles à cause des périodes courtes mises en jeu. Un monitorage continu du thoron dans le gaz de NEMO est donc exclu, ce qui souligne l'importance pour l'expérience NEMO que le dispositif expérimental puisse contrôler son propre bruit de fond.

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.

Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l'optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l'incertitude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l'activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l'échantillon du détecteur. Cependant, l'augmentation du volume de l'échantillon demande une correction de l'auto-absorption des émissions par l'échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l'origine du phénomène de pic-somme. L'utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l'échantillon et le nombre atomique effectif dans l'atténuation des photons d'énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométries SG50 et SG500 au contact d'un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de matériaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L'Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d'évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de différentes dimensions. Les résultats obtenus sont en accord avec les limites règlementaires.

La spectrométrie gamma à haute résolution offre un outil d’analyse performant pour effectuer des mesurages environnementaux. Dans le cadre de la caractérisation radiologique d’un site (naturelle ou artificielle) ainsi que pour le démantèlement d’installations nucléaires, la cartographie des radionucléides est un atout important. Le principe consiste à déplacer un spectromètre HPGe sur le site à étudier et, à partir des données nucléaires et de positionnements, d’identifier, de localiser et de quantifier les radionucléides présents dans le sol. Le développement de cet outil fait suite à une intercomparaison où un exercice orienté intervention a montré les limites des outils actuels. Une partie de ce travail s’est portée sur la représentation cartographique des données nucléaires. La connaissance des paramètres d’un spectre in situ a permis la création d’un simulateur modélisant la réponse d’un spectromètre se déplaçant au-dessus d’un sol contaminé. Ce simulateur a lui-même permis de développer les algorithmes de cartographie et de les tester dans des situations extrêmes et non réalisables. Ainsi, ce travail ouvre sur la réalisation d’un prototype viable donnant en temps réel les informations nécessaires sur l’identité et la position possible des radionucléides. La recherche réalisée sur la déconvolution des données permet de rendre en post traitement une carte de l’activité du sol par radionucléide mais également une indication sur la profondeur de la source. Le prototype nommé OSCAR (Outil Spectrométrique de Cartographie de Radionucléides) a ainsi été testé sur des sites contaminés (Suisse et Japon) et les résultats obtenus sont en accord avec des mesures de référence. / The high-resolution gamma spectrometry currently provides a powerful analytical tool for performing environmental measurements. In the context of radiological characterization of a site (natural or artificial radioactivity) and for the dismantling of nuclear installations, mapping of radionuclides is an important asset. The idea is to move a HPGe spectrometer to study the site and from nuclear and position data, to identify, to locate and to quantify the radionuclides present in the soil. The development of this tool follows an intercomparaison (ISIS 2007) where an intervention / crisis exercise showed the limits of current tools. The main part of this research project has focused on mapping of nuclear data. Knowledge of the parameters of an in situ spectrum helped to create a simulator modeling the response of a spectrometer moving over contaminated soil. The simulator itself helped to develop algorithms for mapping and to test them in extreme situations and not realizable. A large part of this research leads to the creation of a viable prototype providing real-time information concerning the identity and locality as possible radionuclides. The work performed on the deconvolution of data can make in post processing a map of the activity of radionuclide soil but also an indication of the depth distribution of the source. The prototype named OSCAR was tested on contaminated sites (Switzerland and Japan) and the results are in agreement with reference measurements.

Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l’optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l’incertitude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l’activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l’échantillon du détecteur. Cependant, l’augmentation du volume de l’échantillon demande une correction de l’auto-absorption des émissions par l’échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l’origine du phénomène de pic-somme. L’utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l’échantillon et le nombre atomique effectif dans l’atténuation des photons d’énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométries SG50 et SG500 au contact d’un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de matériaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L’Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d’évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de différentes dimensions. Les résultats obtenus sont en accord avec les limites règlementaires. / Precisely measuring weakly radioactive samples by gamma-ray spectrometry requires optimizing the detection geometry and knowledge of the gamma-ray decay scheme. One can thus increase the counting rate and reduce the statistical uncertainty of the spectral peaks used to determine radioisotope activities. However, an increased sample volume requires a correction for the self-absorption of y-rays in the sample itself, and approaching a sample to the detector gives rise to coincidence summing. MCNPX simulations permitted finding the separate influence of sample density and effective atomic number of the sample in the attenuation of photons with energies less than 100 keV. Peak-summing corrections were obtained with MCNPX, GESPCOR and ETNA. Thus a data base for 244 radionuclides could be established for SG50 and SG500 geometries in contact with a planar detector. In an application of the results to the health physics domain, construction materials were analyzed. Naturally-occurring Uranium-238, Thorium-232 and Potassium-40 activities were identified and corrected for the above-mentioned effects in order to evaluate the risk indexes, the absorbed dose and the annual effective dose received from different dimensions built of these materials. MCNPX simulations corroborated the model used to calculate the absorbed dose and gave its distribution in an enclosed space. The results obtained are within the recommended norms.