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CEA-R-4208 - DESANDRE-NAVARRE Christian - FARNY a£x--d - PERVES Jean-Pierre ]
LA NEUTROGRAPHIE SUR LES REACTEURS AU C.E.A. j
Sommaire. - Les études sur les expériences de neutrographie ont commencé en France ! en 196o\ Depuis, les essais entrepris dans les différents laboratoires du C.E.A.1, à '• CADARACHE, FQWTENAY aux ROSES, GRENOBLE et SACLAY, ont permis d'améliorer la tech- j nique et mettre au point des équipements. Plusieurs Installations ont été construi- . tes et sont actuellement à la disposition des expérimentateurs dans chaque Centre C.E.A. j
Après un bref résumé des principes de cette méthode d'examen non destructif, le ] rapport donne un état complet de la neutrographie sur réacteur nucléaire, plus particulièrement sur les différentes qualités des sources utilisées (neutrons froids, thermiques, et épithermiques) les collimateurs (immergés, ou en faisceaux, divergents ou du type Sbller etc...).
On distingue 3 sortes de détection :
- méthode directe, dans laquelle l'image est enregistrée et visualisée instantanément par une surface sensible couplée à un dispositif optique (caméra hypersensible, intensificateur "d'image, "...)
- méthode semi-directe, appelée autrefois méthode directe, qui utilise un convertisseur et une emulsion (film X, ou autre support) placés ensemble dans le faisceau neutronique.
CEA-R-4208 - DESANDRE-NAVARRE Christian - FARNY Gérard - PERVES Jean-Pierre
PROGRESS REPORT ON THE NEUTRON RADIOGRAPHY- IN FRANCE BY USING NUCLEAR REACTORS
Summary. - Studies on neutron radiography experiments began in France in 1966-Since that time, the tests undertaken in the various Laboratories of the Commissariat à l'Energie Atomique (C.E.A.) (CADARACHE, FONTENAY, GRENOBLE and SACLAY) enabled to improve operating techniques and to perfect routine devices.Several inspections facilities were built and are now placed at the experimenters' disposal in each centre bf the C.E.A. ' After a brief summary of the basic principles of this NDT method, the report gives a full statement of neutron radiography in nuclear reactor, concerning" more partl-culary the different qualities of the used sources (cold, thermal and enithernal neutrons),:the collimators (immersed or in beam tube, divergent or Soller type...); and the detection systems- - • ! Three kinds- of detection have to be noticed :
- dirrjt method, in wleh the image is recorded and visualized instanta- : neously by means of a sensitive surface coupled to an optical- device .: (hypersensitive, t^nera, image intensifier,... )
- Semi direct method formerly and wrongly called direct method, which ' j uses * converter and an emulsion (X ray film or anything else) placed j together in the neutron beam.
I ;
- Méthode da treaefert « M laquelle, aapl l e oenrertisseur est Irradie" «Ma l e 1
Dawi M M M « M , 1 M jrlealyawr aspeêta et paramétrée sont nanti onr.*5m et lea photoa ; 1* qualité^ du prooe<ie.
69 p.
OoaMl—arlat à l'&Mrcie Ateedque - France
- transfer •irtfced In which the converter alone la Irradiated In the neutron bean. - , ' • - • " .
In each oase, the nain features and par^weters are •entloned and the ̂ obtained photographs ahow the quality of the process.
•69 "T>V.
Cossdsserle>t à l ' lherale Atosdq<M - Franee
L
_ /
? COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE CEA R-4208
12.4 ^SSiSsS
LA NEUTROGRAPHIE SUR LES REACTEURS
AU C.E.A.
par
Christian DESANDRE-NAVARRE -
Gérard FARNY - Jean-Pierre PERVES
Centre d'Etudes Nucléaires de Cadarache
Rapport C E A - R - 4 2 0 8
1972 Fa
SERVICE CENTRAL DE DOCUMENTATION DU C.E.A « • • • • • • M — M . C.E.N SACLAY B.P. n°2, 9! GIF su-YVETTE-France
- Rapport CEA-R-4208 -
Centre d'Etudes Nucléaires de Cadarache
Unités Techniques Communes
Service de la Pile Pégase
LA NEUTROGRAPHIE SUR LES REACTEURS AU CE .A.
par
Christian DESANDRE-NAVARRE* - Gérard FARNY**
Jean-Pierre PERVES***
* Cadarache UTC/SPP ** Saclay SPS »** Grenoble S.Pi
MARS 1972
T A B L E DES M A T I E R E S
GENERALITES
PRINCIPE
LES PROPRIETES DE LA NEUTROGRAPHIE
3.1. COMPARAISON AVEC LA EADIOGRAPHIE 3.2. APPLICATIONS PARTICULIERES
3-2.1. Les matériaux de forte densité 3.2.2. Les matériaux de faible densité 3*2.5.- Les matériaux composites 3*2.4. Les agents contrastants 3-2.5. Les matériaux radioactifs
LA TECHNOLOGIE DE LA NEUTROGRAPHIE 4.1. LES SOURCES DE NEUTRONS
4.1.1. Les accélérateurs 4.1.2. Les sources isotopiques 4.1.3- Les réacteurs nucléaires 4.1.4. Comparaison des sources
4.2. LA COLLIMATION 4.3. LA DETECTION
4.3.1. La méthode directe 4.3.1.1. Convertisseurs métalliques 4.^.1.2. Convertisseurs luminescents 4.3-1.3- Analyse des traces
4.3-2. La méthode de transfert 4.3-3» Comparaison des méthodes - Choix
4.3.3.1. La finesse d'image 4.3-3-2. Sensibilité de détection 4.3.3*3. Insensibilité aux gammas 4.3.3.4. Examen en dynamique 4.3.3-5. Guide pour le choix d'une méthode
5 - UTILISATION DES DIFFERENTES ENERGIES DES NEUTRONS 5.1- PROPRIETES DES NEUTRONS DE DIVERSES ENERGIES
5-1-1. Les neutrons rapides 5.1-2. Les neutrons épithermiques 5-1.3. Les neutrons thermiques 5.1.4. Les neutrons froids
5-2. LES SOURCES DE NEUTRONS DE DIFFERENTES ENERGIES ET LEURS DETECTEURS 5*2.1. Faisceaux épithermiques 5-2.2. Faisceau thermiques 5-2.3- Faisceaux froids 5*2.4. Les filtres gammas
6 - LA NEUTROGRAPHIE SUR LES REACTEURS NUCLEAIRES
6.1. LA NEUTROGRAPHIE SOUS EAU EN PILE PISCINE
