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Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
( )
eff
pc
v
1
j
j
j
T
D
s
Δ
= Φ ρ
¦
Cette fois v
Φ traduit la fluence d’électrons mis en mouvement, conformément à l’expression théorique du calcul de la dose pour les électrons fournie au
chapitre 2 ; le terme de droite est d’ailleurs sensiblement égal au pouvoir
d’arrêt massique. L’expression globale pour l’ensemble des électrons est :
( )
eff
pc
s
1
1
i
j n
i i
j
j
i
j
T
W d
D
N
V
s
=
=
Δ
=
ρ
¦
¦
(6.69)
avec ρV = m et, par ailleurs, sachant que pour l’algorithme de transport des
particules chargées :
1
i
j n
j
i
j
s d
=
=
=
¦
,
( )
eff
1
i
j n
i
j
j
T
=
=
Δ
=ε
¦
(6.70)
On simplifie l’expression et, du même coup, on montre que l’estimateur
dose pour les particules chargées fournit le même résultat que l’estimateur
dose-impulsion.
pc
imp
s
1
i i
i
W
D
D
N
m
ε
=
=
¦
(6.71)
Ainsi, dans le cas d’un mode de transport de particules chargées secondaires, on pourra préconiser l’utilisation de cet estimateur.
6.13 Application au code de transport MCNPX
Le code MCNP (Monte-Carlo N particules), que nous avons déjà largement
évoqué, « suit » le transport des particules neutres (photons et neutrons), les
électrons (positifs et négatifs) et est étendu à certaines particules lourdes chargées dans sa version MCNPX. Ce code est directement lié à l’origine au projet
Manhattan. Initialement, il ne disposait que d’une implémentation pour le
transport des particules non chargées comme les neutrons et photons. Par la
suite, le transport des particules chargées y a été intégré. Ce code a fait l’objet
d’un développement continu depuis les années quarante, soutenu par une politique d’assurance qualité. Au-delà de la modélisation de l’interaction du
rayonnement avec la matière, il dispose d’outils statistiques pour tester la
convergence mathématique du résultat obtenu et de techniques de réduction
de variance intégrées. Il ne nécessite pas une recompilation du code pour
chaque cas à traiter comme dans le code EGS. MCNPX a été développé à
partir de la version MCNP4C de MCNP et LAHET. Il intègre, de plus, les
tables de données nucléaires pour le transport de protons, des modèles physiques pour simuler le transport de 30 particules additionnelles (deutons, tritons, alpha, pions, muons…) et des modèles physiques pour transporter les
neutrons et les protons lorsqu’aucune donnée tabulée n’est disponible ou lors-
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
( )
eff
pc
v
1
j
j
j
T
D
s
Δ
= Φ ρ
¦
Cette fois v
Φ traduit la fluence d’électrons mis en mouvement, conformément à l’expression théorique du calcul de la dose pour les électrons fournie au
chapitre 2 ; le terme de droite est d’ailleurs sensiblement égal au pouvoir
d’arrêt massique. L’expression globale pour l’ensemble des électrons est :
( )
eff
pc
s
1
1
i
j n
i i
j
j
i
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T
W d
D
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=
=
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=
ρ
¦
¦
(6.69)
avec ρV = m et, par ailleurs, sachant que pour l’algorithme de transport des
particules chargées :
1
i
j n
j
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,
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(6.70)
On simplifie l’expression et, du même coup, on montre que l’estimateur
dose pour les particules chargées fournit le même résultat que l’estimateur
dose-impulsion.
pc
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s
1
i i
i
W
D
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ε
=
=
¦
(6.71)
Ainsi, dans le cas d’un mode de transport de particules chargées secondaires, on pourra préconiser l’utilisation de cet estimateur.
6.13 Application au code de transport MCNPX
Le code MCNP (Monte-Carlo N particules), que nous avons déjà largement
évoqué, « suit » le transport des particules neutres (photons et neutrons), les
électrons (positifs et négatifs) et est étendu à certaines particules lourdes chargées dans sa version MCNPX. Ce code est directement lié à l’origine au projet
Manhattan. Initialement, il ne disposait que d’une implémentation pour le
transport des particules non chargées comme les neutrons et photons. Par la
suite, le transport des particules chargées y a été intégré. Ce code a fait l’objet
d’un développement continu depuis les années quarante, soutenu par une politique d’assurance qualité. Au-delà de la modélisation de l’interaction du
rayonnement avec la matière, il dispose d’outils statistiques pour tester la
convergence mathématique du résultat obtenu et de techniques de réduction
de variance intégrées. Il ne nécessite pas une recompilation du code pour
chaque cas à traiter comme dans le code EGS. MCNPX a été développé à
partir de la version MCNP4C de MCNP et LAHET. Il intègre, de plus, les
tables de données nucléaires pour le transport de protons, des modèles physiques pour simuler le transport de 30 particules additionnelles (deutons, tritons, alpha, pions, muons…) et des modèles physiques pour transporter les
neutrons et les protons lorsqu’aucune donnée tabulée n’est disponible ou lors-