FR3016969A1 - Dispositif de mesure de quantite de beryllium dans un objet radioactif - Google Patents

Abstract

L'invention concerne un dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif (5), caractérisé en ce qu'il comprend : - un cylindre creux constitué d'une pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons (1) et d'une pièce en métal apte à atténuer un débit de dose sur l'objet radioactif (2), la pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons ayant une forme de cylindre creux amputé d'une fraction de paroi, la pièce en métal (2) comprenant une partie massive (2a) insérée dans un espace qui correspond à la fraction de paroi amputée de la pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons et une partie évidée (2b) qui prolonge la partie massive et se loge à l'intérieur de la paroi de la pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons, au contact de la pièce apte à thermaliser des neutrons, - une source de rayonnement gamma (4) logée dans un renfoncement de la partie évidée de la pièce en métal, et - au moins un détecteur de neutrons (3) placé dans la masse de la pièce faite en matériau apte à thermaliser des neutrons.

Description

DISPOSITIF DE MESURE DE QUANTITE DE BERYLLIUM DANS UN OBJET RADIOACTIF DESCRIPTION Domaine technique et art antérieur L'invention concerne un dispositif de mesure de quantité de béryllium présente dans un objet radioactif et, plus particulièrement, dans des déchets plutonifères contenus sous forme de poudre dans des containers. Le béryllium est un métal dont la traçabilité est nécessaire dans les objets susceptibles d'en contenir et, plus particulièrement, dans les objets radioactifs. A ce jour, différentes techniques sont connues pour mesurer la quantité de béryllium présente dans un objet. Parmi ces techniques, certaines mettent en oeuvre des méthodes d'analyse radiochimiques. Parmi ces techniques, il existe l'analyse par spectrométrie de masse couplée à un plasma inductif. L'analyse s'effectue alors exclusivement sur des échantillons gazeux. Pour un liquide, il est donc nécessaire d'effectuer une évaporation d'un échantillon de liquide. Pour un solide, il est nécessaire, tout d'abord, de dissoudre un échantillon solide pour former un échantillon liquide, par exemple à l'aide d'acide nitrique, puis de d'effecteur une évaporation de l'échantillon liquide. Il est également possible, dans le cas d'un solide, d'évaporer ponctuellement le solide en surface par application d'un faisceau laser. Dans tous les cas, une fois obtenu un échantillon gazeux, cet échantillon est transformé en plasma au moyen de décharges électriques. Des ions sont extraits du plasma et leur masse est déterminée par spectrométrie de masse. D'autres techniques connues mettent en oeuvre des méthodes d'analyse radiochimique comme, par exemple, la fluorométrie (le béryllium forme alors un complexe avec un ligand qui possède des propriétés de fluorescence), la spectrométrie d'émission atomique induite par laser (émission de rayonnement visible ou ultra-violet sous l'action d'une excitation), la spectrométrie infrarouge (le béryllium est extrait sous une forme chimique dont l'émission infrarouge est mesurée par un spectromètre infrarouge) , etc. Toutes ces techniques sont intrusives et nécessitent des prélèvements d'échantillons sur l'objet étudié. Ce travail sur échantillons pose le problème de la représentativité des échantillons. En effet, dans le cas où l'objet à étudier n'est pas homogène (conteneur de déchets, contamination surfacique d'un objet de forme complexe avec des surfaces difficiles d'accès), les résultats de mesure sur échantillons ne sont pas représentatifs de la quantité réelle de béryllium contenue dans l'objet. Ceci est un inconvénient.

