WO2022136617A1 - Dispositif et procédé de caractérisation d'une source neutronique - Google Patents

Dispositif et procédé de caractérisation d'une source neutronique Download PDF

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WO2022136617A1
WO2022136617A1 PCT/EP2021/087438 EP2021087438W WO2022136617A1 WO 2022136617 A1 WO2022136617 A1 WO 2022136617A1 EP 2021087438 W EP2021087438 W EP 2021087438W WO 2022136617 A1 WO2022136617 A1 WO 2022136617A1
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WO
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source
detector
detection
neutron
neutrons
Prior art date
Application number
PCT/EP2021/087438
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English (en)
Inventor
Cheick-Oumar THIAM
Guillaume Bertrand
Frederick Carrel
Camille FRANGVILLE
Matthieu Hamel
Hamid MAKIL
Mathieu TROCME
Original Assignee
Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives
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Publication date
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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G01T3/06—Measuring neutron radiation with scintillation detectors
    • G01T3/065—Spectrometry

Definitions

  • the technical field of the invention is the characterization of neutron emission from a neutron source based on radionuclides.
  • Neutron sources based on radionuclides, are frequently used in the field of the nuclear industry or non-destructive testing.
  • a, n a type reaction
  • sources of the spontaneous fission type the most common isotopes being 252 Cf or 244 Cm
  • sources implementing a photonuclear reaction, of (y,n) type by means of high energy photons irradiating a Be or Deuterium type target.
  • the photons can be emitted by an isotopic source of the 24 Na, 72 Ga, 124 Sb, 88 Y or 76 As type.
  • neutron sources can be used in dosimetry, for the calibration of portable dosimeters or neutron beacons, or in certain types of nuclear measurements, for example active neutron interrogation.
  • neutron sources are used for the calibration of detectors, the characterization of materials or even for the start-up of reactors. This is for example the case of sources of the 244 CmBe type.
  • neutron sources can be implemented in the field of oil or gas exploration, or in the field of neutronography (neutron radiography).
  • the characterization of a neutron source consists in estimating the activity of the source (number of neutrons emitted per second in a solid angle of 4K steradians), as well as the emission spectrum of the source, the latter corresponding to a quantity neutrons emitted by the source at different energies.
  • These quantities are decisive for the exploitation of neutron sources and are involved in the fundamental quantities linked to neutron fields (fluence, dosimetric quantities, etc.) It is customary to use gaseous detectors of the 3 He type to detect thermal neutrons, these detectors operating according to the mode of a proportional counter.
  • He detectors can be inserted into spherical polyethylene shells to form Bonner spheres. It is possible to characterize a neutron source by placing different Bonner spheres, of different thicknesses, at different distances from the neutron source. As the thickness of polyethylene increases, the probability of slowing down high-energy neutrons also increases. A combination of such spheres forms a "multi-sphere" system, whose response function covers both the thermal ( ⁇ 0.5 eV), epithermal (between 0.5 eV and 10 keV), intermediate (10 keV, 1 MeV) and fast (> 1 MeV). Multi-sphere systems can typically have between 3 and 12 spheres.
  • a first drawback is that the number of data measured is relatively small, each detector addressing a determined energy range: the use of 12 spheres makes it possible to address only 12 measurements, each measurement corresponding to a count in an energy range.
  • the amount of measured data is low.
  • Estimating the emission spectrum of the source via the deconvolution of the measured data is then a highly underdetermined problem having less measured data than the desired resolution of the spectrum.
  • an a priori is used as to the shape of the emission spectrum in the deconvolution process.
  • the shape of the emission spectrum corresponds to an evolution of the neutron emission rate of the source as a function of the energy.
  • the use of an a-priori on the shape of the spectrum, in particular for sources of types (a, n) is considered essential for the reconstruction of the spectrum sought, in particular for identifying complex structures of the spectrum.
  • a second drawback is the sensitivity of the system to scattered thermal neutrons.
  • the latter In order to minimize the influence of thermal neutrons scattered in the environment of the system, the latter must be deployed in a large, well-open space.
  • the inventors propose a system allowing a more compact characterization of a neutron source, and allowing a more precise estimation of the emission spectrum.
  • An advantage of the system developed by the inventors is that it makes it possible to estimate a neutron emission spectrum of a source without taking into account a priori, as to the spectral shape, in the process of reconstructing the emission spectrum. from the source.
  • a first object of the invention is a method for characterizing a neutron source, the neutron source comprising at least one radionuclide, the neutron source emitting neutrons at one or more emission energies, the characterization being intended to determining an emission spectrum of the neutron source, the emission spectrum corresponding to a quantity of neutrons emitted at at least one emission energy, the method comprising: a) placing several detectors respectively at several distances from the source of neutrons, each detector:
  • the detection material is an organic scintillator, allowing detection of fast neutrons, the detection material having been the subject of an addition of an isotope suitable for detection of thermal neutrons;
  • step c) comprises a discrimination between pulses resulting respectively from detections of thermal neutrons, fast neutrons and gamma photons, the discrimination being carried out according to a shape of each pulse, such that each detection spectrum is established from pulses attributed, following discrimination, to fast neutrons.
  • isotope suitable for detection of thermal neutrons is meant an isotope allowing detection of thermal neutrons.
  • each detection spectrum is supplemented by a count of pulses attributed, following discrimination, to thermal neutrons.
  • the count of pulses attributed, following discrimination, to thermal neutrons can be assigned to a predetermined energy channel in the detection spectrum.
  • the isotope added to the organic scintillator may be capable of emitting a charged particle, in particular alpha, in the organic scintillator following an interaction with a thermal neutron.
  • the isotope added to the organic scintillator can be s Li and/or 10 B.
  • step c) comprises, for each pulse:
  • Discrimination can in particular be performed from a comparison between the integral of the pulse and the integral of the tail of the pulse.
  • the comparison can be a ratio.
  • the space between each detector and the source is occupied by a thermalizing material, allowing a slowing down of neutrons emitted by the source, the thickness of thermalizing material between a detector and the source being different for each detector.
  • the thickness of thermalizing material separating each detector from the source can be between 1 cm and 30 cm, and preferably between 5 cm and 30 cm.
  • the thermalizing material is water
  • the source is placed in a watertight tube, plunging into an enclosure comprising the water;
  • the detectors are placed around the source, each detector being placed in a tube dipping into the enclosure;
  • each detector is arranged at a distance from the source different from a distance between the source and another detector.
  • the detectors are arranged around the source.
  • step d) comprises:
  • each term of the projection matrix being associated with a detector and with an energy, each term representing a probability of detection, by said detector, and with said energy, of a neutron emitted by the source at an emission energy;
  • the estimation can be performed by an inversion algorithm, for example an iterative algorithm.
  • a second subject of the invention is a device for characterizing a neutron source, the device comprising:
  • each detector located respectively at several distances from the neutron source, each detector comprising a detection material, configured to interact with a neutron, each detector being configured to form a pulse following each detection of an interaction of a neutron in the sensing material;
  • each electronic circuit being connected to a detector and being configured to process pulses from said detector; the device being characterized in that: - the detection material of each detector is an organic scintillator having been the subject of an addition of an isotope favorable to the detection of thermal neutrons;
  • each electronic circuit also includes:
  • a discriminator configured to perform a discrimination between pulses resulting respectively from detections of thermal neutrons, fast neutrons and gamma photons, the discrimination being performed according to a shape of each pulse;
  • a multi-channel analyzer connected to the discriminator, and configured to form a detection spectrum for each detector, from pulses detected by said detector and attributed, following discrimination, to fast neutrons;
  • a processing unit configured to estimate the emission spectrum of the source from the detection spectra.
  • the isotope added to the organic scintillator is preferably able to emit a charged particle, in particular alpha, in the organic scintillator following an interaction with a neutron.
  • the isotope added to the organic scintillator is advantageously s Li and/or 10 B.
  • the space between at least two detectors, or even each detector, and the source is occupied by a thermalizing material, allowing a slowing down of neutrons emitted by the source, the thickness of thermalizing material between a detector and the source being different for each detector.
  • the thickness of thermalizing material separating each detector from the source can be between 5 cm and 30 cm.
  • the detectors are arranged around the source.
  • the device comprises an enclosure, capable of receiving water. According to this embodiment:
  • the support comprises or is arranged in a watertight tube, plunging into the enclosure;
  • the detectors are arranged around the support, each detector being arranged in a tube dipping into the enclosure;
  • each detector is arranged at a distance from the source different from a distance between the source and another detector.
  • the processing unit can be configured to implement step d) of a method according to the first object of the invention.
  • FIG. 1A represents a device allowing an implementation of the invention.
  • FIG. 1B represents an arrangement of detectors around a source.
  • FIGS. 1C and 1D are three-dimensional views of an enclosure from which emerge a source tube and detection tubes.
  • FIG. 1E schematizes a structure of a detector.
  • FIG. 2A shows a pulse resulting from a detection of a photon (solid line) and a pulse resulting from a detection of a neutron (dotted lines).
  • FIG. 2B represents a cloud of points, each point corresponding to a detected pulse.
  • Each pulse is parameterized by a total load (axis of abscissas), and a comparison (axis of ordinates) between a load of a tail of the pulse and the total load.
  • FIG. 3 schematizes the main steps of a method allowing characterization of a neutron source.
  • FIG. 4A shows the result of modeling spectra detected by detectors under the effect of irradiation by a neutron source.
  • FIGS. 4B and 4C are representations of the model taken into account during the modeling described in connection with FIG. 4A.
  • FIGS. 5A to 5D are reconstructions of emission spectra of neutron sources, respectively of 252 Cf and of 241 AmBe, carried out without implementing the invention.
  • FIGS. 6A and 6B are reconstructions of emission spectra, respectively of a 252 Cf source and of a 241 AmBe source, obtained according to an embodiment of the invention.
  • FIGS. 7A and 7B are reconstructions of emission spectra, respectively of a 252 Cf source and of a 241 AmBe source, obtained according to another embodiment of the invention.
  • FIGS. 8A and 8B are reconstructions of emission spectra, respectively of a 252 Cf source and of a 241 AmBe source, obtained according to another embodiment of the invention.
  • FIGS. IA and IB represent a device 1 allowing a characterization of a neutron source 5.
