WO2009053324A1 - Procede de determination de dose de rayonnement et procede de determination de courbe isodose associe - Google Patents

Procede de determination de dose de rayonnement et procede de determination de courbe isodose associe Download PDF

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WO2009053324A1
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dose
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PCT/EP2008/064093
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Véronique MASSE
Maurice Chiron
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Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G—PHYSICS
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    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G01T1/169—Exploration, location of contaminated surface areas

Definitions

  • the invention relates to a radiation dose determining method and to a method of determining an isodose curve from doses determined by the method of the invention.
  • the isodose curves are, for a given radiation, lines or fictitious surfaces at which a dose of radiation is substantially constant.
  • radiation will be understood as gamma radiation, neutron emission or alpha particle emission.
  • Facilities containing fissile material present a risk of criticality accident despite all the measures implemented to limit this risk.
  • the consequences of a criticality accident are, inter alia, the risk of significant external exposure to emitted radiation and the risk of internal exposure by dispersion of radioactive products in the installation and / or in the environment.
  • the invention applies to the management of the risk of external exposure.
  • the doses of radiation are calculated manually, using charts. These calculations using charts are done in horizontal planes of the installation. If the calculations in the source plan (horizontal plane of the installation that contains the source emitting harmful radiation) lead to a good description of the radiation dose distribution, the calculations in the planes parallel to the source plane lead to to a more complex description of this distribution. Moreover, because of the manual nature of the calculations, the risks of error are not negligible and the calculation times can be long.
  • the invention does not have these disadvantages.
  • the invention relates to a radiation dose determination method emitted by a source of fissile material in an installation characterized in that it comprises the following steps: - determining a number of fissions that occur, depending time, in the fissile material of the source, - determination of attenuation coefficients of materials which constitute the vertical walls and floors of the installation and, more generally, any screen likely to be placed on the path of the emitted radiation - determination, from descriptive geometric data of the installation, between a source plane substantially perpendicular to the vertical walls of the installation and which contains a source point representative of the radiation source and a viewing plane parallel to the source plane, of a set of characteristic planes perpendicular to the source plane and each containing the source point and at least one joining edge between two vertical walls of the installation;
  • intersection points ⁇ D located in zones in the open air of the installation
  • the invention also relates to a method for determining the isodose curve of a radiation emitted by a source of fissile material in an installation, characterized in that it comprises successively: a method for determining the dose according to the invention, and a comparison of the doses d ( ⁇ D ) determined by the method of the invention with predetermined dose intervals such that: if two calculated doses d ( ⁇ D ) and d ( ⁇ D + i) for two points of intersection selected consecutive ⁇ D and ⁇ D + i belong to a same interval of doses, a same area of membership is assigned between the two calculated points; and if not, it is sought, by dichotomy, one or more points ⁇ k whose dose d ( ⁇ k ) is a dose interval limit, the same area of membership being affected between two consecutive points belonging to the same interval of time. doses, - a formation of the isodose curve along the calculation line, according to the areas of membership assigned to the calculated radiation doses.
  • an implementation of the method of the invention advantageously allows perform an analysis of the consequences of a possible future criticality accident in order to:
  • the method of the invention advantageously makes it possible to carry out, in real time: - an assessment of the potential risks of external exposure of the workers located in or near the facility this,
  • the methods of the invention are preferably implemented by a computer.
  • FIG. 1 represents, symbolically, an example of an installation containing fissile material in which a criticality accident is likely to occur;
  • FIG. 2 represents a block diagram of the dose determination method of the invention
  • FIG. 3 represents a block diagram of the isodose curve determination method of the invention
  • FIG. 4 represents a sectional view of a volume of the installation in which the doses are calculated according to the method of the invention
  • FIG. 5 represents a set of characteristic planes useful for the dose calculation according to the method of the invention.
  • FIG. 6 represents a set of characteristic lines useful for the calculation of dose according to the method of the invention.
  • FIG. 7 represents an example of distribution of isodose curves obtained, in a viewing plane, according to the method of the invention.
  • the same references designate the same elements.
  • FIG. 1 represents, symbolically, an example of an installation in which a criticality accident is likely to occur.
  • the installation consists, for example, of a multi-storey building, each floor comprising several rooms.
  • Different C nm measurement sensors are distributed in the different parts of the installation.
  • the C nm sensors are intended, in the case of a real criticality accident, to perform radiation measurements that identify the source of harmful radiation.
  • the C nm sensors are, for example, ionization chambers, proportional sensors, etc.
  • the installation is located in a direct trihedron (x, y, z) such that the z axis is the vertical axis in which the height of the installation is defined and the plane (x, y) is a horizontal plane for installation.
  • Figure 2 shows a block diagram of the different steps of the dose determination method of the invention (steps 1-9).
  • the method of the invention starts with three steps of reading data, namely a step 1 of reading geometry data of the installation, a step 2 of reading source data and a step 3 of reading plot data .
