Dans la suite nous présentons les résultats de l’optimisation intensive que nous avons obtenue pour les géométries cubiques et sphériques. Les modérateurs, les écrans de protections contre les neutrons et les gammas, leurs dispositions et leurs géométries. Nous avons commencé par la géométrie sphérique.
La visualisation à l’aide de l’outil de visualisation de MCNP montrée dans la figure (6) donne une idée sur les dispositions étudiées entre modérateurs et les écrans de protection.
Figure (V-6) : Géométrie sphérique de source et du modérateur avec écrantage et sans écrantage (visualisation par MCNP)
-1- masse volumique = 0.94g/cm3,
-2- composition atomique = 1/3 d’atomes de C + 2/3 d’atomes de H, -3- température =298°K
4-1-1 Polyéthylène (pure) comme modérateur :
Le tableau (V-1) résume les résultats obtenus.
Tableau (V-1) : Cas du modérateur polyéthylène pur Flux de neutron à la surface
(n/cm2s) Configuration(cm)
Energie (MeV)
PE Pb 5E -7 1 2.6
Flux de gamma à la surface
(max) γ/cm2s
Condition d’optimisation
70 0 2.544 0.663 0.264 2.7E+04 Vérifié pour le
NR*
65 0 11.84 2.77 0.89 3.6E+04 Vérifié pour le
NR
60 0 42.7 9.72 5.23 4.7E+04 Non Vérifiée
*NR : neutron rapide
On remarque que pour des sphères de PE pure de rayons 70 et 65cm, le flux de neutrons rapides à la surface est inférieur à 3n/cm2s et que pour un rayon de 60cm, il est de l’ordre de 5 nr/cm2. 60cm est alors notre valeur minimale de rayon du modérateur qui atténue le flux
de neutrons rapides. Nous aurions pu opter pour des rayons de 70 et 65cm ou plus, mais cela serait un mauvais choix, malgré qu’il nous donne un très faible flux de neutrons rapides à la surface. En fait, ces deux dernières valeurs de rayons de modérateurs continuent, comme il est indiqué dans le tableau précédent, à donner des valeurs très élevées de gammas promptes du milieu modérateur.
Ces gammas sont indésirables à cause des raisons de radioprotection. C’est pour cela que nous préférons garder le plus petit rayon du modérateur et employer des écrans de protection pour atténuer les gammas et aussi pour les neutrons thermiques et rapides. Avant de passer aux simulations qui consomment du temps d’exécution, il est judicieux de faire des calculs d’estimations grossières des dimensions des matériaux de protection. Les sumatranais seront alors appliquées pour ajuster les dimensions grossièrement estimées et les corréler avec les l’isotropie de ces photons. C’est pour cela que cette estimation est grossière et elle donne des estimations de valeurs supérieures du flux. Mu dans cette équation est le coefficient d’atténuation massique des gammas. Il dépend de leur énergie et du matériau traversé.
L’activation d’un modérateur contenant du carbone donne des photons induits d’énergie maximale égale à 5 MeV (La raie la plus intense du noyau de carbone).
Les tirais suivants illustrent les calculs grossiers basées sur l’équation d’atténuation du flux des gammas montrées précédemment. Le nombre de photons gammas utilisé est celui trouvé par les simulations à la surface du modérateur (PE pure) pour le rayon choisi (60cm).
- N0=1.712E+2γ/cm2s correspondant à 5 MeV.
-N=1 γ/cm2s.
* Pour le Plomb comme écran de protection:
- µ ρen/ =2.6E-02cm /2 g. - µen =11.34 * 2.6E-02=0.295cm-1
N
- µen =2.09 *1.710E-02=4.846E-2cm
* Pour l’Aluminium comme écran de protection:
- µ ρen/ =1.795E-02cm /2 g
On va teste une autre valeur de l’énergie pour les gammas 2.25 MeV qui correspondants a un flux de gammas très élèves N0=2.225E+4 γ/cm2s.
* Pour le Plomb comme écran de protection:
- µ ρen/ =2.36E-02cm /2 g.
Notons aussi que grâce à sa grande densité massique, l’épaisseur qu’il faudra employer pour l’utiliser comme écran de protection sera petite par rapport aux autres écrans de protections étudiés. Ceci laissera l’efficacité de détection plus élevée ce conservera le potentiel de détection du système. D’autre par utiliser mois de matériaux de protection est aussi important du coté économique pour l’installation.