  • characterization it is understood a determination of a neutron emission rate as a function of the energy, that is to say a energy distribution of the neutrons emitted by the source. Also referred to as the emission spectrum.
  • the emission rate corresponds to a number of neutrons emitted per unit time. Energy is discretized into energy channels.
  • the neutron source 5 may consist of: a radionuclide disintegrating by spontaneous fission, for example 252 Cf. a mixture of an alpha-emitting isotope with a target material allowing an (a,n) reaction: such a source is usually referred to as source (a,n).
  • source (a,n) such a source is usually referred to as source (a,n).
  • the maximum neutron yield for this type of reaction is obtained for a beryllium target; or a mixture of a gamma-emitting isotope with a target material allowing sufficient excitation of the target nucleus by absorption of a gamma photon to emit a neutron by reaction (y,n): such a source is usually referred to as a source of type photo-neutrons.
  • Two target elements, 9 Be and 2 H are usually used to form this type of source.
  • the neutron source may comprise a radionuclide disintegrating by spontaneous fission, or a mixture of an alpha-emitting radionuclide with a target material allowing the (a,n) reaction, or a mixture of a gamma-emitting radionuclide with a material target allowing the reaction (y,n).
  • the neutron source comprises either a radionuclide or a radionuclide mixed with a target material, whether it is a target material favorable to a reaction (a, n) or to a reaction (y, not).
  • the device 1 comprises an enclosure 2, intended to contain a thermalizing material 3, solid or liquid.
  • thermalizing material is meant a material capable of slowing down neutrons emitted by the source. Also referred to as moderating material.
  • the thermalizing material is water. According to a variant, it may be a solid material, for example polyethylene.
  • the enclosure forms an envelope around the thermalizing material.
  • the enclosure can for example be made of polyethylene, covered by a steel skin.
  • the device can also be used "vacuum", without thermalizing material inside the enclosure, to measure fast neutrons.
  • the enclosure 2 extends between a bottom 2f and a side wall 2 P .
  • the enclosure has an opening 20 through which the neutron source to be characterized and detectors 10i described below can be introduced.
  • the enclosure 2 comprises a tube 4, having a opening 40 emerging from the enclosure 2.
  • the tube 4 is immersed in the enclosure 2, such that when the enclosure comprises a predetermined quantity of thermalizing material, a portion of the tube 4 is surrounded by the thermalizing material.
  • the tube 4 is delimited by a tubular wall 4 P and a tube bottom 4f.
  • the tube 4 forms a source channel, allowing the neutron source 5 to be introduced into and removed from the enclosure 2.
  • the tube may include a support 4s, on which the source rests.
  • the enclosure 2 comprises various tubes 8i, each tube 8i having an opening 8j, 0 emerging from the enclosure 2. Each tube 8i is immersed in the enclosure 2, so that when the enclosure comprises a predetermined quantity of thermalizing material , a portion of the tube 8i is surrounded by the thermalizing material. Each tube 8i is delimited by a tubular wall 8i, p and a tube bottom 8i, f. Each tube 8i forms a measurement channel, allowing insertion and removal of a detector 10i in enclosure 2.
  • each measurement channel 8i comprises a single detector 10i.
  • Each measurement channel 8i is distant from the source channel 4 by a distance di.
  • the total number I of detectors 10j used is preferably greater than 6.
  • the total number I of detectors 10j used may for example be equal to 12.
  • the source 5 and the detectors 10j When the source 5 and the detectors 10j are respectively introduced into the source channel 4 and into the measurement channels 8 i7 they preferably extend along the same height h relative to the bottom 2f of the enclosure.
  • the thermalizing material 3 fills the enclosure 2, between the various tubes, up to a filling height H greater than the height h of the source and of the detectors.
  • the source 5 and the detectors 10i are introduced respectively into the source channel 4 and into the measurement channels 8i so as to be coplanar.
  • the measuring device is arranged such that the source 5 and the detectors 10i extend in the same horizontal plane XY.
  • FIG. IB represents a top view of FIG. IA, along the section line shown in dotted lines, in the XY plane. It is observed that each measurement channel 8i is arranged at a distance di from the source channel 4.
  • the source channel 4 is centered with respect to the side wall of the enclosure.
  • Two different measurement channels are respectively arranged at two different distances from the source channel 4. In the example represented, there are 12 measurement channels 8i...8i...8i2- Preferably, the number of measurement channels is greater than 6.
  • Each distance di may be between 1 cm and 20 cm to 30 cm, preferably between 5 cm and 30 cm.
  • the enclosure can delimit an internal volume typically comprised between 100 liters and 500 liters. In the example shown, the internal volume is 280 liters.
  • the thermalizing material 3 When the thermalizing material 3 is water, the volume delimited by the enclosure allows absorption considered as total of the neutrons emitted by the sources usually used.
  • the enclosure extends along a diameter of 70 cm (along the XY plane) and a height (along the Z axis) of 74 cm. The enclosure is therefore compact and easily transportable.
  • the source channel 4 has a diameter of 60 mm, and each measurement channel 8i has a diameter of 30 mm or 60 mm, depending on the size of the detectors.
  • Figures 1C and 1D are three-dimensional representations of enclosure 2.
  • source support 4s includes a carriage allowing motorized translation of the source along the vertical axis. The source is placed on the 4S source support, outside the enclosure 2, then the carriage is activated, so that the source enters the enclosure, to the position shown in FIG. 1A, between 10i detectors
  • An important aspect of the invention relates to the detectors 10i arranged respectively in each measurement channel 8i.
  • detectors of the scintillator type comprising a scintillator material lli, connected to a photodetector 12i.
  • each photodetector is a photomultiplier tube.
  • the coupling of scintillator materials to photodetectors is well known in the field of nuclear measurement. In the field of neutron measurement, recourse to organic scintillator materials, for example plastic scintillators, is frequent.
  • the scintillator material lli emits a light pulse, the intensity of which depends on an energy released by the neutron or the gamma photon during the interaction.
  • the photodetector 12i detects the light pulse and generates an electric pulse whose amplitude depends on the intensity of the light pulse, the latter depending on the energy released by the neutron or the gamma photon during the interaction.
  • the light pulse is processed by an electronic circuit 13i, so as to undergo usual processing of the preamplification, amplification and shaping, discrimination and multichannel counting type.
  • FIG. 1E illustrates a structure of each detector 10i:
  • Each detector 10j comprises a detection material IIi formed from a material of the organic scintillator type, having previously undergone an addition of an isotope favorable to neutron capture resulting in an emission of a charged particle, and in particular an (n,a) type capture.
  • the isotope can for example be s Li. More generally, the added isotope allows emission of a charged particle, in the organic scintillator, under the effect of exposure to thermal neutron radiation.
  • s Li for example in the form of lithium carboxylate, in an organic polystyrene scintillator, has been described in the publication Frangville C.
  • lithium carboxylates reaching high rates of s Li incorporation in polystyrene-based plastic scintillators for fast/thermal neutron and gamma ray detection Mater. Chem. Front., 2019.3.1626.
  • the lithium carboxylate can in particular be lithium aValerate.
  • the mass fraction of s Li incorporated in the polystyrene matrix can be between 0.05% and 3%, for example 1.7%.
  • the plastic scintillator can be a scintillator of the stilbene (C14H12) or anthracene (C14H10) type.
  • the added isotope can also be 10 B.
  • the scintillator can be an organic scintillator in the liquid state, which can be doped with s Li or 10 B.
  • the scintillator material 11j can be in solid form. It can also be in liquid form, in which case it is retained in a containment envelope.
  • Organic scintillators are known to exhibit high detection sensitivity to fast neutrons. Their principle is based on the transfer of all or part of the energy from the neutron to the scintillator material, in the form of a recoil nucleus (recoil proton). In organic scintillators, energy is transferred to a hydrogen nucleus. The latter excites the molecules of the scintillator material, which results in an emission of photons, generally in the visible range.
  • organic scintillators have the disadvantage of also being very sensitive to gamma photons as well.
  • Isotopes such as s Li or 10 B are known to emit a particles when subjected to a thermal neutron flux, by (n,a) reaction. Coupling with the scintillator material allows detection of the a particle.
  • the use of an organic scintillator material doped with s Li makes it possible to combine detection of fast neutrons, thanks to the action of the organic scintillator, and detection of thermal neutrons, under the effect of the addition of s Li.
  • FIG. 2A schematizes a pulse detected respectively following an interaction of a photon in the scintillator material (solid line curve) or following an interaction of a neutron in the scintillator material (dotted curve). In the latter case, the pulse is affected by a “tail”, or “trail”, usually designated by the Anglo-Saxon term “tail”. For each pulse detected, a ratio can be determined where:
  • Q tot corresponds to the total charge detected, that is to say to the integral of the pulse
  • Qtaii corresponds to the proportion of Q tot corresponding to the “trail” of the impulse: cf. hatched portion of Figure 2A.
  • FIG. 2B represents a cloud of points representing, for different detected interactions, the ratio (ordinate axis) as a function of the total charge detected Q tot (axis
  • the interactions detected are due either to a gamma (y) photon, or to a thermal neutron, or to a fast neutron. Each interaction corresponds to a point in the point cloud.
  • the fast neutrons form an energy-distributed zone (variable Q tot ), with a ratio
  • the thermal neutrons form a zone with little energy distribution (relatively constant Q tot , close to 4 in FIG. 2B), with a relatively high ratio, between 0.2 and 0.3.
  • Qtot zone corresponding to thermal neutrons is identified by the “n-th” label in FIG. 2B.
  • the electronic circuit 13j connected to each detector 10j comprises: an amplifier 14i, allowing shaping of the pulse generated by the detector 10i; a discriminator 15i, allowing a determination of the total charge Q tot detected by each pulse as well as the part Q ta u of the total charge corresponding to a lags momentum. Based on Qtot and the momentum is assigned to either a Qtot gamma photon or a thermal neutron or a fast neutron. In the context of this application, only the pulses corresponding to neutrons, fast or thermal, are kept.
  • a multi-channel analyzer 16i making it possible to establish an amplitude spectrum of the pulses detected during a measurement period.
  • each detector 10d is exposed to different neutrons (or gamma photons).
  • the multichannel analyzer 16i forms the amplitude spectrum of each pulse detected by the detector, corresponding to a fast neutron.
