WO2017064196A1 - Dispositif d'atténuation pour l'instrumentation nucléaire par spectrométrie gamma comportant une cavité de forme de révolution - Google Patents

Dispositif d'atténuation pour l'instrumentation nucléaire par spectrométrie gamma comportant une cavité de forme de révolution Download PDF

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gamma
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gamma spectrometry
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    • G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/36—Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry
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    • G01T1/161—Applications in the field of nuclear medicine, e.g. in vivo counting
    • G01T1/164—Scintigraphy
    • G01T1/1641—Static instruments for imaging the distribution of radioactivity in one or two dimensions using one or several scintillating elements; Radio-isotope cameras
    • G01T1/1648—Ancillary equipment for scintillation cameras, e.g. reference markers, devices for removing motion artifacts, calibration devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21K—HANDLING OF PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K1/00—Arrangements for handling particles or ionising radiation, e.g. focusing or moderating
    • G21K1/02—Arrangements for handling particles or ionising radiation, e.g. focusing or moderating using diaphragms, collimators

Definitions

  • the present invention relates to the technical field of nuclear measurement, which allows the measurement of radiation produced by materials or nuclear reactions. More particularly, it relates to the field of gamma spectrometry, which makes it possible to identify radioactive elements by measuring the energy of the emitted gamma rays.
  • the invention finds applications in various fields of industry, and especially for any type of measurement by gamma spectrometry for which the gamma emission spectrum has a very high intensity at low energy.
  • the invention can advantageously be applied to the on-line measurement of spectra coming from "fresh” or “short-lived” fission products, that is to say products derived from a fuel in the process of irradiation or freshly irradiated.
  • the invention can be used for the detection of cladding defects on a nuclear reactor during operation, for the characterization of the release of radionuclides in fuel melting experiments, or for the diagnosis of state of the fuel after a serious accident by measuring the gaseous effluents resulting from a "deflation" of the enclosure of a nuclear reactor, among others.
  • the invention thus proposes an attenuation device for a nuclear instrumentation device for measurement by gamma spectrometry, allowing a selective attenuation of gamma radiation as a function of their energy by means of an internal cavity with a form of revolution, as well as a nuclear instrumentation device comprising such an attenuation device.
  • nuclear instrumentation which makes it possible to produce spectrometric data, comprises different types of detectors.
  • scintillation detectors including organic and inorganic scintillators, and semiconductor detectors, which are particle detectors using semiconductor technology for the detection of radiation.
  • a gamma spectrometry detector for example a germanium or cadmium tellurium type semiconductor detector or a scintillator of the sodium iodide or lanthanum bromide type, naturally has a higher sensitivity for low energy photons. , a few tens of kiloelectronvolts (keV).
  • the invention thus aims to at least partially remedy the needs mentioned above and the disadvantages relating to the achievements of the prior art.
  • the invention thus has, according to one of its aspects, an attenuation device for a nuclear instrumentation device for measurement by gamma spectrometry, allowing the selective attenuation of gamma radiation originating from at least one source.
  • transmitter in the direction of at least one gamma spectrometry detector, characterized in that it comprises a main body comprising an input face, intended to face said at least one emitting source, and an output face, intended to facing said at least one gamma spectrometry detector, the main body further comprising an internal cavity, having a shape of revolution and opening on the input side of the main body through an inlet opening, to receive gamma radiation from said at least one transmitting source, and on the exit face of the main body through an exit opening, for transmitting the gamma radiation to said at least one gamma spectrometry detector.
  • the largest transverse dimension of the inlet opening is smaller than the largest transverse dimension of the outlet opening.
  • the inlet opening of the internal cavity may correspond substantially to a point when the largest transverse dimension of this inlet opening is substantially zero.
  • the inlet opening can be completely closed so as to correspond to a zero inlet diameter. In this case, no area of the transmitting source is measured without attenuation. The gamma rays then pass through a more or less thick portion of the screen formed by the attenuation device.
  • an attenuation device for a specific nuclear instrumentation device forming a screen between a source emitting gamma radiation and a gamma spectrometry detector, adapted to the attenuation of gamma radiation and advantageously to adjust the energy sensitivity of the nuclear measurement while reducing the flow of photons at the gamma spectrometry detector to prevent its saturation.
  • the attenuation device according to the invention may further comprise one or more of the following characteristics taken separately or according to any possible technical combinations.
  • the internal cavity may preferably be filled with a gas, for example air.
  • the main body is in particular a cylindrical body.
  • the form of revolution of the internal cavity of the main body can be of any type.
  • the form of revolution of the internal cavity is a conical or frustoconical shape but any other form of revolution can be used. In this way, it may be possible to have greater flexibility to adjust the measurement efficiency.
  • the main body may consist of a single part, being in particular made of a single material.
  • the main body may consist of an assembly of several parts, being in particular realized by the juxtaposition of several materials.
  • the main body may be at least partially made of copper and / or aluminum.
