Monte-Carlo appliqué aux calculs de dosimétrie et de radioprotection 441
que les interactions simulées sont au-delà de la gamme d’énergie (1 keV à
150 MeV) pour laquelle les tables de données sont enregistrées [15].
Dans ce code, les estimateurs de grandeurs physiques détaillées plus haut
sont appelés tally. Notons que le choix du transport de telle ou telle particule
est spécifié dans une carte appelée « mode ». La nomenclature de définition
d’un estimateur est la suivante : un « F » suivi d’un chiffre indiquant le type
d’estimateur, un séparateur « : », puis le ou les types de particules comptés.
Le tableau 6.2 donne pour le mode de transport simple (photon) et mixte
(photon + électron), dans le cas d’une simulation faisant intervenir une source
de photons, à quels estimateurs précédents correspondent les tally.
Nous constatons d’emblée que suivant le mode de transport, simple ou
mixte, un même tally peut recouvrir des estimateurs différents. Le cas le plus
remarquable, étant le tally F6:p,e qui, en mode transport de photon, coïncidera
avec l’estimateur kerma et en mode de transport mixte, électron et photon,
coïncidera avec la somme de l’estimateur kerma K et dose des particules
chargées pc
D . En l’espèce, en comptant à la fois l’énergie cédée par les électrons secondaires et celle transférée localement par les photons, on compte
sensiblement deux fois les mêmes événements. Cet exemple saillant montre
qu’il y a lieu d’anticiper en fonction de l’estimateur choisi du type de particules comptées et du mode de transport, ce que l’on calcule précisément.
Mode p
Mode p e
F4:p =
( )
v
Φ γ
F4:p =
( )
v
Φ γ
F4:e = 0
F4:e =
( )
v e
−
Φ
F5:p =
( )
p
Φ γ
F5:p =
( )
p
Φ γ
F5:e = 0
F5:e =
( )
p e
−
Φ
*F6:p = K
*F6:p = K
F6:e = 0
*F6:e = pc
D
F6:p,e = K
F6:p,e = K + pc
D
*F8:p,e = imp
D
*F8:p,e = imp
D
Tableau 6.2 – Correspondances avec les estimateurs de dosimétrie de MCNPX.
Concernant le tally *F8 coïncidant avec l’estimateur « dose-impulsion », il
convient de mentionner qu’il y a lieu de diviser le résultat de cet estimateur
par la masse de la cellule pour rendre homogène le résultat à une dose absorbée. Cela s’explique par la fonctionnalité de ce tally dédié au comptage des
hauteurs d’impulsions dans des pas en énergie (energy bin).
Par ailleurs, lorsque des calculs sont effectués, il convient d’être au fait de
la nature des données nucléaires utilisées. Il existe à la fois, nous l’avons dit,
des données tabulées (sections efficaces « point par point » : Endf/B-VI,
que les interactions simulées sont au-delà de la gamme d’énergie (1 keV à
150 MeV) pour laquelle les tables de données sont enregistrées [15].
Dans ce code, les estimateurs de grandeurs physiques détaillées plus haut
sont appelés tally. Notons que le choix du transport de telle ou telle particule
est spécifié dans une carte appelée « mode ». La nomenclature de définition
d’un estimateur est la suivante : un « F » suivi d’un chiffre indiquant le type
d’estimateur, un séparateur « : », puis le ou les types de particules comptés.
Le tableau 6.2 donne pour le mode de transport simple (photon) et mixte
(photon + électron), dans le cas d’une simulation faisant intervenir une source
de photons, à quels estimateurs précédents correspondent les tally.
Nous constatons d’emblée que suivant le mode de transport, simple ou
mixte, un même tally peut recouvrir des estimateurs différents. Le cas le plus
remarquable, étant le tally F6:p,e qui, en mode transport de photon, coïncidera
avec l’estimateur kerma et en mode de transport mixte, électron et photon,
coïncidera avec la somme de l’estimateur kerma K et dose des particules
chargées pc
D . En l’espèce, en comptant à la fois l’énergie cédée par les électrons secondaires et celle transférée localement par les photons, on compte
sensiblement deux fois les mêmes événements. Cet exemple saillant montre
qu’il y a lieu d’anticiper en fonction de l’estimateur choisi du type de particules comptées et du mode de transport, ce que l’on calcule précisément.
Mode p
Mode p e
F4:p =
( )
v
Φ γ
F4:p =
( )
v
Φ γ
F4:e = 0
F4:e =
( )
v e
−
Φ
F5:p =
( )
p
Φ γ
F5:p =
( )
p
Φ γ
F5:e = 0
F5:e =
( )
p e
−
Φ
*F6:p = K
*F6:p = K
F6:e = 0
*F6:e = pc
D
F6:p,e = K
F6:p,e = K + pc
D
*F8:p,e = imp
D
*F8:p,e = imp
D
Tableau 6.2 – Correspondances avec les estimateurs de dosimétrie de MCNPX.
Concernant le tally *F8 coïncidant avec l’estimateur « dose-impulsion », il
convient de mentionner qu’il y a lieu de diviser le résultat de cet estimateur
par la masse de la cellule pour rendre homogène le résultat à une dose absorbée. Cela s’explique par la fonctionnalité de ce tally dédié au comptage des
hauteurs d’impulsions dans des pas en énergie (energy bin).
Par ailleurs, lorsque des calculs sont effectués, il convient d’être au fait de
la nature des données nucléaires utilisées. Il existe à la fois, nous l’avons dit,
des données tabulées (sections efficaces « point par point » : Endf/B-VI,