formule DeD neutron

Bonjour,
Je voudrai savoir s'il existe une formule pour calculer le débit d'équivalent de dose neutron d'une source.

Les renseignements que j'ai à propos de la source :
source Pu 238 - C 13
A = 18,5 GBq à la date du 02/04/2002
flux d'émission gamma : 2,64.103 s-1 le 14/06/1990
E = 6,13 MeV
T = 87,74 ans
taux d'émission neutronique : 7,8.104 s-1

Les radioéléments sont compactés dans une enveloppe cylindrique en acier avec un bouchon soudé à l'argon.
20mm de hauteur et 8 mm de diamètre

Bonsoir
De formules simples ? Non.
Il n'y a que les codes de calcul qui puissent faire ce genre de choses.
KLOUG

Bonjour,

Dans votre configuration, vous pouvez faire le calcul de coin de table suivant :

Vous pouvez considérer que vos neutrons naissent rapides et ne sont pas thermalisés dans l'acier (les neutrons ne font guère que rebondir sans perte d'énergie sur de tels noyaux)

Cette hypothèse recevable permet de considérer que la source est ponctuelle. En prenant alors un coefficient fluence -équivalent de dose moyen cfed=420 pSv.n-1.cm2 pour les neutrons rapides, vous pouvez faire un calcul classique de DED à la distance d :

DED=[taux d'émission] *1/(4pi *d^2)*cfed

Je trouve, sauf erreur, environ 0,9 µSv/h à 1 m (en neutrons, les gamma, je vous les laisse)
Cordialement
PS : ne pas oublier de convertir les s-1 en h-1

Bonsoir
juste pour ceux qui n'ont pas forcément toutes les données, ce serait bien de citer l'endroit où l'on peut trouver ce type de coefficient :

Gluonmou a écrit:

En prenant alors un coefficient fluence -équivalent de dose moyen cfed=420 pSv.n-1.cm2 pour les neutrons rapides, vous pouvez faire un calcul classique de DED à la distance d :

KLOUG

Bonsoir,

Dans l'ICRU 57 et la CIPR 74.
Accessoirement dans le bouquin "calculs de doses", il y a 2 tableurs qui les donnent, un directement "Coeff ICRU 57",e t l'autre, "Dosimex-N", code Monte-Carlo, il suffit de choisir une source monoénergétique, sans protection, et l'on retrouve ce coefficient. En mettant une protection, on obtient la dégradation du spectre, de la fluence, et la chute de ce coefficient. et bien sûr la dose.

Il est utile d'avoir en tête quelques grandeurs clés :
Pour les neutrons thermiques, le coefficient vaut en moyenne 10 pSv.h-1.cm2
Pour les neutrons rapides,il vaut en moyenne 420 pSv.h-1.cm2,soit 42 fois plus

On comprend alors l'un des intérêt s qu'il y a à thermaliser des neutrons rapides : ils piquent 42 fois moins.
En plus très souvent on les détecte mieux, sauf bien sûr avec les détecteurs conçus pour les rapide, ex à protons de recul(ROSPEC), mais c'est pas les plus courant (je crois)
Et enfin on les absorbe mieux à l'énergie thermique.
Bonsoir