  • the largest transverse dimension of the main body may correspond to the largest of the diameters of the detector diameter and the diameter of the emitting source.
  • the largest transverse dimension of the outlet opening, in particular the exit diameter, or the largest transverse dimension of the inlet opening, in particular the inlet diameter may be equal to the diameter of the main body .
  • the invention also relates, in another of its aspects, to a nuclear instrumentation device for measurement by gamma spectrometry, characterized in that it comprises:
  • an attenuation device as defined above, disposed between the gamma spectrometry detector and the emitting source.
  • This nuclear instrumentation device can be in one piece. In addition, it may be preferably of cylindrical shape.
  • the attenuation device and the nuclear instrumentation device according to the invention may comprise any of the features set forth in the present description, taken alone or in any technically possible combination with other characteristics.
  • FIG. 1 is an illustrative diagram of an example of a nuclear instrumentation device for measurement by gamma spectrometry comprising an attenuation device according to the invention
  • FIGS. 2A and 2B are examples of three-dimensional views of attenuation devices according to the invention.
  • FIG. 3 represents, in a perspective and semi-sectional view, another example of a compact nuclear instrumentation device comprising an attenuation device according to the invention
  • FIG. 4A illustrates, in section, an example of a nuclear instrumentation device without an attenuation device according to the invention
  • FIGS. 4B to 4F illustrate, in section, different examples of nuclear instrumentation device. comprising an attenuation device according to the invention
  • FIG. 5 graphically represents the variation of the efficiencies of the five calculation configurations of FIGS. 4B to 4F and the reference configuration of FIG. 4A as a function of the energy of a given energy range
  • FIG. 6 represents in graphical form the evolution of the number of shots at the detector output resulting from calculation results as a function of the energy of a given energy range
  • FIG. 7 represents in graphical form the spectra of FIG. 6 normalized at the energy of 2.392 MeV as a function of the energy of the energy range considered.
  • FIGS. 1 to 3 various examples of nuclear instrumentation devices 20 and attenuation devices 10 according to the invention are shown.
  • each attenuation device 10 comprises a main body 1 comprising an input face 1a, directed towards the emitting source 11, and an output face 1b, directed towards the gamma spectrometry detector 12.
  • the emitting source 11 is the volume source containing the radionuclides emitting the gamma rays intended to be measured.
  • the gamma spectrometry detector 12 may be of any type, and in particular a semiconductor detector, for example of the germanium or cadmium tellurium type, or a scintillator, for example, of the sodium iodide or lanthanum bromide type.
  • the main body 1 is thus similar to a massive piece inserted between the gamma spectrometry detector 12 and the emitting source 11.
  • This main body 1 advantageously comprises an internal cavity 2, having a shape of revolution and opening on the input face 1a of the main body 1 through an inlet opening 2a, for receiving the gamma rays from the emitting source 11, and on the output face lb of the main body 1 through an outlet opening 2b, for transmitting the gamma radiation to the gamma spectrometry detector 12.
  • the shape of revolution of the internal cavity 2 can be of any type.
  • the shape of revolution of the internal cavity 2 is chosen to be a frustoconical shape, as represented in FIGS. 1, 2A, 2B, 3, 4B and 4C, or to be a conical shape, as represented on FIGS. Figures 4D, 4E and 4F.
  • the shape of the main body 1 is cylindrical.
  • the attenuation device 10 in which is formed the internal cavity 2 of revolution form, advantageously adjusts the energy sensitivity of the nuclear instrumentation device 20 while reducing the flow of photons at the level the gamma spectrometry detector 12, so as to avoid its saturation.
  • This energy sensitivity adjustment is obtained by playing on four main parameters related to the main body 1, namely: the constituent material (s) of the main body 1; the axial length L (i.e. in the main direction X) of the main body 1; the largest transverse dimension of the inlet opening 2a of the internal cavity 2; and the largest transverse dimension of the outlet opening 2b of the internal cavity 2.
  • the main body 1 can consist of a single material, or be made by the juxtaposition of a plurality of materials. This or these materials may in particular be selected from copper and aluminum.
  • the axial length L of the main body 1 may be greater than or equal to 1 cm.
  • the largest transverse dimension Da of the inlet opening 2a is smaller than the largest transverse dimension Db of the 2b output aperture, here the output diameter Db.
  • the largest possible transverse dimension Db (maximum) of the outlet opening 2b is equal to the diameter of the main body 1.
  • the nuclear instrumentation device 20 is advantageously compact and in one piece, having a generally cylindrical shape.
  • the emitting source 11 contains the radionuclides to be measured, distributed homogeneously throughout the volume. It is separated from the main body 1 of the device 10 by one or more separation elements, only the wall 13 forming a radiation shield is shown in Figure 3. This wall 13 is for example made of steel.
  • the gamma spectrometry detector 12 comprises a detector cover 14, for example made of aluminum, and a detector crystal 15, for example of the coaxial germanium type.
  • FIGS. Efficiency E calculations were performed for an energy range of 80 keV to 4 MeV.
