Évaluation des sources de l’exposition externe
253
À noter qu’en terme de calcul de dose, la CIPR [24] retient cette formulation (4.17) de Watt [56]. Les valeurs a et b de l’équation (4.17) pour des fissions induites sont données dans les tableaux 4.10 et 4.11 pour des fissions
spontanées.
Énergie du
neutron incident
Isotope
fissile
a
b
Isotope
fissile
a
b
Isotope
fissile
a
b
Thermique
235
U
0,988 2,249
238
U
0,88111 3,4
239
Pu
0,966 2,842
1 MeV
0,988 2,249
0,89506 3,2953
0,966 2,842
14 MeV
1,028 2,084
0,96534 2,833
1,055 2,383
Tableau 4.10 – Valeurs de a et b de l’équation (4.17) pour des fissions induites, d’après
les données de [41].
Isotope fissile
a
b
252
Cf
1,025
2,926
242
Cm
0,8873
3,89
244
Cm
0,902
3,72
Tableau 4.11 – Valeurs de a et b de l’équation (4.17) pour des fissions spontanées,
d’après les données de [24].
Les fonctions des équations (4.15) et (4.17) peuvent être implémentées dans
des codes Monte-Carlo avec les paramètres T ou a et b comme données
d’entrées.
La figure 4.5 donne l’allure de spectres de Watt [56] selon la formulation de
l’équation (4.17).
0
2
4
6
8
1 0
1 2
1 4
1 6
1 8
2 0
10
-6
10
-5
10
-4
10
-3
10
-2
10
-1
10 0
N(E) U.A.
E (MeV)
252
Cf
n th +
235
U
Figure 4.5 – Spectre de fission selon la formulation de l’équation (4.17) pour du
252
Cf et
la fission de
235
U par des neutrons thermiques.