Détection et comptage de neutrons

SOURCES DE NEUTRONS

Il existe plusieurs méthodes permettant de produire les neutrons selon le principe du cycle du combustible telles que :

1. Réactions induites par particule alpha
   Les isotopes du plutonium et de l'uranium se désintègrent par l'émission de particules alpha. La particule alpha est absorbée par les noyaux des éléments du faible numéro atomique (Li, B, Be, O, F, C, Si, etc.) et un neutron est produit. Le rendement dépend de la composition chimique de la matrice et du taux de production alpha pour le plutonium et l'uranium. Les neutrons issus des réactions (α, n) sont produits de manière aléatoire (sans corrélation temporelle) et présentent un large spectre d'énergie. D'autres nucléides émetteurs d'α peuvent également apporter des contributions importantes, tels que le ²⁴¹Am.
2. Fission spontanée
   Les taux de fission spontanée (SF) des isotopes pairs du plutonium (²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu et ²⁴²Pu) sont respectivement de 1100, 471 et 800 SF/gramme-seconde. Comme les neutrons (α, n), les neutrons SF ont un large spectre d'énergie. Une fission produit en moyenne entre 2,16 et 2,26 neutrons, et les neutrons SF sont corrélés dans le temps (plusieurs neutrons sont produits en même temps). Le taux de fission spontanée des isotopes de l'uranium et des isotopes impairs du plutonium est nettement plus faible (allant de 0,0003 à 0,006 SF/gramme-seconde). Dans le combustible usé, les isotopes Cm et Cf. peuvent être significatifs.
3. Fission induite
   Des fissions peuvent être induites dans le ²³⁹Pu, le ²³⁵U et le ²³⁸U par interrogation neutronique de l'échantillon à l'aide d'une source externe de neutrons. Comme les neutrons SF, ils ont un large spectre d'énergie et sont corrélés dans le temps.

DÉTECTION DE NEUTRONS

Les neutrons ont une masse, mais aucune charge d'électricité. Ils ne peuvent donc pas être détectés directement puisqu'ils sont incapables de produire directement une ionisation dans un détecteur. Cela signifie que les détecteurs neutrons doivent s'appuyer sur un processus de conversion lorsqu'un neutron incident interagit avec un noyau pour produire une particule secondaire chargée. Ces particules chargées sont ensuite directement détectées et on déduit de de celles-ci la présence de neutrons.

Aujourd'hui, la réaction la plus souvent utilisée pour la détection de neutrons thermiques à haute efficacité est la réaction de l'hydrogène

où le proton et le triton sont tous deux détectés par un compteur proportionnel rempli de gaz utilisant du gaz de remplissage ³ He. Le gaz de trempe est également ajouté pour maîtriser le processus d'ionisation.

Une autre méthode populaire utilise des détecteurs remplis de BF₃, qu utilisent la particule chargée par la fission de l'atome ¹⁰B.

La figure 1.48 présente une configuration typique de l'instrument pouvant être utilisée avec l'un de ces détecteurs.

Figure 1.48 - Compteur de neutrons électronique

Les compteurs proportionnels remplis de gaz offrent une amplification à faible bruit de l'événement d'ionisation produisant une impulsion de charge traitée par la chaîne nucléonique attachée. Ils offrent une efficacité de la détection élevée avec une excellente discrimination gamma. Ils fournissent également un moyen rentable et stable de fabriquer des détecteurs pour une large gamme d'applications.

Ces types de détecteurs proportionnels au gaz ne sont efficaces qu'avec les neutrons thermiques (ou de faible énergie), en raison de leurs sections efficaces de capture extrêmement étroites, qui réduisent considérablement la probabilité qu'un neutron à haute énergie interagisse avec le gaz de remplissage et déclenche la réaction de détection requise. Il est donc nécessaire de ralentir les neutrons pour augmenter la probabilité d'interaction.

En général, cela est fait en entourant le détecteur et/ou l'échantillon compté d'un matériau riche en hydrogène (modérateur) tel que le polyéthylène haute densité. Le détecteur est généralement entouré de 10 cm de polyéthylène, avec un petit espace de quelques centimètres séparant la source de neutrons et les compteurs proportionnels.

