etude des champs neutroniques dans les centrales - EPFL

ETUDE DES CHAMPS NEUTRONIQUES DANS
LES CENTRALES NUCLEAIRES ET DE L'INFLUENCE
DE LEUR DIVERSITE SUR LA DETERMINATION DES
GRANDEURS DE LA PROTECTION RADIOLOGIQUE
THESE No 942 ( 1991 )
PRESENTEE AU DEPARTEMENT DE CHIMIE
ECOLE POLYTECHNIQUE FEDERALE DE LAUSANNE
POUR L'OBTENTION DU GRADE DE DOCTEUR ES SCIENCES
PAR
-
ABBAS AROUA
dipiôm6 M. Sc. in Medical Physics, University of Surrey, U.K.
de nationalite algerienne
acceptee sur proposition du juiy :
Prof. P. Lerch, rapporteur
Dr M. Htifert, corapporteur
Prof. J. Ligou, corapporteur
Dr J.-F. Valley, corapporteur
Lausanne. EPFL
1991

Un spectromhtre multisphère, de type Bonner, a et6 mis au point et utilise pour la
caractérisation des champs de radiation neutronique a l'intérieur des centrales nucleaires suisses.
L'utilisation du système des sphéres de Bonner a necessite la determination prealable de sa
matrice de rdponse. Celle-ci a et4 evaiuee par calcul en utilisant le code de transport de particules
ANlSN et une bibliothhque recente de sections efficaces condensées. La matrice a été ensuite
etendue par calcul jusqu'à 400 MeV. L'ajustement du calcul aux points de la calibration
expérimentale, effectuée dans un travail anterieur, a conduit à des resultats coherents.
Pour la determination du spectre neutronique à partir des indications des sphéres, on a utilisé
trois codes de d~convolution bases sur des algorithmes mathematiques diffbrents, ceci afin de valider
les resultats obtenus. Ces codes ont Rte testes l'aide d'une varieté de spectres synth6tisbs. Les
résultats de ce test ont 6th globalement satisfaisants tant sur le plan de la spectrometrie que sur celui
de la dosimétrie.
La sensibilite de la d6convolution, par rapport A la statistique de la mesure et au nombre de
sphères utilisees, a éte étudiee. II s'est av6r6 qu'avec un taux de comptage raisonnable (quelques
milliers d'impulsions) les resultats spectrométriques et dosim6triques sont fiables. En outre il est
possible, dans le cas des champs neutroniques rencontres dans les centrales nucleaires, de reduire,
le cas dcheant, le nombre de sphéres de mesure sans perdre trop d'informations sur le spectre
neutronique.
La déconvolution des mesures effectuees dans des faisceaux de reférence a donne des
spectres en bon accord avec les standards ISO; en outre les valeurs dosimétriques obtenues
concordent bien avec les valeurs de réference. ce qui constitue une validation aussi bien de la
procedure de déconvolution que de la matrice de reponse.
Les mesures effectuees dans les centrales nucleaires ont permis la caractbrisation des
champs de radiations dans les confinements. Les resultats des mesures ont montré que les spectres
neutroniques sont degrades dans l'ensemble des points contrbles à l'intérieur des confinements
alors qu'ils sont durs dans la halle de stockage du combustible nuclbaire et à proximité des châteaux
de transport.

Dans les zones frequentbes par le personnel d'exploitation, le débit d'équivalent de dose
neutronique s'est r6v6le faible (s 10 pSv/h) et dû principalement aux neutrons thermiques et
épithermiques. Dans ces secteurs le debit d'6quivalent de dose neutronique est géneralement
beaucoup plus faible que le debit d16quivalent de dose gamma.
En ce qui concerne la repense des instruments opérationnels, on constate que le "rem-
métre" de type Andersson-Braun a tendance à surestimer I'Aquivalent de dose neutronique pour
l'ensemble des spectres mesures à I'interieur des confinements des centrales nucleaires. Toutefois la
surestimation est inferieure à un facteur 2, ce qui est raisonnable. Cette approche conservative est
adaptee l'utilisation de cet instrument en radioprotection. Le "Dineutron" a un comportement dans
les centrales nucleaires semblable à celui du "rem-métre", mais presente une sur6valuation plus
prononcee du debit d'equivalent de dose neutronique qui peut atteindre un facteur 4.

