Application de la méthode itérative en neutronique et en radioprotection

Abstract

La méthode itérative est étendue pour résoudre l’équation intégrale de transport des neutrons à travers un bloc de protection et une cellule d’un réacteur à différentes géométries, cylindrique, carrée et hexagonale. La validation de notre méthode a été faite à l’aide du code APOLLO-2 pour une cellule cylindrique avec réflexion totale (albédo=1) et sans réflexion (albédo=0) aux bords. Nous avons étudiée l’effet di coefficient du vide sur le flux, le facteur de multiplication et les taux de réaction, pour la cellule carrée de PWR et la cellule cylindrique équivalente. La précision de notre calcul a été améliorée en utilisant une nouvelle discrétisation plus fine de la maille carrée. La détermination du flux angulaire nous a permis de justifier la symétrie cylindrique du flux dans le combustible et la gaine mais pas dans le modérateur et particulièrement tout prés des bords de la cellule. Nous avons déterminé et étudié le choix de la meilleure fonction de pondération pour calculer les sections efficaces auto protégées. Nous avons montré que la structure fine ɕ(E) est la meilleure fonction puisqu’elle permet de tenir compte du phénomène d’autoprotection et de la protection mutuelle des résonances. Nous avons aussi constaté que le flux adjoint ɸ⁺ (E) peut être utilisé comme fonction de pondération pour le groupe thermique. Un premier modèle de >Noyau Equivalent MNE1 a été proposé dans le but de réduire le temps de calcul. Les résultats obtenus sont en très bon accord avec ceux du calcul sans modèle pour les milieux contenant des isotopes résonnants lourds mais il est moins précis pour le groupe épithermique et pour les milieux contenant des noyaux résonnants intermédiaires (⁹⁰Zr, Z⁹1, Fe⁵⁶). Pour remédier à cela nous avons proposé un deuxième modèle MNE2 qui permet de réduire l’erreur relative de l’I eff de 6,07% (avec MNE1) à 0,56% (avec MNE2) pour Z⁹1. Ces deux modèles permettent de réduire le temps de calcul de la machinedec90% pour un milieu contenant 8 isotopes résonnants. Pour le même objectif nous avons proposé un autre modèle de la structure fine équivalente MSFE. Dans le dernière partie, nous avons utilisé deux méthodes numériques : méthode itérative et la méthode Monte Carlo dans le but de calculer l’équivalent de débit de dose biologique reçu par différents organes (Cerveau, Thyroïde, Paumons, Estomac, reste du corps) d’un ‘’fantôme numérique’’ adulte en tenant compte de l’anisotropie de la diffusion. La qualification de ces deux méthodes a été faite par la comparaison de nos résultats avec deux trouvés par Drawbaugh dans le cas de l’isotropie de diffusion et par le code MCNP-4C dans le cas de l’anisotropie de diffusion. L’étude de l’efficacité de certains matériaux de protection en fonction de l’énergie source a permis de montrer que l’eau est le meilleur matériau de protection pour les énergies sources inférieures à 2,3 MeV alors que le fer est le meilleur pour les énergies sources supérieures à 2,3MeV. Nous avons étudié également différentes combinaisons de différents matériaux de protection contre une source extérieure de neutrons d’énergie et eau-fer pour celui de deux régions, constituent les meilleures combinaisons. Nous avons déterminé le flux des photons gamma produits par capture radiative des neutrons thermiques dans le bloc de protection et par la suite l’équivalent de débit de dose neutronique et photonique reçu par un tissu biologique. Nous avons constaté que l’aluminium produit plus des photons gamma de hautes énergies pour une énergie source neutronique proche de l’énergie thermique par contre le béton pour une énergie source loin de l’énergie thermique et 20% de 10B incorporé dans le béton, et 30% incorporé dans l’eau, pour une énergie source de 10KeV permet de réaliser une grande efficacité de protection contre les neutrons et les photons gamma. Enfin, nous avons étudié l’élévation de la température des matériaux de protection irradiés et nous avons constaté que l’aluminium s’échauffe plus que les autres matériaux pour les deux énergies source 14MeV et 2MeV.