La figure (V-34) représente la distribution du produit ϕ εth× pour l’eau lourde comme modérateurs.
h
Générateur de neutron
D Déétecteurtecteur
h
Figure (V-34) : configuration du système
On remarque que le produit entre ϕ εth× est diminue dans une configuration en présence du collimateur.
8 - Zonage pour radioprotection
Le Zonage est la délimitation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées ou interdites
Zone surveillée
les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail,une dose efficace dépassant 1mSv par an ou une dose équivalente au cours de 12 mois consécutif dépassant 50mSv(mains,avant-bras, pied cheville), 50mSv(peau), 15 mSv(cristallin)
Zone contrôlée
que les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail,une dose efficace dépassant 6 mSv par an ou une dose équivalente au cours de 12 mois consécutif dépassant 150 mSv(mains,avant-bras, pied cheville), 150 mSv(peau), 45 mSv(cristallin)
Dans le cas sphérique :
N =72.6mSV/h N =2.6µSV/h N =1.105µSV/h
N =0.16µSV/h N =0.05µSV/h N =0.023µSV/h
Source γ=0.71mSV/h γ=58µSV/h
γ=0.081µSV/h
γ=0.03µSV/h
γ=0.015µSV/h 1 m
1 m 1 m
γ=3.6mSV/h
N =0.017µSV/h N =0.033µSV/h
N =0.116µSV/h
N =1.1µSV/h N =0.01µSV/h
γ=6.5E+2µSV/h
γ=3.63µSV/h γ=1.17µSV/h γ=0.6µSV/h γ=0.366µSV/h
N =3.26µSV/h γ=5.43mSV/h 4m
Conclusion Conclusion Conclusion Conclusion
Dans ce travail nous avons utilisé le code MCNP pour réaliser des simulations intensives visant l’optimisation d’une installation analyse par activation neutronique à bas de générateur de neutrons rapides utilisant la technologie de plasma. La procédure adoptée pour concevoir cette installation s’est basée sur différents paramètres fondamentaux caractérisant le système.
L’intensité du flux thermique irradiant l’échantillon, l’efficacité de détection et les contraintes de radioprotections que ce soit pour le personnel ou les détecteurs. Pour chaque type de modérateur de neutrons testé, notre étude abouti à ses différentes associations géométriques envisageables et optimales avec les matériaux de protection contre les neutrons et les gammas possibles ainsi qu’avec les différentes de configurations possibles avec entre le triplet source, détecteur et échantillons. Ces études ont été faite purement analytiquement quand il était possible théoriquement et ce principalement lors de l’adoption du cas de la symétrie sphérique. La méthode Monte Carlo a été ensuite validée en le comparant avec la méthode analytique, puis appliqué purement dans le cas de la symétrie cubique qui est la symétrie concrète et réaliste de ce problème d’optimisation. Il est aussi important de remarquer que de questions fines relevant du problème général de l’optimisation de l’installation qui l’optimisation des collimateurs de neutrons et de gammas lors du régime de détection directe (prompt) a été aussi étudiée pour les deux géométries, cubique et sphérique et de très importants résultats sur le sujet ont été obtenus. D’autres questions aussi ont été abordées et analysées par méthode Monte Carlo à savoir la question du zonage de l’espace ou du volume contenu dans le système et l’entourant pour estimer les dose d’énergie d’exposées dans l’air dues au rayonnement gamma d’activation.
Finissons par signaler que même le paraître coût de l’installation qui est aussi une contrainte fondamentale sur la question générale de l’optimisation a été abordée. Les résultats très riches de cette étude constituent un support pour envisager la construction de ce système. Les perspectives de ce travail peuvent se résumer comme suit. Il est envisagé de poursuivre cette étude en employant de détecteurs réels dans le système. C'est-à-dire les spectromètres HPGe (Germanium de haute pureté) avec leur suppresseur Compton, mais en continuant à adopter des valeurs supérieurs de leurs efficacité sans la supposer aussi parfaite (purement géométrique) comme le cas dans ce travail. Il est aussi envisagé d’étudier d’améliorer et d’affiner les résultats de ce travail en adoptant des échantillons volumineux et contenant des matériaux identiques à ceux qui seront analysés routière ment avec ce système.
Des études fines de l’homogénéité du flux de neutrons thermique dans le volume de l’échantillon et l’établissement des relations entre l’efficacité de l’irradiation, le volume de
Annexe
Annexe Annexe
Annexe
Annexe A :
Les courbes des sections efficaces d’interaction du neutron pour les matériaux utilisés dans la simulation.
Figure (A-1) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour l’eau lourde
Figure (A-2) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour béryllium
Figure (A-3) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour polyéthylène
Figure (A-4) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour l’oxyde de béryllium
Figure (A-5) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour le graphite
Figure (A-7) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour polyéthylène boré
Figure (A-8) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour le Fluorure de lithium
Figure (A-9) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour carbure de bore
Figure (A-11) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour le plomb
Figure (A-12) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour aluminium
Référence Référence Référence Référence
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Abstract
Recent developments in neutron generator technology suggest that compact instruments with high neutron yield can be used for NAA and PGNAA in combination with high count rate spectrometers. For laboratories far away from Research Reactors (RRs), such devices could serve as an alternative for training students in radioanalytical and nuclear Chemistry and certain specialized applications.
As Neutron activation analysis is a well established technique with a long history of documented applications it could be made available to countries where no research reactors or other neutron irradiation facilities exist by using the proposed approach. Prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) is a versatile analytical tool with many applications unique to the technique. As PGNAA is generally performed at RRs external neutron guides with relatively low N flux, the proposed instrument has a potential to supplement existing PGNAA facilities far away from RRs. Neutron generators, particularly the DD-NGs, are a cost effective, easy to operate and particularly safe alternative to other neutron sources, e.g.
isotopic neutron sources like Cf-252 or Am/Be. The idea to combine new developments in DD-NG with moderator/shielding and detectors for fast gamma counting emerged from a recent IAEA Coordinated Research Project (CRP) on “New Developments in PGNAA”, and an IAEA technical meeting on “Neutron Generators for Activation Analysis Purposes” is currently under preparation.
We report on the design and optimization of a Neutron Activation Analysis (NAA) and a Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) chamber associated with a D-D neutron generator. The nominal yield of the generator is about 1010 fast neutrons per seconds (E=2.5MeV). MCNP—Monte Carlo N-Particle Transport simulation code and analytical equation, are used to optimize the setup with respect to thermal flux and radiation protection.
Many moderators such as Graphite (G), Polyethylene (Poly), Heavy water (HW), Light water (LW), Beryllium (Be), Beryllium Oxide (BeO), and many shielding materials for gamma and fast neutrons have been studied (Boron Carbide (CB4), Borated Polyethylene, Lead. (Pb) Enriched Lithium Fluoride (6LiF), Cadmium (Cd), Graphite (G), Aluminum (Al)). This study concluded with an optimal configuration for an irradiation facility based on D-D NG for NAA and PGNAA achieving 1x107 N cm-2 s-1 thermal neutrons for internal configuration.