Évaluation des sources de l’exposition externe
261
On remarque que les combustibles MOx émettent plus de neutrons que les
UOx. Cette différence s'explique par une présence plus importante de l'espèce
Pu9 dans le premier type de combustibles. De même, notons que le flux total
est dû majoritairement à la fission spontanée du
244
Cm et ceci jusqu’à une
centaine d’années de refroidissement. Aussi est-il recommandé pour un calcul
de l’équivalent de dose neutronique autour d’un combustible irradié de considérer pour la composante d’émission neutronique un spectre de fission de type
Watt avec les paramètres du
244
Cm donnés dans le tableau 4.11.
Dans un combustible ou plus généralement dans un matériau composé de
matières fissiles, l'absorption d'un neutron permet la libération de plusieurs
neutrons, et chaque neutron émis peut à son tour induire une fission expulsant
des neutrons et ainsi de suite. Le bilan neutronique entre le nombre de neutrons produits par fission et le nombre de neutrons perdus par capture ou fuite
est exprimé par le facteur de multiplication effectif des neutrons : keff. Ainsi, le
nombre total de neutrons issus d’un massif composé de matière fissile peut
s’exprimer approximativement par l’équation (4.21).
( )
(
)
fiss
,n
eff
1
1
Y
Y
Y
k
α
§
·
=
+
¨
¸
−
©
¹
(4.21)
avec Y le taux de production total de neutrons ; keff le facteur de multiplication ; Yfiss le flux de neutrons dû aux fissions spontanées ; Y( Į,n) le taux de production dû aux réactions (Į,n).
Calculons par exemple le débit d’équivalent de dose dû aux neutrons de
pastilles de combustible UOx et MOx.
Dans cet exemple, considérons deux pastilles de 7 g de :
– UOx irradié enrichi à 3,7 % avec un taux de combustion de 50 GWj/t,
refroidi un an ;
– MOx irradié enrichi à 7,5 % avec un taux de combustion de 50 GWj/t,
refroidi un an.
Les courbes de la figure 4.12 donnent un flux total de neutrons pour une
tonne de combustible de : 1,5·10
9 n/s/t pour l’UOx, soit 1·10
4 n/s pour 7 g, et
1,4·10
10 n/s/t pour le MOx, soit 1·10
5 n/s pour 7 g.
En première hypothèse, on considère l’émission neutronique due aux fissions spontanées du
244
Cm, ce qui implique un facteur moyen de conversion
fluence-équivalent de dose ambiant de
( )
* 10
h Φ
= 387 pSv·cm
2 d’après le tableau 4.9. Les débits d’équivalent de dose ambiant à 1 m de chacune des pastilles sont alors de :
( )
( )
4
12
6
2
UOx
5
12
6
2
MOx
1 10
* 10
387 10
3600 1 10
0,1 μSv/h
4
100
1 10
* 10
387 10
3600 1 10
1 μSv/h
4
100
H
H
−
−
⋅
=
×
⋅
×
× ⋅
=
× π ×
⋅
=
×
⋅
×
× ⋅
=
× π ×
&
&
En raison de la faible dimension des pastilles, nous les avons considérées
ponctuelles sans autoatténuation. De même, on peut considérer que le keff est
proche de zéro de par la faible proportion de masse fissile dans la pastille.
261
On remarque que les combustibles MOx émettent plus de neutrons que les
UOx. Cette différence s'explique par une présence plus importante de l'espèce
Pu9 dans le premier type de combustibles. De même, notons que le flux total
est dû majoritairement à la fission spontanée du
244
Cm et ceci jusqu’à une
centaine d’années de refroidissement. Aussi est-il recommandé pour un calcul
de l’équivalent de dose neutronique autour d’un combustible irradié de considérer pour la composante d’émission neutronique un spectre de fission de type
Watt avec les paramètres du
244
Cm donnés dans le tableau 4.11.
Dans un combustible ou plus généralement dans un matériau composé de
matières fissiles, l'absorption d'un neutron permet la libération de plusieurs
neutrons, et chaque neutron émis peut à son tour induire une fission expulsant
des neutrons et ainsi de suite. Le bilan neutronique entre le nombre de neutrons produits par fission et le nombre de neutrons perdus par capture ou fuite
est exprimé par le facteur de multiplication effectif des neutrons : keff. Ainsi, le
nombre total de neutrons issus d’un massif composé de matière fissile peut
s’exprimer approximativement par l’équation (4.21).
( )
(
)
fiss
,n
eff
1
1
Y
Y
Y
k
α
§
·
=
+
¨
¸
−
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¹
(4.21)
avec Y le taux de production total de neutrons ; keff le facteur de multiplication ; Yfiss le flux de neutrons dû aux fissions spontanées ; Y( Į,n) le taux de production dû aux réactions (Į,n).
Calculons par exemple le débit d’équivalent de dose dû aux neutrons de
pastilles de combustible UOx et MOx.
Dans cet exemple, considérons deux pastilles de 7 g de :
– UOx irradié enrichi à 3,7 % avec un taux de combustion de 50 GWj/t,
refroidi un an ;
– MOx irradié enrichi à 7,5 % avec un taux de combustion de 50 GWj/t,
refroidi un an.
Les courbes de la figure 4.12 donnent un flux total de neutrons pour une
tonne de combustible de : 1,5·10
9 n/s/t pour l’UOx, soit 1·10
4 n/s pour 7 g, et
1,4·10
10 n/s/t pour le MOx, soit 1·10
5 n/s pour 7 g.
En première hypothèse, on considère l’émission neutronique due aux fissions spontanées du
244
Cm, ce qui implique un facteur moyen de conversion
fluence-équivalent de dose ambiant de
( )
* 10
h Φ
= 387 pSv·cm
2 d’après le tableau 4.9. Les débits d’équivalent de dose ambiant à 1 m de chacune des pastilles sont alors de :
( )
( )
4
12
6
2
UOx
5
12
6
2
MOx
1 10
* 10
387 10
3600 1 10
0,1 μSv/h
4
100
1 10
* 10
387 10
3600 1 10
1 μSv/h
4
100
H
H
−
−
⋅
=
×
⋅
×
× ⋅
=
× π ×
⋅
=
×
⋅
×
× ⋅
=
× π ×
&
&
En raison de la faible dimension des pastilles, nous les avons considérées
ponctuelles sans autoatténuation. De même, on peut considérer que le keff est
proche de zéro de par la faible proportion de masse fissile dans la pastille.