Les codes Monte Carlo TRIPOLI 4.3 et MCNPX 2.4 sont utilisés au sein du service d’évaluation et de gestion des risques (SEGR) et du service de dosimétrie (SDOS) de l’IRSN pour déterminer les débits d’équivalents de dose (DED) dans des installations nucléaires et pour concevoir des instruments de mesure de la dose. Les calculs courants en dosimétrie gamma et/ou neutron peuvent être effectués par l’un ou l’autre code. Leur utilisation en simulation naturelle (sans optimisation) conduit souvent à des temps de calcul très importants, typiquement jusqu’à plusieurs jours, sans permettre nécessairement d’obtenir des résultats fiables. Grâce à des techniques de biaisage, il est cependant possible de parvenir à des résultats satisfaisants et dans des temps de calcul plus réduits. La mise en œuvre est délicate et nécessite une certaine expérience de la part des utilisateurs. Pour se familiariser avec les techniques de biaisage des deux codes et comparer leur efficacité, un cas d’école simple est construit dans lequel des neutrons et des photons secondaires sont transportés à travers une protection de 1 mètre de béton. L’objet de ce document est de présenter les résultats des calculs de DED effectués en utilisant différentes techniques de biaisage. Leur efficacité est notamment comparée en termes de temps de calcul et de difficulté de mise en œuvre.