Par ailleurs, les techniques qui mettent en oeuvre les méthodes d'analyse radiochimiques délivrent souvent des résultats de mesure très tardivement par rapport au moment où les mesures sont effectuées. Ce délai dans l'obtention des résultats de mesure est également un inconvénient. D'autres techniques connues sont basées sur la réaction nucléaire suivante : 9Be + y 8Be + n Des photons gamma y sont bombardés sur du béryllium (98e). Un photon gamma d'énergie suffisante qui interagit avec un noyau de béryllium produit un photoneutron n. Les photoneutrons produits sont alors comptés et la quantité de béryllium est déduite de l'information de comptage. Le document « Determination of beryllium by use of photonuclear activation techniques» (A. Moussavi-Zarandi / Applied Radiation and Isotopes 66 (2008) page 158-161) divulgue une telle technique. Un échantillon de matière contenant du béryllium est irradié par des photons issus d'une source de 124Sb. Les photoneutrons qui résultent de cette irradiation sont comptés et le comptage des neutrons conduit à la détermination de la quantité de béryllium présente dans l'échantillon. Un inconvénient de cette technique est le fait d'être intrusive et de travailler sur des échantillons de petite taille. L'information sur la quantité de béryllium présente dans l'objet étudié n'est donc pas représentative dans le cas où le béryllium n'est pas réparti de façon homogène dans un objet de grandes dimensions, par exemple un objet de volume supérieur à un litre. Par ailleurs, dans le cas où l'objet est radioactif, il existe un fort bruit neutronique dû à la radioactivité de l'objet qui perturbe la mesure. Le dispositif de l'invention ne présente pas les inconvénients mentionnés ci-dessus.

Exposé de l'invention En effet, l'invention concerne un dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif, le dispositif comprenant : - un cylindre creux constitué d'une pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons émis par l'objet radioactif et d'une pièce en métal apte à atténuer le débit de dose sur l'objet radioactif, la pièce en matériau apte à thermaliser les neutrons ayant une forme de cylindre creux amputé d'une fraction de paroi, la pièce en métal comprenant une partie massive insérée dans un espace qui correspond à la fraction de paroi amputée de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons et une partie évidée qui prolonge la partie massive et se loge à l'intérieur de la paroi de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons, au contact de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons, - une source de rayonnement gamma logée dans un renfoncement de la partie évidée de la pièce en métal, et - au moins un détecteur de neutrons placé dans la masse de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons est un compteur gazeux à hélium 3. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la source de rayonnement gamma est une source ponctuelle.

Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, dans le cas où la source de rayonnement est ponctuelle, le dispositif comprend, en outre, des moyens aptes à déplacer la source selon un axe sensiblement parallèle à l'axe du cylindre creux.

Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la source de rayonnement gamma est une source linéaire fixée dans le renfoncement de la partie évidée de pièce en métal et ayant un axe sensiblement parallèle à l'axe du cylindre creux.

Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le dispositif comprend des moyens aptes à mettre l'objet radioactif en rotation. Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la source de rayonnement gamma est une source de 124Sb. Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le cylindre creux est un cylindre creux de révolution. Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, dans le cas où le cylindre creux est un cylindre creux de révolution, une pluralité de détecteurs de neutrons sont répartis uniformément dans la pièce en matériau apte à thermaliser les neutrons, à égale distance d'un centre d'un cercle défini par la section droite circulaire du cylindre creux de révolution. Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le matériau apte à thermaliser les neutrons est du polyéthylène. Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la pièce en métal est une pièce en plomb.

Selon encore une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, dans un plan de section droite perpendiculaire à l'axe du cylindre, une distance qui sépare, dans la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser les neutrons, la pièce en métal d'un détecteur de neutrons est sensiblement comprise entre 0cm et 2cm_et une distance qui sépare, dans la pièce faite en matériau apte à thermaliser des neutrons , un détecteur de neutrons d'une surface extérieure qui délimite la pièce faite en matériau apte à thermaliser des neutrons est sensiblement comprise entre 2cm et 4cm. Le dispositif de l'invention est conçu pour minimiser la perturbation apportée par le bruit neutronique dû à la radioactivité de l'objet.

De façon avantageuse, le dispositif de l'invention est également apte à déterminer et à quantifier la quantité de béryllium présente dans un objet volumineux dans lequel le béryllium n'est pas réparti uniformément. Brève description des figures D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, faite en référence aux figures jointes, parmi lesquelles : Les figures 1A et 1B représentent une vue en perspective et une vue de dessus d'un dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif selon l'invention ; La figure 2 représente une vue en coupe d'une structure simplifiée utilisée pour modéliser les principaux éléments constitutifs du dispositif de l'invention ; Les figures 3A et 3B représentent une vue de dessus et une vue en coupe longitudinale d'un perfectionnement du dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif selon l'invention. Exposé détaillé de modes de réalisation particuliers de l'invention Les figures 1A et 1B représentent une vue en perspective et une vue de dessus d'un dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif, selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention.