  • Npd represents the number of photons detected
  • Npe represents the number of photons emitted.
  • the number of photons corresponds to the number of pulses in the total absorption peak at the energy considered.
  • FIG. 4A thus illustrates, in section, an example of a nuclear instrumentation device without an attenuation device according to the invention
  • FIGS. 4B to 4F illustrate, in section, various examples of nuclear instrumentation device 20 having an attenuation device 10 according to the invention.
  • the example of FIG. 4A constitutes the reference case (without device 10) for which the gamma-ray spectrometry detector 12, of the germanium type, is situated in front of the emitting source 11 containing a homogeneous mixture of radionuclides.
  • FIGS. 4B and 4C illustrate main bodies 1 provided with internal cavities 2 of frustoconical shape but of different axial lengths L
  • FIGS. 4D, 4E and 4F illustrate main bodies 1 provided with internal cavities 2 of a shape conical, the axial length L of the main body 1 of the example of Figure 4D being smaller than the axial lengths of the main body 1 of the examples of Figures 4E and 4F and the main body 1 of the examples of Figures 4E and 4F being made in different materials.
  • the main body 1 is made of copper. It has a length L equal to 8.5 cm.
  • the diameter Da of the inlet opening 2a of the internal cavity 2 is 2.1 cm, while the diameter Db of the outlet opening 2b of the internal cavity 2 is 7.6 cm.
  • the main body 1 is made of copper. It has a length L equal to 6.4 cm.
  • the diameter Da of the inlet opening 2a of the internal cavity 2 is 0.5 cm, while the diameter Db of the outlet opening 2b of the internal cavity 2 is 7.6 cm.
  • the main body 1 is made of copper. It has a length L equal to 7.8 cm.
  • the diameter Da of the inlet opening 2a of the internal cavity 2 is substantially zero, while the diameter Db of the outlet opening 2b of the internal cavity 2 is 7.6 cm.
  • the main body 1 is made of copper. It has a length L equal to 9.25 cm.
  • the diameter Da of the inlet opening 2a of the internal cavity 2 is substantially zero, while the diameter Db of the outlet opening 2b of the internal cavity 2 is 3 cm.
  • the main body 1 is made of aluminum. It has a length L equal to 9.25 cm.
  • the diameter Da of the inlet opening 2a of the internal cavity 2 is substantially zero, while the diameter Db of the outlet opening 2b of the internal cavity 2 is 3 cm.
  • the five configurations of FIGS. 4B to 4F have been optimized by means of a semi-empirical approach considering both a one-way photon transport and parallel to the detector axis, and a constant surface detection efficiency of the detector whatever the position of the trajectory of the unidirectional incident photon with respect to the input surface of the detector crystal 15.
  • the corresponding curves of the respective configurations (e) and (f) of the examples of FIGS. 4E and 4F make it possible to visualize the impact of the material change of the main body 1 on the shape of the efficiency.
  • the use of aluminum rather than copper combined with an optimization of the shape of the main body 1, makes it possible to reduce the difference between the minimum and maximum values of the efficiency E.
  • the dominant radionuclide is XE-133, with the most intense emission at 80 keV, which has a thousand times higher activity than other radionuclides.
  • the emission spectrum is very unbalanced with a very strong intensity below 100 keV, and the presence of many much less intense peaks above 1 MeV.
  • FIG. 6 graphically represents the results of spectral calculations carried out with the N-particle Monte-Carlo transport code (or code MCNPX). More precisely, the graph of FIG. 6 represents the evolution of the number of strokes Ne as a function of the energy Enr, expressed in MeV, of the considered energy range going from 80 keV to 3 MeV.
  • FIG. 7 graphically presents the spectra S in FIG. 6 normalized to the energy of 2.392 MeV, which represents the most intense peak at high energy, as a function of the energy Enr, expressed in MeV.
  • FIG. 7 shows that the presence of the attenuation device 10 according to the invention makes it possible to adjust more finely the amplitude of the peak at 80 keV compared to that at 2.392 MeV.

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Abstract

L'objet principal de l'invention est un dispositif d'atténuation (10) pour un dispositif d'instrumentation nucléaire (20) pour la mesure par spectrométrie gamma, permettant l'atténuation sélective des rayonnements gamma provenant d'au moins une source émettrice (11) en direction d'au moins un détecteur de spectrométrie gamma (12), caractérisé en ce qu'il comporte un corps principal (1) comprenant une face d'entrée (1a) et une face de sortie (1b), et comprenant en outre une cavité interne (2), présentant une forme de révolution et débouchant sur la face d'entrée (1a) du corps principal (1) par une ouverture d'entrée (2a), pour recevoir les rayonnements gamma et sur la face de sortie (1b) du corps principal (1) par une ouverture de sortie (2b), pour transmettre les rayonnements gamma.