Les flux de neutrons et des gammas obtenus à la surface de l’écran de protection (plomb).
Nous employons dans l’optimisation des épaisseurs qui ne dépassent pas les épaisseurs obtenues grossièrement, ce qui nous fait gagner du temps de calcul et nous donne une piste et un sens de variation de ces épaisseurs à fur et à mesure que notre optimisation évolue.
Tableau (V-2) : Résultats de l’optimisation du rayon du plomb comme modérateur
Chaque fois qu’on augmente l’épaisseur du plomb on remarque une grande atténuation des gammas et faibles atténuation des neutrons. Sous la double colonne de gauche de ce tableau et celles des tableaux suivants, le modérateur et le ou les écrans de protection employés sont indiqués à partir de la sous colonne gauche.
4-1-2 Choix des matériaux pour la protection neutronique
Le dopage du modérateur, c'est-à-dire son mélange avec un petit pourcentage d’un élément chimique bon absorbeur de neutrons peut augmenter l’absorption la section efficace totale d’absorption des neutrons et ainsi permettre de diminuer le rayon du modérateur droppé par rapport au PE pure. On appelle cette action, compactifier le volume modérateur. Ceci, nous fait gagner bien évidemment plus d’efficacité de détection d’une part et diminue les raies d’absorption d’hydrogène d’autre part dans le spectre final. Notons que nous dopons avec du Bore qui a une grande affinité aux neutrons thermiques.
Flux de neutron à la surface
PE natPE+ .
B GR Al 5E -7 1 2.6 γ/cm s
60 0 15 0 16.2 3 0.62 6E+3 Non Vérifiée
60 5 15 0 0.14 0.63 0.18 1E+04 Non Vérifiée
pour le
γ
60 5 25 0 0.248 0.31 0.002 4E +03 Non Vérifiée
pour le
γ
60 0 0 15 13.7 4.83 1.54 3.4E+3 Non Vérifiée
60 5 0 15 0.015 1.21 0.4 2E+03
Non Vérifiée pour le
γ
etNepi
60 5 0 25 0.005 1.06 0.19 8E+02
Non Vérifiée pour le
γ
etNepi
Les neutrons interagissent uniquement avec les noyaux des atomes puisqu’ils ne portent aucune charge électrique. De ce fait, ils peuvent traverser des épaisseurs importantes de matière .Ils peuvent être modérés et thermalisés par des écrans riches en hydrogène (polymères, eau) et absorbés par des écrans en bore ou en cadmium
Le tableau (V-3) illustre les résultats de configurations employant de tels écrans de protection.
On trouve toujours des flux gammas à la surface externe du dernier écran de protection qui sont au dessus des valeurs indiquées par les règles de radioprotection. Les figures suivantes (jusqu’à la figure(V-9) ) montrent les spectres obtenus à la surface la plus externe du système pour les gammas d’activation provoqués par les matériaux modérateurs employés dans cette étude.
Figure (V-7) : Spectre de photons a la surface du modérateur et à la surface des sphères d’ecrateurs. Ici le Polyéthylène et le Plomb.
10-2
0 1 2 3 4 5 6 7 8 10-3
10-2 10-1 100 101 102 103 104
Photons(1/cm2 sMev)
Energie(Mev)
PE=60cm B=5cm Pb=20cm PE=60cm B=5cm Gr=25cm PE=60cm B=5cm Al=25cm
Figure (V-9) : Spectre de photons à la surface du blindage pour le
Polyéthylène et Plomb, Aluminium et Graphite avec 5cm de Polyéthylène boré.
Ces spectres justifient bien nos choix des énergies des gammas et des flux correspondant pour l’optimisation des épaisseurs des écrans de protection.
4-1-3 Choix des matériaux pour la protection neutronique
Au cours de la capture radiative, un neutron est absorbé dans un noyau ; un rayonnement γ suit en général cette capture. Ce mécanisme est important pour les neutrons thermiques et représente le sort final de la plupart des neutrons émis sous forme de radiation. C’est sur cette interaction que toute la technique de l’analyse par activation neutronique se base.
