Procédé pour le comptage des neutrons et compteur pour sa mise en oeuvre
L'invention est relative à un prooédé et un compteur pour le comptage des neutrons, ledit procédé étant du type dit à activation , c'est-à-dire pour lequel le flux neutronique est appliqué à un corps s ayant une section de capture élevée, de façon à engendrer des radio-isotopes présentant une radio-activité, 8 et! ou y, laquelle est Mors mesurée par un compteur de particules.
Elle a pour but de permettre d'assurer le comptage dans de meilleures conditions que jusqu'à présent, c'està-dire avec un meilleur rendement, une plus grande sen sibilité, et en éliminant du comptage toute action parasitaire pouvant venir, notamment, d'impulsions secondlai- res et de champs magnétiques dispersés, qui prennent naissance dans de nombreuses applications.
Une des apJplications particulièrement envisagées concerne le comptage des neutrons dans le cas où l'émission neutronique est relativement faible. C'est le cas notamment dans les machines accélératrices d'ions produisant des neutrons par réaction deutérium-deutérium au deutérium-tritium, notamment les machines dans lesquelles une telle réaction est produite par le chauffage d'un plasma de deutérium. Dans une application de ce genre, l'émission neutronique est de l'ordre de 105-106 neultronslseclsterd, ce qui nécessite donc un n procédé et un appareil de comptage très sensibles, et le chauffage du plasma est souvent obtenu par haute fréquence, avec en outre des champs magnétiques très élevés pour le confinement du plasma.
I1 en résulte que le comptage doit pouvoir éliminer toute interférence des impulsions parasites et des champs magnétiques dispersés provenant du confinement.
L'invention consiste à procéder de façon telle que l'aLctivation, sous S l'action des neutrons à compter, s'effectue à l'intérieur d'un compteur de particules à électrodes, dans lequel l'une au moins des électrodes comporte une matière susceptible d'être activée par les neutrons, c'est-à-dire ayant une section efficace élevée de capture des neutrons.
En particulier, on utilise un compteur Geiger-Mulier.
Dans l'application envisagée, le compteur étant placé de façon à être soumis à l'action de la source neutronique, par exemple dans le susdit plasma, le comptage a lieu en mettant le compteur sous tension seulement après que la source a cessé d'émettre, de sorte que les particules libérées et stockées lors de l'activation de la susdite matière puissent être comptées sans subir les effets parasitaires intervenant pendant le fonctionnement de la source. Ceci n'étant toutefois qu'un des processus possibles.
L'invention pourra, de toute façon, être bien comprise à l'aide du complément de description qui suit, ainsi que des dessins ci-annexés, lesquels complément et dessins sont, bien entendu, donnés surtout à titre d'indication.
La fig. 1 de ces dessins montre en coupe axiale un compteur de neutrons établi conformément à l'invention.
Les fig. 2 et 3 montrent, respectivement en coupes axiales et transversale, un compteur du même genre établi selon un autre mode de réalisation.
La fig. 4 est un diagramme des courbes de comptage d'un tel compteur.
La fig. 5, enfin, illustre le montage d'un tel compteur dans un appareil à plasma.
La méthode, généralement connue dans son principe, dite d'activation, c'est-à-dire pour laquelle on reçoit les neutrons sur des corps ayant des sections de capture de neutrons très élevées, donne lieu ainsi, par la réaction (n, y), à des isotopes bêta ou gamma, qui sont alors détectés dans des compteurs, généralement des compteurs de bêta.
Il est connu d'irradier, à cet effet, sous l'action des neutrons, de petites plaquettes métalliques du corps à activer, ou de petits supports métalliques sur r lesquels le corps à activer a été déposé sous forme d'une solution ensuite vaporisée. Après irradiation, on porte les plaquettes, selon les méthodes connues, devant des compteurs de bêta, posés l'un contre l'autre, les impulsions sortant desdits compteurs étant alors envoyées à un circuit électronique faisant la somme des impulsions délivrées par les deux compteurs.