Le dispositif de l'invention comprend : - un bloc cylindrique creux formé d'une pièce 1 en matériau apte à thermaliser les neutrons émis par l'objet radioactif et d'une pièce en métal 2 apte à atténuer le débit de dose sur l'objet radioactif et qui se loge dans la pièce en matériau apte à thermaliser les neutrons, l'objet radioactif 5 étant lui-même placé dans le creux du bloc cylindrique creux, - une source de rayonnement gamma 4 placée dans un renfoncement de la partie creuse de la pièce en métal 2 et qui émet un rayonnement gamma en direction de l'objet à étudier, et - au moins un détecteur de neutrons 3 placé dans le corps de la pièce 1 faite en matériau apte à thermaliser les neutrons. Selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention, le matériau apte à thermaliser les neutrons est du polyéthylène, la pièce en métal est une pièce en plomb et le détecteur de neutrons est un compteur gazeux à hélium 3 (3He). Toutefois, selon d'autres modes de réalisation de l'invention : le matériau apte à thermaliser les neutrons peut être la paraffine ou l'eau ou le graphite, etc., le métal peut être un autre métal que le plomb, et le détecteur de neutrons peut être autre qu'un compteur gazeux à hélium 3 (3He) tel que, par exemple, un compteur gazeux à dépôt de bore. La pièce en polyéthylène 1 a une forme de cylindre creux amputé d'une fraction de paroi. La pièce en plomb 2 comprend une partie massive 2a insérée dans l'espace qui correspond à la fraction de paroi amputée de la pièce de polyéthylène 1 et une partie évidée 2b qui prolonge la partie massive et se loge à l'intérieur de la paroi de la pièce en polyéthylène 1, au contact de la pièce en polyéthylène. Une source de rayonnement gamma 4 est logée dans un renfoncement de la partie évidée de la pièce en plomb 2. Au moins un détecteur de neutrons (onze détecteurs sont représentés sur la figure 1B) est placé dans la masse de la pièce en polyéthylène 1. La pièce en plomb 2 a pour fonction de limiter le débit de dose au niveau des détecteurs de neutrons. La pièce en plomb a une épaisseur choisie à cette fin. Pour des compteurs gazeux à hélium 3, par exemple, la limite du débit de dose se situe aux environs de 0,1mGy/h gamma. La pièce en plomb 2 permet également de protéger les opérateurs de l'irradiation de la source de rayonnement gamma. Pour cette protection, des écrans et/ou une zone d'exclusion destinée à interdire l'approche du dispositif pourront également être envisagés. La pièce en plomb 2 présente également l'avantage de limiter, si nécessaire, le taux de production de photoneutrons parasites dans d'autres éléments que le béryllium tels que, par exemple, le deutérium qui est présent dans le polyéthylène.

La source de rayonnement gamma 4 est une source ponctuelle ou linéaire. Lorsque la source est ponctuelle, le dispositif de l'invention comprend préférentiellement des moyens aptes à en assurer un déplacement selon l'axe du cylindre. Lorsque la source est linéaire, elle est fixée sur la pièce de plomb, par exemple à l'aide d'un tube en inox placé dans une encoche de la pièce de plomb. De façon préférentielle, la source linéaire est plus longue (par exemple deux fois plus longue) que la hauteur de l'objet étudié. Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, le dispositif de l'invention comprend également des moyens aptes à mettre en rotation l'objet étudié autour de l'axe du cylindre creux.

Grace à la présence d'une source de rayonnement gamma ponctuelle mobile ou d'une source de rayonnement gamma linéaire et, dans le mode de réalisation particulier mentionné ci-dessus, de moyens aptes à mettre en rotation l'objet étudié, le dispositif de l'invention permet d'homogénéiser l'irradiation de l'objet, minimisant ainsi l'incertitude qui existe quant à la répartition du béryllium dans l'objet.