Description

DISPOSITIF D'ATTÉNUATION POUR L'INSTRUMENTATION NUCLÉAIRE PAR SPECTROMETRIE GAMMA COMPORTANT UNE CAVITÉ DE FORME DE RÉVOLUTION
DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention se rapporte au domaine technique de la mesure nucléaire, qui permet la mesure des rayonnements produits par des matériaux ou des réactions nucléaires. Plus particulièrement, elle concerne le domaine de la spectrométrie gamma, qui permet d'identifier des éléments radioactifs par la mesure de l'énergie des rayonnements gamma émis.
L'invention trouve des applications dans différents domaines de l'industrie, et notamment pour tout type de mesure par spectrométrie gamma pour laquelle le spectre des émissions gamma présente une intensité très élevée à basse énergie. En particulier, l'invention peut avantageusement s'appliquer à la mesure en ligne de spectres provenant de produits de fission « frais » ou « à vie courte », c'est-à-dire des produits issus d'un combustible en cours d'irradiation ou fraîchement irradié.
Ainsi, par exemple, l'invention peut être utilisée pour la détection de défauts de gainage sur un réacteur nucléaire en cours de fonctionnement, pour la caractérisation du relâchement de radionucléides lors d'expériences de fusion de combustible, ou encore pour le diagnostic de l'état du combustible après un accident grave par mesure des effluents gazeux issu d'un « dégonflage » de l'enceinte d'un réacteur nucléaire, entre autres.
L'invention propose ainsi un dispositif d'atténuation pour un dispositif d'instrumentation nucléaire pour la mesure par spectrométrie gamma, permettant une atténuation sélective des rayonnements gamma en fonction de leur énergie au moyen d'une cavité interne avec une forme de révolution, ainsi qu'un dispositif d'instrumentation nucléaire comportant un tel dispositif d'atténuation. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE
Dans le domaine de la spectrométrie gamma, l'instrumentation nucléaire, qui permet de produire des données spectrométriques, comprend différents types de détecteurs.
Ces détecteurs sont répartis entre les détecteurs à scintillation (ou scintillateur), comprenant les scintillateurs organiques et inorganiques, et les détecteurs à semi-conducteur, qui sont des détecteurs à particules utilisant la technologie des semiconducteurs pour la détection des rayonnements.
De façon générale, un détecteur de spectrométrie gamma, par exemple un détecteur à semi-conducteur du type germanium ou tellure de cadmium ou un scintillateur du type iodure de sodium ou bromure de lanthane, présente naturellement une sensibilité plus élevée pour les photons de basse énergie, soit quelques dizaines de kiloélectronvolts (keV).
Ainsi, lors de la mesure de spectres complexes dont la gamme d'énergie s'étend de quelques dizaines de kiloélectronvolts (keV) à plusieurs mégaélectronvolts (MeV), il est classique de choisir un détecteur de spectrométrie gamma avec un grand volume de détection afin de maximiser la sensibilité à haute énergie.
Cependant, dans certaines configurations, notamment lorsque le flux de photons à basse énergie est important, choisir d'augmenter la taille du détecteur génère un risque de saturation de l'électronique de traitement provoquée par l'hyper sensibilité du détecteur pour les photons de basse énergie. De plus, le déséquilibre du spectre entre haute énergie et basse énergie implique une augmentation du temps de comptage afin que les pics d'énergie les plus élevés soient facilement détectables.
Afin de remédier à ce phénomène de saturation, on connaît déjà deux solutions couramment employées. Premièrement, il peut être possible d'éloigner au maximum le détecteur de la source émettrice, ce qui est généralement impossible du fait de l'augmentation d'encombrement du système de mesure que cela implique. De plus, cette possibilité peut permettre de corriger le problème de saturation mais aucunement celui de déséquilibre entre les hautes et basses énergies. Deuxièmement, il peut être possible d'interposer un écran entre la source émettrice et le détecteur, ce qui a toutefois pour effet d'empêcher la mesure des faibles énergies puisqu'elles ne peuvent pas traverser un tel écran.
Par ailleurs, des solutions ont également été proposées dans la littérature brevet pour équiper des spectromètres gamma de systèmes destinés à favoriser la mesure par spectrométrie gamma. Ainsi, par exemple, la demande internationale WO 01/42814 A2 décrit un détecteur de rayonnement à collimation variable comprenant un système automatique pour l'ajustement du flux de rayonnement gamma reçu par un spectromètre gamma du type tellure de cadmium afin d'éviter d'atteindre la saturation de l'électronique de traitement. La demande de brevet français FR 2 879 304 Al divulgue un dispositif d'imagerie gamma comprenant un système de collimateur destiné à réduire l'angle solide de mesure d'un spectromètre gamma afin de l'ajuster au champ de vision d'une gamma caméra et donc d'obtenir une information spectrale en complément de la répartition spatiale. Dans ces deux exemples de réalisation, les systèmes prévus ne permettent pas d'ajuster la réponse en énergie d'un spectromètre gamma. EXPOSÉ DE L'INVENTION
L'invention a ainsi pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés précédemment et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l'art antérieur.
