9 - Méthodologie des études de protection
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– pour les neutrons : le ralentissement par choc inélastique sur des noyaux lourds pour les
neutrons rapides, la thermalisation par chocs élastiques pour les neutrons épithermiques,
l’absorption pour les neutrons thermiques.
Ceci conduit à définir trois types de matériaux utilisés en radioprotection vis-à-vis des γ et
des neutrons :
– les matériaux lourds qui sont de bons atténuateurs γ (les interactions ci-dessus des γ avec
la matière sont plus importantes avec les atomes de numéro atomique Z élevé) et dont
certains permettent de ralentir efficacement les neutrons rapides (c’est-à-dire d’énergie
supérieure à 1 MeV) par diffusion inélastique (fer, uranium appauvri, par exemple). Signalons que le plomb, outre ses mauvaises capacités modératrices et sa très faible section efficace d’absorption thermique (170 millibarns), émet des γ de capture radiative de plus de
7 MeV et produit également des réactions (n, 2n) comme beaucoup de matériaux de
Z > 50. C’est donc un mauvais écran aux neutrons ;
– les matériaux hydrogénés, de faible densité, pour les ralentissement des neutrons
épithermiques. Ce sont : l’eau, les matériaux hydrocarbonés (polyéthylène, polypropylène, résines…), des hydrures (de zirconium, de titane, de lithium), la paraffine, les bois
comprimés, les plâtres ou autres composés à base de poudres minérales ;
– les matériaux neutrophages, qui permettent, parallèlement au ralentissement des
neutrons rapides, d’absorber les neutrons thermiques, par exemple : l’eau
(σ a = 0,33 barn), le bore (bore naturel : σ a = 800 barns), le cadmium (cadmium naturel :
σ a = 2500 barns). De ces trois, le bore est le plus intéressant car il ne produit, lors de
l’absorption des neutrons, que des γ d’énergie 0,577 MeV 4 alors que l’eau (hydrogène) en
produit de 2,23 MeV et le cadmium de 7 MeV et plus.
Les caractéristiques de matériaux de protection sont détaillées dans le chapitre 12.
9.5.2. Disposition des écrans
En cas de source intense de rayonnement γ, on met en œuvre des écrans en matériaux
lourds (plomb, uranium appauvri, fer, tungstène…) le plus près possible de la source afin
d’optimiser au niveau devis de masse (particulièrement vrai dans le cadre des géométries
sphériques et cylindriques).
En cas de présence de flux neutronique, on est en général en présence d’un flux de rayonnement mixte neutron-γ du fait des interactions neutrons-matière :
– pour une source riche en neutrons rapides, il est recommandé de disposer en premier un
matériau ralentisseur (lourd ou léger) en tête de protection afin d’amener rapidement ces
neutrons à un état où ils sont plus susceptibles d’être absorbés,
– en sortie de ralentisseur ou mélangé avec lui, il convient de disposer un matériau à
grande section efficace de capture des neutrons thermiques. Les matériaux borés conviennent particulièrement à ce type de protection mais il faut faire attention à leur tenue sous
irradiation γ quand elle est présente,
– c’est pourquoi, si la source d’origine est mixte (neutrons et γ), il faut absorber une grande
partie des rayons γ dès leur sortie de la source (gain de poids et augmentation de la durée
de vie des matériaux neutrophages),
4 Notons toutefois qu’il produit des particules α, particules qui conduisent à un échauffement local de l’écran
ce qui peut constituer un inconvénient dans certains cas (barres de contrôles par exemple).
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– pour les neutrons : le ralentissement par choc inélastique sur des noyaux lourds pour les
neutrons rapides, la thermalisation par chocs élastiques pour les neutrons épithermiques,
l’absorption pour les neutrons thermiques.
Ceci conduit à définir trois types de matériaux utilisés en radioprotection vis-à-vis des γ et
des neutrons :
– les matériaux lourds qui sont de bons atténuateurs γ (les interactions ci-dessus des γ avec
la matière sont plus importantes avec les atomes de numéro atomique Z élevé) et dont
certains permettent de ralentir efficacement les neutrons rapides (c’est-à-dire d’énergie
supérieure à 1 MeV) par diffusion inélastique (fer, uranium appauvri, par exemple). Signalons que le plomb, outre ses mauvaises capacités modératrices et sa très faible section efficace d’absorption thermique (170 millibarns), émet des γ de capture radiative de plus de
7 MeV et produit également des réactions (n, 2n) comme beaucoup de matériaux de
Z > 50. C’est donc un mauvais écran aux neutrons ;
– les matériaux hydrogénés, de faible densité, pour les ralentissement des neutrons
épithermiques. Ce sont : l’eau, les matériaux hydrocarbonés (polyéthylène, polypropylène, résines…), des hydrures (de zirconium, de titane, de lithium), la paraffine, les bois
comprimés, les plâtres ou autres composés à base de poudres minérales ;
– les matériaux neutrophages, qui permettent, parallèlement au ralentissement des
neutrons rapides, d’absorber les neutrons thermiques, par exemple : l’eau
(σ a = 0,33 barn), le bore (bore naturel : σ a = 800 barns), le cadmium (cadmium naturel :
σ a = 2500 barns). De ces trois, le bore est le plus intéressant car il ne produit, lors de
l’absorption des neutrons, que des γ d’énergie 0,577 MeV 4 alors que l’eau (hydrogène) en
produit de 2,23 MeV et le cadmium de 7 MeV et plus.
Les caractéristiques de matériaux de protection sont détaillées dans le chapitre 12.
9.5.2. Disposition des écrans
En cas de source intense de rayonnement γ, on met en œuvre des écrans en matériaux
lourds (plomb, uranium appauvri, fer, tungstène…) le plus près possible de la source afin
d’optimiser au niveau devis de masse (particulièrement vrai dans le cadre des géométries
sphériques et cylindriques).
En cas de présence de flux neutronique, on est en général en présence d’un flux de rayonnement mixte neutron-γ du fait des interactions neutrons-matière :
– pour une source riche en neutrons rapides, il est recommandé de disposer en premier un
matériau ralentisseur (lourd ou léger) en tête de protection afin d’amener rapidement ces
neutrons à un état où ils sont plus susceptibles d’être absorbés,
– en sortie de ralentisseur ou mélangé avec lui, il convient de disposer un matériau à
grande section efficace de capture des neutrons thermiques. Les matériaux borés conviennent particulièrement à ce type de protection mais il faut faire attention à leur tenue sous
irradiation γ quand elle est présente,
– c’est pourquoi, si la source d’origine est mixte (neutrons et γ), il faut absorber une grande
partie des rayons γ dès leur sortie de la source (gain de poids et augmentation de la durée
de vie des matériaux neutrophages),
4 Notons toutefois qu’il produit des particules α, particules qui conduisent à un échauffement local de l’écran
ce qui peut constituer un inconvénient dans certains cas (barres de contrôles par exemple).