Grandeurs de protections, grandeurs opérationnelles et étalonnage
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pour la zone thermique, 6 % pour l’intermédiaire et 80 % pour la rapide. Les
inconvénients de cette méthode sont liés au déploiement du dispositif au sein
d’un laboratoire et au caractère éventuellement trop « stéréotypé » du spectre
énergétique produit.
a
Figure 3.55 – a) Schéma du dispositif d’étalonnage neutron CANEL/T400 tel que modélisé dans MCNP. b) Spectre d’émission neutronique et spectre de l’équivalent de dose
ambiant H*(10), d’après [36], avec l’autorisation de Oxford University Press.
Une dernière approche moins contraignante que les précédentes consiste en
la modélisation du terme source et des structures environnantes du poste de
travail dans un code transport de particules. Nous verrons ultérieurement que
le code de transport de particules, fondé sur la méthode Monte-Carlo, permet
d’accéder à la distribution du spectre en énergie de la fluence ΦE, moyennant
l’utilisation d’un estimateur et de la fonctionnalité de découpage en énergie
approprié. L’histogramme de cette réponse spectrale en énergie permet in fine
la pondération de chacune des réponses par bande d’énergie Φ(Ei ;Ei+1) par le
coefficient de conversion correspondant (e.g.
(10) i
E
h
∗
Φ
). La sommation de chacun de ces termes partiels permet d’obtenir la grandeur opérationnelle recherchée (e.g. H*(10)) conformément à l’expression (3.18).
Cette approche de la détermination de grandeurs opérationnelles par code
de calcul numérique au moyen des coefficients de conversion « grandeur physique-grandeur opérationnelle » constitue de nos jours la méthode principale
d’estimation du risque radiologique externe pour l’essentiel des dispositifs et
permet lors des phases préparatoires de projet d’estimer et anticiper ce risque.
Concernant l’étalonnage des dosimètres, à l’instar de la première méthode,
le coefficient d’étalonnage NH s’obtient au point d’intérêt, selon le quotient de
la valeur calculée de la grandeur opérationnelle, par la valeur de celle mesurée
en ce point dans l’installation.
Cependant, cette méthode présente également des inconvénients : la modélisation partielle de la scène radiologique ou du terme source peuvent induire
des biais quant à la prise en compte de composantes diffusées ou atténuées, des
problèmes de « convergence statistique » liés à la méthode de calcul. En particulier lorsque des épaisseurs de protection biologique sont importantes, des
modèles physiques et des sections efficaces qui peuvent manquer de précision
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pour la zone thermique, 6 % pour l’intermédiaire et 80 % pour la rapide. Les
inconvénients de cette méthode sont liés au déploiement du dispositif au sein
d’un laboratoire et au caractère éventuellement trop « stéréotypé » du spectre
énergétique produit.
a
Figure 3.55 – a) Schéma du dispositif d’étalonnage neutron CANEL/T400 tel que modélisé dans MCNP. b) Spectre d’émission neutronique et spectre de l’équivalent de dose
ambiant H*(10), d’après [36], avec l’autorisation de Oxford University Press.
Une dernière approche moins contraignante que les précédentes consiste en
la modélisation du terme source et des structures environnantes du poste de
travail dans un code transport de particules. Nous verrons ultérieurement que
le code de transport de particules, fondé sur la méthode Monte-Carlo, permet
d’accéder à la distribution du spectre en énergie de la fluence ΦE, moyennant
l’utilisation d’un estimateur et de la fonctionnalité de découpage en énergie
approprié. L’histogramme de cette réponse spectrale en énergie permet in fine
la pondération de chacune des réponses par bande d’énergie Φ(Ei ;Ei+1) par le
coefficient de conversion correspondant (e.g.
(10) i
E
h
∗
Φ
). La sommation de chacun de ces termes partiels permet d’obtenir la grandeur opérationnelle recherchée (e.g. H*(10)) conformément à l’expression (3.18).
Cette approche de la détermination de grandeurs opérationnelles par code
de calcul numérique au moyen des coefficients de conversion « grandeur physique-grandeur opérationnelle » constitue de nos jours la méthode principale
d’estimation du risque radiologique externe pour l’essentiel des dispositifs et
permet lors des phases préparatoires de projet d’estimer et anticiper ce risque.
Concernant l’étalonnage des dosimètres, à l’instar de la première méthode,
le coefficient d’étalonnage NH s’obtient au point d’intérêt, selon le quotient de
la valeur calculée de la grandeur opérationnelle, par la valeur de celle mesurée
en ce point dans l’installation.
Cependant, cette méthode présente également des inconvénients : la modélisation partielle de la scène radiologique ou du terme source peuvent induire
des biais quant à la prise en compte de composantes diffusées ou atténuées, des
problèmes de « convergence statistique » liés à la méthode de calcul. En particulier lorsque des épaisseurs de protection biologique sont importantes, des
modèles physiques et des sections efficaces qui peuvent manquer de précision