  • the order in which the reading steps 1 to 3 are performed is irrelevant, these three steps can be performed simultaneously.
  • the geometric data of the installation G read in step 1 are representative of the volume configuration of the building (the different rooms of the building, the building envelope) and the geometric configuration of the protective screens that are present in the building. .
  • the source data S read in step 2 is data relating to the source that emits the radiation. They consist of the number of fissions that occur, as a function of time, at the level of the accident, geometric data that describe the geometry of the tank in which the accident occurred (point source or volume source) and environmental data that characterize the environment in which the accident occurred (liquid medium, powder, metal). These data are obtained on the one hand from radiation measurements delivered by the sensors that detected the criticality accident and, on the other hand, from pre-recorded information relating to the various products present in the installation. .
  • the plot data T comprises:
  • Threshold data which define predetermined dose intervals in which the calculated doses will be distributed, and geometric data relating to the points of the installation where it is desired that the doses be calculated (viewing plane (s), zone particular point (s) or point (s) of the installation).
  • the calculation step 4 of the coefficients K (M k ) and data D 0 (P) is performed from the data G and S, data T and internal data I which comprise a mathematical model of attenuation coefficient for each type of material.
  • an attenuation coefficient is in the form of a polynomial equation.
  • an attenuation coefficient K (M k ) of a material M k crossed by a radiation is written in the form:
  • K (M k ) aX + bY + cXY + dX 2 + eY 2 + fZ + gW
  • the coefficients a, b, c, d, e, f and g are known parameters of fixed value which are characteristic of the material M k whose attenuation coefficient is to be evaluated.
  • the quantities X, Y, Z are variables of the radiation source and the W variable is a variable which represents the crossed thickness of the material M k (W will be specified later). More precisely, the variable X depends on the type of source (liquid, powder, metal), the variable Y depends on the volume of the source and the variable Z depends on the time which has elapsed between the accident and the moment when the coefficient is determined.
  • the coefficients a, b, c, d, e, f and g are data that belong to the above-mentioned data set I.
  • the data X, Y, Z are data that belong to the data set S and the data W is computed from the geometric data G and the trace data T.
  • the quantity aX + bY + cXY + dX 2 + eY 2 + fZ is a constant term K 0 .
  • the internal data I comprises, besides the mathematical equations of the attenuation coefficients and the coefficients a, b, c, d, e, f, g, the following data:
  • the step 5 is a step of determining characteristic planes useful for the calculation of dose.
  • a set of characteristic planes P D is shown in Figure 5.
  • Figure 5 shows a sectional view of the installation according to the horizontal plane P E which contains the point E which is considered the emitting source harmful radiation.
  • the characteristic planes are constructed between the plane P E and a viewing plane P v .
  • the viewing plane P v is a plane parallel to the plane P E in which the doses are calculated (see FIG.
  • the viewing plane P v is a datum fixed by the plot data T.
  • Each characteristic plane P D is a vertical plane, that is to say a plane perpendicular to the horizontal planes P E and P v , which contains the point E which is assimilated the source emitting harmful radiation and at least one joining edge between two vertical walls included between plans P E and P v .
  • the set of all the plans that it is possible to build according to the rule specified above constitutes the characteristic plans of the invention. Consequently, all the edges of all the parts between P E and P v and which are perpendicular to the planes P E and P v are concerned.
  • the set of characteristic planes is selected from the geometric data G.
  • step 6 of the method of the invention a scanning is then performed between the characteristic planes P D to determine different calculation plans P c .
  • the calculation plans P 0 are then obtained by rotating, with an angular step ⁇ , characteristic planes P D around an axis Z p perpendicular to the plane P E and P v and passing through the source point E.
  • Each calculation plan P 0 is a plane in which a dose calculation is performed, in a given direction, as will now be described, by way of non-limiting example, in a particular calculation plane, with reference to FIG. 6.
  • step 6 of determining the calculation plan succeeds a step 7 of determining characteristic lines Q D in each calculation plane.
  • a characteristic line Q 1 passes through the source point E and at least one point located at the junction of two edges located in the design plane. All rights that can be constructed according to the rule specified above constitute the set of characteristic lines Q 1 of the invention for the calculation plan considered.
  • a calculation plan P c is divided into two half-planes symmetrical to each other with respect to the vertical axis Z p .
  • the set of characteristic lines relating to a calculation plane is therefore divided into two half-sets of characteristic lines.
  • FIG. 6 illustrates, by way of nonlimiting example, a half-set of characteristic straight lines for the calculation plane P 0 of FIG. 5.
  • the half-calculation plane intersects the viewing plane P v along a line D of unitary vector u.
  • a set of characteristic points ⁇ D belonging to line D is then determined (step 8 of the method of the invention).
  • a characteristic point ⁇ D is obtained by the intersection of a characteristic line Q 1 and of line D.