Abstract
A multisphere neutron spectrometer has been developped and used in order to characterize
the neutron fields inside the Swiss nuclear power plants.
Pnor to the use of the Bonner spheres system, its response matrix has been determined. This
has been evaluated by computation using the ANlSN particles transport code and a recent
condensed cross section library. The matrix has been then extended up to 400 MeV. The adjustment
of the calculated functions to the experimental calibration points, established in a previous work, has
lead to coherent results.
To determine the neutron spectrum from the spheres indications three unfolding codes,
based on different mathematical algorithms, have been used in order to validate the obtained results.
These codes have been tested by means of a variety of synthetised spectra. Both the spectrometric
and dosimetric results of this test have been satisfactory .
The sensitivity of the unfolding procedure to the measurement statistics and to the number of
spheres used has been investigated. It has been established that with reasonable counting rates (a
few thousands pulses) the spectrometric and dosimetric results are reliable. Moreover it is possible, in
the case of the neutron fields encountered in the nuclear power plants, to reduce, when necessary,
the number of spheres used without losing too much spectrometric information.
The unfolding of the measurements performed in reference beams lead to neutron spectra in
good agreement with ISO standards, The dosimetric values obtained match well with the reference
values and this result validates both the unfolding procedure and the response matnx.
The measurements performed in the nuclear power plants allowed the characterization of the
radiation fields inside the containments. The results show that the neutron spectra are soft for most
controlled points and hard inside the nuclear fuel storage halls and in the vicinity of the transport
flasks.

In the areas frequented by the working staff the neutron dose equivalent rate was found to be
low (5 10 pSv/h) and due mainly to thermal and epithermal neutrons. In these areas the neutron dose
equivalent rate is ofien much lower than the gamma dose equivalent rate.
Conceming the response of the operational instruments, we found that the Andersson-Braun
type rem-meter tends to overestimate the neutron dose equivalent rate for most of the spectra
measured inside the containments of the nuclear power plants. Nevertheless the overestimation is
less than a factor of 2, which is reasonable. This conservative approach is well suited to the use of this
instrument in radiation protection. The "Dineutron" has a behaviour inside the nuclear power plants
similar to that of the rem-metre, but presents an overestimation of the neutron dose equivalent rate
more pronounced which can reach a factor of 4.

Chapitre 1. lntroduction
Table des matières
Chapitre II. Dosirnétrie et spectrométrie des neutrons
1. GbnAraiités
1 .l. Production de neutrons
1.2. Interactions des neutrons avec la matière
2. Concepts et définitions en dosimetrie
2.1. Grandeurs dosimétriques primaires
2.1.1. lntroduction
2.1.2. Description du champ de radiation
2.1.3. Action de la radiation sur la matiere
2.1.4. Effets biologiques de la radiation
2.2. Grandeurs opérationnelles en dosirnétrie
2.3. Caractérisation du champ de radiation neutronique
3. D6tection et spectrométrie des neutrons
3.1. DRtection par I'intermkdiaire des protons et des particules a
3.2. DAtection par l'intermédiaire des photons et des particules P
3.3. Détection par I'intermédiaire des fragments de fission
3.4. Détection par I'intermédiaire des noyaux de recul
3.4.1. lntroduction
3.4.2. Le compteur proportionnel équivalent au tissu (CPET)
3.5. Spectrométrie des neutrons
3.6. Le spectromètre multisphère

