Les protections neutroniques

Bonsoir à tous
Une très intéressante discussion a mérité l'ouverture d'un post spécifique sur les protections neutroniques.

Nous sommes prêts à ouvrir un groupe de travail au travers de cette discussion sur le forum sur le sujet !
A moins que mon très cher administrateur voit le système autrement car c'est lui qui manage les pixels.
Enfin tant qu'il n'est pas en vacances (je sais pas si je vais signer ses congés )

Objectif : tenter de donner les éléments simples et pratiques sur ce type de protection pour tous les utilisateurs.
Toutes les bonnes volontés sont ls bienvenues.

Il ne s'agit pas de faire un ouvrage de référence, mais rester dans l'esprit CirKus, des documents utiles à la radioprotection pratique et opérationnelle au quotidien.

KLOUG

Bonsoir,

l'administrateur que je suis donne carte blanche à notre maitre loyal pour gérer ce groupe de travail. Pour les vacances, elles seront studieuses et vouées au Cirkus. Je n'en dis pas plus et vous mettrai l'eau à la bouche bien assez tôt.

En tant que Klown, je peux mettre à contribution mes connaissances sur la production de neutrons dans les accélérateurs, ainsi que les protections mises en place dans ce cas.
Mon cher Kloug, je suis donc à ta disposition pour travailler sur le sujet.

Bonjour,
Ce sujet m'interresse car pour ma part j'ai réalisée une petite application Excel permettant de calculer "approximativement" le debit de dose efficace neutron derrière un écran de polyéthylène, H2O, Cadmium...
La méthode que j'emploie reste simple, j'utilise la norme (je sais plus et je ne l'ai pas là).... ou sont référencée des spectres neutrons type sans atténuation sur une plage énergétique comprise entre [0;25MeV]. Cette plage est découpée en une 60taines de sous zone.
La méthode à pour objectif de définir le nombre de neutron parvenant à un point de mesure et l'énergie de ceux-ci. Une fois le nombre et l'énergie déterminé grâce à la norme j'applique pour chaque sous zone le facteur de conversion de dose adapté.
Le calcul du nombre de neutrons parvenant au point de mesure:
Dans un premier temps je calcul par un simple calcul de rendement géométrique sur la base de l'angle solide, le nombre de neutron parvenant à l'élément de matière (de surface 1cm²) situé à une distance d de la source.
Cette première étape me donne un nombre normalement majorant du nombre de neutron parvenant car il ne prend pas en compte l'absorption de ceux-ci.
Le calcul de l'énergie des neutrons parvenant au point de mesure:
Pour cela je découpe l'écran en tranche élémentaire, idéalement l'épaisseur de la tranche devrait faire une longueur de relaxation, mais pour limiter les calculs je prend au max 1cm pour l'eau, poly éthylène... et 0,1cm pour le Cd ou B...
je pulse ensuite 100 neutrons pour chaque sous zone énergétique en partant de la zone présentant l'énergie la plus faible.
je calcul de manière déterministe sur les 100 neutrons pulsées leur probabilité d'interaction par diffusion et capture (courbe de section efficace obtenu sur le logiciel JANIS) dans la tranche élémentaire.
Le nombre de neutron ayant fait de la capture est donné par le rapport: Nbre ayant interagit ×Ecapture/(Ecapture+Ediffusion).
avec E=section efficace macroscopique
Ceux-ci ont disparut, ce résultat me sert alors pour corriger le nombre de neutron parvenant au point de mesure
Le nombre de neutron ayant fait de la diffusion est donné par le rapport:
Nbre ayant interagit×Ediffusion/(Ecapture+Ediffusion).
Ceux-ci n'ont pas disparu, mais perdu en énergie. La diffusion neutronique est équiprobable sur [0,Ediffmax] avec Ediffmax=En×(1-(4A/(1+A)^2))
Je répartie ensuite de manière équiprobable les neutrons ayant diffusés sur les plages comprises dans l'intervalle précédent (attention elles n'ont pas la même largeur énergétique, il faut donc pondérée tout cela).
A la fin nous obtenons un spectre dégradé avec un nombre de neutron correspondant.
Voici un exemple de spectre obtenus avec cette méthode:

Et voici une comparaison que j'ai pu faire avec une source d'Am-Be nue dont je dispose au boulot ou j'ai placé progressivement des plaques de polyéthylène et effectué une mesure avec un FH40+Sonde neutron (FH752 je crois).

Votre avis et vos idées pour améliorer cette méthode m'intéressent alors n'hésitez pas à critiquer.
Merci
Merci

Bonjour
Voilà qui pourrait faire l'objet d'un document.
A creuser
KLOUG

bonjour,
j'aimerai savoir comment avec cette méthode vous prenez en compte les captures radiatives, qui vont augmenter l'équivalent de dose total via les photons de capture notamment lorsque l'épaisseur va augmenter (de mémoire pour du CH2 à partir de 50 cm c'est l'ED photons qui prime sur l'ED neutrons).
Autre question comment expliquer la différence entre la valeur du DED pour une épaisseur nulle entre la mesure et le cacul : il me semble qu'il s'agit du calcul le plus simple.