6.1.1. Généralités 6.1.2. La collimation 6.1.3- La mise en place des objets 6.1.4. Liaison collimateur - porte cbjet 6.1.5* Cassettes porte convertisseur 6.1.6. Applications
6.2. FAISCEAUX SORTIS DE REACTEURS
6.2.1. Descriptif général 6.2.2. Dispositif TRITON (Fontenay-aux-Roses) 6.2.3. Dispositif MELUSINE (Grenoble)
6-3- RESULTATS
ANNEXES
BIBLIOGRAPHIE
L I S T E DES F I G U R E S
Fîg 1
Fig 2
Fig 3
Fig 4a
Fig 4 a
Fig 5
Fig 6
Fig 7
Fig 8
F ig . 9
F ig. 10
Fig. 11 a
Fig. 11 b
Fig. 12
Fig. 13
Fig. 14
Fig. 15
Fig. 16
Fig. 17
Fig. 18
Fig. 19
Fig. 20
Fig. 21
- SCHEMA DE PRINCIPE
- TABLEAU DES COEFFICIENTS D'ATTENUATION
- COURBE n / f = f ( Z )
- METHODE DIRECTE
- METHODE DE TRANSPORT
- VISUALISATION A CONVERTISSEUR INDEPENDANT
- SCHEMA D'EXPERIENCE
- ESSAI AVEC MAGNETOSCOPE
- METHODE DIRECTE AVEC CADOLINIUM
- COURBE STANDARD DE SECTION EFFICACE
- VARIATIONS COMPAREES DES SECTION EFFICACES TOTALE
DE MATERIAUX
- IMPLANTATIONDE L'APPAREIL DANS UNE PILE PISCINE
- SCHEMA DU DISPOSITIF DE NEUTROGRAPHIE IMMERGE
- LA COLLIMATION
- ETANCHEITE PAR JOINTS PLASTIQUES COULES
- CLOCHE A JOINT ELASTIQUE "DIABOLO"
- ETANCHEITE PAR JOINTS DE GLACE
- CLOCHE A JOINT DE GLACE FORME A L'AZOTE LIQUIDE
- IMPLANTATION DES CANAUX DES REACTEURS TRITON ET MELUSINE
- DISPOSITIF TRITON
- QUALITE DU FAISCEAU
- APPAREIL DE NEUTROGRAPHIE INDUSTRIELLE MELUSINE
- ZONE DE PHOTOGRAPHIE DE L'APPAREIL "MELUSINE"
t
1 - GENERALITES
La plupart des procédés d'examen non destructifs utilisent l'interaction d'ondes
coniques ou de rayonnements arec l'objet à examiner.
Les deux méthodes les plus courantes emploient la relative transparence des ma
tériaux à certains rayonnements ou particules. On a alors un émetteur produisant un
faisceau directionnel incident pénétrant (rayons X ou y, ultra-sons, par exemple) et un
détecteur (film radiographique ; capteur piézo d'ultra-sons) qui enregistre la déforma
tion du signal incident par l'objet à examiner.
La "Neutregraphie" ou radiographie par les neutrons, utilise le même processus.
Bien que les propriétés du neutron soient connues depuis longtemps (dès 1938, KALLMAN
en Allemagne donnait le principe de la neutrographie), l'insuffisance des sources de
neutrons disponibles, et le faible développement des méthodes de contrôle non destruc
tif, à l'époque, n'ont pas permis l'exploitation de cette idée jusqu'à ces dernières
années.
Les études reprirent en- 1955 à HABWELL (GB) avec J. THEWLIS et H. BERGER à
ABGONNE (U.S.A.), donna l'impulsion nécessaire en publiant un livre sur ce procédé en
1965 (réf. 5).
La neutrographie sur réacteur s'est développée en France à partir de 1966, plus
particulièrement pour le contrôle des dispositifs radioactifs. Depuis, pratiquement tous
les réacteurs piscines du CEA ont été équipés de collimateurs immergés. A ces appareils,
se sont ajoutés, depuis 1968, deux ensembles conçus spécialement pour des besoins indus
triels sur les réacteurs TRITON (région parisienne) et MELDSINE (Grenoble).
2 - PRINCIPE
La neutrographie procède d'un principe identique à la radiographie et l'on re
trouve le même schéma théorique (fig. 1). Le générateur (a), une source de neutrons,
est suivi d'un collimateur (b) qui limite le diamètre de 1? source et donne au faisceau
sa finesse. Ces neutrons traversent ensuite l'objet à examiner (c) et sont plus ou moins
absorbés suivant la transparence de la matière rencontrée. Le faisceau sortant (d),
image neutronique de l'objet, est recueilli sur un détecteur (e) dont la réponse en
tout point est proportionnelle à l'intensité du faisceau incident. Le détecteur, appelé
"convertisseur", convenablement traité, permet de rendre cette image latente visible
sur un film, écran de télévision, etc.
Source de neutrons quasi ponctuelle
Faisceau de neutrons
détecteur d'image
faisceau modulé
Fig. 1 - SCHEMA DE PRINCIPE DE LA NEUTROGRAPHIE
3 - LES PROPRIETES DE LA NEUTROGRAPHIE
3.1. COMPARAISON AVEC LA RADIOGRAPHIE
L'intérêt de cette méthode apparaît lorsque l'on compare les coefficients d'ab
sorption massique pour les neutrons des différents éléments, voire des différents iso
topes d'un même élément, avec ceux de la radiographie X ou y. L'information apportée est
fondamentalement différente en raison de très forts écarts du pouvoir absorbant des ma
tériaux pour les neutrons et les rayonnements électromagnétiques- L'interaction de ceux-
ci avec la matière se fait surtout au niveau du cortège électronique de l'atome et le
pouvoir d'arrêt des éléments est une fonction régulièrement croissante avec leur numéro
atomique. De plus, cette croissance est d'autant plus faible que l'énergie des photons
incidents est plus élevée.
L'interaction neutron-matière se situe au niveau des nucléons et les valeurs du
pouvoir d'arrêt des éléments sont très dispersées comme on peut le constater sur la ta
bleau (fig. 2) et la courbe (fig. 3). De plus, si l'on considère plusieurs isotopes d'un
même élément, ils auront une absorption photonique identique (même cortège électronique)
mais, généralement, des absorptions neutroniques différentes.
Les chiffres donnés correspondent aux neutrons de faible énergie appelés neutrons
thermiques. Ce sont pratiquement les seuls employés maintenant hormis quelques applica
tions très spéciales. Nous donnerons plus loin (chapitre 5) l'analyse des propriétés des
neutrons d'une autre énergie et leurs applications»
Ainsi, une analyse succincte de ce tableau permet de dire que la neutrographie
est très complémentaire de la radiographie.