L'invention a ainsi pour objet, selon l'un de ses aspects, un dispositif d'atténuation pour un dispositif d'instrumentation nucléaire pour la mesure par spectrométrie gamma, permettant l'atténuation sélective des rayonnements gamma provenant d'au moins une source émettrice en direction d'au moins un détecteur de spectrométrie gamma, caractérisé en ce qu'il comporte un corps principal comprenant une face d'entrée, destinée à faire face à ladite au moins une source émettrice, et une face de sortie, destinée à faire face audit au moins un détecteur de spectrométrie gamma, le corps principal comprenant en outre une cavité interne, présentant une forme de révolution et débouchant sur la face d'entrée du corps principal par une ouverture d'entrée, pour recevoir les rayonnements gamma de ladite au moins une source émettrice, et sur la face de sortie du corps principal par une ouverture de sortie, pour transmettre les rayonnements gamma en direction dudit au moins un détecteur de spectrométrie gamma.
De façon avantageuse, la plus grande dimension transversale de l'ouverture d'entrée est inférieure à la plus grande dimension transversale de l'ouverture de sortie.
Par ailleurs, il est à noter que l'ouverture d'entrée de la cavité interne peut correspondre sensiblement à un point lorsque la plus grande dimension transversale de cette ouverture d'entrée est sensiblement nulle. Autrement dit, l'ouverture d'entrée peut être totalement obturée de sorte à correspondre ainsi à un diamètre d'entrée nul. Dans ce cas, aucune zone de la source émettrice n'est mesurée sans atténuation. Les rayonnements gamma traversent alors une portion plus ou moins épaisse de l'écran formé par le dispositif d'atténuation.
Grâce à l'invention, il est ainsi possible de disposer d'un dispositif d'atténuation pour un dispositif d'instrumentation nucléaire spécifique formant un écran entre une source émettrice de rayonnements gamma et un détecteur de spectrométrie gamma, adapté à l'atténuation des rayonnements gamma et permettant avantageusement d'ajuster la sensibilité en énergie de la mesure nucléaire tout en réduisant le flux de photons au niveau du détecteur de spectrométrie gamma afin d'éviter sa saturation.
Le dispositif d'atténuation selon l'invention peut en outre comporter l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes prises isolément ou suivant toutes combinaisons techniques possibles.
La cavité interne peut préférentiellement être remplie par un gaz, par exemple de l'air.
De plus, le corps principal est en particulier un corps de forme cylindrique. La forme de révolution de la cavité interne du corps principal peut être de tout type. De préférence, la forme de révolution de la cavité interne est une forme conique ou tronconique mais toute autre forme de révolution peut être employée. De cette façon, il peut être possible d'avoir une plus grande souplesse pour ajuster l'efficacité de mesure. Le corps principal peut être constitué d'une seule et unique partie, étant notamment réalisé en un seul et unique matériau. En variante, le corps principal peut être constitué d'un assemblage de plusieurs parties, étant notamment réalisé par la juxtaposition de plusieurs matériaux.
En particulier, le corps principal peut être au moins partiellement réalisé en cuivre et/ou en aluminium.
Par ailleurs, la plus grande dimension transversale du corps principal peut correspondre au plus grand des diamètres parmi le diamètre du détecteur et le diamètre de la source émettrice.
En outre, la plus grande dimension transversale de l'ouverture de sortie, notamment le diamètre de sortie, ou la plus grande dimension transversale de l'ouverture d'entrée, notamment le diamètre d'entrée, peut être égale au diamètre du corps principal.
L'invention a également pour objet, selon un autre de ses aspects, un dispositif d'instrumentation nucléaire pour la mesure par spectrométrie gamma, caractérisé en ce qu'il comporte :
- un détecteur de spectrométrie gamma,
- une source émettrice de rayonnements gamma,
- un dispositif d'atténuation tel que défini précédemment, disposé entre le détecteur de spectrométrie gamma et la source émettrice.
Ce dispositif d'instrumentation nucléaire peut être d'un seul tenant. De plus, il peut être préférentiellement de forme cylindrique.
Le dispositif d'atténuation et le dispositif d'instrumentation nucléaire selon l'invention peuvent comporter l'une quelconque des caractéristiques énoncées dans la présente description, prises isolément ou selon toutes combinaisons techniquement possibles avec d'autres caractéristiques. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
L'invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d'exemples de mise en œuvre non limitatifs de celle-ci, ainsi qu'à l'examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel :
- la figure 1 est un schéma illustratif d'un exemple de dispositif d'instrumentation nucléaire pour la mesure par spectrométrie gamma comportant un dispositif d'atténuation conforme à l'invention,
- les figures 2A et 2B sont des exemples de vues tridimensionnelles de dispositifs d'atténuation conformes à l'invention,
- la figure 3 représente, selon une vue en perspective et en semi-coupe, un autre exemple de dispositif d'instrumentation nucléaire compact comportant un dispositif d'atténuation conforme à l'invention,
- la figure 4A illustre, en coupe, un exemple de dispositif d'instrumentation nucléaire dépourvu d'un dispositif d'atténuation conforme à l'invention, et les figures 4B à 4F illustrent, en coupe, différents exemples de dispositif d'instrumentation nucléaire comportant un dispositif d'atténuation conforme à l'invention,
- la figure 5 représente sous forme graphique la variation des efficacités des cinq configurations de calcul des figures 4B à 4F et la configuration de référence de la figure 4A en fonction de l'énergie d'une gamme considérée d'énergie,
- la figure 6 représente sous forme graphique l'évolution du nombre de coups en sortie de détecteur issu de résultats de calcul en fonction de l'énergie d'une gamme considérée d'énergie, et
- la figure 7 représente sous forme graphique les spectres de la figure 6 normalisés à l'énergie de 2,392 MeV en fonction de l'énergie de la gamme considérée d'énergie.