Certains matériaux présentent des sections efficaces de capture très importantes et sont utilisés pour le contrôle et l’arrêt des réacteurs nucléaires. Parmi ces matériaux, citons notamment le cadmium et le bore. On utilise, néanmoins, d’autres matériaux écrans de protection contre les neutrons, le Polyéthylène borée : PE+10B
PE+nat.B PE+B+O
Figure (V-10) : Section efficace totale d’interaction du neutron pour le bore 10
10 7
2.79 (6.1%)
B + →n Li + +α MeV
→Li7*+ +α 2.31MeV(93.8%) →Li7 + +γ 0.478MeV
La section efficace de cette réaction est 3840 barns dans 2200 m/sec (figure 10). Le cadmium présente en effet, une section efficace totale d’interaction avec les neutrons très importante pour les basses énergies (jusqu’à une dizaine d’électronvolts) [13] (voir figure 1.7).
Le Li aussi est un grand absorbeur de neutrons. Il absorbe principalement un neutron en se fractionnant en un noyau de tritium et en une particule alpha.
6 3
4.786 Li + →n H + +α MeV
La section efficace de cette réaction est 936 barns dans 2200 m/sec. [K.H, 1964].
Le tableau 4 montre les résultats de simulation testant le PE dopé avec le bore 10, le bore naturel et le bore-oxygène, comme écran de protection d’une part et ce en ajoutant une couche du blindage à base de plomb, estimée grossièrement à 15cm. Les résultats de telles configurations sont illustrés sur le tableau 4. Nous présentons en Annexe Section efficace totale d’interaction du neutron pour touts matériaux.
Tableau (V-4) : Résultats de l’emploi de PE dopé avec 5% du bore avec une épaisseur variable 15cm du plomb reste toujours insuffisante pour atténuer les gammas. On augmente alors, le rayon du modérateur car l’augmentation du rayon du modérateur influx pratiquement, uniquement sur les neutrons. Les résultats indiqués dans le tableau 4 justifient bien cette procédure.
4-1-4 Autres écrans de protection possibles
Nous allons dans la suite tester d’autres matériaux d’écrantage contre les neutrons pour étendre cette étude au plus des cas possibles pour l’optimisation de l’installation.
Le tableau 5 montre les résultats d’une simulation intensive employant, en plus d’une couche de PE pure des successions de couches de cadmium, de B4C et de 6LiF
Figure (V-12) : Spectre de photons a la surface du blindage pour le Polyéthylène et Plomb avec 5cm de Polyéthylène borée, 5cm carbure de bore, 5 et 2cm de Lithium, 5 et 2cm de
Cadmium
A ce niveau d’optimisation nous optons à la configuration décrite ci-dessus que nous isolons dans le tableau (V-6).
Commençons d’abord par calculer l’épaisseur grossière nécessaire de plomb pour cette configuration. Ces calculs se résument dans les tirais suivants.
* Pour le Plomb comme écran de protection:
- µ ρen/ =2.36E-02cm /2 g. - µen =11.34 * 2.36E-02=0.26cm-1
- ln N0 configuration optimale finale recherché dans la simulation, nous obtenons les résultas résumées dans le tableau suivant.
Tableau (V-7): Résultats de l’emploi de PE dopé avec du bore et d’une couche du plomb (Pb). optimaux et acceptables pour l’installation. Si on adopte l’une d’entre elle, il faut seulement voir laquelle est la moins chère du coté coût.
Tableau (V-8) : configuration à base d’eau lourde
D2O PE+nat. B Flux de gamma à la surface
γ/cm2sMeV
85cm 5cm 1.25E+2
Maintenant pour atténuer les gammas nous devons estimer, comme d’habitude grossièrement l’épaisseur minimale de la couche de plomb nécessaire. Il vient
-N=1 γ/cm2s.
-N0=1.25E+2 γ/cm2s.
* Pour le Plomb comme écran de protection:
- µ ρen/ =2.36E-02cm /2 g.
Les calculs Monte Carlo donnent les résultats indiqués dans le tableau (V-9).
Tableau (V-9) : Résultats de l’emploi de PE dopé avec du bore et d’une couche du plomb(Pb).
Flux de neutron à la surface (n/cm2s)
80 5 15 0.18 1.54 0.5 0.29 Non Vérifiée pour le Νepi
80 5 10 0.26 1.6 0.817 2 Non Vérifiée
pour le
γ
85 5 18 0.07 0.5 0.18 0.0083 Vérifiée
85 5 15 0.056 0.5 0.2 0.21 Vérifiée
IL est clair à partir de ce tableau que la meilleure configuration se résume dans les caractéristiques suivantes :
-85cm de D2O
-5cm de Polyéthylène borée dopé à 5%.
-15cm Plomb.
