WO2024051980A1 - Dispositif, procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d'eau borée - Google Patents

Dispositif, procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d'eau borée Download PDF

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WO2024051980A1
WO2024051980A1 PCT/EP2023/067445 EP2023067445W WO2024051980A1 WO 2024051980 A1 WO2024051980 A1 WO 2024051980A1 EP 2023067445 W EP2023067445 W EP 2023067445W WO 2024051980 A1 WO2024051980 A1 WO 2024051980A1
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WO
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neutron
neutrons
detector
neutron detector
source
Prior art date
Application number
PCT/EP2023/067445
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English (en)
Inventor
Maxime KARST
Cédric CERNA
Ludovic MATHIEU
Cédric VAN DENDAELE
Thibaud LE NOBLET
Soufian ZONGO SITROUGNE
Original Assignee
Electricite De France
Carmelec
Centre National De La Recherche Scientifique (Cnrs)
Universite de Bordeaux
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    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04—Detecting burst slugs
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
    • G01N23/02—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material
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    • G01N2223/60—Specific applications or type of materials
    • G01N2223/628—Specific applications or type of materials tubes, pipes

Definitions

  • TITLE Device, method for detecting boron clogging in a borated water passage pipe
  • the invention relates to a device and a method for detecting boron clogging in a borated water passage pipe.
  • the field of the invention concerns nuclear power plants for electricity production.
  • thermal cameras or endoscopes in the piping for the purpose of inspecting it, but these devices cannot be used in all pipes, for example due to too small pipes, or a high room temperature and presents the disadvantages mentioned below.
  • the endoscope allows you to have a view of the inside of the pipes, but has the following disadvantages: the endoscope requires intervention on the pipes in order to open the borated water circuit and pass the cable of the endoscope, which is expensive; the diameters of pipes mainly affected by boron plugs are too small to pass an endoscope, the presence of several pipe bends does not make it possible to check all of the pipes.
  • Thermal cameras are used to determine if a portion of the tracing (resistance making it possible to maintain a sufficient temperature so as not to let the boron crystallize) is defective. If the problem does not come from the tracing (or if it is simply slightly detached from the pipes), the precision of the thermal camera does not make it possible to determine the portion of the pipes likely to contain the clogging boron.
  • An objective of the invention is to obtain a device and a method for detecting boron clogging in a borated water passage pipe, which overcome the drawbacks mentioned above.
  • a first object of the invention is a device for detecting boron clogging in a borated water passage pipe, characterized in that the device comprises at least one neutron emission source, at least one neutron detector, a support, to which the neutron emission source and the neutron detector are attached, a measurement counter connected to the neutron detector, configured to provide a measurement of boron clogging according to a measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector, the support being able to maintain the neutron detector oriented towards the neutron emission source and with a non-zero neutron travel distance from the neutron emission source to the neutron detector, so that the determined neutron travel distance from the neutron emission source to the neutron detector can be occupied at least in part by the borated water passage pipe.
  • passage pipe we mean a borated water passage pipe, which may or may not be equipped with heat insulation.
  • the invention thus allows an improvement by allowing precise location of boron plugs in the pipes; said plugs being able to partially or totally obstruct the borated water passage section of said passage pipe.
  • the invention thus advantageously makes it possible to make savings (time, budget and dosimetry) and to implement preventive treatments, and to avoid complete blockages, which is a significant advantage for the operator of a nuclear power plant.
  • the invention makes it possible to locate boron blockages or boron clogging in the pipeline in service to continue transporting borated water, that is to say without having to interrupt the sending of the water. borated in the pipe.
  • the measurement counter comprises a display of a counting rate of neutrons received, detected by the neutron detector.
  • the information processing can be carried out live, at the time of measurement, or delayed in a location distant from the measurement.
  • the neutron detector comprises a scintillator, capable of transforming the neutrons received into a light signal, and a photodetector, capable of providing the measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector under the form of an electrical signal of neutron counting rate received as a function of the light signal from the scintillator.
  • the neutron detector is an ionization chamber containing a gas, capable of transforming the neutrons received into an electrical signal of the counting rate of neutrons received.
  • the support comprises a system for measuring the travel distance of neutrons from the neutron emission source to the neutron detector.
  • the support comprises a first arm, to which the neutron emission source is fixed, and a second arm, to which the neutron detector is fixed, the first arm being mounted movable relative to the second arm, to vary the distance between the neutron emission source and the neutron detector, the support comprising a clamping system for immobilizing the first arm relative to the second arm and fixing the travel distance of the neutrons from the source neutron emission to the neutron detector.
  • the first arm is mounted sliding relative to the second arm in a determined direction of spacing going from the neutron emission source to the neutron detector.
  • the second arm comprises a rack having a guide opening extending along the determined spacing direction
  • the first arm comprises a tab inserted in the guide opening, the tab being able to slide along the spacing direction determined in the guide opening when the clamping system is in a loosening position, the clamping system having a clamping position, in which the tab is immobilized in the guide opening.
  • the system for measuring the travel distance of neutrons from the neutron emission source to the neutron detector comprises distance graduations, which are distributed on the rack along the determined separation direction.
  • the clamping system comprises a clamping screw, which is arranged on the tab, which is capable of being tightened against the rack in the clamping position and which is capable of being loosened from the rack in the loosening position.
  • the support comprises, in front of a first front side of the neutron emission source, oriented towards the neutron detector, a neutron collimator for concentrating the neutrons in an orientation direction of the neutron emission source to the neutron detector.
  • the support comprises, at least in front of a first front side of the neutron emission source, oriented towards the neutron detector, a material for slowing down neutrons in a prescribed energy range kinetics, the measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector being chosen for the neutrons detected by the neutron detector being within the prescribed range of kinetic energy.
  • the prescribed range of kinetic energy is thermal and/or epithermal. According to one embodiment of the invention, the prescribed kinetic energy range is greater than or equal to 10' 8 MeV and is less than or equal to 10' 1 MeV.
  • the neutron slowing material is high density polyethylene (HDPE) and/or paraffin.
  • the neutron slowing material is placed all around the neutron emission source.
  • the support comprises all around the neutron emission source at least one neutron absorption wall, comprising in front of a first front side of the neutron emission source, oriented towards the neutron detector, an opening allowing the passage of neutrons in a direction of orientation of the neutron emission source towards the neutron detector.
  • the neutron detector comprises a second front side, which is oriented towards the neutron emission source in an orientation direction, and a rear side, which is further away from the source neutron emission following the direction of orientation as the second front side of the neutron detector, the support comprises at least one other neutron absorption wall at least on the rear side of the neutron detector.
  • the support comprises all around the neutron detector at least one other neutron absorption wall, comprising in front of the second front side, which is oriented towards the neutron emission source following a orientation direction, another opening, which is arranged between the second front side of the neutron detector and the neutron emission source and which allows the passage of neutrons following the orientation direction of the neutron emission source neutrons to the neutron detector.
  • the neutron absorption wall and/or the other neutron absorption wall is made of cadmium and/or hafnium and/or gadolinium.
  • the support comprises a first centering surface of the pipe, located on the side of the neutron emission source and configured so that a direction of orientation of the neutron emission source neutrons towards the neutron detector encounter an axis of revolution of the pipe, and the support comprises a second centering surface of the pipe, located on the side of the neutron detector and configured so that a direction of orientation of the neutron emission source towards the neutron detector meets an axis of revolution of the pipe.
  • a second object of the invention is a method for detecting boron clogging in a borated water passage pipe using the boron clogging detection device as described above, characterized in that the method comprises the following steps: positioning the neutron emission source and the neutron detector on either side of the borated water passage pipe, so that the determined neutron travel distance from the emission source of neutrons up to the neutron detector is occupied at least in part by the borated water passage pipe, switching on of the neutron detector, provision by the measurement counter connected to the neutron detector, of a clogging measurement of boron according to a measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector.
  • Figure 1 represents a schematic perspective view of a boron clogging detection device according to one embodiment of the invention.
  • Figure 2 represents a schematic sectional view of a boron clogging detection device according to one embodiment of the invention.
  • Figure 3A represents neutron flux energy spectra, obtained by Monte-Carlo modeling of the boron clogging detection device according to one embodiment of the invention, for different thicknesses of boron deposit layers in a pipeline.
  • Figure 3B represents an enlarged view of Figure 3A, for the neutron flux energy spectra, obtained by Monte Carlo modeling of the boron clogging detection device according to one embodiment of the invention, for different thicknesses of boron deposit layers in a pipeline.
  • Figure 4 represents a flowchart of a method for detecting boron clogging according to one embodiment of the invention.
  • the boron clogging detection device 1 and the boron clogging detection method according to the invention makes it possible to detect boron CCB plugs or boron CCB deposits (any isotope) in a pipeline C passage of borated water.
  • the term CCB boron plug or CCB boron clogging is designated as any coagulation of boron which can take any form and which can totally or partially occupy the passage section of the borated water in the pipe C.
  • the device 1 for detecting boron clogging can for example be removable relative to the borated water passage pipe C.