Lorsque plusieurs détecteurs 3 sont utilisés, comme cela est représenté sur les figures, ils sont préférentiellement répartis uniformément, sur une même circonférence, dans la pièce de polyéthylène 1 autour de l'objet 5. La source de rayonnement gamma est préférentiellement une source de 124Sb. Avantageusement, la source de 124Sb a un rayonnement principal de 1691 keV qui favorise la réaction nucléaire suivante : 9Be + y 8Be + n, Le seuil de déclenchement de cette réaction est situé à 1666 keV, sans qu'il y ait excitation d'autres éléments susceptibles d'exister dans l'objet étudié, lesquels présentent un seuil largement supérieur à ce niveau d'énergie. Les photoneutrons émis dans cette réaction nucléaire ont donc une énergie de l'ordre de 25keV (1691keV- 1666keV). Le (Les) détecteur(s) de neutrons 3 compte(nt) les neutrons n qui résultent de cette réaction nucléaire. De façon connue en soi, le comptage des neutrons permet de déterminer la quantité de béryllium qui est présente dans l'objet, via un coefficient multiplicatif d'étalonnage mesuré ou calculé par simulation numérique.

Le dispositif de l'invention permet avantageusement de privilégier la détection des photoneutrons par rapport à la détection des neutrons émis spontanément par l'objet mesuré. Cela permet d'améliorer très sensiblement le rapport signal sur bruit et donc la précision statistique sur le signal net de bruit de fond.

Les neutrons qui participent au bruit de fond neutronique résultent soit d'une fission spontanée avec une énergie moyenne des neutrons émis de l'ordre de 2 MeV, soit d'une réaction (a,n) avec une énergie moyenne des neutrons émis supérieure au MeV, par exemple de 4,2 MeV pour la réaction °Be(a,n) en présence d'intenses émetteurs alpha comme le 238PU, le 241Am, etc.

Les meilleures performances de rapport signal sur bruit sont obtenues par le choix judicieux de la position des détecteurs de neutrons dans l'épaisseur de la pièce de polyéthylène. La figure 2 représente une vue en coupe d'une structure simplifiée utilisée pour modéliser les principaux éléments constitutifs du dispositif de l'invention.

La structure choisie pour la modélisation est une sphère de poudre métallique S de rayon r entourée d'une succession de couches sphériques, à savoir : une couche de plomb C1 d'épaisseur e0, une première couche de polyéthylène C2 d'épaisseur e1, une couche de gaz hélium 3 C3 d'épaisseur eH et une deuxième couche de polyéthylène C4 d'épaisseur e2. Avantageusement, la structure représentée en figure 2 permet d'optimiser les épaisseurs des couches de polyéthylène qui sont placées, dans le dispositif de l'invention, devant et derrière les compteurs gazeux à hélium 3. Le rayon r de la sphère S est égal à 4,3cm et l'épaisseur eH de la couche de gaz à hélium 3 est égale à 2,54cm. Comme cela a déjà été mentionné précédemment, la couche de plomb C1 a une épaisseur e0 choisie pour limiter le débit de dose au niveau des détecteurs, par exemple 1cm. Il est considéré que les neutrons sont émis de façon homogène dans la sphère de poudre métallique. Deux spectres énergétiques sont utilisés pour la modélisation, à savoir des neutrons de 25keV représentatifs des photoneutrons issus des réactions (y, n) sur le béryllium et un spectre qui correspond aux neutrons de fission spontanée du 240Pu qui constituent une source significative de bruit de fond passif.