- 3 -
Figure 2
P
Coefficient d'absorption (e«T )
P Neutrons thermiques
Photons 100 keV
Photons 1 MeV
Eau 1,0 3,45 0,17 0,07
Eau lourd* 1,1 0,45
Béryllium 1,8 0,86 0,24 0,10
Bore 2,4 104 0,33 0,14
Graphite 2,2 0,38 0,34 0,14
Magnésium 1.7 0,16 0,28 0,11
Aluminium 2,7 0,10 0,46 0,16
Titane <*,5 0,56 1,28 0,26
Fer 7,8 1,15 2,88 0,46
Cuivre 8,9 0,92 4,00 0,52
Zinc 7,1 0,31 3,54 0,42
Zirconium 6,4 0,35 6,1? 0,37
Cadmium 8,6 154 13,0 0,50
Xndium 7,3 7,34 11,6 0,42
Etain 7,3 0,15 12,0 0,42
Plomb 11,3 0,37 63,4 0,79
Uranium naturel 18,7 0,76 236 1,46 Polyethylene s. 0,9 M 3,2 Chlorure de polyrinyle « 1,4 a 2,3 Résine acrylique (plexiglas) 1,2 2,8 Béton at 2,3 0,8 à 1,4 0,40 0,15
10
10
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— A Y
• NEUTRONS Thermiques — • NEUTRONS Thermiques
— RAYONS X 100 Kev
— Kr • RAYONS is 1Mev
10 20 SO 70 00 MO
Fig. 3 - COURBE v-/t = f (Z)
J
- 5 -
3-2. LES APPLICATIONS PARTICULIERES DE LA NEUTROGRAPHIE
3-2.1. Les matériaux de forte densité
Certains matériaux lourds, opaques aux X, sont transparents aux neutrons (Pb,
D ., P , W, T., etc.). nat x
3-2.2. Les matériaux de faible densité
— Les corps hydrogénés, grâce à l'importante section efficace de l'hydrogène,
sont visibles même lorsqu'ils sont inclus dans un métal. Les applications sont
alors nombreuses avec les multiples sous produits de la chimie organique, les
caoutchoucs synthétiques et les produits pétroliers ...
— Les produits bores (carbure, les brasures, les verres . . . ) .
— Le lithium dans certains alliages spéciaux et, en particulier, dans les compo
sants électroniques.
3-2.3- Les matériaux composites
— La courbe fait apparaître une bonne séparation de matériaux de densité voisine
(Cu - Ni, Cr - Kn, Pt - Au).
— Les objets de faible densité sont visibles à travers de fortes épaisseurs de
matériaux à densité élevée (joints, gaines, isolants organiques). Tous les ob
jets métallo-plastiques peuvent être examinés avec beaucoup de détails.
3-2.4. Les agents contrastants
L'étalement des pouvoirs absorbants des éléments est de 5-10 pour les neutrons
et seulement de 10 pour les rayons X de 100 keV. La neutrographie bénéficie d'agents
contrastants très efficaces :
— repérage de fissures et de cavités de petite dimension par remplissage sous
vide avec des liquides cadmiés;
— utilisation de charges à la fabrication pour rendre les contrôles possibles.
Les brasures sont presque toujours chargées en corps très absorbants et sont vi
sibles même à travers de fortes épaisseurs métalliques.
3-2.5- Matériaux radioactifs
Une propriété de la neutrographie tient à l'insensibilité de certains détecteurs aux y o u a u x X. L'examen d'objets radioactifs est alors possible quelle que soit leur activité et les applications sont multiples pour le CE.A. (éléments combustibles, capsules ou boucles d'irradiation, sources y» etc.).
- 6 -
4 - LA TECHNOLOGIE DE LA NEUTROGRAPHIE
Sur la figure n°1, on trouve les éléments principaux d'un appareil de neutrogra
phie
— la source de neutrons,
— le collimateur,
— le détecteur d'image.
- U 1 . LES SOURCES DE NEUTRONS
Les sources de neutrons classiques sont de trois types
— les accélérateurs,
— les sources isotopiques,
— les réacteurs nucléaires.
*f.1.1. Les accélérateurs
L'accélérateur de particules émet un faisceau d'ions de haute énergie qui va
frapper une cible sur laquelle il induit des réactions nucléaires.
Les plus courantes utilisent un bombardement par des deutons du deuterium, du
tritium ou du béryllium : (D,D), (D,T), (D,Be).
Les neutrons de haute énergie produits par ces réactions (5 MeV, 1*f MeV, 5 MeV),
doivent être thermalises pour la neutrographie. Les flux maxima disponibles sont actuel-11
lement de 5 «10 ÏI/̂ TT s rapides avec des rapports de therm al is at ion de 500, soit un
flux thermique source théorique de 10 n/cm2 s (réf. 1).
Des essais ont également été faits avec un accélérateur linéaire, utilisant la
9 8 réaction .Be + y —*. .Be + n (v de 5,5 MeV) et avec un accélérateur Van de Graff de
9 10 2,5 MeV avec la réaction : Be (d,n)B
10 Le flux reste cependant faible pour des machines assez importantes (flux de 10
à 5*10 n/cm2 s à la source).
Le premier de ces appareils offre l'intérêt d'être utilisable en radiographie.
*f.1.2. Les sources isotopiques
Les sources isotopiques disponibles utilisent des réactions du type (a,n), (y*11)
sur le béryllium, les a et y étant fournis par des radioéléments (Pu, Po, Am, Cm , Sa
pour les or et Sb pour les y)-
Les flux obtenus après ralentissement sont de l'ordre de 10 n/cm2 s avec 9 2
6 000 G d'antimoine pour l'ensemble Sb-Be avec une pollution y importante; et 10 n/cm s
- 7 -
rapides pour les sources Am, Cm, Be. Les Américains fondent de grands espoirs sur le
Californium H52 comme source de neutrons par fission spontanée (source très ponctuelle)
«ais son prix reste actuellement prohibitif.
4.1.3. Les réacteurs nucléaires
Ce sont des sources de neutrons très intenses sur lesquelles nous insisterons 13 ? plus particulièrement. Les flux disponibles à la source sont au moins de 10 n/cm s.
4.1.4. La comparaison des sources
Les chiffres précédents montrent qu'il y a une intensité de neutrons thermiques
de 10 à 1u fois supérieure sur les réacteurs que sur les autres sources.
