DETERMINATION OF NEUTRON FLUX ANGULAR DISTRIBUTION AND BIOLOGICAL DOSE RATE IN PHANTOM ORGANS

DETERMINATION DES DISTRIBUTIONS ANGULAIRES DU FLUX NEUTRONIQUE ET D’EQUIVALENT DE DEBIT DE DOSE BIOLOGIQUE REÇU PAR DIFFERENTS ORGANES D’UN FANTOME

A. Elmorabiti, A. Jehouani*, A. Oubaiddou, Z. Faik Ouahab

Laboratoire de Physique et Techniques Nucléaire, Département de Physique, Faculté des Sciences Semlalia,

B. P. 2390, Université Cadi Ayyad, 40000 Marrakech, Maroc

* Corresponding author. E-mail:jehouani@ucam.ac.ma

Received: 25 October 2003; revised version accepted: 19 May 2004

Abstract

The present work concerns the determination of the neutron flux distribution in shields by using two different methods: Monte Carlo and iterative method. Then we calculated the biological equivalent dose rate in different organs (brain, thyroid, lungs, stomach, rest of the body) of a phantom located behind the shield.

The scattering anisotropy is taken into account in the calculations using Legendre polynomial series of the scattering cross section. The MCNP-4C code is used to validate our programs.

Keywords: neutron, Boltzmann equation, iterative method, Monte Carlo, biological equivalent dose rate

Résumé

Ce travail est consacré à la détermination de l’équivalent de débit de dose biologique pour différents organes (cerveau, thyroïde, poumons, estomac, reste du corps) d’un fantôme adulte. Cette étude est faite en déterminant la distribution angulaire multigroupe des neutrons à travers un écran de protection interposé entre la source et le fantôme. Pour cela nous avons utilisé deux méthodes :

a La méthode itérative, développée initialement [1] pour résoudre l’équation de ralentissement des neutrons, est étendue à la résolution de l’équation intégrale de transport des neutrons.

a La méthode de Monte Carlo en utilisant l’estimateur de la corde pour remonter à la distribution angulaire du flux.

L’anisotropie de la diffusion du neutron est prise en compte dans notre calcul par l’utilisation d’un développement en polynômes de Legendre de la section efficace différentielle de diffusion ainsi que la matrice de transfert des coefficients tabulés dans le système de centre de masse vers le système laboratoire.

Nous considérons une source de neutrons plane mono-directionnelle située à la première face d’un écran de protection et un fantôme à la deuxième face de l’écran. Durant la propagation des neutrons dans l’écran qui peut être constitué d’une ou de plusieurs plaques homogènes ou hétérogènes, le neutron dépose de l’énergie à différentes profondeurs de pénétration ensuite dans les organes du fantôme.

La validation de nos programmes est faite à l’aide du code de Monte Carlo MCNP-4C.

Mots clés : Neutron, Equation de Boltzmann, Méthode Itérative, Monte Carlo, Equivalent de débit de dose biologique.

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