source scellée 241Am-Be

Bonjour à tous,

nouvelle PCR dans mon entreprise, et aussi nouvelle sur ce forum, je sollicite vos lumières.

Je réalise une étude de poste impliquant l'utilisation d'une source 214Am-Be de 100 GBq (que nous n'avons pas encore achetée), et je voudrais, à partir de l'activité de cette source calculer le débit de dose à 1 m dû aux neutrons d'une part, et aux gamma d'autre part (le porte source est en acier inox de 7,6 mm d'épaisseur, mais pour mon calcul de débit de dose, je ne veux pas en tenir compte).
S'agissant d'une source neutron, je ne sais pas comment m'y prendre.

D'autre part, savez vous quelle est l'énergie moyenne des neutrons émis ? Sur le forum j'ai trouvé dans un post précédent la valeur de 4,4 MeV. Mon formateur PCR à l'Apave Paris m'avait dit ~ 8 MeV. Savez-vous ou je pourrais trouver l'information (bibliographie) ?

Je vous remercie d'avance de votre temps et de votre aide.

Bienvenu sous le chapiteau!

ce type de source, c'est ma spécialité
Sur un des certificats de source AmBe 111GBq que j'utilise, le débit de dose neutron à 1m mesuré est de 81,1µSv/h pour une émission de neutron de 7,2.10^6 n/s.
A cela il faut ajouter un débit de dose gamma de valeur équivalente. En effet, les réactions permettant de produire les neutrons de la source génèrent également, dans 60% des neutrons produit, un gamma de 4,4MeV.

Pour l'énergie moyenne des neutrons, on considère effectivement 4-5MeV.
Pour mes calculs par code, j'utilise plutôt le spectre normalisé (Norme ISO 8529-1 Rayonnements neutroniques de référence -- Partie 1: Caractéristiques et méthodes de production).

Attention : les formules empiriques pour calculer un débit de dose à partir d'une activité sont applicables pour des gamma mais pas pour des neutrons ... d'autant que dans le cas d'une source AmBe, l'émission est issue d'une réaction nucléaire alpha+Be et non d'une décroissance radioactive, comme dans le cas d'une source de 252Cf.

Bonjour,

tout d'abord merci pour cette réponse rapide. 

Ca me fait une valeur de base sur laquelle m'appuyer pour mon analyse préliminaire de poste, et la conception d'un local de stockage avec épaisseurs d'écrans adaptées.
Par contre, si les réactions permettant de produire les neutrons de la sources génèrent dans 60% des cas un gamma, je ne devrais pas prendre 81.1 x 60% = 48.7 µSv/h pour le débit de dose gamma ?

Merci

n'oublie pas qu'un gamma et un neutron n'engendrent pas la même dose
J'avais trouvé l'info sur une vieille étude sur les sources AmBe qui concluait au fait, qu'au contact (~15cm), les débits de dose gamma et neutron sont équivalents. Je dois l'avoir gardé quelque part ...

Pour ton étude, mon REX est : le béton pour les neutrons et les gamma, c'est ce qui est le mieux pour un local. Si par contre tu as des contraintes (poids, géométrie), le PEHD est le mieux pour les neutrons .. mais un peu cher et surtout, il y a un deuxième effet KISSCOOL : les réactions n + H qui modèrent les neutrons produisent des gamma de 2,2MeV ... qu'il faut alors écranter.

Les neutrons en RP ... c'est pas l'pied! (mais qu'est-ce qu'on s'amuse quand même )

Merci pour l'information. Si tu retrouves cette étude, je suis preneuse évidemment car j'ai une peu de mal à comprendre pourquoi les débits de dose seraient équivalents.

Effectivement, dans mon calcul précédent, j'ai oublié de prendre en compte les facteurs de pondération de rayonnement. Si on prend en compte WRneutron2-20MeV = 10 x WRgamma, je devrais trouver quelque chose comme .H(gamma) = (1/10) x (.Hneutron x 60%) = 4,87 µSv/h
Je loupe quelque chose ?

Effectivement pour mon local j'avais pensé au béton car finalement, c'est la solution la plus économique, et pour nos stockages temporaires dans nos véhicules (nous seront amenés à transporter nos sources), je pensais à du PEHD + Pb derrière car on va être limité en espace disponible !

Voilà le doc d'où je tire l'équivalent mesuré des doses neutron et gamma :






                                                                  DSTO-TN-1003



Pour le reste, j'avoue passer pour les neutrons par code Monte Carlo et pas par les formules empiriques, sauf pour des extrapolations.



Pour tes protections, ça me semble convenir ... y a plus qu'à dimensionner!

Mettre aussi la source dans le véhicule le plus éloigné du poste de conduite ... mais tu as du déjà y penser

Merci pour le document et pour ton temps.

Bonsoir,
l'Am241 sert de source alpha et le Be de source neutron:

1 alpha (2-4) + Be (4-9) = 1n + C(6- 12) + un gamma de désexcitation du C

En clair: un alpha sur le Be va donner 1 neutron et un gamma de 4,5Mev venant du carbone.

Tu auras donc une fluence en neutrons équivalente à la fluence en photons (j'oublie le 59Kev de l'Am)

Par contre, comme le dit Ptit GG, le débit de dose est différent

Bonjour bonjour
je suis un peu en retard... mais pour info, en utilisant le célèbre logiciel vanté sur ce forum (à juste titre !), j'obtiens environ 80µSv/h à 1 mètre en débit d'équivalent de dose neutrons.
A+