452
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
particules pour obtenir une valeur intégrée ou un débit de la grandeur recherchée estimée.
Par exemple, considérons que dans un problème, nous ayons une source de
252
Cf d’activité A de 1 MBq. Conformément au § 6.4.1, l’énergie d’émission des
neutrons par fission spontanée est échantillonnée sur la distribution du spectre
de Watt correspondant. Imaginons que le résultat moyen de l’estimateur dosimétrique kerma K soit 0,1 pGy/(particule source), le résultat mis en forme
serait :
3600
A
K
K A N
=
× ⋅ ⋅
&
&
avec A
N & le flux de neutrons par Bq de
252
Cf, soit 1,17·10
–1 n/s/Bq (cf. chapitre
4). Le facteur 3600 permet de convertir les secondes en heures. On obtiendrait
donc finalement le débit suivant :
12
6
1
3600 0,1 10
10 1,17 10
42 μGy/h
K
−
−
=
×
⋅
×
×
⋅
=
&
Par extension, si dans le problème nous avions des raies discrètes avec des
pourcentages d’émission Γi le calcul de finalisation aurait conduit à l’expression
suivante :
3600
i
i
K
K A
=
× ⋅ ⋅ Γ
¦
&
Dans certains codes, il est possible de rentrer des facteurs de pondération
« post-traitement », qui permettent une mise en forme immédiate du résultat
(e.g. carte « fm » dans MCNP).
6.15 Différents types de codes Monte-Carlo
utilisés en dosimétrie
Nous avons déjà détaillé certaines fonctionnalités et spécificités de deux
codes mettant en œuvre la technique Monte-Carlo, usités dans des contextes
de dosimétrie, radiophysique et radioprotection : EGS (avec sa version récente
EGSnrc) et MCNP (avec son extension aux particules « exotiques » MCNPX).
Il existe d’autres codes utilisés dans des contextes similaires dont une brève
description en est faite ci-après.
TRIPOLI-4 [8] est un code à 3D développé par le CEA mettant en œuvre
la méthode Monte-Carlo pour simuler le transport des neutrons, photons, électrons et positrons. Initialement dédié à la neutronique des cœurs de réacteur,
ce code a récemment été implémenté avec la physique de la cascade électromagnétique. Son développement a commencé au début des années 1970. Il est
écrit en C et C
++
. Tripoli-4 peut utiliser trois formats différents pour les sections efficaces : une représentation ponctuelle produite par le système NJOY
pour les sections efficaces de neutron et de photon, une représentation en sections efficaces multi-groupes homogénéisées et auto-protégées produites par le
code de cellule Apollo-2 ou en sections efficaces multi-groupes homogénéisées
produites par Tripoli-4 lui-même pour les sections efficaces de neutrons. Enfin,
une représentation multi-groupe avec tables de probabilités pour les sections
Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
particules pour obtenir une valeur intégrée ou un débit de la grandeur recherchée estimée.
Par exemple, considérons que dans un problème, nous ayons une source de
252
Cf d’activité A de 1 MBq. Conformément au § 6.4.1, l’énergie d’émission des
neutrons par fission spontanée est échantillonnée sur la distribution du spectre
de Watt correspondant. Imaginons que le résultat moyen de l’estimateur dosimétrique kerma K soit 0,1 pGy/(particule source), le résultat mis en forme
serait :
3600
A
K
K A N
=
× ⋅ ⋅
&
&
avec A
N & le flux de neutrons par Bq de
252
Cf, soit 1,17·10
–1 n/s/Bq (cf. chapitre
4). Le facteur 3600 permet de convertir les secondes en heures. On obtiendrait
donc finalement le débit suivant :
12
6
1
3600 0,1 10
10 1,17 10
42 μGy/h
K
−
−
=
×
⋅
×
×
⋅
=
&
Par extension, si dans le problème nous avions des raies discrètes avec des
pourcentages d’émission Γi le calcul de finalisation aurait conduit à l’expression
suivante :
3600
i
i
K
K A
=
× ⋅ ⋅ Γ
¦
&
Dans certains codes, il est possible de rentrer des facteurs de pondération
« post-traitement », qui permettent une mise en forme immédiate du résultat
(e.g. carte « fm » dans MCNP).
6.15 Différents types de codes Monte-Carlo
utilisés en dosimétrie
Nous avons déjà détaillé certaines fonctionnalités et spécificités de deux
codes mettant en œuvre la technique Monte-Carlo, usités dans des contextes
de dosimétrie, radiophysique et radioprotection : EGS (avec sa version récente
EGSnrc) et MCNP (avec son extension aux particules « exotiques » MCNPX).
Il existe d’autres codes utilisés dans des contextes similaires dont une brève
description en est faite ci-après.
TRIPOLI-4 [8] est un code à 3D développé par le CEA mettant en œuvre
la méthode Monte-Carlo pour simuler le transport des neutrons, photons, électrons et positrons. Initialement dédié à la neutronique des cœurs de réacteur,
ce code a récemment été implémenté avec la physique de la cascade électromagnétique. Son développement a commencé au début des années 1970. Il est
écrit en C et C
++
. Tripoli-4 peut utiliser trois formats différents pour les sections efficaces : une représentation ponctuelle produite par le système NJOY
pour les sections efficaces de neutron et de photon, une représentation en sections efficaces multi-groupes homogénéisées et auto-protégées produites par le
code de cellule Apollo-2 ou en sections efficaces multi-groupes homogénéisées
produites par Tripoli-4 lui-même pour les sections efficaces de neutrons. Enfin,
une représentation multi-groupe avec tables de probabilités pour les sections