​​Caractérisation des champs neutroniques autour des déchets de remise à neuf à la centrale nucléaire de Bruce et de OPG par spectrométrie neutronique et modélisation Monte-Carlo​ 

​​En utilisant la spectrométrie neutronique, nous avons caractérisé les spectres d’énergie neutronique provenant des composants irradiés d’un réacteur CANDU remis à neuf. Les spectres d’énergie neutronique mesurés provenaient de déchets remis à neuf de tubes de calandre (TC) et de tubes de pression (TP). Les mesures ont été effectuées à l’aide d’un spectromètre neutronique emboîté, fabriqué par la société canadienne DETEC Inc. Elles ont été réalisées à la centrale nucléaire de Bruce, autour d’un seul conteneur de déchets isolé, rempli d’environ 2 000 kg de TP ou de TC qui ont été réduits en petits morceaux et entreposés dans des conteneurs de déchets de retubage, fabriqués presque entièrement en acier à haute teneur en carbone. En utilisant la modélisation de Monte-Carlo et les résultats de cette campagne de spectroscopie, il a été conclu que les champs neutroniques provenant des conteneurs de déchets sont dus à la présence de neutrons de fission spontanée de Cf-252. Il a été constaté que l’origine du Cf-252 dans les TC et les TP provient d’une quantité infime d’U-238 dans les alliages de Zr des TC et des TP. Cet U-238 est converti en Cf-252 après plus de trente ans de bombardement neutronique continu dans un environnement à haut débit de fluence neutronique du cœur d’un réacteur CANDU. En fait, la présence de Cf-252 dans les déchets remis à neuf est le résultat de multiples captures de neutrons et de plusieurs désintégrations bêta. Une autre série de mesures spectroscopiques, après une période de six mois, a permis de mesurer le taux de désintégration du terme source de neutrons dans les conteneurs de déchets de retubage et de confirmer que la demi-vie du Cf-252 est de 2,65 ans. Ces travaux sont les premiers du genre, permettant d’identifier la présence de neutrons de fission spontanée dans les déchets des réacteurs CANDU. Ces résultats ont un impact significatif sur la radioprotection, la dosimétrie, la gestion des déchets et la réglementation en matière de radioprotection.