  • the amplitude spectrum is usually designated energy spectrum Si, the amplitude of each pulse being correlated with the energy released, in the detector material 11j, by an interaction having generated said pulse.
  • the energy spectrum Si is usually represented in the form of a histogram, representing a quantity of detected fast neutrons Si(Ej) according to discretized energy channels Ej. Subsequently, each energy spectrum Si respectively detected by a detector 10j is referred to as detected energy spectrum.
  • each 10j detector “insensitive” to gamma photons, whether they are gamma photons emitted by the neutron source itself or by ambient gamma photons.
  • the device 1 can thus be used without requiring an environment whose ambient irradiation level is low.
  • the electronic circuit 13i is connected to a processing unit 20.
  • the processing unit is programmed to allow an estimation of an emission spectrum of the source as a function of spectra Si detected by each detector 10i coupled to an electronic circuit 13i .
  • FIG. 3 represents the main steps of a method for characterizing a source.
  • Step 100 introduction of detectors 10i respectively into each detection channel 8i
  • Step 110 insert source 5 into source channel 4;
  • Step 100 can be implemented after step 110, although in most applications step 100 is implemented before step 110.
  • Step 120 irradiation of the detectors 10i by the source, and discrimination of pulses resulting from each detector, corresponding respectively to fast neutrons, thermal neutrons and gamma photons.
  • the pulses corresponding to fast neutrons are representative of the energies of the recoil protons created during the interactions of the fast neutrons in the plastic scintillator.
  • the pulses linked to thermal neutrons correspond to the pulses formed, in the plastic scintillator, by the a particles emitted following (n,a) reactions on the lithium.
  • the discrimination is carried out on the basis of a determination, for each pulse, of a total charge value Q tot and of a charge value corresponding to the tail of the pulse Qtaii. More precisely, the discrimination is carried out by considering, for each pulse, a couple
  • Step 130 formation of a detected spectrum Si of fast neutrons from the pulses attributed to fast neutrons during step 120.
  • the detected spectrum can be completed by a count (or a count rate) of the pulses attributed to thermal neutrons during step 120.
  • a count or a count rate
  • an energy value is arbitrarily attributed to the thermal neutron counting.
  • Step 140 taking into account of a projection matrix.
  • a projection matrix H is taken into account, the latter allowing a transition between the emission spectrum A of the neutron source 5, which is unknown, and the different spectra Si detected by the detectors 10j.
  • the emission spectrum A of the neutron source 5 is discretized in energy according to K channels.
  • Each detected spectrum Si is discretized in energy according to J channels.
  • S is a vector resulting from the measurements of the different detected energy spectra Si.
  • the vector S is obtained by concatenating the set of vectors Si. If I is the number of detectors 10i implemented, and J is the number of energy channels of each detected spectrum, the dimension of S is (/./, 1), IJ denoting a product of I by /.
  • A is a vector corresponding to the emission spectrum of the neutron source 5, of dimension (K, 1). A corresponds to the spectral activity of the source, which must be reconstructed.
  • H is a projection matrix, of dimension (/./, K).
  • H(ij, k) of the matrix H is a probability that a neutron, of energy Ek, emitted by the neutron source, will be detected at energy Ej by a detector 10j.
  • the value SÎ(E 7 ) of a spectrum measured by a detector 10i at an energy Ej is such that where (/c) corresponds to an emission rate of the neutron source at the energy E k .
  • the matrix H can be obtained by modeling, by implementing a computer code simulating the transport of neutrons. It may for example be a calculation code implementing a Monte Carlo type method such as for example the MCNP, Tripoli-4 or Geant4 code. In order to establish the matrix H, it is necessary to model the measurement configuration, i.e. the position of each detector with respect to the neutron source, as well as the materials extending between the source and each detector.
  • Figure 4A shows an example of simulation of the spectra of recoil protons created in the scintillating material, measured respectively by 12 detectors, considering a monoenergetic neutron source of 3 MeV, for 12 different moderation thicknesses.
  • the use of such a model makes it possible to form a column of the matrix H corresponding to the energy 3 MeV.
  • FIGS. 4B and 4C represent a model created, respectively along the XY and XZ planes.
  • the source was considered to be centered in enclosure 2, the 12 detectors 10j extending at a distance from the source respectively equal to 9 cm; 13.5cm; 14.5cm; 15.5cm; 16.5cm; 17.5cm; 18.5cm; 19.5cm; 20.5cm; 21.5cm; 22.5cm; 23.5cm.
  • the volume of each scintillator material 11j was a 5 cm by 5 cm cylinder. Other volumes can be considered, for example 2.5 cm x 2.5 cm.
  • the emission energy is discrete (a single emission energy, at 3 MeV)
  • the detection spectra modeled in the detectors appear as continuous spectra, due to the thermalization effect of neutrons by the different thicknesses of absorbent materials.
  • the projection matrix H is generally not invertible. Having determined, by measurements, the vector S, and after taking into account the projection matrix H, the vector A can be estimated by an inverse problem solving algorithm, for example an iterative algorithm maximizing a likelihood function of the MLEM type (Maximum Likelihood Expectation Maximization). This assumes that the measured data obeys a Poisson statistic.
  • an estimate of the emission spectrum A of the neutron source is available.
  • the estimation is performed without taking into account any a priori on the type of source or on a predetermined shape of the emission spectrum.
  • FIGS. 5A and 5B respectively represent reconstructed emission spectra for the 252 Cf source and the 241 AmBe source. In FIG.
  • the average energy detected is 2.16 MeV, the theoretical value being 1.98 MeV.
  • the average energy detected is 4.56 MeV, the theoretical value being 4.26 MeV.
  • a significant difference is observed between the average detected energies of each spectrum compared to the theoretical values.
  • the estimated emission spectrum of the 241 AmBe source is represented inaccurately, certain secondary peaks not appearing.
  • the iterative reconstruction algorithm diverged after about 10 4 iterations.
  • FIGS. 5C and 5D respectively represent reconstructed emission spectra of the 252 Cf source and of the 241 AmBe source. A discrepancy in the reconstruction algorithm was also noted.
  • the average energy detected is 1.88 MeV, the theoretical value being 1.98 MeV.
  • the average energy detected is 4.19 MeV, the theoretical value being 4.26 MeV.
  • the estimated emission spectra are therefore more precise than during the first series of tests.
  • the estimated emission spectrum of the 241 AmBe source is represented in a more resolute way, certain secondary peaks being visible, in particular between 4 and 5 MeV.
  • each source 252 Cf and 241 AmBe
  • each detector 10j was an organic scintillator detector comprising s Li.
  • Advantage has also been taken of the ability of the device to form a detection spectrum of neutrons considered to be fast neutrons following the discrimination step.
  • a low threshold energy cut-off threshold
  • Figures 7A and 7B show the estimated emission spectra of the 252 Cf source and the 241 AmBe source, respectively. It is observed that the shape of the spectra obtained corresponds to reality. Furthermore, the specificities of the emission spectrum of the 241 AmBe source are well reproduced (for example secondary peak between 4 and 5 MeV). In this case, the component of the spectrum below the threshold of 700 keV (fixed for the acquisition of the proton spectrum in the scintillator), is not reconstructed.
  • each source 252 Cf and 241 AmBe
  • each 10j detector was an organic scintillator detector doped with s Li.
  • Advantage has been taken of the ability of the device to form a detection spectrum of neutrons considered as fast neutrons following the discrimination step.
  • a value corresponding to a counting rate corresponding to the number of thermal neutrons resulting from the discriminator 15j has been added to each detected spectrum.
  • This counting rate is assumed to be representative of the energy range of thermal neutrons ( ⁇ 0.5 eV), epithermal (between 0.5 and 50 keV) and intermediate neutrons with energies between 50 keV and 700 keV.
  • the count rate can be attributed to an energy between 50 keV and 700 keV.
  • 700 keV only the energies measured above 700 keV were considered.
  • the vector S comprised 2256 measured data.
  • Figures 8A and 8B show the estimated emission spectra of the 252 Cf source and the 241 AmBe source, respectively. It is observed that the shape of the spectra obtained corresponds more to reality, with a clear identification of the peaks characteristic of the fine structures expected in the spectrum. In particular, these specificities are well reproduced (for example secondary peak between 4 and 5 MeV) in the case of the 241 AmBe source. The results obtained according to this configuration are considered to provide the most complete and precise estimation of the emission spectrum of each source.

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Abstract

Procédé de caractérisation d'une source de neutrons (5), la caractérisation étant destinée à déterminer un spectre d'émission de la source (A), le procédé comportant: a) disposition de plusieurs détecteurs (10i) respectivement à plusieurs distances (di) de la source; b) durant une période de mesure, détection de neutrons émis par la source, chaque détection générant une impulsion par le détecteur; c) formation d'un spectre de détection (Si) pour chaque détecteur; d) estimation du spectre d'émission (A) de la source à partir des spectres de détection (Si) résultant de c); ‐ le procédé étant tel que, pour chaque détecteur : • le matériau de détection (11i) est un scintillateur organique ayant fait l'objet d'une adjonction d'un isotope propice à la détection de neutrons thermiques; • l'étape c) comporte une discrimination entre des impulsions résultant respectivement de détections de neutrons thermiques, de neutrons rapides et de photons gamma.

Description

Description
Titre : Dispositif et procédé de caractérisation d'une source neutronique
DOMAINE TECHNIQUE
Le domaine technique de l'invention est la caractérisation de l'émission neutronique d'une source de neutrons à base de radionucléides.
ART ANTERIEUR
Les sources de neutrons, à base de radionucléides, sont utilisées fréquemment dans le domaine de l'industrie nucléaire ou du contrôle non destructif. Parmi les sources de neutrons utilisées, mettant en œuvre des isotopes radioactifs, citons : des sources dont l'émission est basée sur une réaction de type (a,n), par exemple des sources 241AmBe, 241AmLi ou 244CmBe ; des sources de type fission spontanée, les isotopes les plus courants étant 252Cf ou 244Cm ; des sources mettant en œuvre une réaction photonucléaire, de type (y,n), au moyen de photons d'énergies élevées irradiant une cible de type Be ou Deutérium. Les photons peuvent être émis par une source isotopique de type 24Na, 72Ga, 124Sb, 88Y ou 76As.