  • FIG. 6 represents, by way of example, a succession of characteristic points ⁇ o , ⁇ i, ⁇ 2 ,, ⁇ n .
  • the characteristic points ⁇ D have a geometric position known in the installation. The structure of the installation between the source point E and each of the points ⁇ D is also known (see Figure 6).
  • the radiation dose d ( ⁇ D ) present at each point ⁇ D can be calculated (step 9 of the process of the invention).
  • the calculation line D consists of open air zones and wall or screen zones.
  • the calculation of the doses is of real interest only in the zones in the open air. Calculation of doses d ( ⁇ D ) is therefore performed, preferably, only for the points ⁇ D located in the zones in the open air.
  • - D 0 (P) is the calculated dose, in the absence of walls and screens, at a predetermined arbitrary point P located in the path of radiation at a distance Io from the source point E (in the case of a volume source, point E is the center of the volume of the source),
  • C d is a distance correction coefficient such that: where Io is the distance mentioned above and 1 the distance from the source point E to the point ⁇ -,, and
  • the attenuation coefficient K (M k ) will now be specified. As mentioned above, the attenuation coefficient of a material M k crossed by the radiation is written:
  • the magnitude W represents the distance traveled by the radiation through the material M k .
  • the magnitude W is defined as a function of the angle ⁇ that the direction of radiation passing through the wall or the screen of material M k with the normal to the plane of this wall or screen: For an angle ⁇ between 0 ° and a predetermined limit value ⁇ iim (0 ⁇ iim ⁇ / 2), W is the actual thickness of material traversed, and for an angle ⁇ between the predetermined limit value lim and ⁇ / 2, W is the value Wi im of the thickness of the wall or screen corresponding to the angle ⁇ iim .
  • the quantity ⁇ iim is chosen so as not to underestimate the dose d ( ⁇ D ) for the important angles.
  • This quantity OCi 11n varies with the type of radiation.
  • FIG. 3 represents a block diagram of the method for determining isodose curves of the invention.
  • the method of determination of isodose curves takes up all the steps 1-9 described above and an additional step of distributing the doses calculated in predetermined dose intervals.
  • the distribution of the calculated doses in the different dose intervals is thus carried out: - if d doses ( ⁇ D) and d ( ⁇ D + i) calculated for two points successive characteristics ⁇ D and ⁇ D + i of the same zone to the free air belong to the same interval [ ⁇ iz, ⁇ iz + l [, then the same zone Z 1 is assigned between these points; - otherwise, the dose d (( ⁇ D + ⁇ D + i) / 2) at the midpoint ( ⁇ D + ⁇ D + i) / 2 is calculated and it is desired, by dichotomy, one or more points ⁇ k whose dose d ( ⁇ k ) is a dose interval limit, the same area of membership being affected between two consecutive points belonging to the same dose interval.
  • FIG. 7 illustrates a distribution of doses calculated in five zones Z1-Z5.
  • the viewing plane is the horizontal plane P E which contains the source point E
  • the values of the attenuation coefficients are then constant values K. The calculations are thus very advantageously simplified.

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Abstract

L' invention concerne un procédé de détermination de dose de rayonnement émis par une source de matière fissile dans une installation comprenant un ensemble de parois perpendiculaires à un plan horizontal, caractérisé en ce qu'il comprend la détermination, à partir de données géométriques descriptives de l'installation, de points d' intersection entre une droite de calcul et des droites caractéristiques formées à partir d'un ensemble de plans caractéristiques perpendiculaires au plan horizontal et contenant, chacun, un point source représentatif de la source et au moins une arête de jonction entre deux parois perpendiculaires au plan source. Application aux accidents de criticité pouvant survenir dans les installations contenant de la matière fissile.

Description

PROCEDE DE DETERMINATION DE DOSE DE RAYONNEMENT ET PROCEDE DE DETERMINATION DE COURBE ISODOSE ASSOCIE
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTERIEUR
L' invention concerne un procédé de détermination de dose de rayonnement ainsi qu'un procédé de détermination de courbe isodose à partir de doses déterminées par le procédé de l'invention. Les courbes isodoses sont, pour un rayonnement donné, des lignes ou des surfaces fictives au niveau desquelles une dose de rayonnement est sensiblement constante. Dans la suite de la description, le terme « rayonnement » sera compris comme un rayonnement gamma, une émission de neutrons ou une émission de particules alpha.
Les installations qui contiennent de la matière fissile présentent un risque d'accident de criticité malgré toutes les dispositions mises en œuvre pour limiter ce risque. Les conséquences d'un accident de criticité sont, entre autres, le risque d'une exposition externe importante à des rayonnements émis et le risque d'une exposition interne par dispersion de produits radioactifs dans l'installation et/ou dans l'environnement. L'invention s'applique à la gestion du risque d'exposition externe.