Ceci explique que la neutrographie se soit développée principalement autour des
réacteurs nucléaires qui permettent, dès maintenant, des finesses d'examen équivalentes
à celles de- la radiographie. Les intensités fournies par les autres sources restent en
core insuffisantes.
4.2. LA COLLIHATION
Les sources de neutrons thermiques, contrairement aux sources de rayons X, sont
de grande dimension, les neutrons diffusent en 4 TT dans un modérateur et il est néces
saire d'en extraire un faisceau dont la surface emissive sera de faible dimension pour
obtenir une bonne finesse d'image. On introduit dans le modérateur à proximité du coeur
de réacteur un collimateur de forme géométrique simple, généralement conique (réf. 3)
(fig. 12).Cette forme permet une bonne finesse (source de petite dimension) et une plage
étendue de photographie, ce qui, comme en radiographie, entraîne un faible grandisse-
ment.
Les parois du collimateur sont absorbantes pour les neutrons (Cd, In, B).
Afin de limiter la diffusion des neutrons par l'air, le collimateur peut être
fermé (fenêtre d'aluminium) et mis sous vide ou rempli d'hélium (élément très peu dif
fusant ).
Compte tenu des sources intenses que sont les réacteurs, il n'y a pas, dans leur
cas, de compromis nécessaire entre le temps de pose et la finesse de l'image* Le rap
port de collimation = d/L (diamètre/distance objet-source) a pu être choisi le meilleur
possible (compte tenu de la finesse d'image des meilleurs détecteurs). De manière cou
rante, le rapport d/L doit être 1/100 au maximum. Sur des faisceaux de haute qualité,
il atteint 1/400.
- 8 -
^.3. LA DETECTION
Les neutrons n'étant pas des particules directement ionisantes, la visualisation
de l'image latente neutronique nécessite un intermédiaire que l'on appelle convertisseur.
Les neutrons * rovoquent, sur ce convertisseur, une réaction nucléaire non visible, en
traînant une émission secondaire ionisante, alors facilement détectable*
D'une manière générale, les convertisseurs utilisent les réactions nucléaires
suivantes : (n,y)i (n,or), (n, produits de fission), (n,He ) et leurs effets secondaires
(décroissance radioactive, y de réarrangement des noyaux excités, 3 de conversion, ioni
sation par les particules chargées, défauts dans les matériaux, etc.).
L'émission du convertisseur, qu'elle soit instantanée ou retardée, agit ensuite
sur des détecteurs d'image plus classiques : films radiographiques (3 et v), filns
"lumière" ou photomultiplicateurs (télévision) pour les photons (o/hV sur le ZnS),
création directe de défauts par les particules lourdes dans des polymères (nitrocellulose,
Kapton, Macrofol)-
Le mécanisme d'interprétation de l'image est le même qu'en radiographie et ;am-
magraphie. Soit :
cpo(E) ; le courant de neutrons d'énergie E qui arrive sur l'objet
(courant uniforme sur toute la surface d'image);
S/p(E) : coefficient d'atténuation massique du matériau observé en fonction de
l'énergie E du neutron;
d : épaisseur de l'objet.
En première approximation, le flux sortant ue l'objet s'écrit :
<p(E) dE = ̂ C E ) e -s / e ( E ) x d
d E
Si l'on néglige la diffusion et la déformation du spectre de neutrons par la ma
tière traversée (le convertisseur ayant lui-même uns réponse variable suivant l'énergie
du neutron), la réaction induite par le flux de neutrons cp sur un convertisseur (homo
gène sur toute sa surface), est proportionnelle en tous points à l'intensité du flux
reçu.
Cependant, un faisceau de neutrons est le plus souvent accompagné d'une intensité
non négligeable de rayonnements X ou v. *1 faut donc, soit employer un moyen de détec
tion insensible à cette pollution du faisceau, soit filtrer ce faisceau.
D'une manière générale, on distingue deux méthodes de détection de l'image :
— la méthode directe, dans laquelle le détecteur d'image est placé directement
dans le faisceau avec le convertisseur (absence de v ou détecteur insensible
aux y) (Fig. ̂ a) ;
— la méthode de transfert au cours de laquelle on introduit dans le faisceau un
convertisseur, qui enregistre l'image neutronique, celle-ci étant ensuite ren-
faisceau incident
faisceau sortant
-» n
C . convertisseur (gadolinium)
S . Emulsion d'un film radiograph îque
A . Atome excité par le neutron n
neutron + Atome A
C S
F ï g . IVb- METHODE DIRECTE
instantané Atom» exci té A rayons g et y
L'ému Is ion S du fi lm est ïmpresïonné par les p et %
1) Irradiation
-** A — * • • - - •
—^
2) Transfert
c T
F ï g . I V t - METHODE DE TRANSFERT
1) Le convertisseur est d'abord irradié- Il en résulte une activation
neutron + Atome A -• »• Atome excité A L'atome A reste excité pendant un certoin temps ( l 'act iv i té diminue d'un facteur 2 en 140 mn pour le Dysprosium)
2) Le convertisseur est transféré hors de la zone du faisceau et mis en contact du fi lm pendant quelques heures-
Atome excité A • * rayons Ji et t retardés Le film n'est impressionné que par ces ft et K qui eux-mêmes ne sont engendrés que par les neutrons. L'objet lui-même peut-être radioact i f .
- 10 -
due visible par un transfert sur un détecteur approprié hors de toute radiation
neutrons ou y (film radiographique généralement) lui-même sensible aux X, y
et p (Fig. 4b).
4.3.1. La méthode directe
Il y a deux possibilités :
a) le faisceau est débarrassé de sa pollution X et y ''filtre y - voir 5-3)- On
peut alors utiliser un convertisseur et un détecteur d'images sensible aux
rayons X et y placés ensemble dans le faisceau. Par exemple :
— convertisseur métallique [réaction (n,y) proraptej, au contact d'un film
radiographique;
— convertisseur luminescent [convertisseur (n,a) dans un scintillateur (o?,hv)]
et film rapide lumière (polaroid) ou film radiographique haute sensibilité
(type Régulix Kodak) ou système télévision*
b) le faisceau contient une pollution X ou y, ou bien l'objet à examiner est lui-
même radioactif. Le détecteur d'image doit être insensible ' x X et aux y.
Exemple :
— création de défauts dans le nitrate de cellulose par des particules a :
convertisseurs B ou Li ;
— création de défaut dans le Macrofol par des produits de fission de recul :
convertisseur
4.3-1-1- Convertisseurs métalliques
Le métal doit avoir une section efficace importante afin que le taux de réac
tions avec les neutrons soit très élevé. De plus, la sensibilité du film est d'autant
plus grande que les électrons de conversion résultant des captures radiatives Cn,y) ou
de désactivations de courte période, ont une énergie aussi faible que possible.