Dans l'ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues.
De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
Dans toute la description, il est noté que les termes « entrée » et « sortie » sont à considérer par rapport à la direction principale X (représentée sur la figure 1) d'émission des rayonnements gamma par la source émettrice 11 vers le détecteur de spectrométrie gamma 12.
En référence aux figures 1 à 3, on a représenté différents exemples de dispositifs d'instrumentation nucléaire 20 et de dispositifs d'atténuation 10 conformes à l'invention.
Comme on peut le voir sur les figures 1, 2A et 2B, chaque dispositif d'atténuation 10 comporte un corps principal 1 comprenant une face d'entrée la, dirigée vers la source émettrice 11, et une face de sortie lb, dirigée vers le détecteur de spectrométrie gamma 12.
La source émettrice 11 est la source volumique contenant les radionucléides émettant les rayonnements gamma destinés à être mesurés. Le détecteur de spectrométrie gamma 12 peut être de tout type, et notamment un détecteur à semiconducteur, par exemple du type germanium ou tellure de cadmium, ou un scintillateur, par exemple, du type iodure de sodium ou bromure de lanthane.
Le corps principal 1 s'apparente ainsi à une pièce massive intercalée entre le détecteur de spectrométrie gamma 12 et la source émettrice 11.
Ce corps principal 1 comporte avantageusement une cavité interne 2, présentant une forme de révolution et débouchant sur la face d'entrée la du corps principal 1 par une ouverture d'entrée 2a, pour recevoir les rayonnements gamma de la source émettrice 11, et sur la face de sortie lb du corps principal 1 par une ouverture de sortie 2b, pour transmettre les rayonnements gamma en direction du détecteur de spectrométrie gamma 12.
La forme de révolution de la cavité interne 2 peut être de tout type. Avantageusement tout de même, la forme de révolution de la cavité interne 2 est choisie pour être une forme tronconique, comme représentée sur les figures 1, 2A, 2B, 3, 4B et 4C, ou pour être une forme conique, comme représentée sur les figures 4D, 4E et 4F. De plus, comme on peut mieux le voir sur les figures 2A, 2B et 3, la forme du corps principal 1 est cylindrique.
Le dispositif d'atténuation 10 conforme à l'invention, dans lequel est ménagée la cavité interne 2 de forme de révolution, permet d'ajuster avantageusement la sensibilité en énergie du dispositif d'instrumentation nucléaire 20 tout en réduisant le flux de photons au niveau du détecteur de spectrométrie gamma 12, de sorte à éviter ainsi sa saturation.
Cet ajustement de sensibilité en énergie est obtenu en jouant sur quatre paramètres principaux liés au corps principal 1, à savoir : le ou les matériaux constitutifs du corps principal 1 ; la longueur axiale L (i.e. selon la direction principale X) du corps principal 1 ; la plus grande dimension transversale de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 ; et la plus grande dimension transversale de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2.
L'optimisation de ces paramètres énoncés ci-dessus permet d'ajuster efficacement la fonction de réponse en énergie globale du détecteur de spectrométrie gamma 12 et du dispositif d'atténuation 10, pour l'adapter aux besoins de caractérisation des différentes énergies présentes dans le spectre d'émission de rayonnements gamma de la source émettrice 11.
Ainsi, le corps principal 1 peut être constitué d'un seul et unique matériau, ou encore être réalisé par la juxtaposition d'une pluralité de matériaux. Ce ou ces matériaux peuvent notamment être choisis parmi le cuivre et l'aluminium.
Par ailleurs, la longueur axiale L du corps principal 1 peut être supérieure ou égale à 1 cm.
En outre, conformément à l'invention et comme représenté sur la figure 1, la plus grande dimension transversale Da de l'ouverture d'entrée 2a, ici le diamètre d'entrée Da, est inférieure à la plus grande dimension transversale Db de l'ouverture de sortie 2b, ici le diamètre de sortie Db.
De plus, la plus grande dimension transversale Db possible (maximale) de l'ouverture de sortie 2b, ici le diamètre maximum de sortie Db, est égale au diamètre du corps principal 1. Par ailleurs, comme représenté sur la figure 3, le dispositif d'instrumentation nucléaire 20 est avantageusement compact et d'un seul tenant, présentant une forme générale cylindrique.