Lorsqu'un accident de criticité survient dans une installation, il est important, pour des raisons de sécurité, de déterminer comment se répartissent les rayonnements nocifs qui résultent de l'accident. Selon l'art connu, les doses de rayonnement sont calculées manuellement, à l'aide d'abaques. Ces calculs à l'aide d'abaques sont effectués dans des plans horizontaux de l'installation. Si les calculs dans le plan de la source (plan horizontal de l'installation qui contient la source émettrice des rayonnements nocifs) conduisent à une bonne description de la répartition des doses de rayonnement, les calculs dans les plans parallèles au plan de la source conduisent à une description plus complexe de cette répartition. Par ailleurs, du fait du caractère manuel des calculs, les risques d'erreur ne sont pas négligeables et les durées de calcul peuvent être longues .
L' invention ne présente pas ces inconvénients.
EXPOSE DE L'INVENTION
En effet, l'invention concerne un procédé de détermination de dose de rayonnement émis par une source de matière fissile dans une installation caractérisé en ce qu' il comprend les étapes suivantes : - détermination d'un nombre de fissions qui se produisent, en fonction du temps, dans la matière fissile de la source, - détermination de coefficients d'atténuation de matériaux qui constituent les parois verticales et les planchers de l'installation et, plus généralement, tout écran susceptible d'être placé sur la trajectoire du rayonnement émis, - détermination, à partir de données géométriques descriptives de l'installation, entre un plan source sensiblement perpendiculaire aux parois verticales de l'installation et qui contient un point source représentatif de la source de rayonnement et un plan de visualisation parallèle au plan source, d'un ensemble de plans caractéristiques perpendiculaires au plan source et contenant, chacun, le point source et au moins une arête de jonction entre deux parois verticales de l'installation ;
- balayage angulaire des plans caractéristiques autour d'un axe perpendiculaire au plan source et passant par le point source pour définir au moins un plan de calcul ;
- détermination, pour le plan de calcul, d'un ensemble de droites caractéristiques, chaque droite caractéristique passant par le point source et par au moins un point situé à la jonction de deux arêtes de jonction ;
- sur une droite de calcul située à l'intersection du plan de visualisation et du plan de calcul, détermination de positions de points d'intersection entre la droite de calcul et les droites caractéristiques ;
- parmi les points d' intersection présents sur la droite de calcul, sélection des points d'intersection ΔD situés dans des zones à l'air libre de l'installation ;
- calcul de la dose de rayonnement d(ΔD) présente en chaque point Δ-, , à partir du nombre de fissions en fonction du temps, d'une distance qui sépare le point source du point ΔD et des coefficients d'atténuation des matériaux constitutifs des parois verticales et/ou des planchers et/ou de tout écran qui séparent le point source du point ΔD .
L' invention concerne également un procédé de détermination de courbe isodose d'un rayonnement émis par une source de matière fissile dans une installation, caractérisé en ce qu' il comprend successivement : - un procédé de détermination de dose selon l' invention, et - une comparaison des doses d(ΔD) déterminées par le procédé de l'invention avec des intervalles de doses prédéterminés de telle sorte que : si deux doses calculées d(ΔD) et d(ΔD+i) pour deux points d' intersection sélectionnés consécutifs ΔD et ΔD+i appartiennent à un même intervalle de doses, une même zone d' appartenance est affectée entre les deux points calculés ; et sinon, il est recherché, par dichotomie, un ou des points Δk dont la dose d (Δk) est une limite d'intervalle de doses, une même zone d' appartenance étant affectée entre deux points consécutifs appartenant au même intervalle de doses, - une formation de la courbe isodose le long de la droite de calcul, en fonction des zones d'appartenance affectées aux doses de rayonnement calculées .
A la conception d'une installation devant contenir de la matière fissile, une mise en œuvre du procédé de l'invention permet avantageusement d'effectuer une analyse des conséquences d'un éventuel futur accident de criticité afin de :
- définir les chemins d'évacuation de 1' installation, - déterminer des points de regroupement dans l'installation,
- positionner les sondes de détection d'accident de criticité,
- baliser les zones à risque d'exposition externe aux abords de l'installation, si celles-ci existent .