La figure 1.49 illustre le spectre de hauteur d'impulsion issu de l'interaction d'un neutron thermique dans un détecteur de neutrons ³He typique. Le point le plus important à noter est peut-être qu'il n'y a aucune information sur le spectre de neutrons primaires. Comme tous les neutrons détectés ont été modérés pour réduire leur énergie au niveau thermique, toutes les informations sur l'énergie neutronique sont perdues. Tous les événements intéressants sont regroupés dans un seul pic, qui correspond à l'énergie de réaction (765 keV). Il suffit d'un comptage brut de base après qu'un discriminateur a été ajusté pour exclure les interférences gamma et les événements causés par les interactions avec les parois du tube détecteur.

MESURES PAR COÏNCIDENCE NEUTRONIQUE

L'une des applications les plus courantes de la détection de neutrons et du dosage est le dosage des matériaux fissibles via la signature SF des nucléides fertiles. Le comptage des neutrons est le seul dosage pratique disponible pour tester lorsque la matière fissible est contenue dans une matrice à haute densité ou dans une matrice contenant des produits de fission. En effet, les rayons gamma interférents provenant de ces produits de fission peuvent très bien submerger les faibles rayons gamma émis par la matière fissible. En général, les techniques neutroniques et gamma sont complémentaires. La HRGS peut fournir des informations isotopiques relatives par exemple, et le dosage neutronique permet une quantification non destructive en vrac.

Figure 1.49 - Spectre de la hauteur d'impulsion induite par le neutron thermique à partir d'un détecteur ³He modéré

Malheureusement, pour la plupart des besoins d'un dosage, vous ne pouvez pas simplement compter tous les neutrons détectés et déterminer à partir de ce résultat la quantité de matière fissible présente dans l'échantillon. La décroissance de la radioactivité est un attribut fissible qui produit des particules alpha qui, à leur tour, produisent des neutrons via une réaction (α, n) avec des éléments légers dans la matrice de l'échantillon. Pour de nombreux matériaux intéressants, la grande majorité des neutrons détectés seront issus de la réaction (α, n) et non de la fission spontanée de la matière fissible.

Les techniques de spectrométrie traditionnelles ne sont pas appliqués, car la discrimination énergétique ne permet pas d'identifier les neutrons provenant de différentes sources. Toutefois, il existe une différence de distribution temporelle caractéristique entre les neutrons (α, n) et les neutrons produits à la suite d'un événement de fission qui peut être exploité. En particulier, les événements de fission génèrent plusieurs neutrons en même temps - généralement deux, mais parfois trois - alors que les neutrons (α, n) sont générés séparément et de manière aléatoire. Cela permet d'utiliser les techniques de mesure par coïncidences pour distinguer les neutrons de fission rapides des neutrons aléatoires (α, n).

La figure 1.50 présente un système de coïncidence neutronique. Tout d'abord, les sorties des tubes ³He sont traitées par les circuits de préamplificateur/amplificateur/discriminateur rapides (PAD) et classées par logique OR à l'entrée de l'analyseur de coïncidence neutronique en vue de leur traitement.

La logique de coïncidence identifie les comptages neutroniques qui se produisent dans un court laps de temps éloigné l'un de l'autre : les neutrons de fission, les neutrons étroitement espacés (α, n) et les comptages dus aux « coïncidences accidentelles ». Une fois qu'un neutron a été détecté, la probabilité de détecter un autre neutron de la même fission diminue de manière approximativement exponentielle avec le temps selon l'équation suivante : P(t) = exp^{(- t/td)}
_d où
: P(t) = Probabilité de détecter la coïncidence neutronique dans le temps t dans le temps
t t d = temps de désintégration de l'ensemble de détecteurs modérés

Le temps de désintégration est le temps caractéristique qu'un neutron survivra avant qu'il soit absorbé dans les tubes ³He ou s'échappe du compteur. En général, le temps de désintégration est compris entre 10 et 128 µs en fonction de la géométrie du compteur.

