Transport et atténuation des rayonnements

Un premier article Activation « 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 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 10¹⁴ 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 1.

Des atténuations, aussi fortes que celles dont nous venons de citer un exemple, exigent que l’on dispose de méthodes de calcul donnant une représentation précise des interactions rayonnement-matière, aussi proches du réel que possible. Fort heureusement, les méthodes de calcul ont énormément tiré profit des progrès de l’informatique scientifique.

Il est tout aussi essentiel que les études de protection soient intégrées au projet dès le choix des premières options, car elles conditionnent le procédé, la disposition des équipements et le génie civil. Leur impact sur l’installation est important, d’où l’intérêt d’obtenir des résultats précis que seuls permettent les programmes de calcul sur ordinateur, qu’il s’agisse d’optimiser le coût d’une installation à terre ou le poids et la compacité d’une installation embarquée.

Pour mener à bien toutes ces tâches, l’ingénieur dispose d’un éventail de méthodes allant du traitement de l’atténuation par un modèle physique simplifié moyennant des développements numériques (sans résolution de l’équation du transport), à la résolution plus ou moins approchée de l’équation du transport (tableau 1).

Ces méthodes apportent aussi à l’ingénieur les moyens de calcul des incertitudes sur les débits d’équivalent de dose, sources de chaleur, dommages causés aux structures, à partir des incertitudes sur les données : sections efficaces, modélisation, etc.