Lorsqu'un accident de criticité survient dans une installation, le procédé de l'invention permet avantageusement d'effectuer, en temps réel : - une évaluation des risques potentiels d'exposition externe des travailleurs situés dans l'installation ou à proximité de celle-ci,
- une mise en place de moyens ou de procédures nécessaires à la gestion de la crise au niveau de l'installation en complément des actions liées au plan d'urgence,
Les procédés de l'invention sont préférentiellement mis en œuvre par un ordinateur.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture d'un mode de réalisation préférentiel décrit en référence aux figures jointes, parmi lesquelles : - la figure 1 représente, de façon symbolique, un exemple d'installation contenant de la matière fissile dans laquelle est susceptible de se produire un accident de criticité ;
- la figure 2 représente un synoptique du procédé de détermination de dose de l'invention ; - la figure 3 représente un synoptique du procédé de détermination de courbe isodose de 1' invention ;
- la figure 4 représente une vue en coupe d'un volume de l'installation dans lequel les doses sont calculées selon le procédé de l'invention ;
- la figure 5 représente un ensemble de plans caractéristiques utiles pour le calcul de dose selon le procédé de l'invention ;
- la figure 6 représente un ensemble de droites caractéristiques utiles pour le calcul de dose selon le procédé de l'invention ;
- la figure 7 représente un exemple de répartition de courbes isodoses obtenues, dans un plan de visualisation, selon le procédé de l'invention. Sur toutes les figures, les mêmes repères désignent les mêmes éléments.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
La figure 1 représente, de façon symbolique, un exemple d'installation dans laquelle est susceptible de se produire un accident de criticité.
L'installation est constituée, par exemple, d'un immeuble de plusieurs étages, chaque étage comprenant plusieurs pièces. Différents capteurs de mesure Cnm sont répartis dans les différentes pièces de l'installation. Les capteurs Cnm sont destinés, dans le cas d'un accident de criticité réel, à effectuer des mesures de rayonnement qui permettent d'identifier la source émettrice des rayonnements nocifs. Les capteurs Cnm sont, par exemple, des chambres d'ionisation, des capteurs proportionnels, etc. L'installation est repérée dans un trièdre direct (x, y, z) tel que l'axe z est l'axe vertical selon lequel est définie la hauteur de l'installation et le plan (x, y) est un plan horizontal pour l'installation. La figure 2 représente un synoptique des différentes étapes du procédé de détermination de dose de l'invention (étapes 1-9) .
Le procédé de l'invention commence par trois étapes de lecture de données, à savoir une étape 1 de lecture de données de géométrie de l'installation, une étape 2 de lecture de données de source et une étape 3 de lecture de données de tracé. L'ordre dans lequel les étapes de lecture 1 à 3 sont effectuées est indifférent, ces trois étapes pouvant être effectuées simultanément.
Les données géométriques de l'installation G lues à l'étape 1 sont représentatives de la configuration volumique du bâtiment (les différentes pièces du bâtiment, l'enveloppe du bâtiment) et de la configuration géométrique des écrans de protection qui sont présents dans le bâtiment.
Les données de source S lues à l'étape 2 sont des données relatives à la source qui émet les rayonnements. Elles sont constituées du nombre de fissions qui se produisent, en fonction du temps, au niveau de l'accident, de données géométriques qui décrivent la géométrie de la cuve dans laquelle l'accident s'est produit (source ponctuelle ou source volumique) et de données de milieu qui caractérisent le milieu dans lequel s'est produit l'accident (milieu liquide, poudre, métal) . Ces données sont obtenues d'une part à partir de mesures de rayonnement délivrées par les capteurs qui ont détecté l'accident de criticité et, d'autre part, à partir d'informations pré-enregistrées relatives aux différents produits présents dans l'installation.
Les données de tracé T comprennent :
— des données de seuil qui définissent des intervalles de dose prédéterminés dans lesquels les doses calculées seront réparties, et - des données géométriques relatives aux points de l'installation où il est souhaité que les doses soient calculées (plan (s) de visualisation, zone (s) particulière (s) ou point (s) particulier (s) de l'installation) . Les étapes de lecture 1, 2 et 3 sont suivies d'une étape 4 d'évaluation des coefficients d'atténuation K(Mk) (k=l, 2, ..., n) des différents matériaux Mk (k=l, 2, ..., n) qui composent l'installation et de données théoriques D0(P) qui représentent les doses de rayonnement qui seraient présentes, en l'absence de toute paroi ou écran, en différents points P de l'installation. L'étape de calcul 4 des coefficients K(Mk) et des données D0(P) est effectuée à partir des données G et S, de données T et de données internes I qui comprennent un modèle mathématique de coefficient d'atténuation pour chaque type de matériau. De façon préférentielle, un coefficient d' atténuation se présente sous la forme d'une équation polynomiale. A titre d'exemple non limitatif, un coefficient d'atténuation K(Mk) d'un matériau Mk traversé par un rayonnement s'écrit sous la forme :
K(Mk) = aX + bY + cXY + dX2 + eY2 + fZ + gW
Les coefficients a, b, c, d, e, f et g sont des paramètres connus de valeur fixe qui sont caractéristiques du matériau Mk dont on cherche à évaluer le coefficient d'atténuation. Les grandeurs X, Y, Z sont des variables caractéristiques de la source de rayonnement et la grandeur W est une variable qui représente l'épaisseur du matériau Mk traversé (W sera précisée ultérieurement) . De façon plus précise, la variable X dépend du type de source (liquide, poudre, métal) , la variable Y dépend du volume de la source et la variable Z dépend du temps qui s'est écoulé entre l'accident et le moment où le coefficient est déterminé. Les coefficients a, b, c, d, e, f et g sont des données qui appartiennent à l'ensemble de données I mentionné précédemment. Les données X, Y, Z sont des données qui appartiennent à l'ensemble de données S et la donnée W est calculée à partir des données géométriques G et de données de tracé T.