3.7. Les moniteurs portables de neutrons
3.7.1. Introduction
3.7.2. Le "rem-mètre" de type Andersson-Braun
3.7.2. Le "Dineutron"
Chapitre III. Description des systèmes de mesure
1. lntroduction
2. Systeme des sph6res de Bonner
2.1. Spheres
2.2. Supports mécaniques
2.3. Encapsulage de cadmium
2.4. Compteur à hklium-3
2.5. Chaîne électronique
2.6. Discrimination du bruit électronique et des rayons y
3. Moniteurs de neutrons
3.1. Le "rem-métre"
3.2. Le "Dineutron"
4. Moniteurs du rayonnement y
4.1. Le compteur Geiger-Müller
4.2. Le "Teletector"
Chapitre IV. Mesures effectuées dans des champs connus
1. lntroduction
2. Genéralites sur la calibration des moniteurs de neutrons
2.1. Déviation de la loi de I'inverse du carré de la distance
2.2. Distance de la source au détecteur
2.3. Rayonnement diffusé
2.4. Methodes d'évaluation de la contribution du diffus6
2.4.1. Methode basée sur la variation de distance
2.4.2. Méthode du cône d'ombrage

3. Mesure de la réponse thermique
4. Mesures effectuées avec des sources de calibration
4.1. Salle d'irradiation
4.2. Evaluation du diffusé
4.3. Mesures par sphéres de Bonner
4.4. Calibration du "rem-métre"
5. Contrôle du fonctionnement du spectromètre neutronique
5.1. Géométrie de contrôle
5.2. Test rapide de fonctionnement
6. Calibration du compteur Geiger-Muller
6.1. Sensibilité aux rayons y
6.2. Sensibilité aux neutrons
Chapitre V. Matrice de réponse du système multisphère
1. Introduction
2. Calibration experimentale
3. Calcul des fonctions de rdponse
3.1. Mdthode de calcul
3.1 .l. Equation de transport de Boltzman
3.1.2. Solution de l'équation de Boltzman
3.1.3. Calcul adjoint
3.2. Code ANlSN
3.3. Modélisation du système
3.3.1. Reprcjsentation du détecteur
3.3.2. Densites des matériaux composant le systkme
3.3.3. Effet du canal logeant le compteur
3.4. Optimisation du calcul
3.5. Choix de la bibliothkque de sections efficaces microscopiques
3.6. Distance source-détecteur

3.7. Encapsulage de cadmium
4. Ajustement du calcul aux points de calibration
5. Verification de la matrice de repense
5.1. Colonnes thermiques du PT8 et de Cadarache
5.2. Sources isotopiques de Cf-252 et d'Am-Be
6. Extension aux neutrons de trds haute energie
7. Conclusion
Chapitre VI. Déconvolution
1. Introduction
2. Mathodes de déconvolution
3. Programmes de déconvolution utilises
3.1. Le code SAND II
3.2. Le code STAY'SL
3.3. Le code interactif DECINTEX
3.4. Calcul dosimétrique
3.5. Coh6rence des mesures
3.6. Choix du spectre d'essai
4. Test des codes de d6convolution
4.1. Criteres de test
4.1. Spectres de test
4.2. RAsultats du test
5. Sensibilitb de la d4convolution aux erreurs de mesure
6. Sensibilit6 de la deconvolution au nombre de spheres utilisees
7. D6convolution des mesures de spectres connus
8. Conclusions
Chapitre VlI. Mesures dans les centrales nucléaires
1 . Introduction
2. Centrale de Mühleberg

3. Centrale de Leibstadt
4. Centrale de Beznau
5. Centrale de Gbsgen
2.1. Points de mesure
2.2. Spectres neutroniques
2.3. Debits d'equivalent de dose
3.1. Points de mesure
3.2. Spectres neutroniques
3.3. Dabits d'Aquivalent de dose
4.1. Points de mesure
4.2. Spectres neutroniques
4.3. Debits d'equivalent de dose
5.1. Points de mesure
5.2. Spectres neutroniques
5.3. Debits d'équivalent de dose
Chapitre VIII. Analyse et discussion des résultats
1. Introduction
2. Qualit6 du rayonnement neutronique dans les centrales nuclkaires
3. Niveaux d'bquivalent de dose dans les centrales nucleaires
4. Caracterisation rapide d'un champ neutronique
5. Comparaison des differentes grandeurs dosimetriques
6. Repense des differents moniteurs de radiations
6.1. Le "rem-mhtre"
6.2. Le "Dineutron"
6.3. Le "Teletector"
Chapitre IX. Conclusions

Bibliographie
Annexes
Annexe A
Annexe 8
Annexe C
Annexe D