Les compteurs jusqu'à présent utilisés étaient, soit des compteurs G. M. (Geiger-Muller), soit des compteurs ou sondes à scintillation, soit des détecteurs à diodes semi-conductrices. Ces derniers sont peu sensibles.
Quant aux deux premiers, ils présentent, dans la méthode employée, cet inconvénient grave qu'ils ne permettent pas d'utiliser des plaquettes assez grandes. La surface de la plaquette à activer par les neutrons est en effet limitée, ou bien par la surface de la fenêtre du compteur G. M., ou bien par l'écran de lumière dans le cas d'un sonde à scintillation. il faut encore noter que, si l'on donne aux sondes à scintillation de grandes dimensions, pour utiliser de plus grandes plaquettes, elles doivent être protégées de la radio-activité ambiante et du rayonnement cosmique par des épaisseurs de plomb importantes, ou bien encore, pour supprimer le bruit de fond qui en résulte, il faut recourir à des moyens auxiliaires très coûteux.
Pratiquement, si l'on a recours à des compteurs
G. M., on ne peut guère utiliser de plaquettes (par exemple de rhodium) supérieures à 28 mm de diamètre, ce qui fait seulement 0,89 g de rhodium, sur une surface de 12 cl9.
Pour remédier à ces inconvénients, on procède de façon telle que l'activation par les neutrons soit réalisée à l'intérieur d'un tube compteur de particules à électrodes, notamment du type Geiger-Muller, que l'on peut soumettre directement au rayonnement de la source, une telle disposition présentant en particulier comme avantages:
d'une part, de donner au support à activer une surface notablement plus grande, d'où une plus grande sensibilité,
d'autre part, d'assurer un excellent rendement à l'intérieur du compteur, puisque le corps activé contenant les isotopes bêta ou gamma est à l'intérieur du compteur et que par conséquent ce comptage se fait presque en géométrie 4zut, ce qui concourt également à la sensibilité,
et, encore, de permettre de maintenir le compteur dans la source, ou à proximité de celle-ci, le comptage pouvant être fait, après activation, en mettant sous tension le compteur, c'est-à-dire en le branchant sur l'appareil ou la chaîne de comptage avec lequel il coagit.
Si à ce moment la source à cessé d'émettre, on enregistre alors un comptage précis et exempt de tous parasites, et cela sans qu'il ait été nécessaire d'extraire le compteur. En outre, on évite tous bruits de fond.
Pour r mettre en oeuvre une telle disposition, on peut prévoir de nombreux modes de réalisation, pouvant se distinguer entre eux notamment :
par la nature du corps à activer, c'est-à-dire de la matière à section efficace élevée de capture (rhodium, argent, cadmium, or, etc.),
et par la géométrie du compteur, de nombreuses dispositions pouvant être adoptées, le support en matière de section efficace de capture élevée pouvant être, soit une cathode, soit une anode, soit les deux à la fois.
En ce qui concerne la susdite matière, il semble avantageux, comme on va le supposer ci-après, de choisir le rhodium, élément dont, comme on le sait, la composition isotopique naturelle est de 100 % de Rhlo3 et qui, à la a suite de la réaction d'activation (n,), donne deux radio-isotopes Rh104 et Rh104m, le premier actif B avec une période de décroissance de 44 sec, et le second actif y avec une période de 264 sec environ. C'est ha courte période qui est particulièrement intéressante, car elle permet de réduire le temps d'irradiation. neutronique nécessaire à la saturation. En outre, la section efficace de Rh103 aux neutrons thermiques est assez élevée, de l'ordre de 155 barns.
Pour ce qui est de la géométrie du compteur, on a représenté sur les fig. 1 à 3 deux modes de réalisation susceptibles d'être adoptés.