Pour un type de source donnée, la quantité aX + bY + cXY + dX2 + eY2 + fZ est un terme constant K0. Ainsi, la grandeur K(Mk) s' exprime-t-elle sous la forme d'une fonction de la seule variable W, à savoir : K(Mk) = gxW+K0 De façon plus générale, les données internes I comprennent, outre les équations mathématiques des coefficients d' atténuation et les coefficients a, b, c, d, e, f, g, les données suivantes :
- les unités dans lesquelles on souhaite que les doses soient calculées (dose dans l'air Gy ou équivalent de dose Sv) , et
- les conditions du calcul des coefficients d'atténuation (coefficients de correction de distance entre la source et les points de calcul) .
En parallèle à l'étape de calcul 4 sont effectuées quatre étapes de calcul élémentaires 5, 6, 7 et 8. L'étape 5 est une étape de détermination de plans caractéristiques utiles pour le calcul de dose. A titre d'exemple non limitatif, un ensemble de plans caractéristiques PD est représenté en figure 5. La figure 5 représente une vue en coupe de l'installation selon le plan horizontal PE qui contient le point E auquel est assimilée la source émettrice des rayonnements nocifs. Les plans caractéristiques sont construits entre le plan PE et un plan de visualisation Pv. Le plan de visualisation Pv est un plan parallèle au plan PE dans lequel les doses sont calculées (cf. figure 4) . Le plan de visualisation Pv est une donnée fixée par les données de tracé T. Chaque plan caractéristique PD est un plan vertical, c'est-à-dire un plan perpendiculaire aux plans horizontaux PE et Pv, qui contient le point E auquel est assimilée la source émettrice des rayonnements nocifs et au moins une arête de jonction entre deux parois verticales comprises entre les plans PE et Pv. L'ensemble de tous les plans qu' il est possible de construire selon la règle précisée ci-dessus constitue les plans caractéristiques de l'invention. En conséquence, toutes les arêtes de toutes les pièces comprises entre PE et Pv et qui sont perpendiculaires aux plans PE et Pv sont concernées. L'ensemble des plans caractéristiques est sélectionné à partir des données géométriques G.
A l'étape 6 du procédé de l'invention, un balayage est ensuite effectué entre les plans caractéristiques PD afin de déterminer différents plans de calcul Pc. Les plans de calculs P0 sont alors obtenus par rotation, avec un pas angulaire θ, des plans caractéristiques PD autour d'un axe Zp perpendiculaire aux plan PE et Pv et passant par le point source E. Chaque plan de calcul P0 est un plan dans lequel un calcul de dose est effectué, selon une direction donnée, comme cela va maintenant être décrit, à titre d'exemple non limitatif, dans un plan de calcul particulier, en référence à la figure 6.
A l'étape 6 de détermination des plans de calcul succède une étape 7 de détermination de droites caractéristiques QD dans chaque plan de calcul. Pour un plan de calcul donné, une droite caractéristique Q1 passe par le point source E et par au moins un point situé à la jonction de deux arêtes situées dans le plan de calcul. Toutes les droites qu'il est possible de construire selon la règle précisée ci-dessus constituent l'ensemble des droites caractéristiques Q1 de l'invention pour le plan de calcul considéré. Par construction, un plan de calcul Pc se divise en deux demi-plans symétriques l'un de l'autre par rapport à l'axe vertical Zp. L'ensemble des droites caractéristiques relatives à un plan de calcul se divise donc en deux demi-ensembles de droites caractéristiques. La figure 6 illustre, à titre d'exemple non limitatif, un demi-ensemble de droites caractéristiques pour le plan de calcul P0 de la figure 5. Le demi-plan de calcul coupe le plan de visualisation Pv selon une droite D de vecteur unitaire u . Un ensemble de points caractéristiques ΔD appartenant à la droite D est alors déterminé (étape 8 du procédé de l'invention) . Un point caractéristique ΔD est obtenu par l'intersection d'une droite caractéristique Q1 et de la droite D. La figure 6 représente, à titre d'exemple, une succession de points caractéristiques Δo, Δi, Δ2, , Δn. Les points caractéristiques ΔD ont une position géométrique connue dans l'installation. La structure de l'installation entre le point source E et chacun des points ΔD est également connue (cf. figure 6) . Ainsi, à partir des données calculées précédemment D0(P) et K(Mk) , de la position connue des points ΔD par rapport à la source émettrice E et de la structure connue de l'installation entre la source E et les points Δ-, , la dose de rayonnement d(ΔD) présente en chaque point ΔD peut-elle être calculée (étape 9 du procédé de l'invention) .