La source émettrice 11 contient les radionucléides à mesurer, répartis de manière homogène dans tout le volume. Elle est séparée du corps principal 1 du dispositif 10 par un ou plusieurs éléments de séparation, seule la paroi 13 formant un écran aux rayonnements étant représentée sur la figure 3. Cette paroi 13 est par exemple réalisée en acier.
De plus, le détecteur de spectrométrie gamma 12 comporte un capot de détecteur 14, par exemple réalisé en aluminium, et un cristal de détecteur 15, par exemple de type germanium coaxial.
Afin de vérifier les performances du dispositif d'atténuation 10 conforme à l'invention, et partant d'une configuration de dispositif d'instrumentation nucléaire 20 semblable à celle de la figure 3, déclinée avec plusieurs exemples de réalisation du corps principal 1, des calculs d'efficacité E de mesure ont été réalisés pour une gamme d'énergie allant de 80 keV à 4 MeV.
Cette efficacité E de mesure est plus précisément définie par la relation suivante :
E = Npd / Npe,
dans laquelle :
Npd représente le nombre de photons détectés, et
Npe représente le nombre de photons émis.
Le nombre de photons correspond au nombre d'impulsions dans le pic d'absorption totale à l'énergie considérée.
La figure 4A illustre ainsi, en coupe, un exemple de dispositif d'instrumentation nucléaire dépourvu d'un dispositif d'atténuation conforme à l'invention, et les figures 4B à 4F illustrent, en coupe, différents exemples de dispositif d'instrumentation nucléaire 20 comportant un dispositif d'atténuation 10 conforme à l'invention. L'exemple de la figure 4A constitue le cas de référence (sans dispositif 10) pour lequel le détecteur de spectrométrie gamma 12, du type germanium, est situé en face de la source émettrice 11 contenant un mélange homogène de radionucléides.
Les exemples des figures 4B et 4C illustrent des corps principaux 1 pourvus de cavités internes 2 de forme tronconique mais de longueurs axiales L différentes, tandis que les exemples des figures 4D, 4E et 4F illustrent des corps principaux 1 pourvus de cavités internes 2 de forme conique, la longueur axiale L du corps principal 1 de l'exemple de la figure 4D étant plus faible que les longueurs axiales des corps principaux 1 des exemples des figures 4E et 4F et les corps principaux 1 des exemples des figures 4E et 4F étant réalisés dans des matériaux différents.
Plus précisément, pour l'exemple de la figure 4B, le corps principal 1 est réalisé en cuivre. Il présente une longueur L égale à 8,5 cm. De plus, le diamètre Da de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 est de 2,1 cm, tandis que le diamètre Db de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2 est de 7,6 cm.
Pour l'exemple de la figure 4C, le corps principal 1 est réalisé en cuivre. Il présente une longueur L égale à 6,4 cm. De plus, le diamètre Da de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 est de 0,5 cm, tandis que le diamètre Db de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2 est de 7,6 cm.
Pour l'exemple de la figure 4D, le corps principal 1 est réalisé en cuivre. Il présente une longueur L égale à 7,8 cm. De plus, le diamètre Da de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 est sensiblement nul, tandis que le diamètre Db de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2 est de 7,6 cm.
Pour l'exemple de la figure 4E, le corps principal 1 est réalisé en cuivre. Il présente une longueur L égale à 9,25 cm. De plus, le diamètre Da de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 est sensiblement nul, tandis que le diamètre Db de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2 est de 3 cm.
Enfin, pour l'exemple de la figure 4F, le corps principal 1 est réalisé en aluminium. Il présente une longueur L égale à 9,25 cm. De plus, le diamètre Da de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2 est sensiblement nul, tandis que le diamètre Db de l'ouverture de sortie 2b de la cavité interne 2 est de 3 cm. Les cinq configurations des figures 4B à 4F ont été optimisées au moyen d'une approche semi-empirique considérant à la fois un transport monodirectionnel des photons et parallèle à l'axe du détecteur, et un rendement de détection surfacique du détecteur constant quelle que soit la position de la trajectoire du photon incident monodirectionnel par rapport à la surface d'entrée du cristal de détecteur 15.
En référence à la figure 5, on a représenté sous forme graphique la variation des efficacités E de mesure pour les cinq configurations de calcul (b), (c), (d), (e) et (f) respectivement des figures 4B à 4F et la configuration de référence (a) de la figure 4A en fonction de l'énergie Enr, exprimée en keV, de la gamme considérée d'énergie allant de 80 keV à 4 MeV.
On constate alors que, pour les corps principaux 1 des configurations (a), (b) et (c) respectives des exemples des figures 4B, 4C et 4D, la fermeture progressive du diamètre d'entrée de l'ouverture d'entrée 2a de la cavité interne 2, à savoir de 2,1 cm à sensiblement 0 cm, permet de régler la sensibilité à basse énergie, soit inférieure à 100 keV, tout en aplatissant la forme de l'efficacité E au-delà de 150 keV.
