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Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
1.3.4 Représentation des données relatives
à une distribution en énergie dans un tableau
Dans le tableau 1.2, la distribution spectrale en énergie est donnée sous
forme de groupes d’émission, i
N & , dans certains intervalles d’énergie, c’est-à-dire
que l’émission de neutrons ayant une énergie comprise entre Ei et Ei+1 s’obtient
selon (1.35).
1
d
i
i
E
i
E
E
N
N
E
+
= ³
&
&
(1.35)
Dans ce cas étudié de l’émission par fission spontanée de la source de
252
Cf,
les groupes i
N & sont calculés par intégration numérique en utilisant la fonction
analytique (1.34). Pour d’autres sources – e.g.
241
Am(α,n)Be – ce type
d’expression n’est pas accessible et on a recours à des données expérimentales.
Plus généralement, dans le cas d’un flux de particules quelconque, en un point
de l’espace, il en serait de même ; on accède par mesure ou par simulation
numérique (e.g. code de transport de type Monte-Carlo) à des résultats par
bande d’énergie. Dans le tableau 1.2, l’énergie donnée pour chaque groupe de
valeur d’émission, i
N & , est la limite inférieure, Ei de l’intervalle d’énergie i, la
dernière énergie spécifiée dans chaque tableau est la limite supérieure du dernier intervalle d’énergie. Dans le cas du tableau 1.2, les valeurs des groupes
d’émission sont normalisées à une émission totale : i
N & = 1 s
–1
, c’est-à-dire que
l’on aboutit à l’égalité (1.36).
−
=
=
¦
1
1
1 s
&
n
i
i
N
(1.36)
Tableau 1.2 – Exemple de mise en groupe d’une distribution d’énergie pour le spectre
de l’émission d’une source – cas d’une source de
252
Cf [12], extrait de la norme NF ISO
8529-1 de mars 2002, ©Afnor 2002.
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
1.3.4 Représentation des données relatives
à une distribution en énergie dans un tableau
Dans le tableau 1.2, la distribution spectrale en énergie est donnée sous
forme de groupes d’émission, i
N & , dans certains intervalles d’énergie, c’est-à-dire
que l’émission de neutrons ayant une énergie comprise entre Ei et Ei+1 s’obtient
selon (1.35).
1
d
i
i
E
i
E
E
N
N
E
+
= ³
&
&
(1.35)
Dans ce cas étudié de l’émission par fission spontanée de la source de
252
Cf,
les groupes i
N & sont calculés par intégration numérique en utilisant la fonction
analytique (1.34). Pour d’autres sources – e.g.
241
Am(α,n)Be – ce type
d’expression n’est pas accessible et on a recours à des données expérimentales.
Plus généralement, dans le cas d’un flux de particules quelconque, en un point
de l’espace, il en serait de même ; on accède par mesure ou par simulation
numérique (e.g. code de transport de type Monte-Carlo) à des résultats par
bande d’énergie. Dans le tableau 1.2, l’énergie donnée pour chaque groupe de
valeur d’émission, i
N & , est la limite inférieure, Ei de l’intervalle d’énergie i, la
dernière énergie spécifiée dans chaque tableau est la limite supérieure du dernier intervalle d’énergie. Dans le cas du tableau 1.2, les valeurs des groupes
d’émission sont normalisées à une émission totale : i
N & = 1 s
–1
, c’est-à-dire que
l’on aboutit à l’égalité (1.36).
−
=
=
¦
1
1
1 s
&
n
i
i
N
(1.36)
Tableau 1.2 – Exemple de mise en groupe d’une distribution d’énergie pour le spectre
de l’émission d’une source – cas d’une source de
252
Cf [12], extrait de la norme NF ISO
8529-1 de mars 2002, ©Afnor 2002.