La droite de calcul D est constituée de zones à l'air libre et de zones de mur ou d'écran. Le calcul des doses ne présente de réel intérêt que dans les zones à l'air libre. Le calcul des doses d(ΔD) n'est donc effectué, préférentiellement, que pour les points ΔD situés dans les zones à l'air libre.
Le calcul de la dose en un point ΔD est obtenu par l'équation suivante :
Figure imgf000015_0001
- D0(P) est la dose calculée, en l'absence de murs et d'écrans, en un point arbitraire prédéterminé P situé, sur le trajet du rayonnement, à une distance Io du point source E (dans le cas d'une source volumique, le point E est le centre du volume de la source) ,
- Cd est un coefficient de correction de distance tel que : c -il où Io est la distance mentionnée précédemment et 1 la distance du point source E au point Δ-, , et
- K(Mk) est le coefficient d' atténuation du matériau Mk mentionné ci-dessus.
Le coefficient d' atténuation K(Mk) va maintenant être précisé. Comme cela a été mentionné précédemment, le coefficient d'atténuation d'un matériau Mk traversé par le rayonnement s'écrit :
K(Mk) = gxW+K0 où la grandeur W représente la distance parcourue par le rayonnement au travers du matériau Mk. De façon préférentielle, la grandeur W est définie en fonction de l'angle α que fait la direction du rayonnement qui traverse le mur ou l'écran de matériau Mk avec la normale au plan de ce mur ou de cet écran : Pour un angle α compris entre 0° et une valeur limite prédéterminée αiim (0< αiim< π/2) , W est l'épaisseur réelle de matériau traversé, et Pour un angle α compris entre la valeur limite prédéterminée alim et π/2, W est la valeur Wiim de l'épaisseur du mur ou de l'écran qui correspond à l'angle αiim.
La quantité αiim est choisie de manière à ne pas sous-estimer la dose d(ΔD) pour les angles importants. Cette quantité OCi11n varie avec le type de rayonnement .
La figure 3 représente un synoptique du procédé de détermination de courbes isodoses de l'invention. Le procédé de détermination de courbes isodoses reprend l'ensemble des étapes 1-9 décrites ci- dessus et une étape 10 supplémentaire de répartition des doses calculées dans des intervalles de doses de valeurs prédéterminées.
Un exemple d'une telle répartition va maintenant être décrit, dans lequel les doses d(ΔD) sont réparties dans n intervalles de doses [di, di+1 [ (i=l,2,...,n) .
La répartition des doses calculées dans les différents intervalles de dose s'effectue ainsi : - si les doses d(ΔD) et d(ΔD+i) calculées pour deux points caractéristiques successifs ΔD et ΔD+i d'une même zone à l'air libre appartiennent à un même intervalle [<iz,<iz + l[, alors une même zone Z1 est affectée entre ces points ; - sinon, la dose d ( (ΔD+ΔD+i) /2) au point milieu (ΔD+ΔD+i) /2 est calculée et il est recherché, par dichotomie, un ou des points Δk dont la dose d (Δk) est une limite d'intervalle de doses, une même zone d' appartenance étant affectée entre deux points consécutifs appartenants au même intervalle de doses. II est alors possible d'obtenir, pour une même droite de calcul D, une courbe d' isodoses C(Z1) en fonction de différentes zones Z1 (étape 10 du procédé) . Obtenues pour l'ensemble des droites de calcul, c'est- à-dire pour l'ensemble des plans de calcul, les courbes isodoses C(Z1) constituent une surface d' isodoses dans l'ensemble du plan de visualisation Pv. A titre d'exemple non limitatif, la figure 7 illustre une répartition des doses calculées dans cinq zones Z1-Z5.
Dans le cas particulier où le plan de visualisation est le plan horizontal PE qui contient le point source E, tous les murs et écrans sont traversés perpendiculairement à leur surface (α = 0) . Les valeurs des coefficients d' atténuation sont alors des valeurs constantes K. Les calculs se trouvent ainsi être très avantageusement simplifiés.