Selon le mode de réalisation de la fig. 1, le compteur 1 est agencé à la a manière d'un compteur G. M., notam- ment avec rem, plissage par un gaz halogène et il comporte une cathode 2 en rhodium, d'un diamètre d de 1 cm, d'une longueur L de 10cm, avec 1/10 mm d'épaisseur, tandis que l'anode 3 peut être établie en ferrochrome, par exemple sous forme d'un fil. L'encombrement total en longueur peut être limité à 130mm et l'encombrement en diamètre à 13 mu.
On voit, dans ces conditions, que la surface intérieure de la cathode en rhodium, c'est-à-dire de la surface à activer, est de l'ordre de 28 cm2, c'est-à-dire notablement plus de deux fois la surface de la plaquette de 28 mm susvisée, utilisée dans la méthode courante. Rien n'empêche d'ailleurs, bien entendu, d'utiliser de plus grands tubes.
Selon le mode de réalisation des fig. 2 et 3, on procède semblablement, mais avec anode et cathode en rhodium, toutes deux cylindriques.
De tels compteurs fonctionnent exactement à la ma- nière des compteurs Geiger. C'est seulement pour mettre en évidence ce fonctionnement que l'on a représenté, sur la a fig. 4, deux courbes de décroissance C1 C2 pour deux sources différentes, en portant en abscisses les temps en secondes, et en ordonnées logarithmiques les coups ou impulsions dans le compteur.
Pour chacune de ces courbes on remarque, dans la première partie a la prédominance de la radioactivité de l'isotope à décroissance rapide Rhô4, et dans la deuxième partie b la prédominance de l'isotope à décroissance moins rapide Rh104m. En prolongeant vers l'axe des ordonnées, en b', la partie b substantiellement rectiligne, on obtient la proportion d'isotopes du second type dans la somme des deux isotopes à laquelle correspond la portion de courbe a, de sorte qu'en la re tranchant de la a courbe a, on peut obtenir une courbe a1 correspondant seulement à l'isotope Rut104
Ainsi la courbe C1 commence à 226 coups, tandis que le point m correspondant de la courbe b est à 21.
La courbe a1 commence donc à 226-21 = 205 coups.
La courbe C1, établie en vue de l'étalonnage de l'appareil, correspond à une source de (Ra226 + Be) et la courbe C2 à une source de (Pu239 + Be). On voit que l'activité en neutrons rapides des deux sources se diffé
rencie peu, la géométrie de la mesure restant substantiel- lement la a même, de sorte que le rapport des activités
enregistrées, avec extrapolation à zéro des deux courbes,
correspond presque exactement au rapport entre les
activités en neu.trons rapides des deux sources.
L'enregistrement des deux courbes susvisées a été
fait lors d'une mesure expérimentale, après une irra
diation d'une demi-heure par la source. On a suivi en suite, après cette activation, la décroissance radioactive des deux isotopes Rhl04 et Rl104m formés, à l'aide d'une chaîne de comptage conventionnelle. Le compteur pendant la mesure de décroissance radio-active était fermé dans un blindage en plomb le protégeant de la radio-activité ambiante et du rayonnement cosmique.
Une heure après l'arrêt de l'irradiation du compteur, celui-ci redescendait au niveau qu'il avait avant irradiation: ce qui montre qu'un tel compteur peut aisément être utilisé pour r plusieurs mesures.
En particulier, et comme déjà spécifié plus haut, on peut faire en sorte, comme le montre la fig. 5 relative à des mesures de l'activité neutronique dans un plasma (représenté en P avec les bobines de champ magnétique en 5), que le compteur 1 soit placé à l'intérieur même de cet ensemble, tout en étant relié à son alimentation et à la chaîne de comptage 6 par une liaison 7 avec un interrupteur 8.
Pendant la marche de la machine, le compteur n'est pas sous tension, l'interrupteur 8 étant ouvert. La matière du compteur (rhodium) est activée et il y a stockage des informations, c'est-à-dire formation des isotopes.