Le meilleur convertisseur pour la méthode directe est le gadolinium (caracté
ristiques en Annexe 1). Pour améliorer la rapidité de détection, on utilise parfois un
sandwich métallique enserrant le film, le convertisseur avant, modérément absorbant pour
les neutrons, pouvant être du rhodium (Annexe 2).
4.3-1-2. Convertisseurs luminescents
Les particules ionisantes issues du convertisseur ne sont plus révélées par un
film mais par un scintillateur du type sulfure de zinc Chaque surface élémentaire du
convertisseur scintille avec une intensité lumineuse proportionnelle à la quantité de
particules ionisantes reçues, elle-même proportionnelle à l'intensité du flux de neutrons
incident. L'image formée sur le convertisseur présente ainsi des variations d'intensité
lumineuse identiques aux variations de noircissement d'un film résultant d'une neutro-
graphie classique. Sous réserve d'une intensité lumineuse suffisante, l'examen direct
devient possible.
L'intérêt de cette méthode est de permettre l'examen d'objet en dynamique
(pièces en mouvement, cavitation d'un fluide dans une pompe, ...) et d'augmenter la ra
pidité des expositions pour une série de pièces ne nécessitant pas une définition soi
gnée.
Convertisseur :
Le convertisseur doit répondre aux deux impératifs suivants :
— faible rémanence,
— intensité lumineuse suffisante pour une exploitation du résultat à l'oeil nu.
Le lithium et le bore, B (n,o/)Li , Li (n.,a)H , présentent l'avantage d'une
grande section efficace et d'une émission de particules au pouvoir ionisant élevé
(a,He ) donnant un bon rendement photonique sur le scintîllateur.
Cependant, le libre parcours moyen des a ou He dans la matière est de l'ordre
de quelques microns. Aussi, l'efficacité du convertisseur sera plus grande si les cons
tituants sont intimement mélangés et non juxtaposés. C'est avec le mélange Li , S Zn
que nos expériences ont été réalisées.
Un convertisseur de ce type est commercialisé en Angleterre par Nuclear Entre
prise sous le nom de NE *f2l et nos premiers essais ont été réalisés sur un faisceau de
neutrons sortis du réacteur EL.3 à l'aide de ce convertisseur.
Visualisation de l'image :
La luminescence est très faible, même avec des flux importants, et l'examen
direct du convertisseur est impossible sans un système d'amplification pour 1-ss examens
en dynamique, ou une pose photographique avec des films haute sensibilité (exemple :
Kodak Régulix, Polaroid).
Il existe actuellement trois méthodes assez voisines dans leur principe pour
amplifier la luminescence et obtenir l'image sur un récepteur de télévision :
a) convertisseur intégré à l'amplificateur de luminescence :
L'amplificateur est un tube dont la fenêtre d'entrée est un convertisseur
au bore 10 et S Sn, les photons émis attaquent une photocathode et l'ampli
fication se fait sur le faisceau d'électrons. Après les étages de dynodes,
ces électrons excitent un scintillateur et l'image apparaît sur l'arrière
du tube. Cette image peut être photographiée ou reprise par un tube vidicon
pour être restituée sur le récepteur T.V.
Cette solution est utilisée aux U.S.A. (ANL, PRINCETON). Elle a l'inconvé
nient d'exposer tout le tube au faisceau, les radiations pouvant diminuer
sa durée de vie*
b) convertisseur indépendant, amplificateur de luminescence classique :
Ce système présente l'avantage de n'être composé que d'éléments standards
et de ce fait, d'un prix beaucoup plus abordable. Le convertisseur étant
indépendant du système, un renvoi optique permet à l'amplificateur de se
trouver hors de la zone des radiations (fig. 5)«
convertisseur
Caméra
Fig. 5 - VISUALISATION A CONVERTISSEUR INDEPENDANT
^ T V
Remarque : Si le flux est faible, l'amplificateur doit être à très haut gain et, dans
dans ce cas, il existe une correction de trajectoire des e par champ magné
tique. Afin d'éviter une influence de ce champ magnétique sur les électrons
du tube vidicon, il y a lieu de blinder soit l'amplificateur soit la caméra
par du |i métal. Cette solution est utilisée en particulier en Grande-Breiagae
à HARWELL et DOUNREAY.
c) solution, voisine de la précédente : convertisseur indépendant, caméra de
haute sensibilité
Depuis quelques années, il existe des caméras dont le tube analyseur est à
haute sensibilité, c'est-à-dire de 10 à 1Cr fois plus sensible qu'une ca
méra classique. Il suffit .'one de coupler optiquement une caméra de ce type
au convertisseur scintillant en ayant soin de la placer hors du faisceau.
Expérience n°1 :
En collaboration avec la Société Serel, constructeur d'une caméra hypersensible,
- 15 -
nous avons procédé à cos expériences suivant la troisième méthode*
Caractéristiques de la caméra :
/ 8.10"5 100
Sensibilité exprimée l -4 1 2.10 200
en nombre d* lux < 5.10_it 300
sur la photocathode 1 0.8.10"3 500
l io- 2 7 à 800
Nombre de points
par ligne
Ne disposant pas, à cette époque (juillet 1966) d'un faisceau de neutrons sor
tis spécialement conçu pour la neutrographie, nous avons monté cette expérience sur le
canal H.3 d'EL.3*
Ce faisceau, convergent, filtré en y et en neutrons rapides par du quartz et
du bismuth, ne donnait pas une bonne collimation* Afin d'éliminer les déformations in
hérentes à cette mauvaise géométrie, nous avons adopté un objet plan pour nos premiers
estais (épaisseur maxi : h un) (fig* 6).
_ ^ converti sswjr
3-TV
Fîg. 6 - SCHEMA D'EXPERIENCE
Premiers résultats :
Les premiers résultats, quoique positifs, furent de qualité moyenne* En suppri
mant le circuit fermé de télévision, nous avons vérifié par simple photographie du con
vertisseur (film polaroid) que seul ou presque ce dernier était responsable de la défi
nition médiocre* Ce convertisseur, probablement destiné à d'autres utilisations, se pré
sente sous la forme d'un dépôt de 1 mm environ de Li et de S Zn sur une feuille d'alumi
nium* Cette forte épaisseur favorise la diffusion des neutrons ainsi que la diffusion et
la réfraction A» la lumière; ainsi l'image n'est pas formée par une juxtaposition de
points plus ou moins lumineux mais par des taches qui s'interpénétrent* Le seul moyen de
réduire ces taches consiste à diminuer l'épaisseur du convertisseur*
Une fabrication de convertisseur mince et de bonne homogénéité a été entreprise
- Ik -
dans nos laboratoires (réf. **-)• Un résultat satisfaisant a été obtenu à partir d'épais
seur de 50 |j environ. Une nouvelle série d'expériences a alors été faite.