De telles sources de neutrons peuvent être utilisées dans la dosimétrie, pour l'étalonnage de dosimètres portatifs ou de balises neutrons, ou dans certains types de mesures nucléaires, par exemple l'interrogation neutronique active. Dans l'industrie nucléaire et la recherche, les sources de neutrons sont utilisées pour l'étalonnage de détecteurs, la caractérisation de matériaux ou encore pour le démarrage de réacteurs. C'est par exemple le cas de sources de type 244CmBe. En dehors de l'industrie nucléaire, les sources neutroniques peuvent être mises en œuvre dans le domaine de l'exploration pétrolière ou gazière, ou dans le domaine de la neutronographie (radiographie aux neutrons).
La caractérisation d'une source de neutrons consiste à estimer l'activité de la source (nombre de neutrons émis par seconde dans un angle solide de 4K stéradians), ainsi que le spectre d'émission de la source, ce dernier correspondant à une quantité de neutrons émis par la source à différentes énergies. Ces grandeurs sont déterminantes pour l'exploitations des sources neutroniques et interviennent dans les grandeurs fondamentales liées aux champs neutroniques (fluence, grandeurs dosimétriques etc.) Il est usuel d'utiliser des détecteurs gazeux de type 3He pour détecter des neutrons thermiques, ces détecteurs fonctionnant selon le régime d'un compteur proportionnel. Dans ce type de détecteurs, une interaction d'un neutron dans 3He se traduit par une libération de particules chargées (noyaux de
Figure imgf000004_0001
ou 3H), ces dernières étant aisément détectées par des électrodes polarisées. L'efficacité de ce type de détecteur est très bonne pour les neutrons thermiques, dont l'énergie est inférieure à 0.5 eV. C'est la raison pour laquelle le recours à des détecteurs de type 3He est courant pour la mesure de déchets nucléaires. Généralement, ces détecteurs sont insérés dans une enveloppe d'un matériau thermalisant, par exemple du polyéthylène, de façon que les neutrons soient thermalisés avant d'atteindre le détecteur.
Des détecteurs à 3He peuvent être insérés dans des coques sphériques de polyéthylène, afin de former des sphères de Bonner. Il est possible de caractériser une source neutronique en disposant différentes sphères de Bonner, de différentes épaisseurs, à différentes distances de la source neutronique. Plus l'épaisseur de polyéthylène augmente, plus la probabilité de ralentir des neutrons de haute énergie augmente également. Une combinaison de telles sphères forme un système « multi-sphères », dont la fonction de réponse couvre à la fois les domaines d'énergie thermique (< 0.5 eV), épithermique (entre 0.5 eV et 10 keV), intermédiaire (10 keV, 1 MeV) et rapide (> 1 MeV). Des systèmes multi-sphères peuvent typiquement comporter entre 3 et 12 sphères. Les mesures obtenues doivent être déconvoluées avec des fonctions de réponse du dispositif et des détecteurs afin d'obtenir le spectre d'émission de la source. Le recours à de tels systèmes comporte cependant quelques inconvénients. De tels détecteurs sont décrits dans la publication Sôderstrôm P-A et al « Characterization of a plutonium-béryllium neutron source ».
Un premier inconvénient est que le nombre données mesurées est relativement faible, chaque détecteur adressant une plage d'énergie déterminée : le recours à 12 sphères permet d'adresser seulement 12 mesures, chaque mesure correspondant à un comptage dans une plage d'énergie. Le nombre de données mesurées est faible. L'estimation du spectre d'émission de la source via la déconvolution des données mesurées est alors un problème fortement sous-déterminé ayant moins de données mesurées que la résolution souhaitée du spectre. Afin de compenser le faible nombre de données mesurées, on utilise sur un a-priori quant à la forme du spectre d'émission dans le processus de déconvolution. La forme du spectre d'émission correspond à une évolution du taux d'émission neutronique de la source en fonction de l'énergie. Le problème étant fortement sous dimensionné, l'utilisation d'un a-priori sur la forme du spectre, en particulier pour les sources de types (a,n) est considérée comme indispensable pour la reconstruction du spectre recherché, en particulier pour identifier des structures complexes du spectre.
Un deuxième inconvénient est la sensibilité du système aux neutrons thermiques diffusés. Afin de minimiser l'influence de neutrons thermiques diffusés dans l'environnement du système, ce dernier doit être déployé dans un espace étendu, bien dégagé.
Dans l'art antérieur, le document US9958561 décrit un dispositif comportant des détecteurs de neutrons. L'objectif est de définir une direction de propagation des neutrons, de façon à localiser la source. Une application de localisation d'une source neutronique est également décrite dans la publication Egner B et al « Development of a modular mixed-radiation directional rotating scatter maskldetection system ».
Les inventeurs proposent un système permettant une caractérisation d'une source neutronique plus compact, et permettant une estimation plus précise du spectre d'émission. Un avantage du système développé par les inventeurs est qu'il permet d'estimer un spectre d'émission neutronique d'une source sans prendre en compte un a priori, quant à la forme spectrale, dans le processus de reconstruction du spectre d'émission de la source.
EXPOSE DE L'INVENTION
Un premier objet de l'invention est un procédé de caractérisation d'une source de neutrons, la source de neutrons comportant au moins un radionucléide, la source de neutrons émettant des neutrons à une ou plusieurs énergies d'émission, la caractérisation étant destinée à déterminer un spectre d'émission de la source de neutrons, le spectre d'émission correspondant à une quantité de neutrons émis à au moins une énergie d'émission, le procédé comportant : a) disposition de plusieurs détecteurs respectivement à plusieurs distances de la source de neutrons, chaque détecteur :
- comportant un matériau de détection, configuré pour interagir avec un neutron;
- formant une impulsion suite à une détection d'une interaction d'un neutron dans le matériau de détection ;
- étant relié à un circuit électronique, configuré pour traiter les impulsions formées lors de chaque interaction détectée ; b) durant une période de mesure, détection de neutrons émis par la source de neutrons, par chaque détecteur, chaque détection entraînant une formation d'une impulsion par le détecteur ; c) formation d'un spectre de détection pour chaque détecteur, à partir d'impulsions détectées par ledit détecteur et traitées par le circuit électronique relié au détecteur; d) estimation du spectre d'émission de la source à partir des spectres de détection, résultant de c) ;
- le procédé étant caractérisé en ce que, pour chaque détecteur :
• le matériau de détection est un scintillateur organique, permettant une détection de neutrons rapides, le matériau de détection ayant fait l'objet d'une adjonction d'un isotope propice à une détection de neutrons thermiques ;
• l'étape c) comporte une discrimination entre des impulsions résultant respectivement de détections de neutrons thermiques, de neutrons rapides et de photons gamma, la discrimination étant effectuée en fonction d'une forme de chaque impulsion, de telle sorte que chaque spectre de détection est établi à partir d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons rapides.
Par isotope propice à une détection de neutrons thermiques, on entend un isotope permettant une détection de neutrons thermiques.
Avantageusement, lors de l'étape c), chaque spectre de détection est complété par un comptage d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons thermiques. Le comptage d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons thermiques, peut être affecté à un canal d'énergie prédéterminé dans le spectre de détection.
L'isotope ajouté au scintillateur organique peut être apte à émettre une particule chargée, notamment alpha, dans le scintillateur organique suite à une interaction avec un neutron thermique. L'isotope ajouté au scintillateur organique peut être sLi et/ou 10B.
Selon une possibilité, l'étape c) comporte, pour chaque impulsion :
- estimation d'une intégrale de l'impulsion;
- détermination d'une partie de l'impulsion correspondant à une traîne d'impulsion ;
- estimation d'une intégrale de la traîne de l'impulsion;
- discrimination de l'impulsion à partir de l'intégrale de la traîne de l'impulsion et de l'intégrale de l'impulsion.
La discrimination peut notamment être effectuée à partir d'une comparaison entre l'intégrale de l'impulsion et de l'intégrale de la traîne de l'impulsion. La comparaison peut être un ratio.
De préférence, l'espace entre chaque détecteur, et la source est occupé par un matériau thermalisant, permettant un ralentissement de neutrons émis par la source, l'épaisseur de matériau thermalisant entre un détecteur et la source étant différente pour chaque détecteur. L'épaisseur de matériau thermalisant séparant chaque détecteur de la source peut être comprise entre 1 cm et 30 cm, et de préférence entre 5 cm et 30 cm.
Selon une possibilité :
- le matériau thermalisant est de l'eau ;
- la source est disposée dans un tube étanche à l'eau, plongeant dans une enceinte comportant l'eau ;
- les détecteurs sont disposés autour de la source, chaque détecteur étant disposé dans un tube plongeant dans l'enceinte ;
- chaque détecteur est disposé à une distance de la source différente d'une distance entre la source et un autre détecteur.
Avantageusement, les détecteurs sont disposés autour de la source.
Selon un mode de réalisation, l'étape d) comporte :
- constitution d'un vecteur de détection à partir des spectres formés pour chaque détecteur lors de l'étape c) ;
- prise en compte d'une matrice de projection, préalablement définie, chaque terme de la matrice de projection étant associé à un détecteur et à une énergie, chaque terme représentant une probabilité de détection, par ledit détecteur, et à ladite énergie, d'un neutron émis par la source à une énergie d'émission ;
- estimation d'un spectre d'émission de la source à partir du vecteur de détection et de la matrice de projection.
L'estimation peut être effectuée par un algorithme d'inversion, par exemple un algorithme itératif.
Un deuxième objet de l'invention est un dispositif de caractérisation d'une source de neutrons, le dispositif comportant :
- un support destiné à recevoir la source de neutrons;
- des détecteurs, situés respectivement à plusieurs distances de la source de neutrons, chaque détecteur comportant un matériau de détection, configuré pour interagir avec un neutron, chaque détecteur étant configuré pour former une impulsion suite à chaque détection d'une interaction d'un neutron dans le matériau de détection ;
- des circuits électroniques, chaque circuit électronique étant relié à un détecteur et étant configuré pour traiter des impulsions issues dudit détecteur ; le dispositif étant caractérisé en ce que : - le matériau de détection de chaque détecteur est un scintillateur organique ayant fait l'objet d'une adjonction d'un isotope propice à une détection de neutrons thermiques ;
- chaque circuit électronique comporte également :
• un discriminateur, configuré pour effectuer une discrimination entre des impulsions résultant respectivement de détections de neutrons thermiques, de neutrons rapides et de photons gamma, la discrimination étant effectuée en fonction d'une forme de chaque impulsion ;
• un analyseur multicanal, relié au discriminateur, et configuré pour former un spectre de détection pour chaque détecteur, à partir d'impulsions détectées par ledit détecteur et attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons rapides ;
• une unité de traitement, configurée pour estimer le spectre d'émission de la source à partir des spectres de détection.
