Transport et atténuation des rayonnements

Un premier article « Activation », présente les phénomènes physiques intervenant dans l’activation des matériaux et dans l’atténuation des rayonnements afin d’assurer la protection des personnes et des équipements des installations nucléaires.

Le présent article lui fait suite, traitant des méthodes de calcul utilisées pour le dimensionnement des protections contre le rayonnement.

Il s’agit de déterminer, en un point P donné (où se trouve, par exemple, du personnel), le flux de particules φ (E) émanant d’une source $S\left(\overrightarrow{r},E,\overrightarrow{\Omega },t\right)$ à un instant t.

Une très forte atténuation des rayonnements est généralement recherchée entre la source et la zone accessible aux personnes : dans le cœur d’un réacteur à fission, il règne des flux de neutrons et de photons de l’ordre de 10 ¹⁴  n · cm ^–2  · s ^–1 , d’énergie allant jusqu’à quelques MeV, alors que dans les espaces accessibles au public, on vise à ne pas dépasser des débits d’équivalent de dose de l’ordre du µSv · h ^–1 correspondant à des flux de l’ordre de quelques neutrons ou quelques photons cm ^–2  . s ^–1 . Il s’agit donc de prendre en compte un nombre considérable d’interactions rayonnement-matière et de résoudre l’équation intégro-différentielle du transport reliant φ (E) à $S\left(\overrightarrow{r},E,\overrightarrow{\Omega },t\right)$ 1