  • Pipeline C can be any water passage pipe containing boron, which may be in a nuclear power plant for electricity production or any other installation using borated water.
  • Pipeline C can be for example in such a power plant the spent effluent treatment pipes, the primary effluent treatment pipes, the borated water make-up pipes, the safety injection pipes for the reactor (boron injection ).
  • These pipes are borated water circuits connected to the primary circuit of the nuclear power plant including the pressurized water nuclear reactor.
  • the pipes of the installations concerned have varied diameters and lengths. Typically, the diameters of these pipes are of the order of 5 mm to 150 mm on average, and lengths of the order of one meter to fifteen meters.
  • a heat-insulating layer C2 can be provided, itself covered with a metallic envelope C3, for example in stainless or zinc-plated steel, in order to keep the pipe C at a temperature allowing it to fight against the crystallization of the boron contained in the fluid transported by the pipe C.
  • the pipe C can for example extend around an axis Y of revolution and can for example be circular cylindrical around this axis Y of revolution.
  • the boron clogging detection device 1 comprises a neutron emission source 2 and one (or more) neutron detector 3, which are attached to a support 4.
  • the support 4 keeps the neutron detector 3 oriented towards the neutron emission source 2 with a free range D or distance D, not zero, of the neutron path from the neutron emission source 2 towards the detector 3 of neutrons.
  • the boron clogging detection device is positioned relative to the borated water passage pipe C, such that this neutron path distance D from the neutron emission source 2 to the neutron detector 3 can be occupied in whole or in part by pipe C for the passage of borated water.
  • the borated water passage pipe C is located between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3, the neutron emission source 2 and the neutron detector 3 are located on either side and on the other side of pipeline C passage of borated water.
  • the neutron emission source 2 emits neutrons in one or more shots, which pass through the boron clogging layer CCB (represented by broken lines in Figure 2) located against the interior wall C1 of the borated water passage pipe C and which are received by the neutron detector 3.
  • the neutron detector 3 located against the interior wall C1 of the borated water passage pipe C and which are received by the neutron detector 3.
  • the neutron detector 3 is neutrophied, the greater the thickness of this boron clogging layer CCB, and the less the flow of neutrons received by the neutron detector 3 is large, and therefore the less the number of neutrons received, measured by the measurement counter 5 is large.
  • Boron has the property of absorbing neutrons depending on their kinetic energy.
  • the measurement counter 5 can calculate the counting rate, equal to the number of neutrons received, measured by the measurement counter 5, divided by the number of neutrons emitted by the neutron emission source 2 measured previously on a pipe of characteristics similar, free of boron. This number of neutrons emitted by the neutron emission source 2 can be prescribed to the measurement counter 5 and/or be communicated by the neutron emission source 2 can be prescribed to the measurement counter 5. The presence of boron clogging deposited against the interior wall C2 of pipe C therefore influences this counting rate.
  • the boron clogging detection device 1 further comprises a measurement counter 5, connected to the neutron detector 3.
  • the measurement counter 5 provides a measurement of boron clogging, which may be the number of neutrons detected by the neutron detector 3 or may be calculated based on the number of neutrons detected by the neutron detector 3.
  • the measurement counter 5 may include a display 51 of the neutron counting rate detected by the neutron detector 3.
  • the display 51 can be provided in part on a computer or calculator, which is connected to the neutron detector 3, for example via a physical output 54 provided on the support 4 and connected to the neutron detector 3 and by via a connection cable connecting the display 51 to the physical output 54.
  • the display 51 can be formed by a computer screen.
  • the computer or calculator analyzes the signals provided by the neutron detector 3 to calculate as a measure of boron clogging the counting rate of neutrons received as a function of the signal provided by the neutron detector 3.
  • the measurements carried out by the neutron detector 3 are processed and formatted by an electronic circuit 30 forming part of the support 4, and carrying for example the physical output 54.
  • a decrease in the flux of neutrons received by the detector 3 results in a decrease in the neutron counting rate, which indicates the increase in the thickness of the CCB boron clogging layer in pipeline C.
  • the detection device 1 according to the invention thus makes it possible to detect boron blockages inside the borated water passage pipe C, without having to remove the heat-insulating layer C2 and the envelope C3, and without having to to open this pipe C and therefore avoids intrusive manipulations.
  • the detection device 1 according to the invention also makes it possible to detect boron deposit thicknesses less than the internal diameter of the pipe C.
  • the invention can be applied to cases of the presence of crystallized boron in the pipes C conveying fluid with boron concentrations can be high and present a risk of a drop in temperature.
  • the neutron detector 3 comprises a scintillator 31, capable of transforming the neutrons that it receives from the neutron emission source 2 into a light signal.
  • the scintillator 31 may be for example and not limited to a plastic type scintillator doped with lithium 6 Li or other.
  • the neutron detector 3 further comprises a photodetector 33, capable of providing a measurement in the form of an electrical signal of neutron counting rate received as a function of the light signal provided by the scintillator 31.
  • the photodetector 33 can for example be of the photomultiplier or silicon photomultiplier type (abbreviated and in English: SiPM).
  • the counting of the flux of neutrons received by the detector 3 is carried out in the following manner.
  • the neutrons, which form an indirectly ionizing radiation received by the detector 3 deposit energy in the scintillator 31.
  • the neutron/scintillator reaction will generate a Helium nucleus, a charged particle, which will deposit energy in the scintillator 31 for the thermal energy range of neutrons.
  • the neutron/scintillator reaction will deposit energy in the scintillator 31 by elastic diffusions for the epithermal energy range of neutrons. This energy is produced in the form of photons in the visible and/or near ultraviolet range.
  • the measurement counter 5 counts the number of events, to calculate the counting rate of neutrons received from the electrical signal supplied by the photodetector 33, and follows its evolution over time.
  • the counting rate of the neutrons received can be directly displayed on a screen 51 of the analysis computer 5 and/or can be recorded in a permanent memory 52 of the analysis computer 5.
  • the neutron detector 3 is an ionization chamber containing a gas, capable of transforming the neutrons received into a electrical signal of neutron counting rate received as a measure of the number of neutrons detected by the neutron detector 3.
  • the scintillator 31 and the photodetector 33 can be replaced by the ionization chamber 3.
  • the support 4 comprises a system 44 for measuring the distance D between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3.
  • the support 4 comprises a first arm
  • the first arm 41 supporting the neutron emission source 2, and a second arm 42 supporting the neutron detector 3 and the physical output 54.
  • the first arm 41 is mounted movable relative to the second arm 42, for example in sliding (translation) following a determined spacing direction
  • the support 4 comprises a clamping system 43, for example of the screw type, to immobilize the first arm 41 relative to the second arm
  • the first arm 41 and the second arm delimit an opening 45 in which is the neutron travel distance D from the neutron emission source 2 to the neutron detector 3 and which can be placed around the passage pipe C borated water.
  • the sliding of the arms 41 and 42 relative to each other makes it possible to adapt the device 1 to pipes C of different diameters, for example from 5 mm to 150 mm.
  • the second arm 42 comprises a rack 421 having a guide opening 422 extending along the determined spacing direction X going from the neutron emission source 2 to the detector 3 of neutrons (or following the direction X of orientation of the neutron emission source 2 towards the neutron detector 3).
  • the first arm 41 comprises a tab 411 which can be guided in the guide opening 422 along the spacing direction D determined when the clamping system 43 is in a loosening position.
  • the clamping system 43 can also have a clamping position, in which the tab 411 is immobilized in the guide opening 422.
  • the tightening system 43 can be manually operated between the loosening position and the tightening position.
  • the system 44 for measuring the distance D between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3 comprises distance graduations 440, which are distributed on the rack 421 along of the determined spacing direction These graduations 440 indicate mentions of distance D between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3.
  • the distance D measured between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3 corresponds to the mention of that of the graduations 440, which is located opposite the tab 411. This measured distance information D can be used in order to correct certain inherent effects to the measure.
  • the tightening system 43 comprises a tightening screw 431, which can be screwed and unscrewed on the tab 411, to be tightened against the rack 421 in the tightening position and to be loosened from the rack 421 in the loosening position.
  • a wheel 432 can be fixed on the head of the screw 431 to be able to manually operate the screw 41.
  • the neutron emission source 2 has a (first) front side 22, which is oriented towards the neutron detector 3 in the direction X of orientation of the neutron emission source 2 towards the neutron detector 3. This front side 22 is therefore located between the neutron emission source 2 and the neutron detector 3.
  • the support 4 comprises, in front of the front side 22 of the neutron emission source 2, a neutron collimator 21, which is configured to focus the neutrons in the orientation direction from the neutron emission source 2 to the neutron detector 3.
  • the neutron collimator 21 can for example be made of cadmium.
  • the support 4 comprises, at least in front of the front side 22 of the neutron emission source 2, a material 23 for slowing down the neutrons in a prescribed range of kinetic energy of the neutrons.
  • the neutron slowing material 23 can be placed all around the neutron emission source 2.