La probabilité de détecter les neutrons aléatoires d'un élément est constante dans le temps. Pour déterminer si les événements neutroniques détectés sont corrélés dans le temps, deux périodes de temps égales sont échantillonnées par la logique de coïncidence pour chaque neutron détecté. La première porte ou la fenêtre de comptage est ouverte pendant une période de temps égale à environ 1,267 t_d après la détection d'un neutron. Plusieurs neutrons de fission provenant de l'événement déclencheur, d'autres fissions et des réactions (α, n) ont entraîné les autres comptages au cours de cette période. Après un retard d'environ 4000 µs, la deuxième porte est ouverte et les événements neutroniques aléatoires sont comptés. Le retard de 4 000 µs ne garantit aucune corrélation temporelle avec le neutron qui a déclenché le comptage. La différence entre les deux comptages temporisés (Réaux+Accidentels et Accidentels, respectivement) est le nombre de coïncidences réelles nettes ou les réaux. Le nombre de réals net est lié à la matière fissible dans l'échantillon par un contenant de calibration. Les instruments modernes d'analyse neutronique Mirion sont basés sur le comptage par registre à décalage. La séquence d'impulsions utilisée pour évaluer les données de coïncidence pour chaque événement neutronique est conservée dans le registre à décalage.

Figure 1.50 - Disposition schématique d'un compteur de coïncidence de puits thermique

COMPTAGE DE MULTIPLICITÉ

La mesure par coïncidences neutroniques fournit deux valeurs mesurées (Réals et Totaux). Dans certains cas, il y a trois variables non identifiées qui doivent être déterminées à partir de la mesure. Il s'agit généralement de la masse de ²⁴⁰Pu-efficace (notée _meff), du rapport (α, n) sur (SF, n) (notée α) et du facteur de multiplication (notée M ou M _L). Un exemple de ce besoin est lorsque les impuretés dans le matériau analysé empêchent l'estimation du rapport alpha α à partir de la méthode isotopique typique. Dans ces cas, sans troisième paramètre mesuré, une certaine assomption a été faite pour le matériau, ce qui peut entraîner d'importants biais ou des inexactitudes de mesure.

Dans le comptage de multiplicité, un troisième paramètre mesuré est extrait de la distribution du nombre de neutrons émis dans un événement de fission spontanée (la distribution de multiplicité). Les trois paramètres sont les simples, les doubles et les triples, où les simples et les doubles sont similaires aux totaux et aux réals respectivement, et les triples sont le paramètre supplémentaire dérivé. Il est possible de calculer trois inconnues à partir de trois grandeurs mesurées.

Une version spéciale de l'analyseur de coïncidence neutronique à registre à décalage effectue la collecte de données nécessaires et le logiciel réduit l'histogramme des événements de multiplicité enregistrés en taux d'événements simples, doubles et triples. Ils sont utilisés en combinaison avec les modèles interprétationnels pour extraire les variables non identifiées m _eff, α et M _L.

Il existe d'autres situations où le comptage de multiplicité (et l'extraction d'un troisième paramètre) peut être bénéfique, bien que l'utilité principale du comptage de multiplicité soit dans la mesure d'échantillons sans besoin d'assomptions sur les propriétés du matériau. Pour les déchets de faible activité où M_L ~1, en plus de _me ff et α, le ε d'efficacité de la détection peut également être extrait. Cela réduit le besoin d'évaluer attentivement l'efficacité de la détection en vue de la mesure. Une autre application est l'utilisation des paramètres de multiplicité mesurés dans des algorithmes spéciaux qui peuvent être invoqués pour réduire les limites de détection et la polarisation de faible niveau causée par les événements de spallation induits par les rayons cosmiques dans les déchets.

COMPTEURS DE NEUTRONS PASSIFS

Lorsqu'un compteur de coïncidence neutronique est utilisé pour le dosage de ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu, et ²⁴²Pu, les neutrons de la fission spontanée de ces isotopes sont détectés et comptés. Comme aucune source neutronique externe n'est nécessaire pour induire la fission, les systèmes du dosage de ce type sont appelés compteurs de neutrons passifs.

COMPTEURS DE NEUTRONS ACTIFS

Le ²³⁵U, ²³⁸U et ²³⁹Pu ne fissionnent pas spontanément à un taux suffisamment élevé pour permettre l'utilisation des techniques de dosage passif. Par conséquent, les mesures d'uranium reposent sur une source d’interrogation neutronique externe pour induire une fission dans l’échantillon. Les systèmes de dosage utilisant cette technique sont appelés compteurs de neutrons actifs. Il existe différents types. Par exemple, le compteur de coïncidence de puits actif utilise les sources Am Li ; le mélangeur ²⁵²Cf et les techniques de destruction différentielle utilisent un générateur de neutrons pulsé. Mirion offre toutes ces méthodes et effectue également des commissions spéciales.