Pour la mesure, on arrête la machine, y compris les champs HF, et on met le compteur sous tension: il compte alors les isotopes, c'est-à-dire les ss, et cela:
sans qu'il y ait à enlever le compteur, et sans s qu'il y ait à craindre d'influence parasite, puisque ces influences sont supprimées par l'arrêt de la machine, ainsi que par son blindage vis-à-vis de l'extérieur, conditions qui étaient irréalisables par les méthodes usuelles.
Ensuite de quoi, quel que soit le mode de réalisation adopté, on peut réaliser le comptage des neutrons par des moyens dont le fonctionnement ressort suffisamment de ce qui précède pour qu'il soit inutile d'insister à son sujet et qui présentent, par rapport aux procédés et compteurs du genre en question déjà existants, de nombreux avantages, notamment:
celui, tout en conservant les avantages de la méthode par activation, de permettre d'augmenter considérablement la masse du corps absorbeur de neutrons, outre que le comptage des ss se fait en géométrie 4z,
celui donc, de permettre d'augmenter la sensibilité et de travailler sur des sources à émission neutronique faible, par exemple de l'ordre de 10-106 neutrons/secjsterad comme c'est le cas pour les plasmas,
celui de permettre de travailler derrière le compteur, avec une éiectronique plus simple,
et celui d'une manipulation très simple.
REVENDICATIONS
I. Procédé pour le comptage des neutrons, dans lequel le flux neutronique est appliqué à un corps sus ceptible d'engendrer par capture des radio-isotopes présentant une radio-activité bêta et/ou gamma, laquelle est alors mesurée par un compteur de particules, carac térisé par le fait que l'activation sous l'action des neutrons à compter s'effectue à l'intérieur même d'un tube compteur de particules à électrodes, dont l'une au moins des électrodes comporte une matière susceptible d'être aotivée par capture des neutrons.
Method for counting neutrons and counter for its implementation
The invention relates to a process and a counter for counting neutrons, said method being of the so-called activation type, that is to say for which the neutron flux is applied to a body s having a high capture section. , so as to generate radioisotopes exhibiting radioactivity, 8 and! or y, which is Mors measured by a particle counter.
Its purpose is to make it possible to ensure the counting under better conditions than until now, that is to say with a better yield, a greater sensitivity, and by eliminating from the counting any parasitic action which may come, in particular, secondary pulses and scattered magnetic fields, which arise in many applications.
One of the particularly envisaged applications concerns the counting of neutrons in the case where the neutron emission is relatively low. This is particularly the case in ion accelerating machines producing neutrons by deuterium-deuterium reaction with deuterium-tritium, in particular machines in which such a reaction is produced by heating a deuterium plasma. In an application of this kind, the neutron emission is of the order of 105-106 neultronslseclsterd, which therefore requires a very sensitive method and counting apparatus, and the heating of the plasma is often obtained by high frequency, with in addition very high magnetic fields for plasma confinement.
As a result, the counting must be able to eliminate any interference from parasitic pulses and scattered magnetic fields originating from the confinement.
The invention consists in proceeding in such a way that the activation, under the action of the neutrons to be counted, is carried out inside a particle counter with electrodes, in which at least one of the electrodes comprises a material capable of being activated by neutrons, that is to say having a high cross section of neutron capture.
In particular, a Geiger-Mulier counter is used.
In the envisaged application, the counter being placed so as to be subjected to the action of the neutron source, for example in the aforesaid plasma, the counting takes place by energizing the counter only after the source has ceased to be. emit, so that the particles released and stored during the activation of the aforesaid material can be counted without undergoing the parasitic effects occurring during the operation of the source. However, this is only one of the possible processes.
The invention can, in any event, be clearly understood with the aid of the additional description which follows, as well as the appended drawings, which supplement and drawings are, of course, given above all by way of indication.
Fig. 1 of these drawings shows in axial section a neutron counter established in accordance with the invention.
