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Radioprotection et ingénierie nucléaire
représente la perte d’énergie par unité de longueur pour un électron d’énergie E’.
représente l’énergie moyenne du groupe d’énergie i.
Q(E) est un cœfficient associé à la réponse débit de dose cherchée pour un électron
d’énergie E.
Le débit de dose total cherché s’obtient par simple sommation sur les types de radionucléides émetteurs β et sur les groupes d’énergie :
10.2. Transport des particules neutres : neutrons
et gamma
On considère un milieu (système physique) non multiplicateur dans lequel se propagent
des particules neutres – neutrons et/ou γ ici. L’équation de Boltzmann, ou plus exactement
l’équation du transport, régit la propagation des particules neutres dans la matière
(Duderstadt et al., 1979 ; Lux et al., 1991 ; Reuss et al., 1985).
Les phénomènes qui dominent la propagation des neutrons sont les réactions de diffusion
élastique, de diffusion inélastique, de capture radiative, de fission, d’absorption avec
production de particules secondaires : neutrons, proton, particules α, deuton…
Alors que le neutron interagit directement avec le noyau de l’atome, le γ interagit essentiellement avec le cortège électronique de l’atome : effet photo-électrique (absorption),
diffusion cohérente, diffusion Compton, effet de paires (e + , e – ).
Dans la suite on se place en régime stationnaire qui est le cas de figure le plus fréquemment considéré dans les études de protection. Le flux en phase φ( , E, ), défini dans le
chapitre 7, satisfait les deux formes intégro-différentielle et intégrale de l’équation du transport présentées dans les deux paragraphes suivants. La notion de flux adjoint et d’équation
adjointe sera abordée au paragraphe 10.2.3.
Figure 10.1. Calcul du débit de dose induit au centre d’une sphère d’air par une source volumique
de particules β.
dE
dr
-----⎝ ⎠
⎛ ⎞
EЈ
E i
D 
D ik
i
Α
k
Α
ϭ
r
⍀
Radioprotection et ingénierie nucléaire
représente la perte d’énergie par unité de longueur pour un électron d’énergie E’.
représente l’énergie moyenne du groupe d’énergie i.
Q(E) est un cœfficient associé à la réponse débit de dose cherchée pour un électron
d’énergie E.
Le débit de dose total cherché s’obtient par simple sommation sur les types de radionucléides émetteurs β et sur les groupes d’énergie :
10.2. Transport des particules neutres : neutrons
et gamma
On considère un milieu (système physique) non multiplicateur dans lequel se propagent
des particules neutres – neutrons et/ou γ ici. L’équation de Boltzmann, ou plus exactement
l’équation du transport, régit la propagation des particules neutres dans la matière
(Duderstadt et al., 1979 ; Lux et al., 1991 ; Reuss et al., 1985).
Les phénomènes qui dominent la propagation des neutrons sont les réactions de diffusion
élastique, de diffusion inélastique, de capture radiative, de fission, d’absorption avec
production de particules secondaires : neutrons, proton, particules α, deuton…
Alors que le neutron interagit directement avec le noyau de l’atome, le γ interagit essentiellement avec le cortège électronique de l’atome : effet photo-électrique (absorption),
diffusion cohérente, diffusion Compton, effet de paires (e + , e – ).
Dans la suite on se place en régime stationnaire qui est le cas de figure le plus fréquemment considéré dans les études de protection. Le flux en phase φ( , E, ), défini dans le
chapitre 7, satisfait les deux formes intégro-différentielle et intégrale de l’équation du transport présentées dans les deux paragraphes suivants. La notion de flux adjoint et d’équation
adjointe sera abordée au paragraphe 10.2.3.
Figure 10.1. Calcul du débit de dose induit au centre d’une sphère d’air par une source volumique
de particules β.
dE
dr
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⎛ ⎞
EЈ
E i
D 
D ik
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