  • the neutron slowing material 23 can for example be high density polyethylene (abbreviated: HDPE) or paraffin or other. Indeed, the kinetic energy of the neutrons emitted by source 2 can be very high (for example several MeV). High density polyethylene has the advantage of being a retarding material very rich in hydrogen.
  • the presence of many hydrogen atoms in the slowing down material 23 makes it possible to bring the fast neutrons (from neutron emission source 2) quickly (in a few shocks) to the thermal or epithermal state.
  • the neutron slowing material 23 can also be called thermalizer 23 or moderator 23.
  • the use of HDPE makes it possible to reduce the volume of the thermalizer. Measuring the number of neutrons detected by the neutron detector 3, or the counting rate, is chosen for the neutrons detected by the neutron detector 3 being within the prescribed kinetic energy range.
  • the material 23 is configured (in particular by its composition, its thickness and its shape) to slow down the neutrons in the prescribed range of kinetic energy of the neutrons, which is thermal or epithermal.
  • the measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector 3, or the count rate, is chosen for the neutrons detected by the neutron detector 3 falling within the prescribed range of kinetic energy, which is thermal and/or epithermal .
  • This prescribed range of thermal energy corresponds to neutrons whose kinetic energy is of the order of the thermal energy kT of the surrounding medium, where T is the absolute temperature and k is the Boltzmann constant. These thermal energies are relatively low (around 0.025 eV for a temperature of 300° K).
  • the prescribed epithermal energy range corresponds to neutrons having a kinetic energy somewhat larger than the thermal energy range. The thermal and/or epithermal energy ranges make it possible to maximize the sensitivity of the neutron detector 3 and make it possible to discriminate the presence of a simple boron deposit.
  • the material 23 is configured (in particular by its composition, its thickness and its shape) to slow down the neutrons in the prescribed range of kinetic energy of the neutrons, which is greater than or equal to 10' 8 MeV and which is less than or equal to 10' 1 MeV.
  • the measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector 3, or the counting rate, is chosen for the neutrons detected by the neutron detector 3 falling within the prescribed range of kinetic energy, which is greater than or equal to 10 ' 8 MeV and which is less than or equal to 10' 1 MeV.
  • Said prescribed range will be chosen according to the dimensions of the passage pipe.
  • the support 4 comprises all around the neutron emission source 2 one (or more) neutron absorption wall 24 (or shielding 24 against neutrons), except in an opening 242 arranged in front of the front side 22 of the neutron emission source 2, which allows the passage of neutrons following the direction X of orientation of the neutron emission source 2 towards the neutron detector 3.
  • the neutron passage opening 242 is for example provided in the form of a bore 242 provided in a front face 241 of the neutron absorption wall 24, this front face 241 being oriented in the orientation direction the neutron emission source 2 towards the neutron detector 3.
  • This (or these) neutron absorption wall 24 may for example be made of cadmium.
  • Each neutron absorption wall 24 can for example be in the form of a flat plate.
  • the neutron absorption wall(s) 24 makes it possible to absorb the neutrons generated isotropically by the neutron emission source 2, elsewhere than towards the neutron detector 3.
  • the neutron absorption wall(s) 24 makes it possible to minimize the necessary activity of the neutron source 2, in order to have a lower dosimetric impact on those responsible for the measurement.
  • the neutron emission source 2, the neutron collimator 21 described above, the neutron slowing down material 23 described above and the wall(s) 24 of absorption of neutrons are placed in a housing 25, therefore opened by the opening 242 for the passage of neutrons, oriented towards the neutron detector 3.
  • the neutron detector 3 has a (second) front side 32, which is oriented towards the neutron emission source 2 in the direction the direction X as the front side 32 of the neutron detector 3.
  • the support 4 comprises shielding 343 against neutrons (or other neutron absorption wall 343) at least on the rear side 36 of the detector 3.
  • This 343 shielding can be made of cadmium.
  • This shielding 343 makes it possible to limit the sensitivity of the neutron detector 3 to neutrons that can be backscattered (for example if a wall is present near pipe C) and to protect the operators and the surrounding equipment.
  • the neutron absorption wall 24 and/or the other neutron absorption wall 34, 343 is, in a preferential mode, made of cadmium, and in secondary modes of Hafnium or Gadolinium.
  • the support 4 can comprise all around the neutron detector 3 one (or more) other wall 34 for absorbing neutrons (or shielding 34 against neutrons), except in another opening 342 disposed between the front side 32 of the neutron detector 3 and the neutron emission source 2. This other opening 342 allows the passage of neutrons in the orientation direction X of the neutron emission source 2 towards the neutron detector 3.
  • the other neutron passage opening 342 is for example provided in the form of a drilling 342 made in the second front face 341 of the neutron absorption wall 34, this second front face 241 being oriented in the direction X d orientation of neutron emission source 2 towards neutron emission source 2.
  • Each other neutron absorption wall 34 can for example be in the form of a flat plate.
  • Each other neutron absorption wall 34 can for example be made of cadmium.
  • the support 4 comprises a first surface 27 for centering the pipe C.
  • This first surface 27 for centering the pipe C is located on the side of the source 2 of neutron emission, for example example in front of it and in front of the neutron detector 3 and can comprise two flat parts 271, 272 making an obtuse angle facing the neutron detector 3, so that this first centering surface 27 can be pressed against the pipe C.
  • the first centering surface 27 of the pipe C is configured to center the orientation direction of the pipe C.
  • the support 4 comprises a second surface 37 for centering the pipe C.
  • This second surface 37 for centering the pipe C is located on the side of the neutron detector 3, for example opposite the source 2 of neutron emission, and can comprise two flat parts making an obtuse angle facing the neutron emission source 2, so that this second centering surface 37 can be pressed against the pipe C.
  • the second centering surface 37 of the pipe C is configured to center the orientation direction
  • neutron flux curves (normalized in cm' 2 on the ordinate) received by the neutron detector 3 have been simulated according to the invention as a function of the kinetic energy of the neutrons (in MeV on the abscissa) received by the neutron detector 3, through a borated water passage pipe C, circular cylindrical with an internal diameter of 60 mm, with a layer of neutron slowing down material 23 of 10 cm thickness of HDPE surrounding the neutron emission source 2, and for different thicknesses, namely 0 mm (without boron), 2 mm, 5 mm, 15 mm, 30 mm (complete cap), of the CCB boron clogging layer of a length of 10 cm along the interior wall C1 of pipe C.
  • the curve of the number of neutrons emitted by the source 2 of neutron emission at the output of the slowing down material 23 is also shown and called “source support output flow” in Figures 3A and 3B.
  • source support output flow we see in these Figures 3A and 3B that for the kinetic energies of neutrons, greater than or equal to 10' 8 MeV and less than or equal to 10' 1 MeV, the neutron flux curves are substantially (for most of the abscissa) distinct. from each other at least 0 mm to 30 mm thick of the CCB boron sealing layer in pipeline C and are all the lower as the thickness of the CCB boron sealing layer in pipeline C is large in this range of 0 mm to 30 mm thickness (called case 1).
  • Measuring the flux of neutrons received for a kinetic energy value included in these kinetic energy ranges therefore makes it possible to determine by the counter 5 or calculator 5, if there is a boron plug almost completely obstructing the pipe C and/or or to calculate a measurement of boron clogging, such as for example the thickness of the CCB boron clogging layer in the pipeline C at least for thicknesses ranging from 0 to the interior radius of the pipeline C.
  • the measurement of the number of neutrons received or the counting rate of neutrons received can be represented in counts per second on the screen 51 of the computer 5.
  • the measurements can be carried out in several points distant from each other along the pipe C and the variations in neutron flux received by the detector 3 can be evaluated by the computer 5.
  • the device 1 and method for detecting boron clogging according to the invention allows non-destructive and non-intrusive monitoring of the pipeline C.
  • the device 1 for detecting boron clogging according to the invention can be portable.
  • the invention allows responders to retreat to an area less exposed to radiation, which will make it possible to achieve dosimetric gains. It also makes it possible to better target the intervention area and limit intervention costs.
  • the invention saves intervention time.
  • the device 1 and boron clogging detection method according to the invention make it possible to determine, from the clogging measurement obtained, to determine what quantity of cleaning or leaching products must be introduced into the pipe C to remove the layer boron plug or the boron plug found there. This allows you to save on cleaning or boron leaching products.
  • the device 1 for detecting boron clogging can be robotized, for example to carry out translations along the pipeline C and rotations around the pipeline C.
  • the method for detecting boron clogging in a borated water passage pipe C using the device 1 for detecting boron clogging described above comprises the following steps shown in Figure 4.
  • the neutron emission source 2 and the neutron detector 3 are positioned on either side of the borated water passage pipe C, so that the determined path distance D neutrons from the neutron emission source 2 to the neutron detector 3 is occupied at least in part by the borated water passage pipe C.
  • Neutron source 3 continuously emits neutrons.
  • the neutron detector 3 is put into operation. The neutron emission source 2 therefore sends neutrons to the neutron detector 3 through the borated water passage pipe C during this second step E2.
  • the measurement counter 5 connected to the neutron detector 3 produces the measurement of boron clogging according to a measurement of the number of neutrons detected by the neutron detector 3.