L'isotope ajouté au scintillateur organique est de préférence apte à émettre une particule chargée, notamment alpha, dans le scintillateur organique suite à une interaction avec un neutron. L'isotope ajouté au scintillateur organique est avantageusement sLi et/ou 10B.
De préférence, l'espace entre au moins deux détecteurs, voire chaque détecteur, et la source est occupé par un matériau thermalisant, permettant un ralentissement de neutrons émis par la source, l'épaisseur de matériau thermalisant entre un détecteur et la source étant différente pour chaque détecteur. L'épaisseur de matériau thermalisant séparant chaque détecteur de la source peut être comprise entre 5 cm et 30 cm.
Selon un mode de réalisation, les détecteurs sont disposés autour de la source.
Selon un mode de réalisation, le dispositif comporte une enceinte, apte à recevoir de l'eau. Selon ce mode de réalisation :
- le support comporte ou est disposé dans un tube étanche à l'eau, plongeant dans l'enceinte ;
- les détecteurs sont disposés autour du support, chaque détecteur étant disposé dans un tube plongeant dans l'enceinte ;
- chaque détecteur est disposé à une distance de la source différente d'une distance entre la source et un autre détecteur.
L'unité de traitement peut être configurée pour mettre en œuvre l'étape d) d'un procédé selon le premier objet de l'invention. L'invention sera mieux comprise à la lecture de l'exposé des exemples de réalisation présentés, dans la suite de la description, en lien avec les figures listées ci-dessous.
FIGURES
La figure IA représente un dispositif permettant une mise en œuvre de l'invention.
La figure IB représente une disposition de détecteurs autour d'une source.
Les figures IC et 1D sont des vues tridimensionnelles d'une enceinte de laquelle débouchent un tube de source et des tubes de détection.
La figure 1E schématise une structure d'un détecteur.
La figure 2A montre une impulsion résultant d'une détection d'un photon (trait plein) et une impulsion résultant d'une détection d'un neutron (pointillés).
La figure 2B représente un nuage de points, chaque point correspondant à une impulsion détectée. Chaque impulsion est paramétrée par une charge totale (axe des abscisses), et une comparaison (axe des ordonnées) entre une charge d'une traîne de l'impulsion et la charge totale.
La figure 3 schématise les principales étapes d'un procédé permettant une caractérisation d'une source neutronique.
La figure 4A montre le résultat de modélisations de spectres détectés par des détecteurs sous l'effet d'une irradiation par une source neutronique.
Les figures 4B et 4C sont des représentations du modèle pris en compte lors la modélisation décrite en lien avec la figure 4A.
Les figures 5A à 5D sont des reconstructions de spectres d'émission de sources de neutrons, respectivement de 252Cf et d' 241AmBe, effectuées sans mettre en œuvre l'invention.
Les figures 6A et 6B sont des reconstructions de spectres d'émission, respectivement d'une source de 252Cf et d'une source 241AmBe, obtenues selon un mode de réalisation de l'invention. Les figures 7A et 7B sont des reconstructions de spectres d'émission, respectivement d'une source de 252Cf et d'une source 241AmBe, obtenues selon un autre mode de réalisation de l'invention.
Les figures 8A et 8B sont des reconstructions de spectres d'émission, respectivement d'une source de 252Cf et d'une source 241AmBe, obtenues selon un autre mode de réalisation de l'invention.
EXPOSE DE MODES DE REALISATION PARTICULIERS Les figures IA et IB représentent un dispositif 1 permettant une caractérisation d'une source neutronique 5. Par caractérisation, il est entendu une détermination d'un taux d'émission de neutrons en fonction de l'énergie c'est-à-dire une distribution en énergie des neutrons émis par la source. On parle également de spectre d'émission. Le taux d'émission correspond à un nombre de neutrons émis par unité de temps. L'énergie est discrétisée en canaux d'énergie.
La source de neutrons 5 peut être constituée : d'un radionucléide se désintégrant par fission spontanée, par exemple 252Cf. d'un mélange d'un isotope émetteur alpha avec un matériau cible permettant une réaction (a,n) : une telle source est usuellement désignée source (a,n). Le rendement maximum en neutrons pour ce type de réaction est obtenu pour une cible en béryllium ; ou d'un mélange d'un isotope émetteur gamma avec un matériau cible permettant une excitation suffisante du noyau cible par absorption d'un photon gamma pour émettre un neutron par réaction (y,n) : une telle source est usuellement désignée source de type photo-neutrons. Deux éléments cibles, 9Be et 2H sont usuellement utilisés pour former ce type de source.
Ainsi, la source de neutrons peut comporter un radionucléide se désintégrant par fission spontanée, ou un mélange d'un radionucléide émetteur alpha avec un matériau cible permettant la réaction (a,n), ou un mélange d'un radionucléide émetteur gamma avec un matériau cible permettant la réaction (y,n). D'une façon générale, la source de neutrons comporte soit un radionucléide soit un radionucléide mélangé avec un matériau cible, qu'il s'agisse d'un matériau cible propice à une réaction (a,n) ou à une réaction (y,n).
Le dispositif 1 comporte une enceinte 2, destinée à contenir un matériau thermalisant 3, solide ou liquide. Par matériau thermalisant, on entend un matériau apte à ralentir des neutrons émis par la source. On parle aussi de matériau modérateur. Dans cet exemple, le matériau thermalisant est de l'eau. Selon une variante, il peut s'agir d'un matériau solide, par exemple du polyéthylène. L'enceinte forme une enveloppe autour du matériau thermalisant. L'enceinte peut par exemple être en polyéthylène, recouvert par une peau d'acier. Le dispositif peut également être utilisé « à vide », sans matériau thermalisant à l'intérieur de l'enceinte, pour mesurer les neutrons rapides.
L'enceinte 2 s'étend entre un fond 2f et une paroi latérale 2P. L'enceinte comporte une ouverture 20, à travers laquelle peuvent être introduits la source de neutrons à caractériser et des détecteurs 10i décrits par la suite. A cette fin, l'enceinte 2 comporte un tube 4, présentant une ouverture 40 débouchant de l'enceinte 2. Le tube 4 plonge dans l'enceinte 2, de telle sorte que lorsque l'enceinte comporte une quantité prédéterminée de matériau thermalisant, une portion du tube 4 est entourée par le matériau thermalisant. Le tube 4 est délimité par une paroi tubulaire 4P et un fond de tube 4f. Le tube 4 forme un canal de source, permettant une introduction et un retrait de la source de neutrons 5 dans l'enceinte 2. Le tube peut comporter un support 4s, sur lequel repose la source.
L'enceinte 2 comporte différents tubes 8i, chaque tube 8i présentant une ouverture 8j,0 débouchant de l'enceinte 2. Chaque tube 8i plonge dans l'enceinte 2, de telle sorte que lorsque l'enceinte comporte une quantité prédéterminée de matériau thermalisant, une portion du tube 8i est entourée par le matériau thermalisant. Chaque tube 8i est délimité par une paroi tubulaire 8i,p et un fond de tube 8i,f. Chaque tube 8i forme un canal de mesure, permettant une introduction et un retrait d'un détecteur 10i dans l'enceinte 2.
L'indice i est un entier identifiant chaque détecteur 10i introduit dans l'enceinte 2. De préférence, chaque canal de mesure 8i comporte un seul détecteur 10i. Chaque canal de mesure 8i est distant du canal de source 4 d'une distance di. Le nombre total I de détecteurs 10j utilisés est de préférence supérieur à 6. Le nombre total I de détecteurs 10j utilisés peut être par exemple égal à 12.
Lorsque la source 5 et les détecteurs 10j sont introduits respectivement dans le canal de source 4 et dans les canaux de mesure 8i7 ils s'étendent de préférence selon une même hauteur h par rapport au fond 2f de l'enceinte. Le matériau thermalisant 3 remplit l'enceinte 2, entre les différents tubes, jusqu'à une hauteur de remplissage H supérieure à la hauteur h de la source et des détecteurs. De préférence, la source 5 et les détecteurs 10i sont introduits respectivement dans le canal de source 4 et dans les canaux de mesure 8i de façon à être coplanaires. Dans l'exemple représenté, le dispositif de mesure est agencé de telle sorte que la source 5 et les détecteurs 10i s'étendent dans un même plan horizontal XY.
La figure IB représente une vue de dessus de la figure IA, selon la ligne de coupe représentée en pointillés, dans le plan XY. On observe que chaque canal de mesure 8i est disposé à une distance di du canal de source 4. Le canal de source 4 est centré par rapport à la paroi latérale de l'enceinte. Deux canaux de mesures différents sont respectivement disposés à deux distances différentes du canal de source 4. Dans l'exemple représenté, on distingue 12 canaux de mesure 8i...8i...8i2- De préférence, le nombre de canaux de mesure est supérieur à 6. Chaque distance di peut être comprise entre 1 cm et 20 cm à 30 cm, de préférence entre 5 cm et 30 cm. L'enceinte peut délimiter un volume interne typiquement compris entre 100 litres et 500 litres. Dans l'exemple représenté, le volume interne est de 280 litres. Lorsque le matériau thermalisant 3 est de l'eau, le volume délimité par l'enceinte permet une absorption considérée comme totale des neutrons émis par des sources usuellement utilisées. Dans l'exemple représenté, l'enceinte s'étend selon un diamètre de 70 cm (selon le plan XY) et une hauteur (selon l'axe Z) de 74 cm. L'enceinte est donc compacte et aisément transportable. Le canal de source 4 a un diamètre de 60 mm, et chaque canal de mesure 8i a un diamètre de 30 mm ou 60 mm, en fonction de l'encombrement des détecteurs.
