Le travail décrit dans cette thèse porte sur l’évaluation du mode d’exposition externe et interne au xénon-133. Ce radionucléide est un des principaux produits de fission du combustible des réacteurs nucléaires. En cas de défaut de gaine combustible, le xénon-133 peut potentiellement exposer le personnel lors de ses interventions dans le bâtiment réacteur. En dosimétrie, les simulations Monte-Carlo sont des outils adaptés pour simuler le transport des rayonnements ionisants dans la matière. A partir des critères de radioprotection actuels, nous avons développé de nouvelles méthodes afin d’améliorer notre compréhension de l’exposition externe et interne auxénon-133 à l’intérieur d’un bâtiment réacteur. Ces nouvelles approches sont basées sur l’utilisation d’un fantôme anthropomorphe, d’une géométrie réaliste de bâtiment réacteur, de simulations Monte-Carlo GEANT4 et de modèles en compartiments. L’exposition externe dans un bâtiment réacteur a été menée en retenant un scénario d’exposition réaliste et conservatif. Nous avons quantifié le débit de dose efficace et le débit de dose équivalente au cristallin. L’exposition interne se produit lorsque le xénon-133 est inhalé. Les poumons sont les premiers organes exposés par l’inhalation du xénon-133, leur débit de dose équivalente a été quantifié. Un modèle biocinétique a été utilisé pour évaluer l’exposition interne au xénon-133. Cette thèse a permis de quantifier les grandeurs dosimétriques liées aux modes d’exposition externe et interne au xénon-133, d’étudier l’impact des changements de limites dosimétriques introduits par la Commission Internationale de Radioprotection prochainement retranscrits dans la réglementation française, et de comprendre la cinétique du xénon-133 dans le corps humain. Nous avons montré que les grandeurs dosimétriques sont nettement inférieures aux limites dosimétriques de la réglementation actuelle et future. / The work described in this thesis focuses on the external and internal dose assessment to xenon-133. During the nuclear reactor operation, fission products and radioactive inert gases, as ¹³³Xe, are generated and might be responsible for the exposure of workers incase of clad defect.Particle Monte Carlo transport code is adapted inradioprotection to quantify dosimetric quantities.The study of exposure to xenon-133 is conducted byusing Monte-Carlo simulations based on GEANT4, ananthropomorphic phantom, a realistic geometry of thereactor building, and compartmental models.The external exposure inside a reactor building isconducted with a realistic and conservative exposurescenario. The effective dose rate and the eye lensequivalent dose rate are determined by Monte-Carlosimulations. Due to the particular emission spectrum ofxenon-133, the equivalent dose rate to the lens of eyesis discussed in the light of expected new eye doselimits.The internal exposure occurs while xenon-133 isinhaled. The lungs are firstly exposed by inhalation, andtheir equivalent dose rate is obtained by Monte-Carlosimulations. A biokinetic model is used to evaluate theinternal exposure to xenon-133.This thesis gives us a better understanding to thedosimetric quantities related to external and internalexposure to xenon-133. Moreover the impacts of thedosimetric changes are studied on the current andfuture dosimetric limits. The dosimetric quantities arelower than the current and future dosimetric limits.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:theses.fr/2014EMNA0184 |
| Date | 14 October 2014 |
| Creators | Perier, Aurélien |
| Contributors | Nantes, Ecole des Mines, Grambow, Bernd |
| Source Sets | Dépôt national des thèses électroniques françaises |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation, Text |
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