Le tableau 1 ci-dessous donne les valeurs de l'efficacité de détection des neutrons émis par réaction (y, n) sur le béryllium en fonction des épaisseurs e1 et e2. Comme cela est connu de l'homme de l'art, l'efficacité de détection de neutrons ayant un spectre énergétique donné est, par définition, le rapport entre le nombre de coups détectés et le nombre de neutrons émis qui présentent le spectre énergétique. e2 \ e1 0 1 2 3 4 5 (cm) 2 0.1585 0.3019 0.4400 0.5017 0.4959 0.4482 4 0.2894 0.4141 0.5215 0.5566 0.5316 0.4717 6 0.3322 0.4480 0.5449 0.5720 0.5412 0.4776 8 0.3447 0.4571 0.5515 0.5762 0.5436 0.4792 0.3484 0.4599 0.5531 0.5773 0.5443 0.4796 12 0.3492 0.4606 0.5533 0.5774 0.5445 0.4797 14 0.3495 0.4607 0.5535 0.5774 0.5445 0.4797 16 0.3497 0.4607 0.5536 0.5774 0.5445 0.4797 18 0.3496 0.4608 0.5536 0.5774 0.5445 0.4797 20 0.3496 0.4609 0.5536 0.5774 0.5445 0.4797 22 0.3496 0.4609 0.5536 0.5774 0.5445 0.4797 Tableau 1 La première ligne du tableau 1 est constituée de différentes valeurs de 10 l'épaisseur e1 et la première colonne est constituée de différentes valeurs de l'épaisseur e2. A chaque intersection (e1, e2) est associée la valeur d'efficacité de détection correspondante. Il ressort du tableau 1 que, quelles que soient les valeurs de e1 et e2, l'efficacité de détection est supérieure à 15%, ce qui est très satisfaisant. On remarque également que, pour une valeur de e2 fixée, l'efficacité de détection passe par un maximum quand e1 augmente. Ceci est dû à deux effets antagonistes : le ralentissement (ou thermalisation) des neutrons dans le polyéthylène qui favorise leur détection par l'hélium 3 et l'absorption des neutrons thermalisés dans ce même polyéthylène. Par ailleurs, pour une valeur de e1 fixée, on remarque que l'efficacité de détection augmente puis atteint une valeur asymptotique lorsque e2 augmente. Ceci est dû au fait que le polyéthylène situé derrière l'hélium 3 joue un rôle de réflecteur pour les plus faibles valeurs d'épaisseur e2, ce rôle de réflecteur n'étant plus tenu au-delà d'une certaine épaisseur, les neutrons étant alors absorbés et ne pouvant plus revenir jusqu'aux compteurs à l'hélium 3. De même, le tableau 2 ci-dessous représente l'efficacité de détection des neutrons de fission spontanée du 240Pu en fonction des épaisseurs e1 et e2.