Les figures IC et 1D sont des représentations tridimensionnelles de l'enceinte 2. Sur la figure 1D, le support de source 4s comporte un chariot permettant une translation motorisée de la source selon l'axe vertical. La source est disposée sur le support de source 4S, à l'extérieur de l'enceinte 2, puis le chariot est activé, de façon que la source pénètre dans l'enceinte, jusqu'à la position représentée sur la figure IA, entre les détecteurs 10i
Un aspect important de l'invention concerne les détecteurs 10i disposés respectivement dans chaque canal de mesure 8i. Il s'agit de détecteurs de type scintillateurs, comportant un matériau scintillateur lli, relié à un photodétecteur 12i. Dans l'exemple représenté, chaque photodétecteur est un tube photomultiplicateur. Le couplage de matériaux scintillateurs à des photodétecteurs est bien connu dans le domaine de la mesure nucléaire. Dans le domaine de la mesure de neutrons, le recours à des matériaux scintillateurs organiques, par exemple des scintillateurs plastiques, est fréquent. Sous l'effet d'une interaction avec un rayonnement ionisant, en l'occurrence un neutron ou un photon gamma, le matériau scintillateur lli émet une impulsion lumineuse, dont l'intensité dépend d'une énergie libérée par le neutron ou le photon gamma lors de l'interaction. Le photodétecteur 12i détecte l'impulsion lumineuse et génère une impulsion électrique dont l'amplitude dépend de l'intensité de l'impulsion lumineuse, cette dernière dépendant de l'énergie libérée par le neutron ou le photon gamma lors de l'interaction. L'impulsion lumineuse est traitée par un circuit électronique 13i, de façon à subir des traitements usuels de type préamplification, amplification et mise en forme, discrimination et comptage multicanaux.
La figure 1E illustre une structure de chaque détecteur 10i : Chaque détecteur 10j comporte un matériau de détection lli formé d'un matériau de type scintillateur organique, ayant préalablement subi une adjonction d'un isotope propice à une capture neutronique entraînant une émission d'une particule chargée, et notamment une capture de type (n,a). L'isotope peut par exemple être sLi. De façon plus générale, l'isotope ajouté permet une émission d'une particule chargée, dans le scintillateur organique, sous l'effet d'une exposition à un rayonnement neutronique thermique. L'incorporation de sLi, par exemple sous forme de carboxylate de lithium, dans un scintillateur organique de polystyrène, a été décrit dans la publication Frangville C. « Large solubility of lithium carboxylates reaching high rates of sLi incorporation in polystyrene-based plastic scintillators for fast/thermal neutron and gamma ray detection », Mater. Chem. Front., 2019,3,1626. Le carboxylate de lithium peut notamment être l'aValérate de lithium. La fraction massique de sLi incorporé dans la matrice de polystyrène peut être comprise entre 0,05 % et 3%, par exemple 1,7 %. On parle également de scintillateur plastique dopé au sLi.
Selon d'autres exemples, le scintillateur plastique peut être un scintillateur de type stilbène (C14H12) ou anthracène (C14H10). L'isotope ajouté peut également être du 10B. De façon alternative, le scintillateur peut être un scintillateur organique à l'état liquide, pouvant être dopé avec sLi ou 10B.
Le matériau scintillateur llj peut être sous forme solide. Il peut également être sous forme liquide, auquel cas il est retenu dans une enveloppe de confinement.
Les scintillateurs organiques, tels que précédemment cités, sont connus pour présenter une sensibilité de détection élevée aux neutrons rapides. Leur principe est basé sur le transfert de tout ou partie de l'énergie du neutron au matériau scintillateur, sous la forme d'un noyau de recul (proton de recul). Dans les scintillateurs organiques, l'énergie est transférée à un noyau d'hydrogène. Ce dernier excite les molécules du matériau scintillateur, ce qui se traduit par une émission de photons, généralement dans le domaine visible. Cependant, les scintillateurs organiques ont l'inconvénient d'être également très sensibles également aux photons gamma.
Des isotopes tels que sLi ou 10B sont connus pour émettre des particules a lorsqu'ils sont soumis à un flux de neutrons thermique, par réaction (n,a). Le couplage avec le matériau scintillateur permet une détection de la particules a. Le recours à un matériau scintillateur organique dopé au sLi permet de combiner une détection de neutrons rapides, grâce à l'action du scintillateur organique, et une détection de neutrons thermiques, sous l'effet de l'adjonction de sLi.
Un autre avantage de ce type de scintillateur dopé au sLi est une possibilité de discriminer les impulsions électriques générées suite aux interactions de photons gamma, de neutrons lents (thermiques) ou de neutrons rapides dans le matériau scintillateur. Chaque interaction détectée (neutrons rapides, neutrons thermiques, photons gamma) donne lieu à une impulsion dont la forme dépend du rayonnement ayant interagi avec le matériau détecteur. La figure 2A schématise une impulsion détectée respectivement suite à une interaction d'un photon dans le matériau scintillateur (courbe en trait plein) ou suite à une interaction d'un neutron dans le matériau scintillateur (courbe en pointillés). Dans ce dernier cas, l'impulsion est affectée d'une « queue », ou « traîne », usuellement désignée par le terme anglosaxon « tail ». Pour chaque
Figure imgf000014_0001
impulsion détectée, on peut déterminer un ratio où :
Qtot
Qtot correspond à la charge totale détectée, c'est-à-dire à l'intégrale de l'impulsion ;
Qtaii correspond à la proportion de Qtot correspondant à la « traine » de l'impulsion : cf. partie hachurée de la figure 2A.
La figure 2B représente un nuage de points représentant, pour différentes interactions détectées, le ratio
Figure imgf000014_0002
(axe des ordonnées) en fonction de la charge totale détectée Qtot (axe
Qtot des abscisses). Les interactions détectées sont dues soit à un photon gamma (y), soit à un neutron thermique, soit à un neutron rapide. Chaque interaction correspond à un point du nuage de points.
On observe que pour chaque interaction, la mesure des paramètres Qtot
Figure imgf000014_0003
permet une Qtot discrimination entre les photons gamma, les neutrons thermiques ou les neutrons rapides. Les photons gamma forment une zone distribuée en énergie (Qtot variable), avec un ratio
Figure imgf000014_0004
Qtot relativement faible. Cela traduit le fait que les impulsions résultant d'interactions de photons y dans un scintillateur organique dopé au sLi sont relativement symétriques, et fortement distribuées en amplitude.
Les neutrons rapides forment une zone distribuée en énergie (Qtot variable), avec un ratio
Figure imgf000014_0005
Qtot relativement élevé, de l'ordre de 0.2. Cela traduit le fait que les impulsions résultant d'interactions de neutrons rapides dans un scintillateur organique dopé au sLi sont dissymétriques, et distribuées en amplitude. La zone correspondant aux neutrons rapides est repérée par le label « n-f » sur la figure 2B.
Les neutrons thermiques forment une zone peu distribuée en énergie (Qtot relativement constant, voisin de 4 sur la figure 2B), avec un ratio relativement élevé, entre 0.2 et 0,3. La
Qtot zone correspondant aux neutrons thermiques est repérée par le label « n-th» sur la figure 2B.
Afin de permettre une discrimination entre les photons gamma, les neutrons thermiques et les neutrons rapides, le circuit électronique 13j relié à chaque détecteur 10j comporte : un amplificateur 14i, permettant une mise en forme de l'impulsion générée par le détecteur 10i; un discriminateur 15i, permettant une détermination de la charge totale Qtot détectée par chaque impulsion ainsi que la partie Qtau de la charge totale correspondant à une
Figure imgf000015_0001
traîne de l'impulsion. Sur la base de Qtot et de l'impulsion est assignée soit à un Qtot photon gamma, soit à un neutron thermique, soit à un neutron rapide. Dans le cadre de cette application, seuls les impulsions correspondant à des neutrons, rapides ou thermiques, sont conservées. un analyseur multicanal 16i, permettant d'établir un spectre d'amplitude des impulsions détectées au cours d'une période de mesure. Au cours de la période de mesure, chaque détecteur 10j est exposé à différents neutrons (ou photons gamma). L'analyseur multicanal 16i forme le spectre d'amplitude de chaque impulsion détectée par le détecteur, correspondant à un neutron rapide. Le spectre d'amplitude est usuellement désigné spectre d'énergie Si, l'amplitude de chaque impulsion étant corrélée avec l'énergie libérée, dans le matériau détecteur llj, par une interaction ayant généré ladite impulsion. Le spectre d'énergie Si est usuellement représenté sous la forme d'un histogramme, représentant une quantité de neutrons rapides détectés Si(Ej) selon des canaux d'énergie Ej discrétisés. Par la suite, chaque spectre d'énergie Si respectivement détecté par un détecteur 10j est désigné spectre d'énergie détectée.
La discrimination entre photons gamma et neutrons rend chaque détecteur 10j « insensible » à des photons gamma, qu'il s'agisse de photons gamma émis par la source de neutrons elle-même ou par des photons gamma ambiants. Le dispositif 1 peut être ainsi utilisé sans nécessiter un environnement dont le niveau d'irradiation ambiant est faible.
Le circuit électronique 13i est relié à une unité de traitement 20. L'unité de traitement est programmée pour permettre une estimation d'un spectre d'émission de la source en fonction de spectres Si détectés par chaque détecteur 10i couplé à un circuit électronique 13i.
La figure 3 représente les principales étapes d'un procédé de caractérisation d'une source.
Étape 100 : introduction de détecteurs 10i respectivement dans chaque canal de détection 8i
Étape 110 : introduction de la source 5 dans le canal de source 4;
L'étape 100 peut être mise en œuvre postérieurement à l'étape 110, bien que dans la plupart des applications, l'étape 100 est mise en œuvre avant l'étape 110. Étape 120 : irradiation des détecteurs 10i par la source, et discrimination d'impulsions résultant de chaque détecteur, correspondant respectivement à des neutrons rapides, neutrons thermiques et les photons gamma.
Les impulsions correspondant à des neutrons rapides sont représentatives d'énergies des protons de recul créés lors des interactions des neutrons rapides dans le scintillateur plastique. Les impulsions liées à des neutrons thermiques correspondent aux impulsions formées, dans le scintillateur plastique, par les particules a émises suite à des réactions (n,a) sur le lithium.
