Résolutions de problèmes sur les rayonnements ionisants

Rodolphe Antoni, Laurent Bourgois

Description

Cet ouvrage fait le point sur l’état de l’art en matière de calculs dosimétriques, de métrologie des rayonnements ionisants et de radioprotection au travers de problèmes liés à des applications concrètes du domaine.

Il propose des résolutions au moyen de formules analytiques et semi-empiriques issues de la théorie de la physique nucléaire et des derniers développements de la recherche. Pour certaines problématiques : théorie des cavités, calcul des doses absorbées pour les protons, calculs de grandeurs et dimensionnements autour des générateurs X, les données et les approches calculatoires les plus récentes figurent parmi les outils employés. De plus, dans l’essentiel des problèmes proposés, une inter-comparaison avec les résultats numériques issus d’un code de type Monte-Carlo est présentée. Le code MCNP, outil mondialement utilisé, a été choisi dans cet ouvrage pour fournir, le cas échéant, les « valeurs vraies » afin d’éprouver les résultats calculés analytiquement ou de façon semi-empirique. Pour chaque cas étudié, les fichiers d’entrée sont fournis dans leur globalité et leur architecture détaillée. Certaines géométries complexes intervenant dans la définition des scènes radiologiques simulées sont décrites ainsi que les fonctionnalités utilisées pour le suivi du transport des particules. Par ailleurs, un accent est mis sur les normalisations des résultats bruts de MCNP et sur les techniques de réduction de variance ajoutées pour faciliter, voire permettre la convergence des estimateurs statistiques vers le résultat final.

Cet ouvrage s’adresse à un public possédant de solides bases dans les domaines concernés et peut être recommandé à partir d’un niveau de License de physique. Il apportera des éléments théoriques et techniques, aussi bien, aux ingénieurs pour des prestations de calculs qu’aux étudiants de troisième cycle pour leurs travaux de recherche. Concernant la démarche pédagogique proposée, chaque problème est indépendant avec un niveau croissant de difficulté ; le lecteur peut ainsi étudier les problématiques qui l’intéressent dans l’ordre qu’il désire.

Sujets

• Techniques
• Energie et Environnement
• Energie & environnement
• Sciences et techniques
• Monte Carlo
• Radiation
• Radioprotection
• Science

Informations

• Publié par: EDP Sciences
• Date de parution: 28 mars 2019
• Nombre de lectures: 0
• EAN13: 9782759823123
• Langue: Français
• Poids de l'ouvrage: 3 Mo

Extrait

PROfil

Résolutions de problèmes sur les rayonnements ionisants

Dosimétrie, instrumentation, protection radiologique

Laurent Bourgois et Rodolphe Antoni

Résolutions de problèmes sur les rayonnements ionisants : dosimétrie, instrumentation, protection radiologique

De l’approche analytique à la résolution numérique MonteCarlo via MCNP

Résolutions de problèmes sur les rayonnements ionisants : dosimétrie, instrumentation, protection radiologique

De l’approche analytique à la résolution numérique MonteCarlo via MCNP

Laurent Bourgois et Rodolphe Antoni

Imprimé en France

ISBN (papier) : 9782759823093 – ISBN (ebook) : 9782759823123 Tous droits de traduction, d’adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n’autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l’article 41, d’une part, que les « copies ou reproductions strictement réservées à l’usage privé du copiste et non destinées à une utilisation collective », et d’autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d’exemple et d’illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consente ment de l’auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l’article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. © EDP Sciences, 2019

Table des matières

Avantpropos Résumé

Chapitre 1 Calcul des grandeurs radiométriques et dosimétriques • (fluence, kerma, dose et équivalent de dose ambiant) 1.I Calculs élémentaires du débit de fluence pour différentes géométries de sources 1.II Calculs élémentaires d’équivalents de doses ambiants 1.III Calcul de dose et de kerma pour les photons dans un milieu avec interfaces 1.IV Calcul du débit d’équivalent de dose ambiant dans un tuyau uniformément contaminé 1.V Calcul de la dose absorbée en profondeur pour des b 1.VI Calcul du profil de dose absorbée pour des protons de 170 MeV dans l’eau 1.VII Calculs du kerma neutron et des spectres microdosimétriques avec un compteur proportionnel équivalent tissu

Chapitre 2  • Principes de détection et réponses des détecteurs pour les grandeurs physiques de référence et les grandeurs dosimétriques opérationnelles 2.I Chambre fonctionnant en chambre d’ionisation pour les photons et en compteur proportionnel pour les neutrons

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60 2.II Étalonnage au Co d’une chambre d’ionisation 2.III Calcul d’un débit de dose dans un FLi 2.IV Mesure de H’(0.07, 0°) pour un spectre b avec une chambre d’ionisation à extrapolation 2.V Mesure de l’énergie et de la fluence pour des neutrons rapides monoénergétiques au moyen d’un télescope à proton de recul 2.VI Mesure de l’énergie par temps de vol pour des neutrons rapides monoénergétiques 2.VII Mesure du spectre neutronique au moyen des sphères de Bonner sur un poste de travail 2.VIII Mesure d’une dose dans un calorimètre à eau pour un faisceau de protons de 170 MeV dédié à la protonthérapie 252 2.IX Étalonnage d’un débitmètre neutron avec une source de Cf

Chapitre 3  • Calcul de blindage et d’activation pour différents types d’installations(sources radioactives, générateurs X, accélérateurs…) 3.I Calcul d’un blindage pour une source neutronique d’AmBe 3.II Calcul du débit d’équivalent de dose ambiant pour une source 60 de photons de Co derrière un écran de 4 mètres d’eau 3.III Calcul de la protection biologique autour d’un générateur X 3.IV Calcul d’activation neutronique et du débit d’équivalent de dose ambiant résultant 3.V Calcul du débit d’équivalent de dose ambiant diffusé pour un faisceau de générateur X sur un fantôme d’eau 3.VI Calcul des protections radiologiques autour d’un accélérateur d’électrons avec une cible de conversion X

Références

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Avantpropos

Après un premier ouvrage (en français et en anglais) portant sur la physique de l’exposition externe, les auteurs font le point sur l’état de l’art en matière de calculs dosimétriques et de radioprotection au travers de problèmes liés à des applications concrètes du domaine.