L'épaisseur e1 est également portée dans la première ligne du tableau et l'épaisseur e2 dans la première colonne, chaque intersection (e1, e2) donnant la valeur associée de l'efficacité de détection. e2 \ e1 0 1 2 3 4 5 (cm) 2 0.0317 0.0764 0.1404 0.1911 0.2458 0.2720 4 0.0969 0.1549 0.2212 0.2780 0.3161 0.3336 6 0.1370 0.1965 0.2611 0.3138 0.3474 0.3609 8 0.1550 0.2142 0.2774 0.3281 0.3599 0.3716 10 0.1623 0.2211 0.2835 0.3337 0.3648 0.3756 12 0.1649 0.2236 0.2860 0.3360 0.3665 0.3769 14 0.1659 0.2246 0.2868 0.3367 0.3671 0.3774 16 0.1664 0.2248 0.2871 0.3369 0.3672 0.3775 18 0.1666 0.2252 0.2874 0.3369 0.3673 0.3775 20 0.1667 0.2252 0.2875 0.3370 0.3674 0.3777 22 0.1669 0.2252 0.2876 0.3370 0.3673 0.3776 Tableau 2 On constate que, pour une épaisseur e2 fixée, l'efficacité de détection augmente avec l'épaisseur e1, la plage de variation de l'épaisseur e1 étudiée (située entre 0 et 5 cm) ne permettant toutefois pas d'observer le maximum d'efficacité qui est observé avec les photoneutrons (cf. tableau 1). Ceci est dû à l'énergie plus élevée des neutrons de fission spontanée du 240Pu : l'optimum d'efficacité de détection est alors obtenu pour une épaisseur e1 supérieure à 5 cm. Si on fixe l'épaisseur e1, on observe comme précédemment (cf. tableau 1) une augmentation puis une saturation de l'efficacité de détection lorsque l'épaisseur e2 augmente. Compte tenu de la bonne sensibilité de détection du dispositif de l'invention, il est avantageusement possible de sacrifier en partie le rendement de détection des seuls photoneutrons et de privilégier le rapport entre le rendement de détection des photoneutrons et le rendement de détection des neutrons de fission spontanée. Le tableau 3 illustre le rapport des efficacités de détection qui sont données dans les tableaux 1 et 2. L'épaisseur e1 est portée sur la première ligne du tableau et l'épaisseur e2 est portée sur la première colonne. A chaque intersection (e1, e2) est associée une valeur du rapport des efficacités de détection. e2 \ e1 0 1 2 3 4 5 (cm) 2 5.005 3.950 3.133 2.625 2.017 1.648 4 2.987 2.673 2.357 2.002 1.682 1.414 6 2.425 2.280 2.087 1.823 1.558 1.323 8 2.224 2.134 1.988 1.756 1.510 1.290 10 2.147 2.080 1.951 1.730 1.492 1.277 12 2.117 2.060 1.935 1.719 1.486 1.273 14 2.107 2.052 1.930 1.715 1.483 1.271 16 2.101 2.050 1.928 1.714 1.483 1.271 18 2.098 2.046 1.926 1.714 1.483 1.271 2.097 2.046 1.926 1.713 1.482 1.270 22 2.095 2.047 1.925 1.713 1.483 1.270 Tableau 3 Il apparaît, sur le tableau 3, que le rapport R des efficacités de détection prend les valeurs les plus élevées pour les plus faibles épaisseurs e1 et e2. Par contre, l'efficacité de détection des photoneutrons prend aussi, dans ces cas (faibles épaisseurs e1 et e2), les valeurs les plus faibles (cf. tableau 1). Le choix des épaisseurs optimales e1 et e2 s'effectue ainsi par un compromis entre la valeur du rapport R et la valeur de l'efficacité de détection des photoneutrons. Il faut également noter qu'en l'absence de polyéthylène (cas non représenté dans les tableaux 1-3 et pour lequel les deux épaisseurs e1 et e2 sont nulles), l'efficacité de détection deviendrait beaucoup trop faible (typiquement inférieure à 1%) pour qu'une mesure de quantité de béryllium soit envisageable. A titre d'exemple non limitatif, une épaisseur e1 égale à 1,5cm et une épaisseur e2 égale à 3cm ont été retenues pour le dispositif présenté en Fig. lA et 1B. Pour cet exemple, les autres dimensions du dispositif sont : - Hauteur H du cylindre creux : 30cm, - Diamètre intérieur dl du cylindre creux : 10,6cm, - Epaisseur de la paroi de la pièce évidée en plomb qui est logée au contact de la pièce en polyéthylène : 1cm, - Longueur de la source linéaire : 25cm (la source étant centrée à l'intérieur du cylindre creux), - Diamètre D d'un détecteur de neutrons : 2,54 cm, - Hauteur d'un détecteur de neutrons rempli en gaz hélium 3 ayant une pression de 4 bars : 25cm, - Hauteur de l'objet étudié : 11cm (l'objet étant centré dans le cylindre creux). La structure de l'invention permet de mettre en oeuvre un procédé de mesure de quantité de béryllium avantageusement simple qui minimise le bruit dû à l'émission neutronique intrinsèque des objets mesurés et conduit à des résultats fiables et précis.