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Abstract

L'invention concerne un dispositif (1) de détection de colmatage de bore dans une canalisation (C ) de passage d'eau borée, caractérisé en ce que le dispositif comporte une source (2) d'émission de neutrons, un détecteur (3) de neutrons, un support (4), un compteur (5) de mesure fournissant une mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur (3), le support (4) étant apte à maintenir le détecteur (3) orienté vers la source (2), pour que la distance (D) de trajet des neutrons de la source (2) au détecteur (3) puisse être occupée au moins en partie par la canalisation (C ).

Description

DESCRIPTION
TITRE : Dispositif, procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d’eau borée
L'invention concerne un dispositif et un procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d’eau borée.
Le domaine de l’invention concerne les centrales nucléaires de production d’électricité.
Le fonctionnement d’un réacteur nucléaire à eau sous pression de telles centrales nécessite d’une part un investissement en matière fissile, et d’autre part un refroidissement par de l’eau appelée « caloporteur ». Cette eau dans le réacteur joue aussi le rôle de ralentisseur de neutrons, lesquels provoquent la fission des noyaux lourds (Uranium, Plutonium, etc...) du cœur du réacteur. Cette eau contient du bore. Le bore est un neutrophage et est destiné au contrôle de la réactivité, c’est-à-dire au contrôle de la génération de neutrons, laquelle augmente en réduisant la proportion de bore ou diminue en augmentant celle-ci.
L’un des problèmes liés à l’utilisation d’eau borée dans les réacteurs est que le bore a tendance à se cristalliser dans les tuyauteries où passe de l’eau borée. Ainsi, la présence de bore dans l’eau des réacteurs conduit inévitablement à la constitution de bouchons de bore dans les différentes tuyauteries des différents circuits d’eau borée concernés.
Pour résoudre ce problème, les exploitants des centrales nucléaires réalisent des chasses et des lignages afin de déterminer la portion de tuyauterie obstruée. Si les chasses ne sont pas suffisantes, des coupes de tronçons de tuyauteries, suivies de soudure sont réalisées sur des portions de tuyauteries plus ou moins importantes.
Toutefois, ces interventions présentent de nombreux inconvénients, du fait qu’elles génèrent des déchets de tuyauteries (grandes portions de tuyauteries enlevées car l’emplacement du bouchon n’est pas connu précisément), des coûts d’études et de gestion de projet, des coûts de fourniture de tuyauteries qualifiées ESPN (Equipement Sous pression Nucléaire), des coûts dosimétriques importants (soudeur, logistique, calorifugeur, ...), un risque dosimétrique en raison de tirs Gamma (procédé de contrôle non destructif générant un fort débit d’équivalent de dose) destinés au contrôle de la qualité de la soudure effectuée.
Il est également possible d’utiliser dans certains cas des caméras thermiques ou des endoscopes dans la tuyauterie dans le but de l’inspecter, mais ces dispositifs ne peuvent pas être utilisés dans toutes les tuyauteries, par exemple en raison de tuyauterie trop petite, ou d’une température du local élevée et présente les inconvénients mentionnés ci-dessous.
L’endoscope permet d’avoir une vision de l’intérieur de la tuyauterie, mais présente les inconvénients suivants : l’endoscope nécessite une intervention sur la tuyauterie afin d’ouvrir le circuit d’eau borée et de passer le câble de l’endoscope, ce qui est coûteux ; les diamètres de tuyauteries principalement touchées par les bouchons de bore sont trop faibles pour pouvoir passer un endoscope, la présence de plusieurs coudes de tuyauterie ne permet pas de contrôler l’ensemble des tuyauteries.
Les caméras thermiques sont utilisées afin de déterminer si une portion du traçage (résistance permettant de garder une température suffisante afin de ne pas laisser le bore cristalliser) est défectueuse. Si le problème ne vient pas du traçage (ou s’il est simplement légèrement décollé de la tuyauterie), la précision de la caméra thermique ne permet pas de déterminer la portion de tuyauterie susceptible de loger le bore colmatant.
Un objectif de l’invention est d’obtenir un dispositif et un procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d’eau borée, qui pallient les inconvénients mentionnés ci-dessus.
A cet effet, un premier objet de l’invention est un dispositif de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d’eau borée, caractérisé en ce que le dispositif comporte au moins une source d’émission de neutrons, au moins un détecteur de neutrons, un support, auquel sont fixés la source d’émission de neutrons et le détecteur de neutrons, un compteur de mesure relié au détecteur de neutrons, configuré pour fournir une mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur de neutrons, le support étant apte à maintenir le détecteur de neutrons orienté vers la source d’émission de neutrons et avec une distance non nulle de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons, pour que la distance déterminée de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons puisse être occupée au moins en partie par la canalisation de passage d’eau borée.
On entend par canalisation de passage une canalisation de passage d’eau borée, qui est équipée ou non d’un calorifuge. L’invention permet ainsi une amélioration en permettant une localisation précise des bouchons de bore dans les tuyauteries ; lesdits bouchons pouvant obstruer partiellement ou totalement la section de passage de l’eau borée de ladite conduite de passage. L’invention permet ainsi avantageusement de réaliser des économies (temps, budget et dosimétrie) et de mettre en place des traitements préventifs, et d’éviter des bouchages complets, ce qui est un atout non négligeable pour l’exploitant d’une centrale nucléaire. L’invention permet de localiser des bouchons de bore ou un colmatage de bore dans la canalisation se trouvant en service pour continuer de transporter de l’eau borée, c’est-à-dire sans avoir à interrompre l’envoi de l’eau borée dans la canalisation.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le compteur de mesure comporte un afficheur d’un taux de comptage de neutrons reçus, détectés par le détecteur de neutrons.
Suivant les conditions d’interventions, le traitement de l’information peut être réalisé en direct, au moment de la mesure, ou en différé dans un lieu distant de la prise de mesure.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le détecteur de neutrons comporte un scintillateur, apte à transformer les neutrons reçus en un signal lumineux, et un photodétecteur, apte à fournir la mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur de neutrons sous la forme d’un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus en fonction du signal lumineux du scintillateur.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le détecteur de neutrons est une chambre d’ionisation contenant un gaz, apte à transformer les neutrons reçus en un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte un système de mesure de la distance de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte un premier bras, auquel est fixée la source d’émission de neutrons, et un deuxième bras, auquel est fixé le détecteur de neutrons, le premier bras étant monté mobile par rapport au deuxième bras, pour faire varier la distance entre la source d’émission de neutrons et le détecteur de neutrons, le support comportant un système de serrage pour immobiliser le premier bras par rapport au deuxième bras et fixer la distance de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons. Suivant un mode de réalisation de l’invention, le premier bras est monté coulissant par rapport au deuxième bras suivant une direction d’écartement déterminée allant de la source d’émission de neutrons au détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le deuxième bras comporte une crémaillère ayant une ouverture de guidage s’étendant le long de la direction d’écartement déterminée, le premier bras comporte une patte insérée dans l’ouverture de guidage, la patte étant apte à coulisser le long de la direction d’écartement déterminée dans l’ouverture de guidage lorsque le système de serrage se trouve dans une position de desserrage, le système de serrage ayant une position de serrage, dans laquelle la patte est immobilisée dans l’ouverture de guidage.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le système de mesure de la distance de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons comporte des graduations de distance, qui sont réparties sur la crémaillère le long de la direction d’écartement déterminée.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le système de serrage comporte une vis de serrage, qui est disposée sur la patte, qui est apte à être serrée contre la crémaillère dans la position de serrage et qui est apte à être desserrée de la crémaillère dans la position de desserrage.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte, devant un premier côté avant de la source d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur de neutrons, un collimateur de neutrons pour concentrer les neutrons suivant une direction d’orientation de la source d’émission de neutrons vers le détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte, au moins devant un premier côté avant de la source d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur de neutrons, un matériau de ralentissement des neutrons dans une plage prescrite d’énergie cinétique, la mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur de neutrons étant choisie pour les neutrons détectés par le détecteur de neutrons se trouvant dans la plage prescrite d’énergie cinétique.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, la plage prescrite d’énergie cinétique est thermique et/ou épithermique. Suivant un mode de réalisation de l’invention, la plage prescrite d’énergie cinétique est supérieure ou égale à 10'8 MeV et est inférieure ou égal à 10'1 MeV.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le matériau de ralentissement des neutrons est du polyéthylène haute densité (PEHD) et/ou de la paraffine.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le matériau de ralentissement des neutrons est disposé tout autour de la source d’émission de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte tout autour de la source d’émission de neutrons au moins une paroi d’absorption des neutrons, comportant devant un premier côté avant de la source d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur de neutrons, une ouverture permettant le passage des neutrons suivant une direction d’orientation de la source d’émission de neutrons vers le détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le détecteur de neutrons comporte un deuxième côté avant, qui est orienté vers la source d’émission de neutrons suivant une direction d’orientation, et un côté arrière, qui est plus éloigné de la source d’émission de neutrons suivant la direction d’orientation que le deuxième côté avant du détecteur de neutrons, le support comporte au moins une autre paroi d’absorption des neutrons au moins sur le côté arrière du détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte tout autour du détecteur de neutrons au moins une autre paroi d’absorption des neutrons, comportant devant le deuxième côté avant, qui est orienté vers la source d’émission de neutrons suivant une direction d’orientation, une autre ouverture, qui est disposée entre le deuxième côté avant, du détecteur de neutrons et la source d’émission de neutrons et qui permet le passage des neutrons suivant la direction d’orientation de la source d’émission de neutrons vers le détecteur de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, la paroi d’absorption des neutrons et/ou l’autre paroi d’absorption des neutrons est en cadmium et/ou en hafnium et/ou en gadolinium.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support comporte une première surface de centrage de la canalisation, située du côté de la source d’émission de neutrons et configurée pour qu’une direction d’orientation de la source d’émission de neutrons vers le détecteur de neutrons rencontre un axe de révolution de la canalisation, et le support comporte une deuxième surface de centrage de la canalisation, située du côté du détecteur de neutrons et configurée pour qu’une direction d’orientation de la source d’émission de neutrons vers le détecteur de neutrons rencontre un axe de révolution de la canalisation.
