Grandeurs et unités fondamentales de la dosimétrie externe
23
1
1
1000 10 100 MeV s
1 MeV;10 MeV
0
1 M e V ; 1 0 M e V
E
E
N
E
N
E
−
−
ª
º
=
=
⋅
∈
°
¬
¼
®
ª
º
=
∉
°
¬
¼
¯
&
&
Ce qui peut être représenté selon la figure 1.17.
n(E i )
1
10 E(MeV)
100 n/MeV
n(E i )
1
10 E(MeV)
100 n/MeV
Figure 1.17 – Distribution en énergie d’un flux de 1000 (n)·s
–1 dont l’énergie des neutrons est comprise entre 1 et 10 MeV.
Dans quelques très rares cas, il est possible d’accéder à l’expression analytique, fidèle ou approchante, de la distribution spectrale en énergie de
l’émission d’une source ou d’un flux de particules. C’est le cas, par exemple, de
l’émission neutronique par fission spontanée, que nous allons illustrer dans la
suite de ce paragraphe par le spectre de fission spontanée du radionucléide
252
Cf.
1.3.3 Application au spectre d’émission de neutron
d’une source de
252 Cf
La probabilité qu’un neutron soit émis avec une énergie E lors d’une fission
est décrite par une expression analytique de type « maxwellienne » (1.33).
( )
( )
3 2
2
exp
E
p E
E
T
T
§
·
=
−
¨
¸
π
©
¹
(1.33)
T un paramètre du spectre (T = 1,42 MeV pour le
252
Cf [12]). On accède
alors à la distribution spectrale en pondérant cette densité de probabilité par
l’émission N & de la source (1.34).
( )
E
N
p E N
=
&
&
(1.34)
À titre d’exemple, déterminons le taux d’émission d’une énergie de neutron
de 0,6 MeV par une source de
252
Cf, pour une émission neutronique N & normalisée à 1 (n)·s
–1
.
( )
( )
( )
−
§
·
=
=
−
× =
¨
¸
©
¹
π
1
0,6
3 2
2
0 , 6
0,6
0,6 exp
1 0,338 s
1,42
1,42
&
&
N
p
N
Dans ce qui suit, nous allons décrire la façon dont sont représentées, pratiquement, les données de ce type de distribution en énergie, d’abord sous forme
de tableau et ensuite graphiquement.
23
1
1
1000 10 100 MeV s
1 MeV;10 MeV
0
1 M e V ; 1 0 M e V
E
E
N
E
N
E
−
−
ª
º
=
=
⋅
∈
°
¬
¼
®
ª
º
=
∉
°
¬
¼
¯
&
&
Ce qui peut être représenté selon la figure 1.17.
n(E i )
1
10 E(MeV)
100 n/MeV
n(E i )
1
10 E(MeV)
100 n/MeV
Figure 1.17 – Distribution en énergie d’un flux de 1000 (n)·s
–1 dont l’énergie des neutrons est comprise entre 1 et 10 MeV.
Dans quelques très rares cas, il est possible d’accéder à l’expression analytique, fidèle ou approchante, de la distribution spectrale en énergie de
l’émission d’une source ou d’un flux de particules. C’est le cas, par exemple, de
l’émission neutronique par fission spontanée, que nous allons illustrer dans la
suite de ce paragraphe par le spectre de fission spontanée du radionucléide
252
Cf.
1.3.3 Application au spectre d’émission de neutron
d’une source de
252 Cf
La probabilité qu’un neutron soit émis avec une énergie E lors d’une fission
est décrite par une expression analytique de type « maxwellienne » (1.33).
( )
( )
3 2
2
exp
E
p E
E
T
T
§
·
=
−
¨
¸
π
©
¹
(1.33)
T un paramètre du spectre (T = 1,42 MeV pour le
252
Cf [12]). On accède
alors à la distribution spectrale en pondérant cette densité de probabilité par
l’émission N & de la source (1.34).
( )
E
N
p E N
=
&
&
(1.34)
À titre d’exemple, déterminons le taux d’émission d’une énergie de neutron
de 0,6 MeV par une source de
252
Cf, pour une émission neutronique N & normalisée à 1 (n)·s
–1
.
( )
( )
( )
−
§
·
=
=
−
× =
¨
¸
©
¹
π
1
0,6
3 2
2
0 , 6
0,6
0,6 exp
1 0,338 s
1,42
1,42
&
&
N
p
N
Dans ce qui suit, nous allons décrire la façon dont sont représentées, pratiquement, les données de ce type de distribution en énergie, d’abord sous forme
de tableau et ensuite graphiquement.