252
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
Le tableau 4.8 donne pour des réactions de fissions spontanées le nombre de
neutrons moyen ν , ainsi que le flux de neutrons pour une activité de 1 Bq.
Radionucléide
ν
n/s/Bq
242
Cm
2,52
1,6·10
-7
244
Cm
2,69
3,688·10
-6
252
Cf
3,765
0,1164
Tableau 4.8 – Nombre moyen de neutrons ν et flux par Bq pour des fissions spontanées (d’après les données de [24]).
Terrell [49] propose deux approches pour décrire le spectre de neutrons de
fission prompts : une distribution maxwellienne – équation (4.15) – et une
distribution plus complexe, dite de Watt – équation (4.17). La distribution
maxwellienne a déjà été utilisée dans le chapitre 1 pour illustrer les représentations du spectre du
252 Cf. La valeur de T, température nucléaire maxwellienne,
est donnée pour différentes réactions dans le tableau 4.9. La valeur moyenne
de l’énergie du spectre E est liée à cette température nucléaire T par la
relation (4.16).
( )
3 2
2
exp
E
p E
E
T
T
§
·
=
−
¨
¸
π
©
¹
(4.15)
3
2
E
T
=
(4.16)
Radionucléide
Type de fission
T (MeV) Référence
252
Cf
Spontanée
1,42
[26]
235
U
Induite En = 0,5 MeV
1,37
[46]
235
U
Induite En = 3,5 MeV
1,42
[46]
239
Pu
Induite En = 0,5 MeV
1,43
[46]
239
Pu
Induite En = 3,5 MeV
1,52
[46]
238
U
Induite En = 14,7 MeV
1,39
[34]
Tableau 4.9 – Valeurs de T de l’équation (4.15) pour différentes réactions de fission.
La seconde approche pour décrire un spectre de neutrons de fission est celle
de Watt [56] reprise par Cranberg et al. [10]. Cette distribution dénommée
« spectre de Watt » ou spectre de « Watt et Cranberg » s’exprime selon
l’équation (4.17).
( )
exp
sinh
E
p E C
bE
a
§
·
=
−
¨
¸
©
¹
(4.17)