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Radioprotection et ingénierie nucléaire
– la masse volumique,
– la composition,
– l’épaisseur dixième vis-à-vis des γ en terme de flux de particules (atténuation en ligne
droite et hors facteur d’accumulation),
– la teneur en hydrogène (éventuel) et l’épaisseur dixième vis-à-vis des neutrons en terme
de flux de particules (valeur indicative). On prend x 1/10 = Ln10/μ (μ en cm –1 , section efficace macroscopique totale). Les valeurs de section macroscopique totale sont extraites du
catalogue PMDS,
– les énergies des γ de capture radiative (extraites de Jaeger, 1968, vol. I, pp. 85-86),
– l’activation résultant de l’irradiation d’un kg du matériau pendant 1 an pour cinq temps
de refroidissement (0 s, 1 heure, 1 jour, 1 an et 100 ans), avec un flux de
2 × 10 14 neutrons> cm 2 >s –1 et un spectre (figure 12.2) représentatif d’un milieu combustible REP (UO 2 , 3,5 % d’enrichissement en 235 U, 0 MWj>tU – 1 ). Ces calculs ont été
réalisés à l’aide du code DARWIN (Tsilanizara et al., 2000) basé sur la bibliothèque
EAF 99 (environ 9 400 réactions de capture neutronique possibles). Les grandeurs sont :
– l’activité, ainsi que les contributions en relatif des principaux nucléides dans le cas
de l’acier,
– la puissance associée aux γ, aux β et aux α,
– dans le cas de l’acier, la dose au contact d’un milieu semi-infini constitué du matériau activé et les contributions en relatif des principaux nucléides (contributions supérieures à 1 %)
– les principales voies dans le tableau 12.4 (voir aussi chapitre 8, tableau 8.10).
12.2.1. Eau (water)
L’eau est un matériau présent dans beaucoup d’installations pour d’autres motivations que
la radioprotection (modérateur des réacteurs REP, caloporteur).
Figure 12.2. Flux normalisé pour exemple d’activation des matériaux.
Radioprotection et ingénierie nucléaire
– la masse volumique,
– la composition,
– l’épaisseur dixième vis-à-vis des γ en terme de flux de particules (atténuation en ligne
droite et hors facteur d’accumulation),
– la teneur en hydrogène (éventuel) et l’épaisseur dixième vis-à-vis des neutrons en terme
de flux de particules (valeur indicative). On prend x 1/10 = Ln10/μ (μ en cm –1 , section efficace macroscopique totale). Les valeurs de section macroscopique totale sont extraites du
catalogue PMDS,
– les énergies des γ de capture radiative (extraites de Jaeger, 1968, vol. I, pp. 85-86),
– l’activation résultant de l’irradiation d’un kg du matériau pendant 1 an pour cinq temps
de refroidissement (0 s, 1 heure, 1 jour, 1 an et 100 ans), avec un flux de
2 × 10 14 neutrons> cm 2 >s –1 et un spectre (figure 12.2) représentatif d’un milieu combustible REP (UO 2 , 3,5 % d’enrichissement en 235 U, 0 MWj>tU – 1 ). Ces calculs ont été
réalisés à l’aide du code DARWIN (Tsilanizara et al., 2000) basé sur la bibliothèque
EAF 99 (environ 9 400 réactions de capture neutronique possibles). Les grandeurs sont :
– l’activité, ainsi que les contributions en relatif des principaux nucléides dans le cas
de l’acier,
– la puissance associée aux γ, aux β et aux α,
– dans le cas de l’acier, la dose au contact d’un milieu semi-infini constitué du matériau activé et les contributions en relatif des principaux nucléides (contributions supérieures à 1 %)
– les principales voies dans le tableau 12.4 (voir aussi chapitre 8, tableau 8.10).
12.2.1. Eau (water)
L’eau est un matériau présent dans beaucoup d’installations pour d’autres motivations que
la radioprotection (modérateur des réacteurs REP, caloporteur).
Figure 12.2. Flux normalisé pour exemple d’activation des matériaux.