Si les doses d(ΔD) et d(ΔD+i) n'appartiennent pas au même intervalle [di, di+1], la distance 1 qui sépare le point source E d'un point ΔD où la dose de rayonnement d(ΔD) correspond à une limite d'intervalle s'exprime simplement par l'équation :
1 = lox^lχÇκ(Mk)

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de détermination de dose de rayonnement émis, de façon réelle ou simulée, par une source de matière fissile dans une installation, caractérisé en ce qu' il comprend les étapes suivantes :
- détermination du nombre de fissions qui se produisent, en fonction du temps, dans la matière fissile de la source, - détermination de coefficients d'atténuation de matériaux qui constituent les parois verticales et les planchers de l'installation et plus généralement, tout écran susceptible d'être placé sur la trajectoire du rayonnement émis, - détermination, à partir de données géométriques descriptives de l'installation, entre un plan source
(PE) sensiblement perpendiculaire aux parois verticales de l'installation et qui contient un point source (E) représentatif de la source de rayonnement et un plan de visualisation (Pv) parallèle au plan source, d'un ensemble de plans caractéristiques (P-,) perpendiculaires au plan source et contenant, chacun, le point source (E) et au moins une arête de jonction entre deux parois verticales de l'installation ; - balayage angulaire (θ) des plans caractéristiques autour d'un axe (Zp) perpendiculaire au plan source et passant par le point source (E) pour définir au moins un plan de calcul (P0) ;
— détermination, pour le plan de calcul, d'un ensemble de droites caractéristiques (Q3), chaque droite caractéristique passant par le point source (E) et par au moins un point situé à la jonction de deux arêtes de jonction ;
- sur une droite de calcul (D) située à l'intersection du plan de visualisation et du plan de calcul, détermination de positions de points d' intersection entre la droite de calcul et les droites caractéristiques ;
- parmi les points d' intersection présents sur la droite de calcul, sélection des points d'intersection ΔD situés dans des zones à l'air libre de l'installation ;
- calcul de la dose de rayonnement d(ΔD) présente en chaque point Δ-, , à partir du nombre de fissions en fonction du temps, d'une distance qui sépare le point source (E) du point ΔD et des coefficients d'atténuation des matériaux constitutifs des parois verticales et/ou des planchers et/ou de tout écran qui séparent le point source (E) du point Δ-, .
2. Procédé de détermination de courbes isodoses d'un rayonnement émis, de façon réelle ou simulée, par une source de matière fissile dans une installation, caractérisé en ce qu' il comprend successivement : - un procédé de détermination de doses selon la revendication 1, et
- une comparaison des doses d(ΔD) déterminées par le procédé de la revendication 1 avec des intervalles de doses prédéterminés de telle sorte que : - si deux doses calculées d(ΔD) et d(ΔD+i) pour deux points d' intersection sélectionnés consécutifs ΔD et ΔD+i appartiennent à un même intervalle de doses, une même zone d'appartenance (Z1) est affectée entre les deux points calculés ; et - sinon, une dose de rayonnement d ( (ΔD+ΔD+i) /2) est calculée au point milieu situé entre les deux points consécutifs ΔD et ΔD+i et il est recherché, par dichotomie, un ou des points Δk dont la dose d (Δk) est une limite d'intervalle de doses, une même zone d'appartenance étant affectée entre deux points consécutifs appartenant au même intervalle de doses,
- une formation de la courbe isodose le long de la droite de calcul, en fonction des zones d'appartenance affectées aux doses de rayonnement calculées .
3. Procédé selon la revendication 2, dans lequel le balayage angulaire est effectué sur 360 degrés de telle sorte qu'un ensemble de courbes isodoses établies le long d'un ensemble de droites de calcul sont rassemblées pour constituer une représentation des isodoses dans l'ensemble du plan de visualisation.
4. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la dose de rayonnement présente au point d' intersection sélectionné est donnée par l'équation : où
Figure imgf000020_0001
- D0(P) est la dose calculée, en l'absence de tout écran et d'écrans, en un point arbitraire prédéterminé (P) situé, sur le trajet du rayonnement qui se propage entre le point source (E) et le point Δ-, , à une distance Io du point source (E),
- Cd est un coefficient de correction de distance tel que : c -£ où Io est la distance mentionnée précédemment et 1 la distance du point source (E) au point Δ-, , et
- K(Mk) est le coefficient d'atténuation calculé d'un matériau Mk traversé par un rayonnement qui se propage entre le point source (E) et le point Δ-, .
5. Procédé selon la revendication 4, dans lequel le coefficient d' atténuation K(Mk) est donné par la formule :
K(Mk) = gxW+K0, où
- W est une grandeur qui représente l'épaisseur traversée du matériau Mk ,
- g est un coefficient connu caractéristique du matériau Mk ,
- K0 est un terme connu qui dépend de la source de rayonnement et du matériau Mk .
6. Procédé selon la revendication 5, dans lequel la grandeur W est définie en fonction de l'angle α que fait la direction du rayonnement avec la normale à la paroi verticale de matériau Mk de telle sorte que : pour un angle α compris entre 0° et une valeur limite prédéterminée alim (0< αiim< π/2) , W est l'épaisseur réelle de matériau traversé, et pour un angle α compris entre la valeur limite prédéterminée alim et π/2, W est l'épaisseur de matériau traversé d'un rayonnement dont la direction avec la normale à la paroi de verticale est l'angle '
7. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le rayonnement émis est un rayonnement gamma ou une émission de neutrons ou une émission de particules alpha.
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