254
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
La connaissance du spectre en énergie d’équation (4.17) associée à leurs paramètres des tableaux 4.10 et 4.11 permet de calculer les facteurs de conversion moyen « fluence-équivalent de dose ambiant »
* (10)
h Φ
(cf. chapitre 3). De
plus, à partir du taux de production de neutrons (tableau 4.8), il est possible
de calculer la fluence des neutrons et d’en déduire les débits d’équivalent de
dose ambiant neutrons à une distance déterminée de la source ponctuelle. Le
tableau 4.12 donne ces valeurs pour différentes sources de fission spontanée, le
tableau 4.13 pour différentes sources de fission induite.
Sources
( )
* 10
h Φ
(pSv·cm
2
)
E(AP)/Φ
(pSv·cm
2
)
Débit d’équivalent de dose
neutrons d’une source d’activité 1 GBq
(μSv·h
–1
·GBq
–1 à 1 m)
252
Cf
385
348,1
1297
242
Cm
387
340,8
1,76·10
–3
244
Cm
387
341
4,08·10
–2
Tableau 4.12 – Facteur de conversion moyen « fluence-équivalent de dose ambiant » et
« fluence-dose efficace » pour différentes sources neutroniques par fission spontanée.
Énergie du neutron
incident
Isotope
fissile
( )
* 10
h Φ
(pSv·cm
2
)
E(AP)/Φ
(pSv·cm
2
)
Débit d’équivalent
de dose neutrons
(μSv·h
-1 par fission/s à 1 m)
Thermique
235
U
383
332
2,6·10
–5
1 MeV
383
332
2,8·10
–5
14 MeV
384
335
4,3·10
–5
Thermique
238
U
383
331
2,5·10
–5
1 MeV
383
331
3,3·10
–5
14 MeV
385
337
4,2·10
–5
Thermique
239
Pu
385
337
3,2·10
–5
1 MeV
385
337
3,3·10
–5
14 MeV
387
344
4,9·10
–5
Tableau 4.13 – Facteur d’équivalent de dose et de dose efficace pour différentes sources
neutroniques par fission induite.
Il est pertinent de constater les faibles écarts des facteurs moyens de conversion « fluence-équivalent de dose » pour l’ensemble des réactions de fission.
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
La connaissance du spectre en énergie d’équation (4.17) associée à leurs paramètres des tableaux 4.10 et 4.11 permet de calculer les facteurs de conversion moyen « fluence-équivalent de dose ambiant »
* (10)
h Φ
(cf. chapitre 3). De
plus, à partir du taux de production de neutrons (tableau 4.8), il est possible
de calculer la fluence des neutrons et d’en déduire les débits d’équivalent de
dose ambiant neutrons à une distance déterminée de la source ponctuelle. Le
tableau 4.12 donne ces valeurs pour différentes sources de fission spontanée, le
tableau 4.13 pour différentes sources de fission induite.
Sources
( )
* 10
h Φ
(pSv·cm
2
)
E(AP)/Φ
(pSv·cm
2
)
Débit d’équivalent de dose
neutrons d’une source d’activité 1 GBq
(μSv·h
–1
·GBq
–1 à 1 m)
252
Cf
385
348,1
1297
242
Cm
387
340,8
1,76·10
–3
244
Cm
387
341
4,08·10
–2
Tableau 4.12 – Facteur de conversion moyen « fluence-équivalent de dose ambiant » et
« fluence-dose efficace » pour différentes sources neutroniques par fission spontanée.
Énergie du neutron
incident
Isotope
fissile
( )
* 10
h Φ
(pSv·cm
2
)
E(AP)/Φ
(pSv·cm
2
)
Débit d’équivalent
de dose neutrons
(μSv·h
-1 par fission/s à 1 m)
Thermique
235
U
383
332
2,6·10
–5
1 MeV
383
332
2,8·10
–5
14 MeV
384
335
4,3·10
–5
Thermique
238
U
383
331
2,5·10
–5
1 MeV
383
331
3,3·10
–5
14 MeV
385
337
4,2·10
–5
Thermique
239
Pu
385
337
3,2·10
–5
1 MeV
385
337
3,3·10
–5
14 MeV
387
344
4,9·10
–5
Tableau 4.13 – Facteur d’équivalent de dose et de dose efficace pour différentes sources
neutroniques par fission induite.
Il est pertinent de constater les faibles écarts des facteurs moyens de conversion « fluence-équivalent de dose » pour l’ensemble des réactions de fission.