Merci Kloug pour les catalogues
jack

PSR,
je suis d'accord avec toi, mais quelle est l'énergie de ces gamma qui ont l'air à partir d'une certaine épaisseur de provoquer un débit d'équivalent de dose aussi important que les neutrons et dans ce cas ne faut_il pas à partir d'une certaine épaisseur de polyéthylène ajouter un blindage de forte densité pour éliminer ces gamma.
jack

En regardant la courbe on voit un changement de pente vers 40-50 cm, ce qui indique que l'équivalent de dose n'est plus majoritairement dû aux neutrons mais aux photons de capture.
Pour l'énergie des photons ils sont de 2-3 MeV pour la capture sur l'H et peuvent atteindre 4-5 MeV pour la capture sur le C. Donc pourquoi pas ajouter un blindage mais cela risque d'être épais.

Dans ce cas ne serait-il pas efficace de réaliser un blindage avec en premier, une partie en polyéthylène (40 cm pour les neutrons rapides) et ensuite une partie pour neutrons thermiques (car il existe des produits pour arrêter les neutrons thermiques) et à l'extérieur un cerclage en acier ?
Si la matière pour arrêter les neutrons thermiques ne crée pas plus de gamma que le polyéthylène.

Bonjour,
le soucis est que tu vas capturer tes neutrons thermiques, quelque soit le matériau utilisé (par exemple Cd) et donc engendrer des photons de haute énergie. Le cerclage en acier, pourquoi pas mais vu les énergies de photons tu risques de te retrouver avec des épaisseurs conséquentes. Le mieux c'est d'utiliser un matériau conciliant une bonne atténuation neutrons et photons, ceci est classiquement utilisé lorsque les épaisseurs de matériau deviennent conséquentes. Dans ce cas le béton (voir les bétons spéciaux) reste une bonne solution présentant beaucoup d'avantage.

PSR

Bonjour,

J'ai effectué une étude en début d'année pour une source d'AmBe de 111 GBq.
La problématique de la société demandeuse de l'étude est le transfert de cette source pour effectuer des mesures sur divers sites.
Le béton, solution effectivement excellente pour concilier une bonne atténuation des neutrons et des photons ne peut pas vraiment être envisagée pour les transports (encore que, si on considère des poids lourds), mais davantage pour le stockage.
La source est placée entre deux cales en paraffine borée, et placée dans une enveloppe en inox (1 bon cm dans chaque direction).
Ceci a pour effet de régler le problème des photons de 59 keV consécutifs à la désintégration de l'Am-241.
Cette source est ensuite placée dans un colis de transport consitué de paraffine borée environ 10 cm.
À ce moment-là la composante du débit d'équivalent de dose du aux neutrons et de 95 % du total par simulation qui prend évidemment en compte les captures (n,gamma) sur le C et l'H voire le B et vérifié par des mesures avec radiamètres ad hoc.
Donc à moins que quelque chose m'ait échappé, ce qui est toujours possible, le problème principal est vraiment dû aux neutrons ici.

@+

Bonjour,

Au départ cette source, nous voulions la transporter dans un thermaliseur portatif (avec les contraintes de 300µSv/h dû aux neutrons et 250 µSv/h dû aux gamma au contact du thermaliseur) mais les calculs avec la courbe de Elbe m'oblige à avoir un cylindre de PEHD d'environ 40 cm de diamètre et de 40 cm de hauteur (poids environ 50 Kg) donc difficilement transportable si il y a des marches.
Ce thermaliseur devait ensuite être positionné dans une enceinte qui ne donnerait plus que 7,5µSv/h au contact.

Bon ,vu le poids du tH portatif, on va mettre la source directement dans une enceinte de 80 cm de PEHD qui sera sur place.
Je sais qu'il existe des plaques de PEHD borée mais vu le prix est que cela en vaut la peine ?
Nous pourrions peut être aussi si nous voulions garder le thermaliseur portatif incorporer dans celui-ci du PEHD boré et le mettre dans un cylindre d'1cm d'inox, mais le PEHD boré va perdre de son efficacité pour éliminer les neutrons rapides.
casse-tête
@+ surtout que c'est une fois réalisée que l'on aura le résultat.