Expérience n°2 :
a) Essais des convertisseurs CEA. comparaison avec le NE *t21
Nous avons remplace le circuit fermé de télévision par un simple apparei?.
photographique du type polaroid, devant le même canal EL.3 •
1/ mesure de brillance
Compte tenu des temps de pose- de l'ouverture du diaphragme et de la
sensibilité du film, nous avons pu déterminer approximativement la bril
lance de chaque convertisseur*
. „ n8 -2 -1 i - 10 n.cm .s
Conve r t i s s eu r s P r o p o r t i o n s du mélange Epaisseurs" B r i l l a n c e
NE.421 inconnue 1 mm 100 mL
1
2
3
] Zn S 2 ,62 % ( F L i 6 1,67 % \ L i a n t 22 % ! Chloroforma QSP
1*3 \i
65 u
110 y.
20 mL
W mL
72 mL
5
1 Zn S 2 ,62 Je \ FLi 3 ,33 % ) L i a n t 29,75 #
65 \i
85 n
40 mL
70 mL
2/ analyse qualitative des résultats
Nous donnons en annexe (photos 1 et 2) deux épreuves comparatives obte
nues, toute chose égale par ailleurs, avec un de nos écrans et le NE 421.
Si la définition s'est notablement améliorée, il reste un fond légère
ment marbré, dû au gr&in du mélange.
b) Essais avec le circuit fermé de télévision
Un de nos cinq convertisseurs fut choisi d'après l'analyse des résultats
pour les expérienjes suivantes :
— statique :
L'expérience fut en tout point comparable aux précédentes, au convertis
seur près, et une photographie de l'écran de télévision donne une idée du
résultat obtenu (photo n°3)•
— dynamique :
Si l'on désire examiner par cette téthode des séries de pièces ou une
grosse pièce par défilement continu, la vitesse de défilement est limitée
par la rémanenee de l'ensemble. Il n'était pas question de déterminer une
- x5 -
vitesse lia te applicable dans tous les cas, celle-ci était surtout fonc
tion du type d'examen à pratiquer (influence du contraste, détails, géo
métrie, . . . ) .
L'objet test était une hélice de 20 cm fixée en son centre sur un axe
tournant à une vitesse variable. Cette hélice en aluminium portait k pas
tilles également espacées de 10 mm de diamètre et 1 mm d'épaisseur d'Au,
d'In, de plexiglas, de Dy. Nous avons fait varier la vitesse u-. rotation
de 10 tours/minute à 100 tours/minute- Le récepteur télévision fut connec
té à un magnétoscope afin de pouvoir faire un "arrêt sur image" et exami
ner la déformation des disques, due à la rémanence.
Four chaque tour d'hélice, il y avait, sur un même rayon, deux passages
de pastilles de même nature*
converti sseur
magnétoscope
- ESSAI AVEC MAGNETOSCOPE
- vitesse limite :
La déformation fut décelable à l'oeil nu (sur image fixe du magnétoscope)
à environ 15 tours/minute pour la pastille extérieure, soit une vitesse
linéique :
2 5 x H ^ 2ÏÏ x 10 cm x ̂ ï 15 cm/s.
En conclusion, une amélioration sensible des scintillateurs permet une utili
sation de cette méthode dans le cas de contrôle ne demandant pas une trop grande finesse
d'images, soit en continu (défilement d'objets longs et pièces en ifcouvement), soit par
clichés fixes avec un grand débit. La définition reste cependant un peu faible.
^•3-1•?• Analyse gar traces
Les mêmes réactions n,a : B (n,or)Li et Li (n,a)He peuvent être utilisées
pour créer des défauts, visibles sur des substances organiques en provoquant des rup
tures des chaînes macromoléculaires.
Les a sont produits dans des couches minces et très régulières d'un composé de
lithium ou de bore (enrichi éventuellement en Li ou B ) très étroitement pressées
- 16 -
contre des feuilles de nitrate de cellulose- Les défauts créés dans la zone superficielle
des feuilles sont révélées par une attaque basique plus rapide des zones affaiblies.
Une attaque violente (longue et à chaud) donne des cratères suffisants sur la
surface pour modifier sensiblement la transmission de la lumière, et avoir ainsi une
bonne visualisation de l'image.
Une autre action utilisée est celle des produits de fissions sur une feuille de
Macrofol, l'émetteur étant par exemple une feuille mince d'uranium enrichi. Le résultat
se présente sous la même forme.
Un exemple du résultat obtenu sur du nitrate de cellulose, en collaboration
avec la Société Kodak est doimé photo 4.
Le principal avantage de cette méthode est la totale insensibilité aux y qui
permet d'allonger considérablement les temps d'exposition. Le contraste reste cependant
moins bon que celui obtenu avec des films radiographiques à grain fin.
4.5.2. La méthode de transfert
Cette méthode est utilisée lorsque la zone de photographie est soumise à un ra
yonnement X et y intense, par un faisceau insuffisamment filtré, ou simplement lorsque
l'objet lui-même est radioactif.
Dans ce cas, le détecteur d'image doit être insensible aux Y e^ aux X (§ 4.3-1-3)
ou exposé hors de la zone du faisceau, c'est-à-dire après un transfert du convertisseur.
Le convertisseur doit avoir été impressionné par le flux neutronique et lui seul,
et pouvoir garder en mémoire l'information enregistrée suffisamment longtemps.
A cet effet, on utilise le phénomène d'activation d'une feuille métallique mince.
L'activité de ce convertisseur est en tout point proportionnelle à l'intensité du flux
de neutrons incident, et lors de la décroissance radioactive, l'émission de rayonnement
Y et p sera elle aussi proportionnelle à ce flux. Ces rayonnements "retardés" sont reçus
sur un film radiographique classique qui rend l'image visible.
Les métaux les plus fréquemment employés sont le dysprosium, 1'indium et l'or
(Annexes 3, 4 et 5). 2a section efficace élevée et sa période moyenne (140 minutes) de
décroissance font du dysprosium, malgré son prix de revient élevé et la difficulté de
le laminer en feuille mince et plane, le convertisseur le mieux adapté au transfert.
