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IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

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Enhancing Nuclear Safety


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Outil permettant d'évaluer le débit de dose à un poste de travail de type "boîte à gants"


Congress title :SFRP Journées Les Codes de Calcul en Radioprotection, Radiophysique et Dosimétrie
Congress town :Saclay
Congress date :28/11/2006

Document type > *Congrès/colloque

Keywords > dose rate, gloves box

Research Unit > IRSN/DRPH/SER/UETP

Authors > DELMAS Céline, GREUEZ Jean-François, LACHEVRE Loïc

Publication Date > 29/11/2006

Summary

  L'une des missions de l'Unité d'Expertise en radioprotection des Travailleurs et de la Population (UETP) de l'IRSN est l'analyse du volet « radioprotection » des rapports de sûreté des Installations Nucléaires de Base (INB) : dossiers d'options de sûreté, rapports préliminaire/provisoire/définitif de sûreté, règles générales d'exploitation, notes techniques, ... de la conception au démantèlement des INB. Dans le cadre de son expertise, l'UETP peut être amenée à donner son avis sur les évaluations des débits de dose aux différents postes de travail effectuées par les exploitants. Ces évaluations sont réalisées par des codes de calcul déterministes (Microshield, Mercurad pour les photons et SAS1, SN1D pour les neutrons), ou par des codes « Monte Carlo » (TRIPOLI, MCNP) pour les photons, les neutrons et les électrons.
Les délais impartis pour une expertise ne permettent généralement pas aux ingénieurs de l'UETP de réaliser des calculs Monte Carlo qui sont complexes à mettre en œuvre. Ainsi, afin d'expertiser des postes de travail de type « Boîte à Gants » (BàG) couramment rencontrés dans les laboratoires et usines, l'UETP a développé un outil permettant d'évaluer rapidement le débit de dose à l'intérieur et à l'extérieur d'une BàG en fonction de la composition isotopique de la matière radioactive présente dans la BàG.
Cet outil évalue le débit de dose à l'aide d'une interface graphique développée sous Visual Basic (Macro Excel) à partir d'une bibliothèque de résultats de simulations réalisées par un code Monte Carlo (simulation du transport des photons et neutrons dans une géométrie en 3D). Il permet d'obtenir les contributions des différents radionucléides au débit de dose tout en différenciant les contributions dues aux photons de celles dues aux neutrons.
L'outil développé repose sur l'interpolation de calculs unitaires de débit de dose « photon » (de quelques keV à 3 MeV) et de débit de dose « neutron » (spectre de fission et spectre (a,n) distribués en énergie entre 10~11 et 19,64 MeV) préalablement réalisés avec le code de calcul Monte Carlo TRIPOLI-4.3 [1] pour différents types de BàG jugés représentatifs à la suite d'une étude bibliographique sur les BàG des laboratoires et usines de l'industrie nucléaire.
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