Un deuxième objet de l’invention est un procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation de passage d’eau borée à l’aide du dispositif de détection de colmatage de bore tel que décrit ci-dessus, caractérisé en ce que le procédé comporte les étapes suivantes : positionnement de la source d’émission de neutrons et du détecteur de neutrons de part et d’autre de la canalisation de passage d’eau borée, pour que la distance déterminée de trajet des neutrons de la source d’émission de neutrons jusqu’au détecteur de neutrons soit occupée au moins en partie par la canalisation de passage d’eau borée, mise en marche du détecteur de neutrons, fourniture par le compteur de mesure relié au détecteur de neutrons, d’une mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur de neutrons.
L’invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple non limitatif en référence aux figures ci-dessous des dessins annexés.
La figure 1 représente une vue schématique en perspective d’un dispositif de détection de colmatage de bore suivant un mode de réalisation de l’invention.
La figure 2 représente une vue schématique en coupe d’un dispositif de détection de colmatage de bore suivant un mode de réalisation de l’invention.
La figure 3A représente des spectres en énergie de flux de neutrons, obtenues par modélisation Monte-Carlo du dispositif de détection de colmatage de bore suivant un mode de réalisation de l’invention, pour différentes épaisseurs de couches de dépôt de bore dans une canalisation.
La figure 3B représente une vue agrandie de la figure 3A, pour les spectres en énergie de flux de neutrons, obtenues par modélisation Monte-Carlo du dispositif de détection de colmatage de bore suivant un mode de réalisation de l’invention, pour différentes épaisseurs de couches de dépôt de bore dans une canalisation.
La figure 4 représente un organigramme d’un procédé de détection de colmatage de bore suivant un mode de réalisation de l’invention. Aux figures 1 et 2, le dispositif 1 de détection de colmatage de bore et le procédé de détection de colmatage de bore suivant l’invention permet de détecter des bouchons CCB de bore ou des dépôts CCB de bore (tout isotope) dans une canalisation C de passage d’eau borée. On désigne par bouchon CCB de bore ou colmatage CCB de bore, toute coagulation de bore pouvant prendre toutes formes et pouvant occuper totalement ou partiellement la section de passage de l’eau borée dans la canalisation C. Le dispositif 1 de détection de colmatage de bore peut être par exemple amovible par rapport à la canalisation C de passage d’eau borée.
La canalisation C peut être toute tuyauterie de passage d’eau contenant du bore, pouvant être dans une centrale nucléaire de production d’électricité ou toute autre installation utilisant de l’eau borée. La canalisation C peut être par exemple dans une telle centrale les conduites de traitement des effluents usés, les canalisations de traitement des effluents primaires, les tuyauteries d’appoint en eau borée, les tuyauteries d’injection de sécurité pour le réacteur (injection de bore). Ces canalisations sont des circuits d’eau borée connectés au circuit primaire de la centrale nucléaire comprenant le réacteur nucléaire à eau sous pression. Les tuyauteries des installations concernées présentent des diamètres et longueurs variées. Typiquement, les diamètres de ces tuyauteries sont de l’ordre de 5 mm à 150 mm en moyenne, et de longueur de l’ordre du mètre à la quinzaine de mètres. Autour de la canalisation C de passage d’eau borée peuvent être prévues une couche C2 calorifuge, elle-même recouverte d’une enveloppe C3 métallique, par exemple en acier inoxydable ou zingué, en vue de conserver la canalisation C à une température permettant de lutter contre la cristallisation du bore contenu dans le fluide transporté par la canalisation C. La canalisation C peut par exemple s’étendre autour d’un axe Y de révolution et peut par exemple être cylindrique circulaire autour de cet axe Y de révolution. Le dispositif 1 de détection de colmatage de bore comporte une source 2 d’émission de neutrons et un (ou plusieurs) détecteur 3 de neutrons, qui sont fixés à un support 4. Lorsque le dispositif de détection de colmatage de bord est utilisé sur la canalisation C, le support 4 maintient le détecteur 3 de neutrons orienté vers la source 2 d’émission de neutrons avec une portée libre D ou distance D, non nulle, de trajet des neutrons de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. Le dispositif de détection de colmatage de bore est positionné par rapport à la canalisation C de passage d’eau borée, de telle sorte que cette distance D de trajet des neutrons de la source 2 d’émission de neutrons au détecteur 3 de neutrons puisse être occupée en tout ou en partie par la canalisation C de passage d’eau borée. Ainsi, en utilisation, la canalisation C de passage d’eau borée se trouve entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons, la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons se trouvent de part et d’autre de la canalisation C de passage d’eau borée. Dans cette position d’utilisation, la source 2 d’émission de neutrons émet en un ou plusieurs tirs des neutrons, qui traversent la couche CCB de colmatage de bore (représentée par des traits interrompus à la figure 2) située contre la paroi intérieure C1 de la canalisation C de passage d’eau borée et qui sont reçus par le détecteur 3 de neutrons. Ainsi, du fait que le bore de cette couche de colmatage située contre la paroi intérieure C1 de la canalisation C de passage d’eau borée est neutrophage, plus l’épaisseur de cette couche CCB de colmatage de bore est grande, et moins le flux de neutrons reçus par le détecteur 3 de neutrons est grand, et donc moins le nombre de neutrons reçus, mesuré par le compteur 5 de mesure est grand. Le bore a la propriété d’absorber les neutrons en fonction de leur énergie cinétique. En cas de présence de dépôt/bouchon de bore contre la paroi intérieure C1 de la canalisation C de passage d’eau borée, le flux neutronique reçu par le détecteur 3 de neutrons est fortement diminué car le bore 10B, neutrophage, va capter une partie des neutrons émis. Le compteur 5 de mesure peut calculer le taux de comptage, égal au nombre de neutrons reçus, mesuré par le compteur 5 de mesure, divisé par le nombre de neutrons émis par la source 2 d’émission de neutrons mesuré préalablement sur une tuyauterie de caractéristiques similaires, exempte de bore. Ce nombre de neutrons émis par la source 2 d’émission de neutrons peut être prescrit au compteur 5 de mesure et/ou être communiqué par la source 2 d’émission de neutrons peut être prescrit au compteur 5 de mesure. La présence de colmatage de bore déposé contre la paroi intérieure C2 de la canalisation C influe donc sur ce taux de comptage.
Le dispositif 1 de détection de colmatage de bore comporte en outre un compteur 5 de mesure, relié au détecteur 3 de neutrons. Le compteur 5 de mesure fournit une mesure de colmatage de bore, pouvant être le nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons ou pouvant être calculé en fonction du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons. À cet effet, le compteur 5 de mesure peut comporter un afficheur 51 du taux de comptage de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons. L’afficheur 51 peut être prévu en partie sur un ordinateur ou calculateur, lequel est relié au détecteur 3 de neutrons, par exemple par l’intermédiaire d’une sortie physique 54 prévue sur le support 4 et reliée au détecteur 3 de neutrons et par l’intermédiaire d’un câble de connexion reliant l’afficheur 51 à la sortie physique 54. L’afficheur 51 peut être formé par un écran de l’ordinateur. L’ordinateur ou calculateur analyse les signaux fournis par le détecteur 3 de neutrons pour calculer comme mesure de colmatage de bore le taux de comptage de neutrons reçus en fonction du signal fourni par le détecteur 3 de neutrons. Les mesures effectuées par le détecteur 3 de neutrons sont traitées et mises en forme par un circuit électronique 30 faisant partie du support 4, et portant par exemple la sortie physique 54. Ainsi, une diminution du flux de neutrons reçus par le détecteur 3 se traduit par une diminution du taux de comptage de neutrons, qui indique l’augmentation de l’épaisseur de la couche CCB de colmatage de bore dans la canalisation C.
