Mesures de spectrométrie et de dosimétrie neutron aux postes de travail pour l'étalonnage de dosimètres individuels PGP-DIN

Neutron spectrometry and dosimetry measurement at workplaces for calibration of individual PGP-DIN dosimeters

¹ Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire, DPHD, B.P. 17, 92262 Fontenay-aux-Roses Cedex, France
² CEA, Direction des applications militaires, Service de protection contre les rayonnements, Centre de Valduc, 21120 Is-sur-Tille, France
³ Université de Franche-Comté, Laboratoire de microanalyses nucléaires, 16 route de Gray, 25030 Besançon Cedex, France

Reçu : 3 Juillet 2002
Accepté : 29 Septembre 2002

Résumé

Dans le cadre de la mise en application des recommandations décrites dans la publication 60 de la CIPR, des mesures de spectrométrie neutron ont été réalisées à plusieurs postes de travail au CEA de Valduc. Le but de ces mesures était la détermination de nouveaux coefficients d'étalonnage à affecter aux dosimètres individuels neutron PGP-DIN afin de restituer correctement les doses reçues par les opérateurs séjournant à ces postes. Ces mesures ont été effectuées au cours de deux campagnes successives. La fluence neutronique et le débit d'équivalent de dose ambiant (10) ont été mesurés en fonction de l'énergie avec le spectromètre ROSPEC et un système de sphères de BONNER. Les champs de radiations étant toutefois mixtes, c'est-à-dire présentant une composante neutronique et photonique, des mesures de débits d'équivalent de dose ambiant photon aux postes de travail considérés ont également été réalisées à l'aide de débitmètres d'ambiance. Les dosimètres individuels PGP-DIN ont été positionnés sur un fantôme (ISO) d'eau. Des calculs effectués à l'aide du code MCNP ont été comparés aux résultats expérimentaux.

Abstract

Neutron spectrometry and dosimetry measurement at workplaces for calibration of individual PGP-DIN dosimeters. Measurements to determine new coefficients for individual neutron dosimeters PGP-DIN complying with the ICRP 60 recommendations were performed at two workplaces at the CEA of Valduc: a storage room and a plutonium reprocessing plant. Two spectrometry campaigns were performed allowing a better assessment of doses received by operators working at these workplaces. Neutron energy fluence and ambient dose equivalent rate (10) distributions were measured as function of neutron energy by using the ROSPEC device and BONNER spheres spectrometer. The radiation field being mixed neutron and gamma, the gamma component was also evaluated: neutron and photon dose-rate meters were used to evaluate the ambient dose rate equivalent. Individual dosemeters were positioned on an ISO water slab phantom. In addition, calculations were performed using the MCNP simulation code for different configurations.