Collège militaire royal du Canada
Énergie et science nucléaire
Détermination expérimentale et numérique des taux de dose de radiation dans le réacteur nucléaire de recherche
par : Dr. Hugues W. Bonin avec Lt(M) G.B. Lamarre
Le premier réacteur nucléaire de recherche conçu pour utiliser comme combustible du bioxyde d'uranium faiblement enrichi fut mis en service au Collège militaire royal du Canada en septembre 1985. Il est utilisé surtout pour la technique d'analyse par activation neutronique (AAN), mais on constate une rapide expansion de la recherche qui implique l'irradiation d'échantillons pour lesquels on doit connaître la dose accumulée avec précision. Après plusieurs tentatives de mesurer expérimentalement les taux de dose à divers sites d'irradiation dans le réacteur et sa piscine, seules les mesures du flux de neutrons thermiques se sont avérées avoir une précision raisonnable, car les divers appareils de mesure de radiations utilisés ont failli à la tâche à cause de l'intense champ de radiation mixte caractéristique de l'environnement du réacteur . Le projet de recherche décrit ici représente la plus récente tentative de déterminer avec précision les distributions de taux de dose. Dans cette étude, l'absence de données expérimentales précises pour les radiations autres que les neutrons thermiques est compensée par une simulation numérique du réacteur et de sa piscine. On utilise un mélange de logiciels commerciaux et de programmes-maison pour cette recherche, avec le flux de neutrons thermiques calculé par le code WIMS-AECL développé par Énergie Atomique du Canada Limités, qui reproduit la distribution de flux de neutrons thermiques expérimentale avec un écart inférieur à 5%.
Les distributions de flux de photons gamma et de leurs taux de dose sont calculées à l'aide du logiciel Microshield 5 que l'on a augmenté par un logiciel-maison afin de mieux traiter les effets de rétrodiffusion. D'autres logiciels-maison ont été développés pour déterminer les flux et les taux de doses pour les autres particules importantes telles que les protons de recul et les électrons énergétiques (particules delta). Pour des travaux de recherche typiques comme l'irradiation de nitrocellulose, les échantillons sont positionnés à l'aide d'un instrument appelé "élévateur" dans la piscine du réacteur tout contre la paroi de la cuve du réacteur, soit à une position située à 32.0 cm du centre du réacteur et sur le plan médian de celui-ci. À cette position et à mi-puissance du réacteur, le taux de dose totale déterminé est de 3.7 × 104 Gy h-1 réparti comme suit entre les particules ionisantes: 3.2 × 104 Gy h-1 (86%) pour les électrons, 2.6 × 103 Gy h-1 (7%) pour les photons gamma, 1.0 × 103 Gy h-1 (2.7%) pour les protons de recul, et 5.0 × 102 Gy h-1 (1.4%) pour les neutrons rapides et thermiques. De manière conservative, des incertitudes aussi élevées que 40% sont attribuées aux taux de dose afin de tenir compte des grandes incertitudes sur les diverses sections efficaces d'absorption et de diffusion pour les diverses particules.
« Distribution des taux de dose pour les diverses particules dans le réacteur nucléaire Réacteur en exploitation en régime permanent à mi-puissance au plan médian
(10 kWth , Φth = 5 × 1011 n cm-2 s -1 ). »
EXEMPLES DE PUBLICATIONS:
- G.B. Lamarre & H.W. Bonin, « Experimental and Computational Determination of Radiation Dose Rates in the SLOWPOKE-2 Research Reactor at the Royal Military College of Canada »;, Compte-rendus de la 20ièm Conférence annuelle de la Société Nucléaire Canadienne, Session 2A, 30 mai-2 juin 1999, Montréal, Québec, Canada.
- G.B. Lamarre, « Determination of fluxes of particles (Gamma, X-Rays, Thermal and Fast Neutrons, Electrons and Beta Particles) at the Irradiation Sites in the SLOWPOKE-2 Nuclear Reactor Facility », thèse de maîtrise, Collège militaire royal du Canada, Kingston, Ontario, avril 1999.