La figure (V-13) montre le spectre gamma obtenu.
10-3 10-2 10-1 100 101 102 103 104
Photons(1/cm2 sMev)
D2O=90cm D2O=85cm D2O=80cm
D2O=80cm B=5cm Pb=10cm D2O=80cm B=5cm Pb=15cm D2O=80cm B=5cm Pb=18cm D2O=85cm B=5cm Pb=15cm D2O=85cm B=5cm Pb=18cm
4-1-6 Le béryllium (Be) comme modérateur :
La configuration optimale à affiner est décrite dans le tableau (V-10).
Tableau (V-10) : Résultats de l’emploi couche de PE dopé avec du bore
L’estimation grossière de la couche de plomb se résume en : -N=1 γ/cm2sMeV.
.
* Pour le Plomb comme écran de protection : - µ ρen/ =2.74E-02cm /2 g.
La simulation Monte Carlo donne alors :
Tableau (V-11) : Résultats de l’emploi de PE dopé avec du bore et d’une couche du plomb (Pb).
75 0 0 5.9E+4 62.4 7.13 2.48E+04 Non Vérifiée
80 5 20 0.0053 0.56 0.18 0.092 Vérifiée
80 5 18 0.004 0.55 0.17 0.24 Vérifiée
80 5 15 0.074 0.31 0.32 2.71 Non Vérifiée
pour le γ
80 5 10 0.08 0.61 0.5 33 Non Vérifiée
pour le
γ
Le résultat optimale se résume alors en : -80cm Be
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-18cm Plomb.
-2
10-1 100 101 102 103 104 105
Photons(1/cm2 sMev)
Be=90cm Be=85cm Be=80cm Be=75cm
Be=80cm B=5cm Pb=10cm Be=80cm B=5cm Pb=15cm Be=80cm B=5cm Pb=18cm
La figure (V-14) donne le spectre gamma relatif à cette configuration.
4-1-7 L’oxyde de béryllium (Be) comme modérateur
La configuration à optimiser est donnée dans le tableau 12 Tableau (V-12) : configuration à base de BeO
BeO PE+nat. B Flux de gamma à la surface
γ/cm2sMeV
80cm 5cm 1.68E+3
L’estimation grossière donne
* Pour le Plomb comme écran de protection:
- µ ρen/ =2.74E-02cm /2 g.
Tableau (V-13) : les configurations possibles pour l’oxyde de béryllium comme modérateur et le polyéthylène bore comme écran de protection contre les neutrons et le plomb contre les gammas.
80 0 0 7.7E+4 0.41 5.2 3.28E+3 Non Vérifié pour le NR
75 0 0 1E+5 138.06 27 4.19E+3 Non Vérifiée
80 5 13 0.12 1.24 0.4 1.729 Vérifiée
80 5 15 0.108 0.83 0.28 0.93 Vérifiée
La meilleure optimisation correspond à : -80cm BeO
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-15cm Plomb.
10-2 10-1 100 101 102 103 104 105
Photons(1/cm2 sMev)
BeO=90cm BeO=85cm BeO=80cm BeO=75cm
BeO=80cm B=5cm Pb=13cm BeO=80cm B=5cm Pb=15cm
La figure (V-15) montre le spectre gamma relatif à cette configuration.
4-1-8 L’eau (H20) comme modérateur :
La configuration à affiner par simulation Monte Carlo est : Tableaux (V-14) : configuration à base de H2O
H2O PE+nat. B Flux de gamma à la surface
80 0 0 7 1.81 1.13 1E+4 Vérifié pour le NR
75 0 0 19 5.48 3.53 1.5E+4 Non Vérifiée
70 0 0 55.19 14.8 9.8 1.7E+4 Non Vérifiée
70 5 15 0.046 1.88 1.06 2.41
Non Vérifiée pour le
γ
etNepi
75 5 18 0.02 0.58 0.24 0.42 Vérifiée
La meilleure optimisation se résume en : -75cm H2O.
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-18cm Plomb.
10-1 100 101 102 103 104 105
Photons(1/cm2 sMev)
H2O=85cm H2O=80cm H2O=75cm H2O=70cm
H2O=70cm B=5cm Pb=15 H2O=75cm B=5cm Pb=18
Le spectre représenté dans la figure (V-16) décrit la distribution des gammas relatifs à cette configuration optimale.
