Fast neutron response of a personal dosimeter

based on PN3 track detectors

Réponse d’un dosimètre personnel

à base de DSTN type PN3 aux neutrons rapides

A. Belafrites1,2, A. Nourreddine1*, D. Mouhssine1, A. Nachab1, A. Boucenna3

1Institut de Recherches Subatomiques, 23 Rue du Lœss, BP 28, F-67037 Strasbourg Cedex 2, France

2Département de Physique, Faculté des Sciences, Université de Jijel, 18000, Algérie

3Département de Physique, Faculté des Sciences, Université de Sétif, 19000, Algérie

* Corresponding author. E-mail : abdelmjid.nourreddine@IReS.in2p3.fr

Received : 20 February 2004; revised version accepted : 15 May 2004

Abstract

Monte Carlo simulations have been used to determine the response of a personal neutron dosimeter to monoenergetic and Am-Be neutrons. The dosimeter is composed of a polyethylene radiator and a PN3 nuclear track detector. The radiator-detector system is put in a cellulose-polyethylene-aluminium pouch placed on a PMMA phantom. Calculations were made with MCNP code combined with the PROT for proton transport for 70 keV to 19 MeV neutrons at four angles of incidence, taking into account the etching conditions and the number of protons recoiling from the radiator. Simulations show excellent agreement with the results reported in the literature.

Keywords : Monte Carlo simulation; Track detector PN3; Polyethylene radiator; Fast neutron dosimetry; Response function.

Résumé

Des calculs de simulation Monte Carlo ont été effectués pour déterminer la fonction de réponse d’un dosimètre neutronique aux neutrons monoénergétiques et à ceux d’une source d’Am-Be. Le système dosimétrique simulé est composé d’un radiateur en polyéthylène et d’un détecteur solide de traces nucléaires CR-39 type PN3. Le système radiateur-détecteur est mis dans une pochette constituée de couches successives de cellulose, de polyéthylène et d’aluminium. Il est placé sur un fantôme de polyméthacrylate de méthyle. La simulation a été faite par le code MCNP (Monte Carlo N-Particles) associé au programme PROT. On tient compte du nombre de protons émergeants du radiateur et les conditions de développement chimique. Cette méthode est appliquée aux neutrons ayant des énergies allant de 70 keV à 19 MeV selon quatre angles d’incidence. Les simulations montrent un bon accord avec les résultats d’expérience trouvés dans la littérature.

Mots clés : Simulation Monte Carlo ; Détecteur solide de trace PN3 ; Polyéthylène radiateur PE ; Dosimétrie des neutrons rapides ; Fonction de réponse.

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