Le dispositif 1 de détection suivant l’invention permet ainsi de détecter des colmatages de bore à l’intérieur de la canalisation C de passage d’eau borée, sans avoir à retirer la couche C2 de calorifuge et l’enveloppe C3, et sans avoir à ouvrir cette canalisation C et évite donc des manipulations intrusives. Le dispositif 1 de détection suivant l’invention permet également de détecter des épaisseurs de dépôt de bore inférieures au diamètre intérieur de la canalisation C. L’invention peut être appliquée à des cas de présence de bore cristallisé dans les canalisations C véhiculant du fluide avec des concentrations en bore pouvant être élevées et présentant un risque de baisse de température.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le détecteur 3 de neutrons comporte un scintillateur 31 , apte à transformer les neutrons qu’il reçoit de la source 2 d’émission de neutrons en un signal lumineux. Le scintillateur 31 peut-être par exemple et non limitativement un scintillateur du type plastique dopé au lithium 6Li ou autre. Le détecteur 3 de neutrons comporte en outre un photodétecteur 33, apte à fournir une mesure sous la forme d’un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus en fonction du signal lumineux fourni par le scintillateur 31 . Le photodétecteur 33 peut être par exemple du type photomultiplicateur ou silicium photomultiplicateur (en abrégé et en anglais : SiPM). Ainsi, le comptage du flux de neutrons reçus par le détecteur 3 est réalisé de la manière suivante. Les neutrons, qui forment un rayonnement indirectement ionisant reçu par le détecteur 3, déposent de l’énergie dans le scintillateur 31. La réaction neutron/scintillateur va générer un noyau d’Hélium, particule chargée, qui va déposer de l’énergie dans le scintillateur 31 pour la gamme d’énergie thermique des neutrons. La réaction neutron/scintillateur va déposer de l’énergie dans le scintillateur 31 par diffusions élastiques pour la gamme d’énergie épithermique des neutrons. Cette énergie est produite sous forme de photons dans le domaine visible et/ou proche de l’ultraviolet. Ces photons sont détectés par le photodétecteur 33 qui transforme le signal lumineux en un signal électrique représentatif de la détection d’un neutron. Le compteur 5 de mesure compte le nombre d’évènements, pour calculer le taux de comptage de neutrons reçus à partir du signal électrique fourni par le photodétecteur 33, et suit son évolution dans le temps. Le taux de comptage des neutrons reçus peut être directement affiché sur un écran 51 de l’ordinateur 5 d’analyse et/ou peut être enregistré dans une mémoire permanente 52 de l’ordinateur 5 d’analyse.
Suivant un autre mode de réalisation de l’invention, le détecteur 3 de neutrons est une chambre d’ionisation contenant un gaz, apte à transformer les neutrons reçus en un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus comme mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons. A la figure 2, le scintillateur 31 et le photodétecteur 33 peuvent être remplacés par la chambre d’ionisation 3.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte un système 44 de mesure de la distance D entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte un premier bras
41 supportant la source 2 d’émission de neutrons, et un deuxième bras 42 supportant le détecteur 3 de neutrons et la sortie physique 54. Le premier bras 41 est monté mobile par rapport au deuxième bras 42, par exemple en coulissement (translation) suivant une direction X d’écartement déterminée allant de la source 2 d’émission de neutrons au détecteur 3 de neutrons, pour faire varier la distance D entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons. Le support 4 comporte un système 43 de serrage, par exemple du type à vis, pour immobiliser le premier bras 41 par rapport au deuxième bras
42 et fixer la distance D entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons. Le premier bras 41 et le deuxième bras délimitent une ouverture 45 dans laquelle se trouve la distance D de trajet des neutrons de la source 2 d’émission de neutrons au détecteur 3 de neutrons et qui peut être placée autour de la canalisation C de passage d’eau borée. Le coulissement des bras 41 et 42 l’un par rapport à l’autre permet d’adapter le dispositif 1 sur des canalisations C de différents diamètres, par exemple de 5 mm à 150 mm.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le deuxième bras 42 comporte une crémaillère 421 ayant une ouverture 422 de guidage s’étendant le long de la direction X d’écartement déterminée allant de la source 2 d’émission de neutrons au détecteur 3 de neutrons (ou suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons). Le premier bras 41 comporte une patte 411 pouvant être guidée dans l’ouverture 422 de guidage le long de la direction D d’écartement déterminée lorsque le système 43 de serrage se trouve dans une position de desserrage. Le système 43 de serrage peut également avoir une position de serrage, dans laquelle la patte 411 est immobilisée dans l’ouverture 422 de guidage. Le système 43 de serrage peut être actionné manuellement entre l’une et l’autre de la position de desserrage et de la position de serrage.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le système 44 de mesure de la distance D entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons comporte des graduations 440 de distance, qui sont réparties sur la crémaillère 421 le long de la direction X d’écartement déterminée. Ces graduations 440 indiquent des mentions de distance D entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons. La distance D mesurée entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons correspond à la mention de celle des graduations 440, qui se trouve en face de la patte 411. Cette information de distance D mesurée peut être utilisée afin de corriger certains effets inhérents à la mesure.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le système 43 de serrage comporte une vis 431 de serrage, qui peut être vissée et dévissée sur la patte 411 , pour être serrée contre la crémaillère 421 dans la position de serrage et pour être desserrée de la crémaillère 421 dans la position de desserrage. Une molette 432 peut être fixée sur la tête de la vis 431 pour pouvoir actionner manuellement la vis 41 .
On décrit ci-dessous des éléments associés à la source 2 d’émission et pouvant être portés par le premier bras 41 .
La source 2 d’émission de neutrons comporte un (premier) côté avant 22, qui est orienté vers le détecteur 3 de neutrons suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. Ce côté avant 22 est donc situé entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte, devant le côté avant 22 de la source 2 d’émission de neutrons, un collimateur 21 de neutrons, qui est configuré pour focaliser les neutrons suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. Le collimateur 21 de neutrons peut être par exemple en cadmium.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte, au moins devant le côté avant 22 de la source 2 d’émission de neutrons, un matériau 23 de ralentissement des neutrons dans une plage prescrite d’énergie cinétique des neutrons. Le matériau 23 de ralentissement des neutrons peut être disposé tout autour de la source 2 d’émission de neutrons. Le matériau 23 de ralentissement des neutrons peut être par exemple du polyéthylène haute densité (en abrégé : PEHD) ou de la paraffine ou autre. En effet, l’énergie cinétique des neutrons émis par la source 2 peut être très élevée (par exemple plusieurs MeV). Le polyéthylène haute densité présente l’avantage d’être un matériau ralentisseur très riche en hydrogène. La présence de beaucoup d’atomes d’hydrogène dans le matériau 23 de ralentissement permet d’amener rapidement (en peu de chocs) les neutrons rapides (issues de la source 2 d’émission des neutrons) vers l’état thermique ou épithermique. Le matériau 23 de ralentissement des neutrons peut être également appelé thermaliseur 23 ou modérateur 23. L’utilisation du PEHD permet de diminuer le volume du thermaliseur. La mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons, ou du taux de comptage, est choisie pour les neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons se trouvant dans la plage prescrite d’énergie cinétique.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le matériau 23 est configuré (notamment par sa composition, son épaisseur et sa forme) pour ralentir les neutrons dans la plage prescrite d’énergie cinétique des neutrons, qui est thermique ou épithermique. La mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons, ou du taux de comptage, est choisie pour les neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons se trouvant dans la plage prescrite d’énergie cinétique, qui est thermique et/ou épithermique.