L'or a un rendement faible (période 2, 6 jours) par contre, son état de surface est re
marquable- Il donne aussi une bonne finesse d'image. L1indium est rapide (période 5^ mi
nutes) mais fragile et d'une manipulation délicate en raison d'une forte émission Y- SI
est le meilleur convertisseur en épithermique (voir chapitre 5-1.2).
4-3-3- Comparaison des deux méthodes - Choix
De l'analyse précédente, il résulte que la méthode de transfert est la seule
- 17 -
valable dans le cas d'un examen d'objets très radioactifs. C'est le cas de tous les
examens de dispositifs d'irradiations dans les réacteurs du CE.A.
Le choix, hors ce cas particulier, sera fonction de la qualité recherchée :
— finesse d'image,
— sensibilité de détection,
— insensibilité aux y et X,
— rapidité - examen en dynamique,
— pureté du faisceau de neutrons.
*f.3 • 3 • 1 « ̂ in?sse_d^image
Suivant l'intensité de la source de neutrons employée, on peut agir sur la
sensibilité du convertisseur (afin d'améliorer la collimation si le flux est faible) ou
sur la finesse propre du détecteur d'image si le flux est élevé, malgré une bonne colli
mation. Dans le cas présent, les postes de neutrographie opérationnels utilisent des
réacteurs comme source de neutrons. Il n'y a donc pas de problème d'intensité et de
collimation.
Il est cependant nécessaire de rechercher le détecteur le plus fin. La limite
est dans le transfert de l'image du convertisseur au film. Le convertisseur doit donc
être très mince et soigneusement appliqué à la surface sensible du détecteur d'image.
La minceur du convertisseur oblige à employer un matériau à très grande section
efficace. Le meilleur résultat est obtenu avec le gadolinium. Son pouvoir d'arrêt est
tel que le rendement "est très important avec une épaisseur de 10 p. environ.
Pour éviter une fabrication impossible technologiquement de feuilles aussi
minces et régulières, on utilise en général des convertisseurs plus épais en position
arrière (fig. 8). Le film radiographique est placé entre le faisceau et le convertis
seur, son action sur les neutrons étant faible et homogène. La couche sensible du film
est directement au contact de la zone active du convertisseur. Il est préférable d'em
ployer des films raonocouches afin d'éviter une dégradation de la qualité de l'image par
une seconde image plus floue, la face sensible étant séparée du convertisseur par l'é
paisseur du support du film.
Les résultats obtenus avec du gadolinium poli (épaisseur 1/1-0 mm) et des films
radiographiques D2 (Gevaert) et type R (Kodak) monocouche, sont d'une qualité égale à
celle des meilleures radiographies (photos 5 et 6).
film
Neutrons
Support du film
Emulsion sensible
Zone active du
convertisseur
Convertisseur
FILM BICOUCHE
Zone active du
Emulsion sensible
convertisseur
Convertisseur
I , : image totale
FILM MONOCOUCHE
Fig. 8 - METHODE DIRECTE AVEC Gd . EN ECRAN ARr*
COMPARAISON D'UN FILM MONOCOUCHE
ET BICOUCHE.
- 19 -
4-3-3-2. Sensibilité de détection
La méthode directe, grâce à sa faculté d'intégration est largement plus sen
sible que la méthode de transfert (facteur 10 pour les convertisseurs métalliques et
100 pour les scintillateurs environ).
La qualité obtenue avec les scintillateurs est très inférieure à celle des
écrans métalliques en finesse et contraste. Cependant, malgré l'intensité des sources
en réacteurs, les scintillateurs deviennent indispensables grâce à leur sensibilité,
lorsque l'on sélectionne certaines énergies de neutrons (cas des neutrons froids) car
l'intensité est alors considérablement affaiblie.
Hais le faisceau ainsi filtré voit cependant augmenter le rapport signal y/si-
gnal neutrons. Dans ce cas, il faut une bonne insensibilité aux y.
La méthode de création de défauts dans les polymères (référence
semble prometteuse, malgré une sensibilité relativement médiocre, car elle évite les
manipulations de convertisseurs actifs et permet des temps de pose très longs.
4-3-3-3* Insensibilité aux y_
Par ordre d'insensibilité croissante, on trouve :
— méthode directe convertisseur métallique (hauts flux de neutrons);
— méthode directe création de défauts (insensibilité totale aux y et X parasites);
— méthode directe scintillateurs (bas flux);
— méthode de transfert (haut flux y ) (insensibilité totale aux y et X parasites)•
4.3-3-**. Examen en dynamique
Cet examen peut se faire soit par photoflash, soit par examen en continu sur un
écran télévision. Dans les deux cas, le scintillateur est utilisable.
4.3«3-5- Guide gour le choix d'une méthode
Nous avons, dans ce tableau, classé les différentes méthodes de détection par
ordre de qualité décroissante.
Une méthode inutilisable n'est pas classée.
Méthode directe Méthode de transfert Convertisseur
métallique Scintillateurs Création
de défauts
Méthode de transfert
Finesse 1 h 3 2
Contraste 1 3 k 2
Sensibilité Sapidité 3 1 3 k
Insensibilité aux Y Maxi ( 1 mBera/h )/20n/cnrys
Maxi (1mHem/h)10n/cm2/s 1 1
Examen en dynamique 1
S - UTILISATION DES DIFFERENTES ENERGIES DES NEUTRONS
5.1. PROPRIETES DES NEUTRONS DE DIVERSES ENERGIES
De manière conventionne-Lle, les neutrons ont été séparés en plusieurs bandes
d'énergies correspondant à des propriétés différentes.
Ce sont, dans l'ordre des énergies croissantes :
E < 0,005 eV
0,005 < E < 0,5 eV
0,5 eV«£l < 1 0 3 eV
10 3 eV«CE < 5 x 10 5 eV
— les neutrons froids
— les neutrons thermiques
— les neutrons épithermiques
— les neutrons intermédiaires
— les neutrons rapides E > 5 x1(T eV
L'analyse des sections efficaces des éléments pour les neutrons, en fonction de
leur énergie, nous-permet d 'é tabl i r une courbe standard qui nous f ac i l i t e ra l 'analyse
des propriétés des différentes bandes d'énergies Cfig. 9 ) .
s I sS~ : section efficace en barns
Zone de j Zone thermique
Neufrons intermédiaires et repides
0,005 eV 0,5 eV 100 eV E Energie des neutrons
Fig. 9 - Courbe standard de section efficace
- 2i -
Sur les quatre zones principales déterminées sur la courbe, on peut remarquer :
5-1-1. Les neutrons rapides
La zone des rapides correspond à des sections efficaces assez faibles et peu dif
férentes pour tous les matériaux. On peut en déduire :
— que le contraste de 1*image en neutrons rapides sera faible,
— qu'il n'y aura pas de détecteurs (convertisseurs) minces de bonne efficacité.