Par ailleurs, les courbes correspondantes des configurations (e) et (f) respectives des exemples des figures 4E et 4F permettent de visualiser l'impact du changement de matériau du corps principal 1 sur la forme de l'efficacité. Ainsi, l'utilisation de l'aluminium plutôt que du cuivre, combinée à une optimisation de la forme du corps principal 1, permet de réduire l'écart entre les valeurs minimale et maximale de l'efficacité E. On obtient en particulier moins d'un facteur 4 entre la valeur minimale et la valeur maximale de l'efficacité E pour la courbe (f).
Ces cinq configurations (b) à (f) d'ensemble 20 de mesure nucléaire conformes à l'invention ont en outre été testées sur un spectre complexe composé de cinq types de radionucléides sous forme gazeuse, à savoir : 1-131, 1-133, KR-88, RU-103 et XE-133, émettant des raies gamma couvrant une zone allant de 80 keV à 3 MeV.
Le radionucléide prépondérant est le XE-133, présentant une émission la plus intense à 80 keV, qui présente une activité mille fois plus élevée que les autres radionucléides. Ainsi, le spectre d'émission est très déséquilibré avec une très forte intensité en dessous de 100 keV, et la présence de nombreux pics nettement moins intenses au-dessus de 1 MeV.
Alors, la figure 6 représente sous forme graphique les résultats des calculs de spectres effectués avec le code de transport Monte-Carlo à N particules (ou encore code MCNPX). Plus précisément, le graphique de la figure 6 représente l'évolution du nombre de coups Ne en fonction de l'énergie Enr, exprimée en MeV, de la gamme considérée d'énergie allant de 80 keV à 3 MeV.
L'impact des diverses configurations (b) à (f) de corps principaux 1 des dispositifs 10 des figures 4B à 4F est difficile à apprécier sur cette figure 6.
Ainsi, la figure 7 présente sous forme graphique les spectres S de la figure 6 normalisés à l'énergie de 2,392 MeV, qui représente le pic le plus intense à haute énergie, en fonction de l'énergie Enr, exprimée en MeV.
Alors, la figure 7 permet de constater que la présence du dispositif d'atténuation 10 conforme à l'invention permet d'ajuster plus finement l'amplitude du pic à 80 keV par rapport à celui à 2,392 MeV.
Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d'être décrits. Diverses modifications peuvent y être apportées par l'homme du métier.

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif d'atténuation (10) pour un dispositif d'instrumentation nucléaire (20) pour la mesure par spectrométrie gamma, permettant l'atténuation sélective des rayonnements gamma provenant d'au moins une source émettrice (11) en direction d'au moins un détecteur de spectrométrie gamma (12), caractérisé en ce qu'il comporte un corps principal (1) comprenant une face d'entrée (la), destinée à faire face à ladite au moins une source émettrice (11), et une face de sortie (lb), destinée à faire face audit au moins un détecteur de spectrométrie gamma (12), le corps principal (1) comprenant en outre une cavité interne (2), présentant une forme de révolution et débouchant sur la face d'entrée (la) du corps principal (1) par une ouverture d'entrée (2a), pour recevoir les rayonnements gamma de ladite au moins une source émettrice (11), et sur la face de sortie (lb) du corps principal (1) par une ouverture de sortie (2b), pour transmettre les rayonnements gamma en direction dudit au moins un détecteur de spectrométrie gamma (12).
2. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce que la plus grande dimension transversale (Da) de l'ouverture d'entrée (2a) est inférieure à la plus grande dimension transversale (Db) de l'ouverture de sortie (2b).
3. Dispositif selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que la cavité interne (2) est remplie par un gaz, par exemple de l'air.
4. Dispositif selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le corps principal (1) est un corps de forme cylindrique.
5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la forme de révolution de la cavité interne (2) est une forme conique ou tronconique.
6. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le corps principal (1) est constitué d'une seule et unique partie, étant notamment réalisé en un seul et unique matériau.
7. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé en ce que le corps principal (1) est constitué d'un assemblage de plusieurs parties, étant notamment réalisé par la juxtaposition de plusieurs matériaux.
8. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le corps principal (1) est au moins partiellement réalisé en cuivre et/ou en aluminium.
9. Dispositif d'instrumentation nucléaire (20) pour la mesure par spectrométrie gamma, caractérisé en ce qu'il comporte :
- un détecteur de spectrométrie gamma (12),
- une source émettrice (11) de rayonnements gamma,
- un dispositif d'atténuation (10) selon l'une quelconque des revendications précédentes, disposé entre le détecteur de spectrométrie gamma (12) et la source émettrice (11).
10. Dispositif selon la revendication 9, caractérisé en ce qu'il est d'un seul tenant.
11. Dispositif selon la revendication 9 ou 10, caractérisé en ce qu'il est de forme cylindrique.
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