Cette plage prescrite d’énergie thermique correspond à des neutrons dont l’énergie cinétique de l’ordre de l’énergie thermique kT du milieu environnant, où T est la température absolue et k est la constante de Boltzmann. Ces énergies thermiques sont relativement faibles (environ 0,025 eV pour une température ? de 300° K). La plage prescrite d’énergie épithermique correspond à des neutrons ayant une énergie cinétique un peu plus grande que la plage d’énergie thermique. Les plages d’énergie thermique et/ou épithermique permettent de maximiser la sensibilité du détecteur 3 de neutrons et permettent de discriminer la présence d’un simple dépôt de bore.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le matériau 23 est configuré (notamment par sa composition, son épaisseur et sa forme) pour ralentir les neutrons dans la plage prescrite d’énergie cinétique des neutrons, qui est supérieure ou égale à 10'8 MeV et qui est inférieure ou égal à 10'1 MeV. Cela correspond à la plage prescrite d’énergie cinétique, qui est thermique et/ou épithermique. La mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons, ou du taux de comptage, est choisie pour les neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons se trouvant dans la plage prescrite d’énergie cinétique, qui est supérieure ou égale à 10'8 MeV et qui est inférieure ou égal à 10'1 MeV. Ladite plage prescrite sera choisie selon les dimensions de la canalisation de passage. Il peut ainsi y avoir plusieurs modes de réalisation en fonction des tailles (diamètres de la canalisation C, etc...), en retenant le principe que la plage prescrite d’énergie est d’autant plus élevée que les tailles le sont. Plus la distance entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons croît, plus la plage énergétique prescrite croît vers les valeurs supérieures. Il peut ainsi y avoir autant de plages prescrites que de distances entre la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte tout autour de la source 2 d’émission de neutrons une (ou plusieurs) paroi 24 d’absorption des neutrons (ou blindage 24 contre les neutrons), sauf en une ouverture 242 disposée devant le côté avant 22 de la source 2 d’émission de neutrons, laquelle permet le passage des neutrons suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. L’ouverture 242 de passage des neutrons est par exemple prévue sous la forme d’un perçage 242 ménagé dans une face avant 241 de la paroi 24 d’absorption des neutrons, cette face avant 241 étant orientée suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. Cette (ou ces) paroi 24 d’absorption des neutrons peut être par exemple en cadmium. Chaque paroi 24 d’absorption des neutrons peut être par exemple sous la forme d’une plaque plane. La (ou les) paroi 24 d’absorption des neutrons permet d’absorber les neutrons générés de manière isotrope par la source 2 d’émission de neutrons, ailleurs que vers le détecteur 3 de neutrons. La (ou les) paroi 24 d’absorption des neutrons permet de minimiser l’activité nécessaire de la source 2 de neutrons, afin d’avoir un plus faible impact dosimétrique sur les intervenants en charge de la mesure.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, la source 2 d’émission de neutrons, le collimateur 21 de neutrons décrit ci-dessus, le matériau 23 de ralentissement des neutrons décrit ci-dessus et la (ou les) paroi 24 d’absorption des neutrons sont placés dans un boîtier 25, ouvert donc par l’ouverture 242 de passage des neutrons, orientée vers le détecteur 3 de neutrons.
On décrit ci -dessous des éléments associés au détecteur 3 de neutrons et pouvant être portés par le deuxième bras 42.
Le détecteur 3 de neutrons comporte un (deuxième) côté avant 32, qui est orienté vers la source 2 d’émission de neutrons suivant la direction X et un côté arrière 36, qui est plus éloigné de la source 2 d’émission de neutrons suivant la direction X que le côté avant 32 du détecteur 3 de neutrons.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte un blindage 343 contre les neutrons (ou autre paroi 343 d’absorption des neutrons) au moins sur le côté arrière 36 du détecteur 3 de. Ce blindage 343 peut être en cadmium. Ce blindage 343 permet de limiter la sensibilité du détecteur 3 de neutrons aux neutrons pouvant être rétrodiffusés (par exemple si un mur est présent à proximité de la canalisation C) et de protéger les opérateurs et le matériel environnant.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, la paroi 24 d’absorption des neutrons et/ou l’autre paroi 34, 343 d’absorption des neutrons est, dans un mode préférentiel, en cadmium, et dans des modes secondaires en Hafnium ou Gadolinium. Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 peut comporter tout autour du détecteur 3 de neutrons une (ou plusieurs) autre paroi 34 d’absorption des neutrons (ou blindage 34 contre les neutrons), sauf en une autre ouverture 342 disposée entre le côté avant 32 du détecteur 3 de neutrons et la source 2 d’émission de neutrons. Cette autre ouverture 342 permet le passage des neutrons suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons. L’autre ouverture 342 de passage des neutrons est par exemple prévue sous la forme d’un perçage 342 ménagé dans la deuxième face avant 341 de la paroi 34 d’absorption des neutrons, cette deuxième face avant 241 étant orientée suivant la direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers la source 2 d’émission de neutrons. Chaque autre paroi 34 d’absorption des neutrons peut être par exemple sous la forme d’une plaque plane. Chaque autre paroi 34 d’absorption des neutrons peut être par exemple en cadmium.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le support 4 comporte une première surface 27 de centrage de la canalisation C. Cette première surface 27 de centrage de la canalisation C est située du côté de la source 2 d’émission de neutrons, par exemple devant celle-ci et en face du détecteur 3 de neutrons et peut comporter deux parties planes 271 , 272 faisant un angle obtus tourné vers le détecteur 3 de neutrons, pour que cette première surface 27 de centrage puisse être appuyée contre la canalisation C. La première surface 27 de centrage de la canalisation C est configurée pour centrer la direction X d’orientation pour que cette direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons rencontre l’axe Y de révolution de la canalisation C. Le support 4 comporte une deuxième surface 37 de centrage de la canalisation C. Cette deuxième surface 37 de centrage de la canalisation C est située du côté du détecteur 3 de neutrons, par exemple en face de la source 2 d’émission de neutrons, et peut comporter deux parties planes faisant un angle obtus tourné vers la source 2 d’émission de neutrons, pour que cette deuxième surface 37 de centrage puisse être appuyée contre la canalisation C. La deuxième surface 37 de centrage de la canalisation C est configurée pour centrer la direction X d’orientation pour que cette direction X d’orientation de la source 2 d’émission de neutrons vers le détecteur 3 de neutrons rencontre l’axe Y de révolution de la canalisation C.
Aux figures 3A et 3B, des courbes de flux de neutrons (normalisées en cm'2 en ordonnées) reçus par le détecteur 3 de neutrons ont été simulées suivant l’invention en fonction de l’énergie cinétique des neutrons (en MeV en abscisses) reçus par le détecteur 3 de neutrons, au travers d’une canalisation C de passage d’eau borée, cylindrique circulaire de 60 mm de diamètre intérieur, avec une couche de matériau 23 de ralentissement des neutrons de 10 cm d’épaisseur de PEHD entourant la source 2 d’émission de neutrons, et pour différentes épaisseurs, à savoir 0 mm (sans bore), 2 mm, 5 mm, 15 mm, 30 mm (bouchon complet), de la couche CCB de colmatage de bore d’une longueur de 10 cm le long de la paroi intérieure C1 de la canalisation C. La courbe du nombre de neutrons émis par la source 2 d’émission de neutrons en sortie du matériau 23 de ralentissement est également représentée et dénommée « flux sortie support source » aux figures 3A et 3B. On voit sur ces figures 3A et 3B que pour les énergies cinétique des neutrons, supérieures ou égale à 10' 8 MeV et inférieures ou égales à 10'1 MeV, les courbes de flux de neutrons sont sensiblement (pour la plupart des abscisses) distinctes les unes des autres au moins de 0 mm à 30 mm d’épaisseur de la couche CCB de colmatage de bore dans la canalisation C et sont d’autant plus basses que l’épaisseur de la couche CCB de colmatage de bore dans la canalisation C est grande dans cette gamme de 0 mm à 30 mm d’épaisseur (appelé cas 1 ). La mesure du flux de neutrons reçus pour une valeur d’énergie cinétique comprise dans ces plages d’énergie cinétique permet donc de déterminer par le compteur 5 ou calculateur 5, s’il existe un bouchon de bore obstruant quasi complètement la canalisation C et/ou de calculer une mesure de colmatage de bore, telle que par exemple l’épaisseur de la couche CCB de colmatage de bore dans la canalisation C au moins pour les épaisseurs allant de 0 jusqu’au rayon intérieur de la canalisation C.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, la mesure du nombre de neutrons reçus ou le taux de comptage de neutrons reçus, peut être représentée en coups par seconde sur l’écran 51 de l’ordinateur 5. Les mesures peuvent être réalisées en plusieurs points éloignés les uns des autres le long de la canalisation C et les variations de flux neutronique reçu par le détecteur 3 peuvent être évaluées par l’ordinateur 5.
Le dispositif 1 et procédé de détection de colmatage de bore suivant l’invention permet un contrôle non destructif et non intrusif de la canalisation C. Le dispositif 1 de détection de colmatage de bore suivant l’invention peut être portatif. L’invention permet aux intervenants de se replier dans une zone moins exposée à des radiations, qui permettra de réaliser des gains dosimétriques. Elle permet également de mieux cibler la zone d’intervention et de limiter les coûts d’intervention. L’invention permet un gain en temps d’intervention. Le dispositif 1 et procédé de détection de colmatage de bore suivant l’invention permettent de déterminer, à partir de la mesure de colmatage obtenue, de déterminer quelle quantité de produits de nettoyage ou de lessivage il faut introduire dans la canalisation C pour ôter la couche de colmatage de bore ou le bouchon de bore qui s’y trouve. Cela permet d’économiser en produits de nettoyage ou de lessivage de bore.
Suivant un mode de réalisation de l’invention, le dispositif 1 de détection de colmatage de bore peut être robotisé, par exemple pour effectuer des translations le long de la canalisation C et des rotations autour de la canalisation C. Le procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation C de passage d’eau borée à l’aide du dispositif 1 de détection de colmatage de bore décrit ci-dessus comporte les étapes suivantes représentées à la figure 4.
Au cours d’une première étape E1 , on positionne la source 2 d’émission de neutrons et le détecteur 3 de neutrons de part et d’autre de la canalisation C de passage d’eau borée, pour que la distance D déterminée de trajet des neutrons de la source 2 d’émission de neutrons jusqu’au détecteur 3 de neutrons soit occupée au moins en partie par la canalisation C de passage d’eau borée. La source 3 de neutrons émet en permanence des neutrons. Au cours d’une deuxième étape E2 postérieure à la première étape E1 , on met en fonctionnement le détecteur 3 de neutrons. La source 2 d’émission de neutrons envoie donc des neutrons au détecteur 3 de neutrons à travers la canalisation C de passage d’eau borée au cours de cette deuxième étape E2.
