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  1. MCNPX Le SPR de Saclay s’attache à utiliser un certain nombre de codes de calculs permettant de modéliser des situation complexes et d’apporter des réponses à des problèmes liés à la radioprotection. Les chaînage de codes de calcul permet de traiter un problème dans son ensemble et notamment par la définition initiale d’un terme source jusqu’à l’impact de celui-ci sur l’environnement. Pour illustrer cette démarche, ci-dessous figure un chaînage type: MCNPX-DARWINP/PEPIN-SENTINEL, avec pour chaque module, les fonctionnalités et des exemples d’applications. DARWIN SENTINEL Applications des codes de calculsà la radioprotection DIRECTION DE L’ÉNERGIE NUCLÉAIRE R.Antoni, L.Bourgois, N.Comte - SPR/Section d’Expertises en Radioprotection et Dosimétrie - mél : antoni@aquilon.cea.fr DSP/SPR/SERD CENTRE DE SACLAY MCNPX : transport de particules et calcul de grandeurs physiques pour des géométries 3D • Code de transport et couplage de particules ( γ, n, p, d, t,α,e,µ,π,k ) basé sur une méthode de type Monte-Carlo • Calcul de grandeurs physiques susceptibles d’être exploitées pour la détermination des grandeurs de Radio- protection Détermination de grandeurs Physiques telle que fluence Calculs de radioprotection pour des géométries complexes Visualisation du transport des particules a) a) b) b) a) b) a) Ensemble cible-collimateur d’un accélérateur d’électrons a) Visualisation du transport de neutrons en sortie de chicane a) Modélisations d’un fantôme pour le calcul des grandeurs de protections b) Courbes isofluences photoniques dans l’axe de la cible d’un accélérateur b) Visualisation de photons diffusés à travers un écran ( build-up ) b) Modélisation d’un emballage de transport d’effluents radioactifs d’électrons pour des calculs réglementaires de radioprotection DARWIN/PEPIN2 : CALCUL D’ACTIVATION – FISSION - EVOLUTION (traitement des données neutroniques issues de MCNPX Activités dues à des réactions autres que neutroniques (e.g g,F g,n ; spallation …) • Calcul d’activation et fission • Calcul d’ évolution (filiation décroissance) • Prise en compte de palier d’ irradiation • Données spectrales provenant d’ un code amont (MCNPX) • Possibilité de prise en compte de réactions autres que neutroniques (photoréaction, spallation …) Données neutroniques issues de MCNPX a) Tête accélérateur (cible +collimateur) Bibliothèques de données internationales b) Combustible a) a) b) a) b) a) Accélérateur d’électrons de 11 MeV bombardant un combustible ZrUO2 b) Spectre de neutrons dans le combustible issu des réactions (g,Xn) calculé par MCNPX • a) Spectre de photons produits par des électrons (calcul MCNPX) • b) Rendement de photo-fission à associer au spectre de photons a) Données décroissance/filiation b) Données section efficaces SENTINEL : CALCUL D’IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT (traitement des données d’activation issues de DARXIN/PEPIN 2 Calcul du transfert dans l’installation par un modèle à compartiment Calcul de dispersion atmosphérique par un modèle à bouffée gaussienne Représentation catogarphiques des conséquences radiologiques • Calcul d’impact radiologique suite à un accident : transfert dans l’installation, dispersion atmosphérique et calcul des conséquences radiologiques a) b) Le chaînage de codes de calcul permet d’effectuer un calcul complet de radioprotection sur une installation (e.g. transport de particules, activation-fission, cinétique de rejet, rejet, dispersion, impact sur l’environnement). A noter que les récents développements de l’informatique permettent Maintenant d’accéder à un grand nombre de ces codes de calculs sur des machines standards de bureautique. Néanmoins l’utilisation de tels outils nécessite la maîtrise de différents domaines scientifiques: physique, radioprotection et informatique Centre CEA de Saclay