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Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
Figure 3.54 – a) Dispositif expérimental détermination de la distribution en énergie de
la fluence de neutrons au moyen de sphères de Bonner et d’un ROSPEC, autour d’un
château de transport de combustible usé type NTL 11 (Krümmel-Allemagne). b)
Spectres d’émission neutronique obtenus par les deux détecteurs. D’après [37].
Nous remarquons à la figure 3.54 les spectres neutroniques « durs » avec
une faible composante thermique typique de l’émission neutronique par fission
spontanée ou réaction (α,n) sur les composés fluorés ou oxydés du Pu et de l’U
(cf. chapitre 4).
On dispose alors en lieu et place de ce point le dosimètre à étalonner et on
détermine ainsi par mesure le coefficient d’étalonnage « vrai » au point P selon
l’expression (3.25).
( )
(
)
vrai
u
* 10
H
H
N
m
=
(3.25)
Si cette approche constitue la méthode d’étalonnage idoine, elle présente
pour autant un certain nombre d’inconvénients : accès au poste de travail,
mise en place de dispositifs de mesure contraignants, temps d’étalonnage par
poste de travail...
Une alternative à ces inconvénients est alors l’utilisation de dispositifs de
laboratoire permettant de recréer des conditions d’irradiation proches de celles
susceptibles d’être rencontrées sur des postes de travail. Le dispositif CANEL/T400 de l’IRSN [36] est dévolu à ce type d’approche : un accélérateur de
deutons produit des neutrons mono-énergétiques de 2,4 MeV sur une cible de
deutérium (D(d,n)
3
He), émis vers une cible en uranium appauvri
238
U, afin de
générer de la fission induite. Cette source de neutrons de fission est entourée
de différents éléments modérateurs et absorbants (Fe + H2O + (CH2)n) permettant de recréer ainsi des spectres énergétiques de neutrons, dégradés par
des protections biologiques, typiques des termes sources d’exposition externe
aux neutrons, du cycle du combustible. La figure 3.55a donne une vue en
coupe de ce dispositif d’étalonnage.
À la figure 3.55b, nous observons les deux bosses caractéristiques (i.e.
thermique et rapide) des spectres de neutrons des combustibles. À noter que le
coefficient de conversion « fluence-équivalent de dose » moyen pour le spectre
de CANEL est
*
2
(10)
* (10)
43,3 pSv cm
h
H
Φ
=
Φ=
⋅
réparti à hauteur de 14 %
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
Figure 3.54 – a) Dispositif expérimental détermination de la distribution en énergie de
la fluence de neutrons au moyen de sphères de Bonner et d’un ROSPEC, autour d’un
château de transport de combustible usé type NTL 11 (Krümmel-Allemagne). b)
Spectres d’émission neutronique obtenus par les deux détecteurs. D’après [37].
Nous remarquons à la figure 3.54 les spectres neutroniques « durs » avec
une faible composante thermique typique de l’émission neutronique par fission
spontanée ou réaction (α,n) sur les composés fluorés ou oxydés du Pu et de l’U
(cf. chapitre 4).
On dispose alors en lieu et place de ce point le dosimètre à étalonner et on
détermine ainsi par mesure le coefficient d’étalonnage « vrai » au point P selon
l’expression (3.25).
( )
(
)
vrai
u
* 10
H
H
N
m
=
(3.25)
Si cette approche constitue la méthode d’étalonnage idoine, elle présente
pour autant un certain nombre d’inconvénients : accès au poste de travail,
mise en place de dispositifs de mesure contraignants, temps d’étalonnage par
poste de travail...
Une alternative à ces inconvénients est alors l’utilisation de dispositifs de
laboratoire permettant de recréer des conditions d’irradiation proches de celles
susceptibles d’être rencontrées sur des postes de travail. Le dispositif CANEL/T400 de l’IRSN [36] est dévolu à ce type d’approche : un accélérateur de
deutons produit des neutrons mono-énergétiques de 2,4 MeV sur une cible de
deutérium (D(d,n)
3
He), émis vers une cible en uranium appauvri
238
U, afin de
générer de la fission induite. Cette source de neutrons de fission est entourée
de différents éléments modérateurs et absorbants (Fe + H2O + (CH2)n) permettant de recréer ainsi des spectres énergétiques de neutrons, dégradés par
des protections biologiques, typiques des termes sources d’exposition externe
aux neutrons, du cycle du combustible. La figure 3.55a donne une vue en
coupe de ce dispositif d’étalonnage.
À la figure 3.55b, nous observons les deux bosses caractéristiques (i.e.
thermique et rapide) des spectres de neutrons des combustibles. À noter que le
coefficient de conversion « fluence-équivalent de dose » moyen pour le spectre
de CANEL est
*
2
(10)
* (10)
43,3 pSv cm
h
H
Φ
=
Φ=
⋅
réparti à hauteur de 14 %