Pour chaque problème, l’ouvrage propose des résolutions au moyen de formules analytiques et semiempiriques issues de la théorie de la physique nucléaire et des derniers développements de la recherche. Pour certaines problématiques (théorie des cavités, calcul des doses absorbées pour les protons, calculs de grandeurs et dimensionnements autour des générateurs X…), les données et les approches calcu latoires les plus récentes figurent parmi les outils employés.

De plus, dans l’essentiel des problèmes proposés, une intercomparaison avec les résultats numériques issus d’un code de type MonteCarlo est présentée. En effet, les codes de calculs fondés sur cette méthode sont largement répandus dans les domaines de l’exposition radiologique en raison de la qualité des estimations de grandeurs physiques et dosimétriques auxquelles ils donnent accès. En outre, l’ac croissement récent des performances et la démocratisation des moyens de calculs informatiques rendent possible l’usage familier de ces codes nécessitant des res sources de calcul importantes. Le code MCNP développé au laboratoire national de Los Alamos est considéré depuis plusieurs années comme une des références dans le domaine des calculs numériques relatifs à la physique nucléaire ; il a été choisi dans cet ouvrage pour fournir, le cas échéant, les « valeurs vraies » afin d’éprouver les résultats calculés analytiquement ou de façon semiempirique. Pour chaque cas étudié, les fichiers d’entrée sont fournis dans leur globalité et leur architecture est détaillée. Certaines géométries complexes intervenant dans la définition des scènes radiologiques simulées sont décrites ainsi que les fonctionnalités utilisées pour la

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génération et le suivi du transport des particules. Par ailleurs, un accent est mis sur les normalisations des résultats bruts de MCNP et sur les techniques de réduction de variance ajoutées pour faciliter, voire permettre, la convergence des estimateurs statistiques vers le résultat final. Sans se substituer au manuel d’utilisation de ce code, cet ouvrage fournit les éléments nécessaires pour la modélisation, la simula tion et l’obtention des grandeurs recherchées dans le contexte des thèmes abordés. L’ensemble des calculs MCNP a été effectué à l’aide de la version 1.0 de MCNP6. À noter que les fichiers d’entrée proposés sont dans l’ensemble compatibles avec les versions antérieures MCNPX et MCNP5. Le code MCNP est distribué par le RSICC (Radiation Safety Information Computational Center) ; son utilisation nécessite une licence distribuée par ce centre. L’intérêt de la double résolution, analytique ou semiempirique et numérique, est pluriel et répond à l’exigence de rigueur inhérente aux calculs de physique dans le domaine. Au premier chef, les connaissances théoriques et l’approche analytique qui en découlent permettent de corroborer les résultats numériques obtenus lors de la simulation ; elles peuvent éviter une utilisation courante du code de calcul en « boîte noire », c’estàdire sans réelle maîtrise des options physiques implémentées permettant d’aboutir au résultat recherché et sans élément tangible de comparai son pour éprouver ce dernier. Même si le résultat analytique ou semiempirique ne fournit, en certains cas, qu’une estimation grossière des grandeurs, il n’en demeure pas moins une jauge de la valeur numérique obtenue ou, à tout le moins, fournit les ordres de grandeurs nécessaires à la validation de la méthode numérique choisie. À l’inverse, dans le contexte du dimensionnement radiologique des installations, par exemple, la simulation numérique peut constituer un apport en ce qu’elle peut permettre d’affiner les épaisseurs de protections biologiques calculées préalablement avec un modèle analytique ou semiempirique. Ajoutons que selon l’objectif du calcul dosimétrique ou de radioprotection, et le degré de finesse du résultat recher ché, le choix d’une méthode analytique ou semiempirique peut s’avérer suffisant, engageant ainsi un coût limité pour l’étude d’ingénierie en comparaison avec celle impliquant une simulation numérique. Enfin, mentionnons, qu’en certains cas, seule une des deux résolutions est possible : le calcul rigoureux du facteur d’accumu lation (buildup) en est l’illustration et ne peut être réalisé que de façon numérique. Trois grandes thématiques, regroupées en trois chapitres, sont traitées dans cet ouvrage : – chapitre 1 : Calculs des grandeurs radiométriques et dosimétriques (fluence, kerma, dose, équivalent de dose ambiant) ; – chapitre 2 : Principes de détection et réponses des détecteurs pour les grandeurs physiques de référence et grandeurs dosimétriques opérationnelles ; – chapitre 3 : Calculs des blindages et d’activation pour différents types d’installa tions (sources radioactives, générateurs X, accélérateurs…). Le premier chapitre débute par des calculs de fluence pour des géométries simples à complexes. Ensuite, des calculs élémentaires d’équivalents de dose sont étudiés ; ils constituent des applications simples du code MCNP et permettent de se fami liariser avec des fonctionnalités usuelles et classiques du code. Les calculs de dose