Figs. 2 and 3 show, respectively in axial and transverse sections, a counter of the same type established according to another embodiment.
Fig. 4 is a diagram of the counting curves of such a counter.
Fig. 5, finally, illustrates the mounting of such a counter in a plasma apparatus.
The method, generally known in principle, called activation, that is to say for which the neutrons are received on bodies having very high neutron capture sections, thus gives rise, by the reaction (n, y), to beta or gamma isotopes, which are then detected in counters, generally beta counters.
It is known to irradiate, for this purpose, under the action of neutrons, small metal plates of the body to be activated, or small metal supports on which the body to be activated has been deposited in the form of a solution then vaporized. . After irradiation, the platelets are brought, according to known methods, in front of beta counters, placed one against the other, the pulses leaving said counters then being sent to an electronic circuit making the sum of the pulses delivered by the two counters. .
The counters used up to now were either G. M. (Geiger-Muller) counters, scintillation counters or probes, or semiconductor diode detectors. The latter are not very sensitive.
As for the first two, in the method used, they have this serious drawback that they do not allow the use of large enough plates. The area of the wafer to be activated by the neutrons is in fact limited, either by the area of the window of the counter G. M., or else by the light screen in the case of a scintillation probe. it should also be noted that, if one gives the scintillation probes of large dimensions, to use larger platelets, they must be protected from ambient radioactivity and cosmic radiation by large thicknesses of lead, or else , to suppress the resulting background noise, it is necessary to resort to very expensive auxiliary means.
In practice, if counters are used
G. M., it is hardly possible to use platelets (eg rhodium) larger than 28 mm in diameter, which makes only 0.89 g of rhodium, on a surface of 12 cl9.
To remedy these drawbacks, the procedure is such that the activation by the neutrons is carried out inside a particle counter tube with electrodes, in particular of the Geiger-Muller type, which can be subjected directly to the radiation. source, such an arrangement having in particular the following advantages:
on the one hand, to give the support to be activated a significantly larger surface area, hence greater sensitivity,
on the other hand, to ensure an excellent yield inside the counter, since the activated body containing the beta or gamma isotopes is inside the counter and therefore this counting is done almost in 4zut geometry, which also contributes to sensitivity,
and, again, to make it possible to maintain the meter in the source, or near it, the counting being able to be done, after activation, by energizing the meter, that is to say by plugging it into the device or counting chain with which it coacts.
If at this time the source has stopped transmitting, then an accurate count is recorded and free of any interference, and this without it being necessary to extract the counter. In addition, all background noise is avoided.
To implement such an arrangement, one can provide many embodiments, which can be distinguished from one another in particular:
by the nature of the body to be activated, i.e. material with a high capture cross section (rhodium, silver, cadmium, gold, etc.),
and by the geometry of the meter, many arrangements can be adopted, the high capture cross section support being able to be either a cathode or an anode or both.
As regards the aforesaid material, it seems advantageous, as will be assumed below, to choose rhodium, an element whose, as we know, the natural isotopic composition is 100% Rhlo3 and which, at the a Following the activation reaction (n,), gives two radioisotopes Rh104 and Rh104m, the first active B with a decay period of 44 sec, and the second active y with a period of approximately 264 sec. It is a short period which is particularly advantageous, since it makes it possible to reduce the irradiation time. neutronics required for saturation. In addition, the cross section of Rh103 to thermal neutrons is quite high, of the order of 155 barns.
As regards the geometry of the counter, there is shown in FIGS. 1 to 3 two embodiments capable of being adopted.
According to the embodiment of FIG. 1, the counter 1 is arranged in the manner of a GM counter, in particular with filling with a halogen gas and it comprises a rhodium cathode 2, with a diameter d of 1 cm, with a length L of 10cm, with 1/10 mm thickness, while the anode 3 can be made in ferrochrome, for example in the form of a wire. The overall length can be limited to 130mm and the diameter to 13 mu.
