In some circumstances, electromagnetic compatibility testing must be performed not in a specialized anechoic chamber, but in an open space. However, typical absorbers used in anechoic chambers to absorb incident radiation and to reduce the amount of rays reflected from the walls and the floor, such as ferrite tiles and graphite cones, are not suitable in an open space. In this work, we present the design and a test for the absorbing material, which can successfully be used in a tent or in a similar light and portable structure. The proposed composite material is flexible, has good absorbing and mechanical properties as well as low reflectivity. As an absorber, the nanocrystalline iron alloy with graphite, mixed with an elastomer was proposed. This material was additionally exposed to the ionizing radiation in the dose of 100 kGy in the radioactive gamma source (60Co). The permittivity, permeability, and the shielding properties of the material have been analyzed as well.

This paper deals with the numerical evaluation of the magnetic field emitted by a wireless power system (WPT) in an electric vehicle (EV). The numerical investigation is carried out using a finite element method (FEM) code with a transition boundary condition (TBC) to model conductive materials. First, the TBC has been validated by comparison with the exact solution in simple computational domains with conductive panels at frequencies used in WPT automotive. Then, the FEM with TBC has been used to predict the field in an electric car assuming the chassis made by three different materials: steel, aluminum, and fiber composite. The magnetic field source is given by a WPT system with 7.7 kW power level operating at frequencies of 85 or 150 kHz. The calculated magnetic field has been compared with the International Commission on Non-Ionizing Radiation Protection (ICNIRP) reference level demonstrating compliance for an EV with metallic (steel or aluminum) chassis. On the contrary, a fiber composite chassis is much more penetrable by magnetic fields and the reference level is exceeded.

La fabrication de verre plombé n’a pas encore été développée en Colombie, ce qui entraîne des lacunes dans la recherche d’améliorations des composants pour la protection radiologique. Le Groupe de Physique Médicale de l’Université Nationale de Colombie a donc initié une étude en vue de développer différents échantillons de verre plombé qui soient adaptés à une utilisation comme blindage contre les rayonnements ionisants. Les caractéristiques optimales ont été trouvées pour une concentration de 50 % d’oxyde de plomb (PbO) dans un verre de plomb-silicate. Un pourcentage de PbO supérieur entraîne des difficultés techniques et une diminution de la clarté du verre. Pour cette fraction molaire nous avons trouvé un coefficient d’absorption linéaire de 0,35 cm-1, c’est-à-dire que pour une énergie de 662 keV un centimètre de ce verre correspond à 3,0 mm de plomb pur; avec cette même énergie la couche de demi-atténuation (CDA) de l’échantillon est égale à celle du ciment ferreux utilisé couramment dans les blindages radiologiques. Enfin il a également été observé que l’application d’une couche d’air de 1 cm entre les lames de verre diminue la transmission des photons jusqu’à 20 % pour le verre contenant 40 % de plomb.

The study of radiation fields around the cyclotron roomwas carried out for the Proton-Therapy-Center in Prague (Czech Republic).The 230 MeV proton cyclotron will be installed there as well asadditional components located along the beampath. The ambient doseswere computed by taking into account 3 major sources of secondaryradiation (neutron and photon) – the cyclotron, energy degraderand its collimator. The fluxes of neutrons/photons produced by protonswere computed using Monte Carlo code MCNPXTM 2.5.0. Energyand angular distributions were computed for various targets and protonbeam energies. Different physical models of high-energy proton interactionswere studied as well. The annual charge at the cyclotron exit wasbased on the “patient model” (distribution of treatment type) establishedfor a similar therapy center in Essen (Germany). Calculated datawere used as an approximation of the radiation field of the most significantsources of radiation (graphite degrader, tantalum collimator). Fluence-to-doseconversion factors from ICRP-74 were used for the annual dose equivalentevaluation. With these results, the shielding analysis in the Therapy-Centerwas performed in the context of the current legislation requirements.

Le synchrotron Saturne II, installé sur le site du CEA Saclay fonctionnant depuis 1979 devrait être démantelé dans les prochaines années. Saturne pouvait accélérer des protons, des deutons, des hélions, et desions lourds (jusqu'au Krypton) avec une énergie en protons de 100 à 2 900 MeV. Des calculs avec un code Monte Carlo (FLUKA), couplé à un code de calcul d'activation/évolution (DARWIN/PEPIN) ont été menés pour prédire l'activation dans les protections en béton de l'accélérateur. Les produits d'activation sont en majorité dus à des réactions de capture de type (n, γ), 22 % de l'activation étant due à des neutrons d'énergie supérieure à 20 MeV$\backslash$226type (n,p) ; (n, spallation) etc. Ces calculs ont été comparés à des mesures des émetteurs γ, du 3H, du 45Ca et du 55Fe d'échantillons prélevés par carottage sur des bétons ordinaires (2,35 g cm-3), lourd baryté (3,6 g cm-3) et très lourd riblonné (4,8 g cm-3). Le rapport entre calcul et mesure varie de 1 à 6 suivant le type de béton considéré et la profondeur deprotection. De même, les mesures ont été comparées à d'autres pour des accélérateurs différents (énergie et particules). On montre que l'activation dépend de la charge intégrée sur les cibles de production et de l'énergie des particules notamment pour le profil d'activation en profondeur.

La production de neutrons secondaires issus de l'interaction dun faisceau de particules avec une cible épaisse a été déterminée à plusieurs angles par la méthode des détecteurs à activation. Lescouples projectile-cible étudiés sont au nombre de trois : deutons (100 MeV/u) + 238U, deutons (100 MeV/u) + 9Be et 36Ar (95 MeV/u) + 12C. À 00 pour les cibles de Be et U, la mesure a aussiété faite avant et après des blocs de béton, ceci nous a permis d'évaluer les longueurs d'atténuation correspondantes en fonction de l'énergie. L'évolution du débit de dose de la cible d'uranium aété suivi durant plusieurs jours après la fin de l'irradiation.