La discrimination est effectuée sur la base d'une détermination, pour chaque impulsion, d'une valeur de charge totale Qtot et d'une valeur de charge correspondant à la traîne de l'impulsion Qtaii- Plus précisément, la discrimination est effectuée en considérant, pour chaque impulsion, un couple
Figure imgf000016_0001
Étape 130 : formation d'un spectre détecté Si de neutrons rapides à partir des impulsions attribuées à des neutrons rapides au cours de l'étape 120.
Dans un mode de réalisation préférentiel, le spectre détecté peut être complété par un comptage (ou un taux de comptage) des impulsions attribuées à des neutrons thermiques lors de l'étape 120. Dans ce cas, une valeur d'énergie est arbitrairement attribuée au comptage des neutrons thermiques.
Étape 140 : prise en compte d'une matrice de projection.
Au cours de cette étape, on prend en compte une matrice de projection H cette dernière permettant un passage entre le spectre d'émission A de la source de neutrons 5, qui est inconnu, et des différents spectres Si détectés par les détecteurs 10j.
Le spectre d'émission A de la source de neutrons 5 est discrétisé en énergie selon K canaux. Chaque spectre détecté Si est discrétisé en énergie selon J canaux. On peut former une équation
S = H x A (1) où x correspond au produit matriciel.
S est un vecteur résultant des mesures des différents spectres d'énergie détectés Si. Le vecteur S est obtenu par une concaténation de l'ensemble des vecteurs Si. Si I est au nombre de détecteurs 10i mis en œuvre, et J est le nombre de canaux d'énergie de chaque spectre détecté, la dimension de S est (/./, 1), I.J désignant un produit de I par /. A est un vecteur correspondant au spectre d'émission de la source de neutrons 5, de dimension (K, 1). A correspond à l'activité spectrale de la source, qu'il faut reconstruire.
H est une matrice de projection, de dimension (/./, K). Chaque terme H(ij, k) de la matrice H est une probabilité qu'un neutron, d'énergie Ek, émis par la source de neutrons, soit détecté à l'énergie Ej par un détecteur 10j.
Selon l'expression (1), la valeur SÎ(E7) d'un spectre mesuré par un détecteur 10i à une énergie Ej est telle que
Figure imgf000017_0001
où (/c) correspond à un taux d'émission de la source de neutrons à l'énergie Ek.
De façon plus visuelle, l'expression (2) peut être explicitée par :
Figure imgf000017_0002
La matrice H peut être obtenue par modélisation, en mettant en œuvre un code de calcul simulant le transport de neutrons. Il peut par exemple s'agir d'un code de calcul mettant en œuvre une méthode de type Monte Carlo comme par exemple le code MCNP, Tripoli-4 ou Geant4. Afin d'établir la matrice H, il est nécessaire de modéliser la configuration de mesure, c'est-à-dire la position de chaque détecteur par rapport à la source de neutrons, ainsi que les matériaux s'étendant entre la source et chaque détecteur.
La figure 4A montre un exemple de simulation des spectres de protons de recul créés dans le matériau scintillant, mesurés respectivement par 12 détecteurs, en considérant une source de neutrons monoénergétiques de 3 MeV, pour 12 épaisseurs de modération différentes. Le recours à un tel modèle permet de former une colonne de la matrice H correspondant à l'énergie 3 MeV. Les figures 4B et 4C représentent un modèle créé, respectivement selon les plans XY et XZ. La source était considérée comme centrée dans l'enceinte 2, les 12 détecteurs 10j s'étendant à une distance de la source respectivement égale à 9 cm ; 13,5 cm ; 14,5 cm ; 15,5 cm ; 16,5 cm ; 17,5 cm ; 18,5 cm ; 19,5 cm ; 20,5 cm ; 21,5 cm ; 22,5 cm ; 23,5 cm. Le volume de chaque matériau scintil lateur llj était un cylindre de 5 cm par 5 cm. D'autres volumes peuvent être considérés, par exemple 2.5 cm x 2.5 cm. Bien que, relativement à la figure 4A, l'énergie d'émission soit discrète (une seule énergie d'émission, à 3 MeV), les spectres de détection modélisés dans les détecteurs apparaissent sous la forme de spectres continus, du fait de l'effet de thermalisation des neutrons par les différentes épaisseurs de matériaux absorbants.
Étape 150 : Inversion
La matrice de projection H n'est généralement pas inversible. Ayant déterminé, par mesures, le vecteur S, et après prise en compte de la matrice de projection H, le vecteur A peut être estimé par un algorithme de résolution de problème inverse, par exemple un algorithme itératif maximisant une fonction de vraisemblance de type MLEM (Maximum Likelihood Expectation Maximization). Cela suppose que les données mesurées obéissent à une statistique de Poisson.
D'autres types d'algorithmes peuvent être mis en œuvre, par exemple un ajustement par méthode de moindres carrés ou des méthodes itératives pour maximiser le maximum de vraisemblance a postériori.
À l'issue de l'étape 150, on dispose d'une estimation du spectre d'émission A de la source de neutrons. L'estimation est effectuée sans prise en compte d'un a priori sur le type de source ou sur une forme prédéterminée du spectre d'émission.
Simulations.
On a simulé une mise en œuvre de la méthode précédemment décrite en considérant deux types de sources : une source de 252Cf (fission spontanée), ainsi qu'une source 241AmBe, cette dernière émettant des neutrons par réaction (a,n). Il est à noter que 241Am est également un émetteur gamma, notamment avec un pic principal à 59 keV. Le spectre d'émission A de la source a été discrétisé selon 109 canaux d'énergies (K = 109), répartis entre 100 keV et 10 MeV. La contribution des émissions en dessous de 100 keV est considérée comme négligeable dans le système en raison de la faible probabilité.
Durant une première série d'essais, on a mis en œuvre une méthode de type comptage. En mettant en œuvre cette méthode, on dénombre seulement un nombre d'impulsions détectées par chaque détecteur, sans formation d'un spectre de détection. En mettant en œuvre 12 détecteurs, tels que répartis selon la figure 4B, on obtient 12 mesures. On disposait donc de 12 mesures, pour estimer 109 inconnues, chaque inconnue correspondant aux taux d'émission A(Ek) de la source à une énergie Ek. Le problème est donc fortement sous-dimensionné. Dans un premier temps, on a simulé une détection des neutrons émis par chaque source en considérant que chaque détecteur 10j était un compteur proportionnel 3He. Les figures 5A et 5B représentent respectivement des spectres d'émission reconstruits pour la source 252Cf et la source 241AmBe. Sur la figure 5A, l'énergie moyenne détectée est de 2,16 MeV, la valeur théorique étant de 1,98 MeV. Sur la figure 5B, l'énergie moyenne détectée est de 4,56 MeV, la valeur théorique étant de 4,26 MeV. On observe une différence significative entre les énergies moyennes détectées de chaque spectre par rapport aux valeurs théoriques. Par ailleurs, le spectre d'émission estimé de la source 241AmBe est représenté de façon peu précise, certains pics secondaires n'apparaissant pas. De plus, selon cette configuration, l'algorithme de reconstruction itératif divergeait après environ 104 itérations.
Dans un deuxième temps, on a simulé une détection des neutrons émis par chaque source en considérant que chaque détecteur 10i était un détecteur scintillateur organique tel que précédemment décrit, dopé avec sLi. Chaque détecteur a été mis en œuvre en mode comptage, comme dans l'essai précédent. Les figures 5C et 5D représentent respectivement des spectres d'émission reconstruits de la source 252Cf et de la source 241AmBe. Une divergence de l'algorithme de reconstruction a également été constatée.
Durant la première série d'essais, avec l'exploitation de 12 mesures selon que le détecteur soit un compteur He-3 ou scintillateur organique, la différence notable d'énergie moyenne entre les spectres 252Cf et 241AmBe est bien mise en évidence. En revanche, les structures complexes du spectre 241AmBe ne sont pas identifiables. Par ailleurs, comme précédemment indiqué en raison du caractère sous-dimensionné du problème, la reconstruction n'est pas stable et a tendance à diverger lorsque le nombre d'itérations devient trop important. Il est ainsi nécessaire d'arrêter l'algorithme pour un nombre d'itérations donné. Dans ces deux premiers cas, on est comparable aux dispositifs de spectrométrie de neutron existants comme ceux mettant en œuvre des sphères de Bonner décrites dans l'art antérieur, où l'utilisation d'un a priori sur la forme spectrale dans le processus de déconvolution des données est indispensable pour reconstruire un spectre satisfaisant.
Durant une deuxième série d'essais, on a simulé une détection des neutrons rapides émis par chaque source (252Cf et 241AmBe) en considérant que chaque détecteur 10i était un détecteur scintillateur organique tel que précédemment décrit, dopé avec sLi. Contrairement à la première série d'essais, on a tiré profit de la capacité du dispositif à former un spectre de détection correspondant aux spectres des protons de recul créés dans le scintillateur, résultant de l'interaction des neutrons considérés comme des neutrons rapides suite à l'étape de discrimination. Sur chaque spectre mesuré, on a considéré 200 canaux d'énergie (J = 200), avec un seuil bas (seuil de coupure en énergie) de 100 keV : seules les énergies de protons de recul mesurées au-dessus de 100 keV sont considérées. Lors de la reconstruction, le vecteur S comportait 2400 données, contre 12 dans la première série d'essais.
Sur la figure 6A, l'énergie moyenne détectée est de 1,88 MeV, la valeur théorique étant de 1,98 MeV. Sur la figure 6B, l'énergie moyenne détectée est de 4,19 MeV, la valeur théorique étant de 4,26 MeV. Les spectres d'émission estimés sont donc plus précis que lors de la première série d'essai. Par ailleurs, le spectre d'émission estimé de la source 241AmBe est représenté de façon plus résolue, certains pics secondaires étant visibles, en particulier entre 4 et 5 MeV.