De façon connue en soi, le procédé de mesure de quantité de béryllium mis en oeuvre avec le dispositif de l'invention comprend une étape de mesure du bruit neutronique intrinsèque émis par l'objet radioactif. Cette mesure est effectuée en l'absence de source de rayonnement. Le bruit intrinsèque est ensuite soustrait du signal mesuré en présence de la source de rayonnement. Comme cela est connu de l'homme de l'art, cette soustraction du bruit intrinsèque introduit une incertitude statistique sur le signal utile mesuré. De façon avantageuse, cette incertitude est fortement diminuée grâce au dispositif de l'invention. De façon avantageuse également, en l'absence de source de rayonnement gamma, le dispositif de l'invention permet d'effectuer un comptage neutronique passif. Il est alors possible de mesurer la quantité de plutonium qui est présente dans l'objet. Une mesure de coïncidences neutroniques est généralement nécessaire, dans ce cas, pour discriminer, de façon connue en soi, le signal utile émis par le plutonium lors de réactions de fission spontanée, du bruit de fond dû à la présence d'émetteurs alpha, en raison de réactions (a, n) sur des noyaux légers comme ceux du béryllium ou de l'oxygène. Cette mesure de coïncidences nécessite, de façon connue en soi, la présence d'au moins deux détecteurs de neutrons et d'une électronique de traitement apte à gérer les coïncidences. Le quasi-cylindre de polyéthylène 1 est alors entièrement recouvert de plaques de cadmium 6 pour limiter, de façon connue en soi, le temps de vie des neutrons dans le dispositif de détection et favoriser ainsi l'analyse des coïncidences neutroniques (cf. figures 6A et 6B). Malgré l'optimisation du positionnement des détecteurs 3 dans le bloc de polyéthylène 1 faite dans le but de favoriser la détection des photoneutrons au détriment de celle des neutrons émis spontanément par l'objet radioactif, l'efficacité de détection de ces derniers reste avantageusement suffisante (typiquement supérieure à 20% pour le dispositif présenté en Figure 1) pour permettre une analyse des coïncidences.

Claims (12)

1. REVENDICATIONS1. Dispositif de mesure de quantité de béryllium dans un objet radioactif (5), caractérisé en ce qu'il comprend : - un cylindre creux constitué d'une pièce (1) faite d'un matériau apte à thermaliser des neutrons émis par l'objet radioactif et d'une pièce en métal (2) apte à atténuer un débit de dose sur l'objet radioactif, la pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons ayant une forme de cylindre creux amputé d'une fraction de paroi, la pièce en métal (2) comprenant une partie massive (2a) insérée dans un espace qui correspond à la fraction de paroi amputée de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser des neutrons et une partie évidée (2b) qui prolonge la partie massive et se loge à l'intérieur de la paroi de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser des neutrons, au contact de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser des neutrons, - une source de rayonnement gamma (4) logée dans un renfoncement de la partie évidée de la pièce en métal, et - au moins un détecteur de neutrons (3) placé dans la masse de la pièce faite d'un matériau apte à thermaliser des neutrons.
2. 2. Dispositif selon la revendication 1, dans lequel le détecteur de neutrons (3) est un compteur gazeux à hélium
3. 3. 3. Dispositif selon la revendication 1 ou 2, dans lequel la source de rayonnement gamma (4) est une source ponctuelle.
4. 4. Dispositif selon la revendication 3 et qui comprend, en outre, des moyens aptes à déplacer la source (4) selon un axe sensiblement parallèle à l'axe du cylindre creux.
5. 5. Dispositif selon la revendiation 1 ou 2, dans lequel la source de rayonnement gamma (4) est une source linéaire fixée dans le renfoncement de la partie évidée de pièce en métal (2) et ayant un axe sensiblement parallèle à l'axe du cylindre creux.
6. 6. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes et qui comprend des moyens aptes à mettre l'objet radioactif en rotation.
7. 7. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la source de rayonnement gamma (4) est une source de 124Sb.
8. 8. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le cylindre creux est un cylindre creux de révolution.
9. 9. Dispositif selon la revendication 8, dans lequel une pluralité de détecteurs de neutrons (3) sont répartis uniformément dans la pièce en matériau apte à thermaliser des neutrons (1), à égale distance d'un centre d'un cercle défini par la section droite circulaire du cylindre creux de révolution.
10. 10. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le matériau apte à thermaliser des neutrons est du polyéthylène.
11. 11. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la pièce en métal (2) est une pièce en plomb. 25
12. 12. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel, dans un plan de section droite perpendiculaire à l'axe du cylindre, une distance (e1) qui sépare, dans la pièce faite en matériau apte à thermaliser des neutrons, la pièce en métal (2) d'un détecteur de neutrons (3) est sensiblement comprise entre 0cm 30 et 2cm et une distance (e2) qui sépare, dans la pièce faite en matériau apte à thermaliserdes neutrons , un détecteur de neutrons (3) d'une surface extérieure qui délimite la pièce faite en matériau apte à thermaliser des neutrons est sensiblement comprise entre 2cm et 4cm.5