4-1-9 Graphite comme modérateur :
La configuration à optimiser est donnée dans le tableau (16) Tableau (V-16) : configuration à base de graphite
Gr PE+nat. B Flux de gamma à la surface
γ/cm2sMeV
105cm 5cm 7.5E+2
Le calcul grossier donne :
* Pour le Plomb comme écran de protection : - µ ρen/ =2.6E-02cm /2 g.
- µen =11.34 * 2.6E-02=0.29cm-1 - ln N0
N =
µ
x- 1 0
ln N
x =
µ
N⇒x=23cm Le calcul Monte Carlo donne :
Tableau (V-17) : Les configurations possibles pour le graphite comme modérateur et le polyéthylène bore comme écran de protection contre les neutrons et le plomb contre les gammas.
Flux de neutron a la surface (n/cm2s) Configuration(cm)
Energie (MeV)
Flux de gamma à la
surface (max) Condition
d’optimisation
90 0 0 1.1E+5 4.7E+2 22.68 2.72E+3 Non Vérifiée
95 7 15 0.18 1.17 0.341 0.21 Non Vérifiée
pour le Nepi
100 5 15 0.18 1.7 0.36 0.2 Non Vérifiée
pour le Nepi
105 0 0 6.67E+4 44 0.75 1.8E+3 Vérifiée pour
les NR
105 5 13 0.36 1.13 0.26 9.8 Non Vérifiée
pour les γ
105 5 18 0.046 0.38 0 0.05 Vérifiée
95 10 18 0.002 0. 37 0.08 0.035 Vérifiée
95 5 18 0.42 2.03 0.77 0.07 Non Vérifiée
pour les Nepi
100 5 18 0.064 1.97 0.27 0.063 Non Vérifiée
pour les Nepi
La meilleure optimisation correspond à:
-105cm Graphite
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-18cm Plomb.
0 1 2 3 4 5 6 7 8
Figure (V-17): Spectre de photons a la surface du modérateur et du blindage pour le Graphite et Plomb avec 5cm de Polyéthylène borée
La figure (V-17) illustre le spectre gammas correspondant.
102
Figure (V-18): Spectre de photons à la surface du modérateur
La figure (V-18) résume le spectre de photons à la surface du différent modérateur en fonction de l’énergie.
4-2 Cas de la symétrie cubique
La symétrie cubique est la symétrie réaliste du problème. Les optimisations dans le cas cubique ont été réalisées car elles nous donnent une idée approximative sur le cas réelle et car elles nous ont permis de valider nos équations analytiques des flux de neutrons, valables, uniquement dans le cas sphérique. Dans le cas cubique et en s’inspirant du cas sphérique et des résultats relatifs à ce cas, les géométries étudiées se résument en ce qui suit.
; Source ponctuelle avec une géométrie cylindrique de rayon R=12cm, Hauteur =60cm.
; Modérateur Cubique.
; Des cubes d’ecrantage centrés avec des rayons variables.
Figure (V-18) : Géométrie sphérique de la source et du modérateur avec blindage et sons blindage
La figure (V-18) schématise la situation en général.
Nous allons résumer dans la suite les résultats obtenus dans le cas de la symétrie cubique par analogie avec le cas de la symétrie cubique. Les calculs Monte Carlo se complexent ici, car nous avons testé les trois dimensions du cube pour chaque configuration étudiée.
4-2-1 PE (pure) comme modérateur:
Le tableau (V-8) résume les résultats dans le cas du PE pure et dans le cas ou l’on ajoute une couche de PE dopé au bore.
Tableau (V-18) : Les configurations possibles pour le polyéthylène comme modérateur pour une géométrie cubique.
La meilleure optimisation correspond à :
-X=60cm, Y=60cm, Z=70cm de PE -5cm 5 %Polyéthylène borée.
-17cm Plomb.
4-2-2 Le béryllium (Be) comme modérateur
Le tableau (V-19) résume les résultats obtenus.
Tableau (V-19) : Les configurations possibles pour le béryllium comme modérateur pour une géométrie cubique.
La meilleure optimisation se résume en :
-X=85cm, Y=85cm, Z=95cm de Be.
