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Radioprotection et ingénierie nucléaire
10.7.4. Intérêt de la méthode de propagation par albédo
Cette méthode a été développée pour traiter la propagation des particules dans des milieux
lacunaires : halls, gaines de ventilation, canalisations, passages de câbles, jeux de protection. On trouve dans Bourdet (1985), Rockwell (1956) et Lee (1989) des formules et de
modèles de propagation par albédo, à base de calcul d’angles solides, des neutrons et des
γ dans des traversées. Certains problèmes se satisfont de la prise en compte d’une seule
réflexion. D’autres plus complexes demandent la prise en considération de plusieurs
réflexions, d’où l’intérêt de disposer de bibliothèques de valeurs d’albédos doublement
différentiels en angle et en énergie. Certains de ces modèles de propagation par albédo
sont implémentés dans des codes de calcul tels que le code NARCISSE développé au CEA
(1996), le code RANKERN développé initialement à l’AEA en Angleterre. Par ailleurs, ces
valeurs d’albédos peuvent être réutilisées dans un code de résolution de l’équation du
transport (code de transport Monte Carlo par exemple) comme conditions aux limites à des
interfaces choisies du système physique étudié afin de réduire les temps de calculs.
À l’instar de la méthode d’atténuation en ligne droite, il s’agit d’une méthode de projet,
donnant une estimation de la grandeur physique recherchée (débit de dose…).
Références
Assad A. (1995) Amélioration de la modélisation du transport des γ suivant la méthode de
l’atténuation en ligne droite, note CEA-N-2804, thèse de Doctorat en Sciences, Université Paris XI – Orsay.
Assad A., Chiron M., Nimal J.C., Diop C.M., Ridoux P. (1999) A Comparison of γ ray
buildup factors for water, iron and lead by using discrete ordinates, moments, and
Monte Carlo methods, Nuclear Science and Engineering, 132, 203-216.
Assad A., Chiron M., Nimal J.C., Diop C.M., Ridoux P. (2000) General formalism for
Calculating γ-Ray Buildup Factor in Multilayer Shields into MERCURE-6 Code, Proceedings of the 9th International Conference on Radiation Shielding, March 2000,
Tsukuba, Ibaraki, Japan, Journal of Nuclear Science and Technology, Supplement 1,
493-497.
Authier N. (1999) Mise au point d’un estimateur ponctuel du flux et des taux de réactions
dans les calculs de transport de particules neutres par la méthode de Monte Carlo, Note
CEA-N 2846. Thèse de doctorat, Université Paris XI-Orsay, décembre 1998.
Authier N., Both J.P., Nimal J.C. (2001) New Photon Biasing Schemes for the ‘One-MoreCollided-Flux- Estimator‘ Method, Nuclear Science and Engineering, 137, 146-155.
Baur A. (1985) Protection contre les rayonnements – Aspects physiques et méthodes de
calcul (CEA) p. 124.
Berger M.J. (1963) Monte Carlo Calculation of the Penetration and Diffusion of Fast
Charged Particles, in B. Adler, S. Fernbach, M. Rotenberg eds, Methods of Computational Physics, vol. 1, (Academic Press, New York), pp. 133-215.
Berger M.J., Raso D.J. (1960) Monte Carlo Calculation of γ Ray Backscattering, Radiation
Research, 12, 20.
Berger M.J., Seltzer S.M. (1986) Bremsstrahlung Energy Spectra from Electrons with Kinetic
Energy 1keV-10GeV Incident Screened Nuclei and Orbital Electrons of Neutral Atoms
with Z=1-100, Atomic Data and Nuclear Data Tables, 35, 345.
Radioprotection et ingénierie nucléaire
10.7.4. Intérêt de la méthode de propagation par albédo
Cette méthode a été développée pour traiter la propagation des particules dans des milieux
lacunaires : halls, gaines de ventilation, canalisations, passages de câbles, jeux de protection. On trouve dans Bourdet (1985), Rockwell (1956) et Lee (1989) des formules et de
modèles de propagation par albédo, à base de calcul d’angles solides, des neutrons et des
γ dans des traversées. Certains problèmes se satisfont de la prise en compte d’une seule
réflexion. D’autres plus complexes demandent la prise en considération de plusieurs
réflexions, d’où l’intérêt de disposer de bibliothèques de valeurs d’albédos doublement
différentiels en angle et en énergie. Certains de ces modèles de propagation par albédo
sont implémentés dans des codes de calcul tels que le code NARCISSE développé au CEA
(1996), le code RANKERN développé initialement à l’AEA en Angleterre. Par ailleurs, ces
valeurs d’albédos peuvent être réutilisées dans un code de résolution de l’équation du
transport (code de transport Monte Carlo par exemple) comme conditions aux limites à des
interfaces choisies du système physique étudié afin de réduire les temps de calculs.
À l’instar de la méthode d’atténuation en ligne droite, il s’agit d’une méthode de projet,
donnant une estimation de la grandeur physique recherchée (débit de dose…).
Références
Assad A. (1995) Amélioration de la modélisation du transport des γ suivant la méthode de
l’atténuation en ligne droite, note CEA-N-2804, thèse de Doctorat en Sciences, Université Paris XI – Orsay.
Assad A., Chiron M., Nimal J.C., Diop C.M., Ridoux P. (1999) A Comparison of γ ray
buildup factors for water, iron and lead by using discrete ordinates, moments, and
Monte Carlo methods, Nuclear Science and Engineering, 132, 203-216.
Assad A., Chiron M., Nimal J.C., Diop C.M., Ridoux P. (2000) General formalism for
Calculating γ-Ray Buildup Factor in Multilayer Shields into MERCURE-6 Code, Proceedings of the 9th International Conference on Radiation Shielding, March 2000,
Tsukuba, Ibaraki, Japan, Journal of Nuclear Science and Technology, Supplement 1,
493-497.
Authier N. (1999) Mise au point d’un estimateur ponctuel du flux et des taux de réactions
dans les calculs de transport de particules neutres par la méthode de Monte Carlo, Note
CEA-N 2846. Thèse de doctorat, Université Paris XI-Orsay, décembre 1998.
Authier N., Both J.P., Nimal J.C. (2001) New Photon Biasing Schemes for the ‘One-MoreCollided-Flux- Estimator‘ Method, Nuclear Science and Engineering, 137, 146-155.
Baur A. (1985) Protection contre les rayonnements – Aspects physiques et méthodes de
calcul (CEA) p. 124.
Berger M.J. (1963) Monte Carlo Calculation of the Penetration and Diffusion of Fast
Charged Particles, in B. Adler, S. Fernbach, M. Rotenberg eds, Methods of Computational Physics, vol. 1, (Academic Press, New York), pp. 133-215.
Berger M.J., Raso D.J. (1960) Monte Carlo Calculation of γ Ray Backscattering, Radiation
Research, 12, 20.
Berger M.J., Seltzer S.M. (1986) Bremsstrahlung Energy Spectra from Electrons with Kinetic
Energy 1keV-10GeV Incident Screened Nuclei and Orbital Electrons of Neutral Atoms
with Z=1-100, Atomic Data and Nuclear Data Tables, 35, 345.