Conclusion Générale
Conclusion Générale
En partant du principe stipulant que les risques liés
aux rayonnements émis par les sources radioactives en particulier les
sources de neutrons, sont très élevées et
représentent un danger pour les travailleurs autour des installations
utilisant ces sources. Et voulant protéger cette catégorie de
travailleurs au sein du réacteur sous-critique du CRNB contre tout
danger de ce genre, on s'est proposé la réalisation d'un
dispositif protecteur porte-source neutronique.
Ce dispositif jouera son rôle de radioprotection durant
le déplacement de la source depuis son lieu de rangement vers le coeur
du réacteur et inversement. La fabrication effective de ce dispositif
doit impérativement passer par les étapes de conception et de
dimensionnement. Cette dernière a fait l'objet du travail
réalisé dans le cadre de ce projet de fin d'étude.
Comme outil de travail, nous avons utilisé le code de
simulation Montre Carlo MCNP5. Une utilisation parallèle de ce code avec
les règles et les normes de radioprotections nous a permis de
réalisé tous les aspects du travail demandé. En premier
lieu, les travaux de simulation accomplie nous ont permis de choisir le
matériau de structure qui était l'Aluminium. Une fois cette phase
franchie, on est passé à la phase du dimensionnement proprement
dite. Ceci a été fait via une série de simulations bien
élaborées et qui ont débouché sur un choix optimal
de l'épaisseur de la couche de la paraffine à utiliser. Ce choix
a été renforcé par la suite à travers une
étude sur le poids admissible du dispositif porte-source.
Les données de simulation ainsi obtenues sont très
probantes et peuvent être exploité pour la fabrication de ce
dispositif.
Comme extension future visant à augmenter
l'efficacité de ce dispositif et à réduire son poids, on
se propose d'ajouter d'autres matériaux neutrophages au modèle
actuel. De telle manière à ce que l'effet de la paraffine sur les
neutrons (ralentisseur) sera renforcé par d'autres effets (absorbants)
et ce en ajoutant par exemple de la poudre du cadmium, du bore ou du gadolinium
à la paraffine déjà existante. Et suite aux
critères de disponibilité et du prix de ces matériaux, une
étude de simulation par MCNP5 serait d'un grand apport pour
déterminer les doses et les rapports de concentration des
matériaux à ajouter.
Par cette fin, nous tenons à signaler que la
réalisation de ce projet au sein du CRNB nous a été
bénéfique sur plusieurs plans. Entre autres, nous avons pu
enrichir notre savoir dans le domaine des réacteurs nucléaires et
des sources neutroniques. Nous avons également pu acquérir un
esprit de travail d'équipe et de méthodologie pour faire aboutir
un projet donné.
Les références
Les références
[1] de la Santé, Organisation Mondiale. «
Rayonnements ionisants, effets sur la santé et mesures de protection.
» Repéré à
http://www.
Who. Int/mediacentre/factsheets/fs371/fr (2016).
[2] AURENGO, ANDRE, and ROLAND MASSE. "Chapitre 3 La
radioprotection : un guide sur les objectifs à atteindre." Sciences du
démantèlement des installations nucléaires. EDP Sciences,
2021. 101-116.
[3] TITOUCHE WIDAD, « Notions de base de la
radioactivité », COMENA, université des sciences et
technologie HOUARI BOUMEDIEN, Mars 2022.
[4] HAUSMANN, EMILIE. Pour une meilleure radioprotection :
une coopération entre manipulateurs en électroradiologie et
infirmiers de bloc opératoire. Diss. Université de Lorraine,
2013.
[5] AUBERT, B. "Organisation de la radioprotection en
France." Journal de Radiologie 91.11 (2010) : 1201-1206.
[6] BRENAUT, CHRYSTEL. « La radioprotection dans le
nucléaire de proximité-Identification des activités et
caractérisation du risque radiologique », 2004
[7] GRANGER, JEAN ERIC. "LA RADIOPROTECTION AU SERVICE DE
MÉDECINE NUCLÉAIRE DE L'HÔPITAL IBN SINA." (2021).
[8] Gérard MAREY, « radioprotection,
rayonnements, dosimétrie, protection », 2014
[9] METIVIER, HENRI. "Radioprotection et ingénierie
nucléaire [Radiation shielding and nuclear engineering]." EDP
Sciences-INSTN, Paris (2006).
[10] Art. 17-JOURNAL OFFICIEL DE LA REPUBLIQUE ALGERIENNE
N°27-13 avril 2005
[11] OURED ILHEM, BENSAADALLAH KHAOULA,
« Modélisation du canal horizontal de
neutronographie par la méthode de Monte Carlo »
mémoire pour l'obtention de diplôme master en physique.
Option : physique des rayonnements, université Ferhat Abbas
Sétif, 2020
[12] J.P. CUSSONNEAU, « INTERACTION RAYONNEMENTS MATIERE
», Ecole des Mines de Nantes
[13] DUSSEAU, PR LAURENT. "Interactions
Rayonnements-Matière." Institut d'Électronique du Sud (IES)
(2009).
[14] BARRÉ BERTRAND, « Maîtriser
l'énergie nucléaire, Encyclopédie de l'Environnement,
(2022), [en ligne ISSN 2555-0950]
Les références
[15] B. AISSA et B. TARIQ, "Caractérisation de la
résolution spatiale d'image induite par différents
systèmes de détection utilisés en imagerie neutronique",
mémoire d'ingéniorat en génie nucléaire,
université Ferhat Abbas, Sétif, Algérie, 2009
[16] KNOLL, GLENN F. Radiation detection and measurement.
JOHN WILEY & SONS, 2010.
[17] BERGMAN, A.A., ISAKOV, A.I., KAZARNOVSKIJ, M.V., POPOV,
JU.P., & SHAPIRO, F.L. (1965). Moderation of Neutrons Emitted by a Pulsed
Source and Neutron Spectrometry Based on Slowing-Down Time. International
Atomic Energy Agency (IAEA): IAEA
[18] UPMC M2 Ingénierie pour le Nucléaire
Neutronique 01. Introduction Générale Rappels
[19] LAMARSH, J. "Introduction to nuclear reactor theory/JOHN
R. LAMARSH." SERBIULA (sistema Librum 2.0) (2020).
[20] MARGUET, SERGE. La physique des réacteurs
nucléaires. Lavoisier, 2011.
[21] MUSTAPHA GUERRACHE, « Caractérisation d'un
système de détection d'images utilisé en tomographie
neutronique : Évaluation de la résolution et du contraste »,
université Ferhat Abbas Sétif, Mémoire de fin
d'étude, 2015/2016.
[22] X-5 Monte Carlo Team. "MCNP-A General Monte Carlo
N-Particle Transport Code, Version 5, LANL Report LA-UR-03-1987." (2003).
[23] SWEEZY, J. E. Los Alamos National Laboratory : MCNP-A
general Monte Carlo N-Particle transport code, version 5. Vol. 2.
LA-CP-03-0245, 2008.
[24] BRIESMEISTER, JUDITH F. "MCNPTM-A general Monte Carlo
N-particle transport code." Version 4C, LA-13709-M, Los Alamos National
Laboratory 2 (2000).
| 