Au cours d’une troisième étape E3 postérieure à la deuxième étape E2, le compteur 5 de mesure relié au détecteur 3 de neutrons produit la mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur 3 de neutrons.
Bien entendu, les modes de réalisation, caractéristiques, possibilités et exemples décrits ci-dessus peuvent être combinés l’un avec l’autre ou être sélectionnés indépendamment l’un de l’autre.

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif (1 ) de détection de colmatage de bore dans une canalisation (C ) de passage d’eau borée, caractérisé en ce que le dispositif comporte au moins une source (2) d’émission de neutrons, au moins un détecteur (3) de neutrons, un support (4), auquel sont fixés la source (2) d’émission de neutrons et le détecteur (3) de neutrons, un compteur (5) de mesure relié au moins au détecteur (3) de neutrons, configuré pour fournir une mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur (3) de neutrons, le support (4) étant apte à maintenir le détecteur (3) de neutrons orienté vers la source (2) d’émission de neutrons et avec une distance (D) non nulle de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons, pour que la distance (D) déterminée de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons puisse être occupée au moins en partie par la canalisation (C ) de passage d’eau borée.
2. Dispositif suivant la revendication 1 , caractérisé en ce que le compteur (5) de mesure comporte un afficheur (51 ) d’un taux de comptage de neutrons reçus, détectés par le détecteur (3) de neutrons.
3. Dispositif suivant la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le détecteur (3) de neutrons comporte un scintillateur (31 ), apte à transformer les neutrons reçus en un signal lumineux, et un photodétecteur (33), apte à fournir la mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur (3) de neutrons sous la forme d’un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus en fonction du signal lumineux du scintillateur (31 ).
4. Dispositif suivant la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le détecteur (3) de neutrons est une chambre d’ionisation contenant un gaz, apte à transformer les neutrons reçus en un signal électrique de taux de comptage de neutrons reçus.
5. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte un système (44) de mesure de la distance (D) de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons.
6. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte un premier bras (41 ), auquel est fixée la source (2) d’émission de neutrons, et un deuxième bras (42), auquel est fixé le détecteur (3) de neutrons, le premier bras (41 ) étant monté mobile par rapport au deuxième bras (42), pour faire varier la distance (D) entre la source (2) d’émission de neutrons et le détecteur (3) de neutrons, le support (4) comportant un système (43) de serrage pour immobiliser le premier bras (41 ) par rapport au deuxième bras (42) et fixer la distance (D) de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons.
7. Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé en ce que le premier bras (41 ) est monté coulissant par rapport au deuxième bras (42) suivant une direction (X) d’écartement déterminée allant de la source (2) d’émission de neutrons au détecteur (3) de neutrons.
8. Dispositif suivant la revendication 7, caractérisé en ce que le deuxième bras (42) comporte une crémaillère (421 ) ayant une ouverture (422) de guidage s’étendant le long de la direction (X) d’écartement déterminée, le premier bras (41 ) comporte une patte (411 ) insérée dans l’ouverture (422) de guidage, la patte (411 ) étant apte à coulisser le long de la direction (X) d’écartement déterminée dans l’ouverture (422) de guidage lorsque le système (43) de serrage se trouve dans une position de desserrage, le système (43) de serrage ayant une position de serrage, dans laquelle la patte (411 ) est immobilisée dans l’ouverture (422) de guidage.
9. Dispositif suivant la revendication 8, prise en combinaison avec la revendication 5, caractérisé en ce que le système (44) de mesure de la distance (D) de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons comporte des graduations (440) de distance, qui sont réparties sur la crémaillère (421 ) le long de la direction (X) d’écartement déterminée.
10. Dispositif la revendication 8 ou 9, caractérisé en ce que le système (43) de serrage comporte une vis (431 ) de serrage, qui est disposée sur la patte (411 ), qui est apte à être serrée contre la crémaillère (421 ) dans la position de serrage et qui est apte à être desserrée de la crémaillère (421 ) dans la position de desserrage.
11. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte, devant un premier côté avant (22) de la source (2) d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur (3) de neutrons, un collimateur (21 ) de neutrons pour concentrer les neutrons suivant une direction (X) d’orientation de la source (2) d’émission de neutrons vers le détecteur (3) de neutrons.
12. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte, au moins devant un premier côté avant (22) de la source (2) d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur (3) de neutrons, un matériau (23) de ralentissement des neutrons dans une plage prescrite d’énergie cinétique, la mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur (3) de neutrons étant choisie pour les neutrons détectés par le détecteur (3) de neutrons se trouvant dans la plage prescrite d’énergie cinétique.
13. Dispositif suivant la revendication 12, caractérisé en ce que la plage prescrite d’énergie cinétique est thermique et/ou épithermique.
14. Dispositif suivant la revendication 12 ou 13, caractérisé en ce que la plage prescrite d’énergie cinétique est supérieure ou égale à 10'8 MeV et est inférieure ou égal à 10’1 MeV.
15. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications 12 à 14, caractérisé en ce que le matériau (23) de ralentissement des neutrons est du polyéthylène haute densité et/ou de la paraffine.
16. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications 12 à 15, caractérisé en ce que le matériau (23) de ralentissement des neutrons est disposé tout autour de la source (2) d’émission de neutrons.
17. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte tout autour de la source (2) d’émission de neutrons au moins une paroi (24) d’absorption des neutrons, comportant devant un premier côté avant (22) de la source (2) d’émission de neutrons, orienté vers le détecteur (3) de neutrons, une ouverture (242) permettant le passage des neutrons suivant une direction (X) d’orientation de la source (2) d’émission de neutrons vers le détecteur (3) de neutrons.
18. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le détecteur (3) de neutrons comporte un deuxième côté avant (32), qui est orienté vers la source (2) d’émission de neutrons suivant une direction (X) d’orientation, et un côté arrière (36), qui est plus éloigné de la source (2) d’émission de neutrons suivant la direction (X) d’orientation que le deuxième côté avant (32) du détecteur (3) de neutrons, le support (4) comporte au moins une autre paroi (34, 343) d’absorption des neutrons au moins sur le côté arrière (36) du détecteur (3) de neutrons.
19. Dispositif suivant la revendication 18, caractérisé en ce que le support (4) comporte tout autour du détecteur (3) de neutrons au moins une autre paroi (34, 343) d’absorption des neutrons, comportant devant le deuxième côté avant (32), qui est orienté vers la source (2) d’émission de neutrons suivant une direction (X) d’orientation, une autre ouverture (342), qui est disposée entre le deuxième côté avant (32), du détecteur (3) de neutrons et la source (2) d’émission de neutrons et qui permet le passage des neutrons suivant la direction (X) d’orientation de la source (2) d’émission de neutrons vers le détecteur (3) de neutrons.
20. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications 17 à 19, caractérisé en ce que la paroi (24) d’absorption des neutrons et/ou l’autre paroi (34, 343) d’absorption des neutrons est en cadmium et/ou en hafnium et/ou en gadolinium.
21. Dispositif suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le support (4) comporte une première surface (27) de centrage de la canalisation (C ), située du côté de la source (2) d’émission de neutrons et configurée pour qu’une direction (X) d’orientation de la source (2) d’émission de neutrons vers le détecteur (3) de neutrons rencontre un axe (Y) de révolution de la canalisation (C ), et le support (4) comporte une deuxième surface (37) de centrage de la canalisation (C ), située du côté du détecteur (3) de neutrons et configurée pour qu’une direction (X) d’orientation de la source (2) d’émission de neutrons vers le détecteur (3) de neutrons rencontre un axe (Y) de révolution de la canalisation (C ).
22. Procédé de détection de colmatage de bore dans une canalisation (C ) de passage d’eau borée à l’aide du dispositif (1 ) de détection de colmatage de bore suivant l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le procédé comporte les étapes suivantes : positionnement (E1 ) de la source (2) d’émission de neutrons et du détecteur (3) de neutrons de part et d’autre de la canalisation (C ) de passage d’eau borée, pour que la distance (D) déterminée de trajet des neutrons de la source (2) d’émission de neutrons jusqu’au détecteur (3) de neutrons soit occupée au moins en partie par la canalisation (C ) de passage d’eau borée, mise en marche (E2) du détecteur (3) de neutrons, fourniture (E3) par le compteur (5) de mesure relié au détecteur (3) de neutrons, d’une mesure de colmatage de bore selon une mesure du nombre de neutrons détectés par le détecteur (3) de neutrons.
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GB1478271A (en) * 1974-03-07 1977-06-29 Commissariat Energie Atomique Boron concentration measuring device
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CN108679355A (zh) * 2018-06-06 2018-10-19 广东核电合营有限公司 一种疏通核电站硼水管路的方法及装置

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