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-15cm Plomb
4 -2-3 L’oxyde béryllium (Be) comme modérateur
Dans ce cas le tableau (V-20) illustre les résultats de la simulation Configuration
Tableau (V-20) : Les configurations possibles pour l’oxyde béryllium comme modérateur
4 - 2 - 4 L’eau lourde comme modérateur
Le tableau (V-21) résume les résultats du calcul Monte Carlo
Tableau (V-21) : Les configurations possibles pour l’eau lourde comme modérateur pour une géométrie cubique
La meilleure optimisation vient à considérer les caractéristiques : -X=80cm, Y=80cm, Z=90cm de D2O
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-15cm Plomb
4 – 2 – 5 L’eau comme modérateur
Le tableau (V-22) illustre les résultats du calcul Monte Carlo.
Tableau (V-22) : Les configurations possibles pour l’eau comme modérateur pour une géométrie cubique
Tableau (23) : Les configurations possibles pour l’eau comme modérateur pour une géométrie cubique
(cm) Flux de neutron a la surface (n/cm s)
1 0.27 3.19 0.4469 0.121
La meilleure optimisation correspond à :
-X=150cm, Y=150cm, Z=160cm de Graphite.
-5cm 5 %Polyéthylène borée.
-10cm Plomb.
5- Etude des configurations de détection direct (Prompt) :
Après avoir terminer les optimisations de l’installation du coté dimensionnelle, c'est-à-dire les dimensions des différents matériaux modérateurs et les écrans de protection, il est nécessaire de passer à une optimisation qui affinera encore ces dimensions selon le mode d’utilisation prévu du système. En effet, il existe un mode d’utilisation dit interne et un autre dit externe.
Avant de décrire ces modes, notons que ces deux modes correspondent au cas de l’analyse direct, qui consiste en une analyse simultanée avec l’action d’activation de l’échantillon (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis). La configuration interne correspond tout simplement au placement de l’échantillon à l’intérieur du système modérateurs-écran de protection. La configuration externe correspond à son placement à l’extérieur de ce système.
Ces configurations seront illustrées par des figures dans la suite.
Stratégie adoptée pour optimiser les configurations externes et internes :
Avant d’exposer les résultats de la simulation, nous expliquons dans ce qui suit, la stratégie adoptée pour cette étape de l’optimisation qui est la même pour les deux configurations d’analyse directe, externe et interne. Nous plaçons l’échantillon dans une position distante de la source de neutrons de telle sorte que le rapport entre le flux de neutrons thermique et epithermique soit maximal. Nous plaçons le détecteur de telle sorte que la direction détecteur-source fasse 10 degrés avec celle de l’échantillon-détecteur-source. Nous varions après d’une façon fine (centimétrique) les dimensions des rayons des modérateurs et écran de protection et nous calculons en fonction de ces variation le produit flux thermique et efficacité sur l’échantillon.
Nous considérons que l’échantillon est ponctuel pour simplifier. Nous supposons aussi que le flux de neutrons thermique interagissant avec l’échantillon est activé à 100%. Tous les neutrons thermiques sont alors transformés en un flux isotrope de gammas identique et égal au flux de neutrons thermique activant. Cette hypothèse est bien compatible avec l’isotropie du flux des neutrons thermique qui est une donnée dans le problème (caractéristique qu générateur de neutrons). Elle est aussi compatible avec le fait que les gammas induits sont des particules de radioactivité émises par les noyaux composant l’échantillon. Elles sont naturellement isotropes. L’avantage de cette hypothèse est bien dans le fait que en transformant tout le flux thermique en gammas nous donnons des valeurs supérieurs aux flux de neutrons et gammas à l’extérieur de l’installation, ce qui est fondamental pour une étude de radioprotection
5-1-Cas de l’eau lourde comme modérateur rapides et gammas à l’extérieur de l’installation, les zones permises et non permises selon les variations des rayons des modérateurs et des écrans de protection. La figure suivante illustre ces zones. Notons que nous avons utilisé dans cet exemple le cas du PE pure comme modérateur et du Plomb comme écran de protection.
Configuration externe :
La figure (V-19) schématise la situation pour le cas d’une configuration externe. L’échantillon est placé à l’extérieur du système. Un tube vide qui permet d’exposer l’échantillon aux neutrons d’activation est alors nécessaire. Une idée sur la façon de son placement dans le système est montrée dans la figure. Le détecteur de place à une distance d’une vingtaine de
La figure (V-19) schématise la situation pour le cas d’une configuration externe. L’échantillon est placé à l’extérieur du système. Un tube vide qui permet d’exposer l’échantillon aux neutrons d’activation est alors nécessaire. Une idée sur la façon de son placement dans le système est montrée dans la figure. Le détecteur de place à une distance d’une vingtaine de