Durant une troisième série d'essais, on a simulé une détection des neutrons émis par chaque source (252Cf et 241AmBe) en considérant que chaque détecteur 10j était un détecteur scintil lateur organique comportant sLi. Le spectre d'émission A de la source a été discrétisé selon 97 canaux d'énergies (K = 97), répartis entre 100 keV et 10 MeV. On a également tiré profit de la capacité du dispositif à former un spectre de détection des neutrons considérés comme des neutrons rapides suite à l'étape de discrimination. Sur chaque spectre mesuré, on a considéré 187 canaux d'énergie (J = 187), avec un seuil bas (seuil de coupure en énergie) de 700 keV : seules les énergies mesurées au-dessus de 700 keV ont été considérées. Lors de la reconstruction, le vecteur S comportait 2244 données mesurées. En effet, on a estimé que les canaux spectraux correspondant à une énergie inférieure à 700 keV sont impactés de façon significative par du bruit. Le fait de définir un seuil d'énergie au-delà de 700 keV permet de ne considérer que des canaux d'énergie pour lesquels le rapport signal à bruit est considéré comme satisfaisant.
Les figures 7A et 7B représentent respectivement les spectres d'émission estimés de la source de 252Cf et de la source 241AmBe. On observe que la forme des spectres obtenus correspond à la réalité. Par ailleurs, les spécificités du spectre d'émission de la source 241AmBe sont bien reproduites (par exemple pic secondaire entre 4 et 5 MeV). Dans ce cas de figure, la composante du spectre en dessous du seuil de 700 keV (fixé pour l'acquisition du spectre proton dans le scintil lateur), n'est pas reconstruite.
Durant une quatrième série d'essais, on a simulé une détection des neutrons émis par chaque source (252Cf et 241AmBe) en considérant que chaque détecteur 10j était un détecteur scintil lateur organique dopé au sLi. Le spectre d'émission A de la source a été discrétisée selon 97 canaux d'énergies (K = 97), répartis entre 100 keV et 10 MeV. On a tiré profit de la capacité du dispositif à former un spectre de détection des neutrons considérés comme des neutrons rapides suite à l'étape de discrimination. De plus, par rapport à la troisième série d'essais, on a ajouté, à chaque spectre détecté, une valeur correspondant à un taux de comptage correspondant aux nombre de neutrons thermiques résultant du discriminateur 15j. Il s'agit des neutrons détectés suite à la scintillation induite par sLi. Ce taux de comptage est supposé représentatif de la plage d'énergie des neutrons thermiques (< 0,5 eV), épithermiques (entre 0,5 et 50 keV) et les neutrons intermédiaires dont l'énergie est comprise entre 50 keV et 700 keV. Le taux de comptage peut être attribué à une énergie comprise entre 50 keV et 700 keV. Sur chaque spectre mesuré, on a considéré 187 canaux d'énergie (J = 187), avec un seuil bas (seuil de coupure en énergie) de 700 keV : seules les énergies mesurées au-dessus de 700 keV ont été considérées. À cela s'ajoutent 12 valeurs obtenus, respectivement pour chaque détecteur, représentatives de la plage spectrale 50 keV - 700 keV. Lors de la reconstruction, le vecteur S comportait 2256 données mesurées.
Les figures 8A et 8B représentent respectivement les spectres d'émission estimés de la source de 252Cf et de la source 241AmBe. On observe que la forme des spectres obtenus correspond plus à la réalité, avec une identification nette des pics caractéristiques des structures fines attendues dans le spectre. En particulier, ces spécificités sont bien reproduites (par exemple pic secondaire entre 4 et 5 MeV) dans le cas de la source 241AmBe. Les résultats obtenus selon cette configuration sont considérés comme fournissant l'estimation la plus complète et la plus précise du spectre d'émission de chaque source.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de caractérisation d'une source de neutrons (5), la source de neutrons comportant au moins un radionucléide, la source de neutrons émettant des neutrons à une ou plusieurs énergies d'émission (E , la caractérisation étant destinée à déterminer un spectre d'émission de la source de neutrons (A), le spectre d'émission correspondant à une quantité de neutrons (A(Ek)) émis à au moins une énergie d'émission, le procédé comportant : a) disposition de plusieurs détecteurs (10j) respectivement à plusieurs distances (di) de la source de neutrons (5), chaque détecteur :
- comportant un matériau de détection ( llj), configuré pour interagir avec un neutron;
- formant une impulsion suite à une détection d'une interaction d'un neutron dans le matériau de détection ;
- étant relié à un circuit électronique (13J, configuré pour traiter les impulsions formées lors de chaque interaction détectée ; b) durant une période de mesure, détection de neutrons émis par la source de neutrons, par chaque détecteur, chaque détection entraînant une formation d'une impulsion par le détecteur ; c) formation d'un spectre de détection (Si) pour chaque détecteur, à partir d'impulsions détectées par ledit détecteur et traitées par le circuit électronique relié au détecteur; d) estimation du spectre d'émission (A) de la source à partir des spectres de détection (Si) résultant de c) ; le procédé étant caractérisé en ce que, pour chaque détecteur :
- le matériau de détection (llj) est un scintil lateur organique, permettant une détection de neutrons rapides, le matériau de détection ayant fait l'objet d'une adjonction d'un isotope propice à une détection de neutrons thermiques ;
- l'étape c) comporte une discrimination entre des impulsions résultant respectivement de détections de neutrons thermiques, de neutrons rapides et de photons gamma, la discrimination étant effectuée en fonction d'une forme de chaque impulsion, de telle sorte que chaque spectre de détection (Si) est établi à partir d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons rapides.
2. Procédé selon la revendication 1, dans lequel lors de l'étape c), chaque spectre de détection est complété par un comptage d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons thermiques.
3. Procédé selon la revendication 2, dans lequel, pour chaque détecteur, le comptage d'impulsions attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons thermiques, est affecté à un canal d'énergie prédéterminé dans le spectre de détection.
4. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'isotope ajouté au scintillateur organique est apte à émettre une particule chargée, notamment alpha, dans le scintillateur organique suite à une interaction avec un neutron thermique.
5. Procédé selon la revendication 4, dans lequel l'isotope ajouté au scintillateur organique est sLi et/ou 10B.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'étape c) comporte, pour chaque impulsion :
- estimation d'une intégrale de l'impulsion (Qtot) ;
- détermination d'une partie de l'impulsion correspondant à une traîne d'impulsion ;
- estimation d'une intégrale de la traîne de l'impulsion (Qtaii)/
- discrimination de l'impulsion à partir de l'intégrale de la traîne de l'impulsion et de l'intégrale de l'impulsion.
7. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'espace entre chaque détecteur et la source est occupé par un matériau thermalisant (3), permettant un ralentissement de neutrons émis par la source, l'épaisseur de matériau thermalisant (di) entre un détecteur et la source étant différente pour chaque détecteur.
8. Procédé selon la revendication 7, dans lequel l'épaisseur de matériau thermalisant séparant chaque détecteur de la source est comprise entre 1 cm et 30 cm.
9. Procédé selon la revendication 7 ou la revendication 8 dans lequel :
- le matériau thermalisant est de l'eau ;
- la source est disposée dans un tube étanche à l'eau, plongeant dans une enceinte (2) comportant l'eau ;
- les détecteurs (10j) sont disposés autour de la source, chaque détecteur étant disposé dans un tube plongeant dans l'enceinte ;
- chaque détecteur est disposé à une distance de la source différente d'une distance entre la source et un autre détecteur.
10. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les détecteurs ( 10j) sont disposés autour de la source (5).
11. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'étape d) comporte :
- constitution d'un vecteur de détection (S) à partir des spectres (Si) formés pour chaque détecteur ( 10j) lors de l'étape c) ;
- prise en compte d'une matrice de projection (H), préalablement définie, chaque terme
/<)) de la matrice de projection étant associé à un détecteur (10j) et à une énergie (Ej), chaque terme représentant une probabilité de détection, par ledit détecteur, et à ladite énergie, d'un neutron émis par la source à une énergie d'émission (Ek);
- estimation d'un spectre d'émission (A) de la source à partir du vecteur de détection (S) et de la matrice de projection (H).
12. Procédé selon la revendication 11, dans lequel l'estimation est effectuée par un algorithme d'inversion.
13. Dispositif (1) de caractérisation d'une source de neutrons (5), le dispositif comportant :
- un support (4s) destiné à recevoir la source de neutrons (5) ;
- des détecteurs (10j), situés respectivement à plusieurs distances (d de la source de neutrons, chaque détecteur comportant un matériau de détection (Ils), configuré pour interagir avec un neutron, chaque détecteur étant configuré pour former une impulsion suite à chaque détection d'une interaction d'un neutron dans le matériau de détection ;
- des circuits électroniques ( 13j), chaque circuit électronique étant relié à un détecteur et étant configuré pour traiter des impulsions issues dudit détecteur ; le dispositif étant caractérisé en ce que :
- le matériau de détection (llj) de chaque détecteur (10i) est un scintillateur organique ayant fait l'objet d'une adjonction d'un isotope propice à une détection de neutrons thermiques ;
- chaque circuit électronique comporte également :
• un discriminateur (15j), configuré pour effectuer une discrimination entre des impulsions résultant respectivement de détections de neutrons thermiques, de neutrons rapides et de photons gamma, la discrimination étant effectuée en fonction d'une forme de chaque impulsion ; • un analyseur multicanal ( 16 i), relié au discriminateur (15i), et configuré pour former un spectre de détection (Si) pour chaque détecteur, à partir d'impulsions détectées par ledit détecteur et attribuées, suite à la discrimination, à des neutrons rapides ;
• une unité de traitement (20), configurée pour estimer le spectre d'émission (A) de la source à partir des spectres de détection (Si). Dispositif selon la revendication 13, dans lequel l'isotope ajouté au scintillateur organique est apte à émettre une particule chargée, notamment alpha, dans le scintillateur organique suite à une interaction avec un neutron. Dispositif selon la revendication 14, dans lequel l'isotope ajouté au scintillateur organique est sLi et/ou 10B. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 13 à 15, dans lequel les détecteurs sont disposés autour de la source. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 13 à 16, dans lequel le dispositif comporte une enceinte, apte à recevoir de l'eau, et dans lequel
- le support (4s) comporte ou est disposé dans un tube étanche à l'eau, plongeant dans l'enceinte (2);
- les détecteurs ( 10j) sont disposés autour du support, chaque détecteur étant disposé dans un tube plongeant dans l'enceinte ;
- chaque détecteur est disposé à une distance (di) de la source différente d'une distance entre la source et un autre détecteur. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 13 à 17, dans lequel l'unité de traitement est configurée pour mettre en œuvre l'étape d) d'un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 12.
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