It can be seen, under these conditions, that the internal surface of the rhodium cathode, that is to say of the surface to be activated, is of the order of 28 cm2, that is to say notably more than two times the area of the aforementioned 28 mm plate, used in the current method. Nothing prevents, moreover, of course, from using larger tubes.
According to the embodiment of FIGS. 2 and 3, we proceed similarly, but with anode and rhodium cathode, both cylindrical.
Such counters work exactly like Geiger counters. It is only to demonstrate this operation that has been shown in a fig. 4, two decay curves C1 C2 for two different sources, with the times in seconds on the abscissa, and the counts or pulses in the counter on the logarithmic ordinate.
For each of these curves we notice, in the first part a the predominance of the radioactivity of the rapidly decaying isotope Rh64, and in the second part b the predominance of the less rapidly decaying isotope Rh104m. By extending towards the y-axis, at b ', the substantially rectilinear part b, we obtain the proportion of isotopes of the second type in the sum of the two isotopes to which the portion of curve a corresponds, so that in the re cutting a curve a, we can obtain a curve a1 corresponding only to the isotope Rut104
Thus curve C1 starts at 226 strokes, while the corresponding point m of curve b is at 21.
The curve a1 therefore starts at 226-21 = 205 moves.
Curve C1, established with a view to calibrating the device, corresponds to a source of (Ra226 + Be) and curve C2 to a source of (Pu239 + Be). We see that the fast neutron activity of the two sources differs
rencie little, the geometry of the measure remaining substantially the same, so that the ratio of the activities
recorded, with extrapolation to zero of the two curves,
corresponds almost exactly to the ratio between
rapid neutral activities from both sources.
The recording of the two above-mentioned curves was
made during an experimental measurement, after an irra
half an hour diation by the source. After this activation, the radioactive decay of the two isotopes Rh104 and Rl104m formed was followed, using a conventional counting chain. The counter during the radioactive decay measurement was closed in a lead shielding protecting it from ambient radioactivity and cosmic radiation.
One hour after stopping the irradiation of the counter, the latter went down to the level it had before irradiation: this shows that such a counter can easily be used for several measurements.
In particular, and as already specified above, it is possible, as shown in FIG. 5 relating to measurements of the neutron activity in a plasma (shown at P with the magnetic field coils at 5), that the counter 1 be placed inside this assembly, while being connected to its power supply and to the counting chain 6 by a link 7 with a switch 8.
While the machine is running, the meter is not energized, switch 8 being open. The material of the counter (rhodium) is activated and there is storage of information, i.e. formation of isotopes.
For the measurement, we stop the machine, including the HF fields, and we switch on the counter: it then counts the isotopes, that is to say the ss, and that:
without removing the meter, and without fear of parasitic influence, since these influences are removed by stopping the machine, as well as by its shielding against the exterior, conditions which were impracticable by the usual methods.
Then, whatever the embodiment adopted, it is possible to carry out the counting of the neutrons by means the operation of which emerges sufficiently from the foregoing so that it is unnecessary to dwell on it and which present, in relation to already existing processes and meters of the type in question, many advantages, in particular:
that, while retaining the advantages of the activation method, of allowing the mass of the neutron absorber body to be considerably increased, in addition to the counting of ss being done in 4z geometry,
therefore, to increase the sensitivity and work on sources with low neutron emission, for example of the order of 10-106 neutrons / secjsterad as is the case for plasmas,
that of allowing to work behind the meter, with simpler electronics,
and that of a very simple handling.
CLAIMS
I. Method for counting neutrons, in which the neutron flux is applied to a body capable of generating by capture radioisotopes exhibiting beta and / or gamma radioactivity, which is then measured by a particle counter , charac terized by the fact that the activation under the action of the neutrons to be counted takes place inside a particle counter tube with electrodes, at least one of the electrodes of which comprises a material capable of be aotivated by neutron capture.