Source AmBe

Bonjour

Je cherche à faire la radiopro d'une source AmBe. Je fais des simulations MCNP que je veux valider sur des données connues.

On sait qu'une source AmBe émet 1 neutron pour environ 15000 désintégration alpha.
On sait aussi qu'on émet un gamma de 4.4 MeV pour chaque neutron émis (ou plus précisément 0.6 gamma par neutron).

D'un autre côté, on connait les facteurs de conversion flux-to-dose pour les neutrons et pour les photons (ICRP 116). Typiquement aux énergies considérées, on a F_neutron ~ 100 et F_gamma ~ 10. Ça conduit à des débits de dose simulés 10 fois plus faibles pour les gammas que pour les neutrons.

Or, au niveau des données connues, à chaque fois (y compris ce que j'ai vu sur ce forum) on a des valeurs de débit de dose qui sont équivalentes ou supérieures en gamma qu'en neutron.

La question est donc : d'où viennent ces gammas ?
Merci beaucoup pour votre aide.

Bonjour
Dans l'une des discussions : https://www.forum-rpcirkus.com/t5523-source-scellee-241am-be
Il est indiqué :

Pour ton étude, mon REX est : le béton pour les neutrons et les gamma, c'est ce qui est le mieux pour un local. Si par contre tu as des contraintes (poids, géométrie), le PEHD est le mieux pour les neutrons .. mais un peu cher et surtout, il y a un deuxième effet KISSCOOL : les réactions n + H qui modèrent les neutrons produisent des gamma de 2,2MeV ... qu'il faut alors écranter.

C'est donc la modération des neutrons de 4,4 Mev par l'hydrogène qui produisent, visiblement, ces gammas. Mais il y a certainement d'autres interactions.

A confirmer avec d'autres klowns.

Iron Kloug

Merci pour cette réponse rapide.

Malheureusement, j'ai des données pour une source de 11 GBq :
au pseudo-contact :
H*(10) gamma = 900 microSv/h
H*(10) neutron = 360 microSv/h

Le fait que ce soit au pseudo-contact invalide la génération de gamma par un blindage. Il reste toujours l'enveloppe de la source, mais c'est beaucoup trop petit pour générer massivement des gamma.
C'est pour ça que je suis tout perplexe...

Bonjour
Je viens de regarder dans le livre de Bourgois-Antoni concernant les sources AmBe (page 194) et concernant les mesures avec des appareils de radioproetction.
Source Am-241 de 111 GBq
H*(10) neutron = 330 µSv/h = 0,33 mSv/h
Émission gamma de 15 et 60 keV
H*(10) gamma = 6,4 mSv/h
sans tenir compte des éventuelles auto atténuation de la source ou de enveloppe (écrans).
Iron Kloug

Bonjour

Je n'ai pas ce livre (je suis preneur d'un scan de la page incriminée si je puis me permettre d'abuser ). Cependant, de ce que je comprends il s'agit de calculs et non de mesure puisque vous précisez "sans auto-atténuation".
A quelle distance étaient fait ces calculs ?

Pour ma part, je n'avais pas réalisé qu'une part importante de la dose vient des gamma de 60 keV. Je les croyais tous arrêtés par l'enveloppe mais ce n'est pas si sûr (c'est le cas de 15 keV par contre).

Par contre dans mes simus j'ai toujours une dose neutron très supérieure à la dose gamma. Ci-dessous des résultats de simus pour une source de 11 GBq à 3 cm (source acier 4mm rayon).
- dose due aux gamma de 60 keV : 2 mSv/h (sans auto-atténuation : 51 mSv/h)
- dose due aux gamma de 13-16 keV : 0 mSv/h (sans auto-atténuation : 17 mSv/h)
- dose due aux neutrons de 0 à 10 MeV : 10 mSv/h (pas d'auto-atténuation)
- dose due aux gamma de 4.4 MeV : 0.2 mSv/h (pas d'auto-atténuation)
J'ai même regardé si les électrons éjectés pouvaient faire de la dose mais c'est très faible.

Du coup j'ai une dose gamma 5x supérieure à la dose neutron, là où votre livre donne un facteur 20... Je suis toujours perplexe sur tout ça

Bonjour
Je ferai la copie dès que possible.
Mais c'est vrai que les gamma de 60 keV influent beaucoup sur la dose.
A bientôt
Iron kloug

+ 1 avec les photons à 59 keV.
A ce niveau là, l'Am est très généreux, même si rapidement atténué par des écrans.

Bonjour,
Je rebondis sur cet échange qui date un peu, mais le sujet est intéressant.
J'ai refait  les calculs de Ludovic  avec Dosimex-N pour une source Am-Be:
Activité : 11 GBq alpha
distance  3 cm
épaisseur acier : 4 mm
Résultat :
H*(10) neutron : 9,6 mSv/h (10 mSv/h pour Ludovic)  (70 mSv/h sans acier idem Ludovic)
H*(10) gamma : 2,2 mSv/h (2,2 mSv/h pour Ludovic)

Donc ça colle bien, et par contre pas du tout avec les résultats d'Antoni et de Bourgeois

Hello Gluonmou,
Pourrais-tu me dire comment tu intercale 4mm d'acier dans DosimexN?
J'ai refait les calculs, avec du Pb207 de densité "acier" (env 8,7). Le DD neutrons est OK mais je ne retrouve pas les 2,2mSv/h en gamma.
COrdialement.

Bonjour PaulF
tu as quelle version de Dosimex?
ça apparait automatiquement en haut en choisissant source Am-Be ou Cf 252.

En théorie ton astuce devrait marcher mais je crois que dans les anciennes versions je mettais par défaut 2 mm d'acier, sans le dire....
ça va vite avec le 59 keV: lpm dans le fer 1,2 mm

J'ai Dosimex 2.1 (Dosimex N 2.0).
En fait je pense que la matière radioactive est nue au centre de la sphère et je peux modifier la protection biologique autour (mais uniquement en C, H, O, N, B et Pb) + écran Cd.
Du coup c'est vrai que en prenant du Pb de densité acier ça fonctionne bien pour les neutrons (en tous cas aux énergies de AmBe) mais pas pour les gammas.
La nouvelle version permet de rajouter de l'acier? C'est intéressant, je cherche à blinder une ligne de faisceau avec du PE et je voulais valider mon épaisseur d'acier pour les gammas de capture.
Cordialement.

C'est juste de l'acier entourant la source, donc ça ne marchera pas pour les gamma de capture (que pour le 59 keV et le  4,4 MeV )
Par contre en ayant la dose gamma de capture et en considérant des gamma de 2,2 MeV, on peut en faire une pseudo-source dans Dosimex -GX et l'atténuer avec ce que l'on veut.

Qu'est ce que cela donne en modélisant une géométrie plus proche d'une vraie source ?
Pour l'Am-Be, avec 11 GBq, un modèle très courant est plutôt un cylindre autour de 14 mm de diamètre pour la matière active, à peu près la même hauteur, avec double capsule inox ajoutant 3.2 mm au diamètre final et peut-être un peu plus au niveau du bouchon supérieur

J'ai fait un calcul sur DOSIMEX GX pour une source en béryllium de 14 mm d'épaisseur.
L'autoabsorption est assez négligeable, on perd 20 % sur le DED seulement.Ce sont les mm d'acier qui comptent

J'ai fait un calcul sur DOSIMEX GX pour une source en béryllium de 14 mm d'épaisseur.
L'autoabsorption est assez négligeable, on perd 20 % sur le DED seulement.Ce sont les mm d'acier qui comptent