Je pense qu'ELBE est "THE GOOD PERSON" pour donner un avis éclairé sur la question.
KLOUG

Bonjours à tous,
en effet ELBE semble avoir les "good Questions".
Concernant la prise en compte des gamma, je suis encore dessus. Comme je calcul le "taux" d'interraction par capture pour les constitutant de l'écran (H, O...) dans chaque épaisseur élémentatire (dX de 1cm par exemple pour l'eau) je considére que la capture engendrera un gamma de manière isotrope.
Je calcul donc pour cet écran élémentaire l'angle solide correspondant à l'éclairement du point de mesure de référence. Connaissant la position de l'écran élémentaire considéré, je calcul en suite une absorption par le reste de l'écran.

Pour l'écart entre la mesure sans écran et la simulation. En effet c'est normalement le cas le plus simple. Si je fais une simulation sans écran et que je compare à une doc technique sur les source d'Am-Be alors je trouve sensiblement le même résultat que la fiche.
Je me suis dit que le problème venait peut être de la mesure.

Mon hypothèse, et si vous pouvez m'éclairer sur ce point je suis preneur, est que la sonde neutron du FH40 est un compteur proportionnel à He3 fonctionnant en mode impulsionnel.
Il est étalonné sur un spectre de référence différent de celui de l'Am-Be nu.
Son principe étant à Xc/s correspond YSv/h, la valeur Y ayant été déterminé pour une répartition spectrale type avec les facteurs Wr correspondant à ce spectre, il est donc probable qu'un écart apparaisse entre la valeur Théorique et la mesure.
Le seul moyen qui me permettrait d'estimer si la méthode est bonne serait à l'aide d'un Rospec faire une spectro neutron.
Le problème pour mon chef de division: "Comment je justifie que l'on doit acheter du matos à 150000€ en période de restriction budgetaire!"
Bref pour l'instant des idées mis pas de solution!

Bonsoir,
merci Elbe pour la courbe MCNP, je vais m'en servir pour comparer avec mon modèle.
Je tiens à faire qulque correction la sonde neutron du FH40 est un compteur BF3 étalonné à l'Am-Be .
J'ai refait toutes les mesure et simulation ce jour et obtenu les résultats suivants:

La "norme" que j'utilise est en fait le Technical repport 403:Compendium of neutron spectra and detector responses for radiation protection purposes.
Ce document coporte des facteur de conversion en dose efficace et équivalent de dose, d'ou les deux courbe de simulation en fonction du choix effectué.
La doc technique de la source d'Am-Be indique pour 1Ci à 1 m en neutron un débit de dose de 22µSv/h.
Merci encore pour la courbe MCNP, je travail dessus demain.

Bonsoir
Question pour Elbe : est-ce que ça vaut le coup de mettre la courbe dans les données de base ? et est-ce qu'il y en a d'autres pour différents matériaux ?
KLOUG

gerald.lopez a écrit:

Bonsoir,

La "norme" que j'utilise est en fait le Technical repport 403:Compendium of neutron spectra and detector responses for radiation protection purposes.
Ce document coporte des facteur de conversion en dose efficace et équivalent de dose, d'ou les deux courbe de simulation en fonction du choix effectué.
La doc technique de la source d'Am-Be indique pour 1Ci à 1 m en neutron un débit de dose de 22µSv/h.
.

Pour les 22 µSv/h en H*(10) c'est correct (voir ma courbe x 37). Par contre la dose efficace à 15 µSv/h me semble faible. cela vient du fait que vous utilisez la dose efficace en irradiation "ISO". Pour ce type de géométrie il faudrait plutot utiliser la dose efficace en "AP", l'on trouve alors le même ordre de grandeur qu'en H*(10). En effet le facteur de conversion pour des neutrons d'environ 4 MeV est de 418 pSv.cm2 pour E en AP et 392 pSv.cm2 pour H*(10) pour un spectre AmBe.
pour la norme je préfere utiliser une norme ISO (ISO 8529) pour le spectre et les facteurs de la cipr 74 pour les conversions fluence/dose (voir sur le site http://www.rpcirkus.com/documents-techniques/données-de-base-en-rp-1/"

KLOUG a écrit:

Bonsoir
Question pour Elbe : est-ce que ça vaut le coup de mettre la courbe dans les données de base ? et est-ce qu'il y en a d'autres pour différents matériaux ?
KLOUG

bonsoir Kloug,
tu peux la mettre dans la base (en + tu n'as pas besoin de droit d'auteur c'est KDO) mais interesse t'elle quelqu'un ?
j'ai sous le manteau quelques courbes en reserve que je pensais publier un jour peut-être ...

Bonsoir Elbe
OK on va préparer la courbe.
On verra bien. Merci encore
KLOUG

Bonjour,

Elbe, concernant ta courbe est ce que pour les différentes épaisseurs de polyéthylène, on pourrait avoir le débit d'équivalent de dose dû uniquement aux neutrons.
Quelle énergie devons nous prendre en compte pour les photons en sortie de thermaliseur?

merci