C'est la raison pour laquelle la neutrographie utilisant les neutrons rapides,
n'a pas encore trouvé d'applications pratiques et a été seulement étudiée au laboratoire,
5-1-2. Les neutrons épithermiques
Compte tenu du caractère ondulatoire du neutron, il existe pour certains corps,
une zone de résonance située dans les énergies épithermiques. Cette caractéristique est
intéressante :
— pour détecter des corps à résonance en utilisant un convertisseur ayant des
résonances dans la même région (la suppression des neutrons thermiques du fais
ceau est alors indispensable) (filtre cadmium).
Ex. : recherche d'indium, d'or, sous forme de traces.
— pour examiner des matériaux opaques aux neutrons thermiques et relativement
transparents aux neutrons épithermiques, en utilisant des convertisseurs ayant
des résonances (In, Au) pour avoir une bonne sensibilité de détection.
L'exemple le plus intéressant actuellement est celui de l'examen du combustible
plutonium pour la filière des réacteurs rapides surgénérateurs. La méthode permet l'exa
men de la formation du trou central dans les aiguilles et les fissures. Le convertisseur
le plus courant est 1'indium.
5-1-3. Les neutrons thermiques
La zone thermique est la plus utilisée car les neutrons thermiques sont les plus
nombreux dans le spectre de pile et la plage des capacités d'absorption des matériaux
pour ces neutrons est très étendue : le coefficient d'absorption massique du gadolinium
est 5 x 1CT fois plus élevé que celui du krypton. En radiographie (X de 100 keV) l'écart
n'est que de 50 entre l'uranium et l'hydrogène.
De plus, c'est dans cette zone que l'on trouve les convertisseurs les plus effi
caces : il faut 10 microns de gadolinium ou 15/100 mm de dysprosium pour obtenir une
efficacité totale en méthode directe ou de transfert.
5*1.^. Les neutrons froids
La zone froide présente deux avantages :
- 22 -
— un grand pouvoir d'arrêt de certains corps (H, Cd, B, Li, etc.) qui permet de
déceler leur présence à l'état de traces. Ex. : lithium dans les composants
électroniques, hydrogènes dans les métaux (hydrure du titane et du zirconium);
— une grande transparence d'autres matériaux. Ce phénomène s'explique aussi par
le caractère ondulatoire du neutron. Au-delà d'une certaine longueur de l'onde
associée au neutron, qui correspond grossièrement à deux fois le pas du réseau
cristallin du matériau à examiner, celui-ci devient transparent en raison de
la disparition de la diffusion cohérente (loi de Bragg). Seule subsiste alors
la section efficace d'absorption qui est dans certains cas très faible par rap
port à la section efficace de diffusion;
— le cas le plus typique est celui du béryllium et du bismuth, mais l'intérêt
majeur se présente pour l'acier, le nickel et leurs combinaisons.
Ces matériaux sont relativement transparents aux neutrons froids (jusqu'à 15 cm
environ) et la qualité de l'image (contraste) est fortement améliorée par la
disparition du f 1 JU de diffusion noté dans le cas de la neutrographie en neu
trons thermiques, de la gammagraphie et de la radiographie.
5.2. LES SOURCES ET LES DETECTEURS DE NEUTRONS DES DIFFERENTES ENERGIES
Sur les réacteurs, on dispose au départ d'un spectre total de neutrons couvrant
toutes les énergies. D'une manière générale, on ne s'occupe pas des neutrons rapides car
les convertisseurs courants y sont très peu sensibles.
Lee autres énergies peuvent être obtenues en filtrant ou en enrichissant le fais
ceau dans la zone considérée. La figure TO donne les caractéristiques neutroniques des
filtres et des convertisseurs utilisés.
5-2.1. Les faisceaux épithermiques
Le cadmium a pour caractéristiques d'avoir une section efficace très élevée dans
la zone thermique et froide, et faible dans la zone épithermique (fig. 10). Cette "cou
pure" du cadmium est d'ailleurs la limite conventionnelle de la zone épithermique. Le
filtre sera donc simplement une feuille de cadmium d'épaisseur régulière (0,5 mm envi
ron) .
5.2.2. Les faisceaux thermiques
De manière habituelle, les neutrons thermiques dans le faisceau sont suffisamment
nom: reux par rapport aux épithermiques pour qu'on néglige ceux-ci. Dans certains cas,
où l'on à- ire une neutrographie en neutrons thermiques, un filtre indium ou or de 1 ou
2/10 mm suffit à éliminer le spectre pars.site.
- 23
«• : taction afflcaca ta ta la (barn*)
E . a v 10 Enargia d«t nautroni
F ig . ID - VARIATIONS COMPARÉES DES SECTIONS EFFICACES TOTALES DES PRINCIPAUX MATERIAUX
UTILISES EN NEUTROGRAPHIE (CONVERTISSEURS, ECRANS ET FILTRES}.
- 2K -
5-2.3« Les faisceaux froids (ou subthermiques)
Dans tous les cas, le faisceau doit être aussi peu pollué que possible en neu
trons d'énergie supérieure. Il doit donc être filtré. Cependant, il n'y a qu'assez peu
de neutrons froids dans un spectre de pile (1/100 du flux de neutrons thermiques) car le
spectre de neutrons est en "équilibre thermique" avec le modérateur (eau à 30° environ)
ce qui correspond à un maximum de la distribution en énergie des neutrons à 0,025 eV,
soit nettement plus haut que le niveau souhaité. Pour obtenir un flux suffisant, on peut
être amené à enrichir le spectre en neutrons froids par refroidissement du modérateur.
5.2.3.1. Les_filtres
Pour filtrer, on utilise un phénomène propre aux neutrons froids, c'est-à-dire
la disparition de la diffusion des neutrons en dessous d'une certaine énergie. Pour
cela, on introduit dans le faisceau un bloc de beryllium transparent aux neutrons froxds
(^0,005 eV) mais diffusant, de manière isotrope, les neutrons thermiques.
Si le Be est assez éloigné de la zone de photographie, la perte de neutrons
thermiques par effet géométrique peut être telle que les neutrons froids deviennent pré
pondérants. Sur le faisceau de neutrons froids à MELUSINE (CEN.G), le bloc de béryllium
de 15 cm d'épaisseur est placé à 2,7 mètres du convertisseur, la transmission du Be est
0,9 (à la température de l'azote liquide) pour les neutrons froids et 1/10 pour les
neutrons thermiques.
Un autre filtre utilisé à la place du Be peut être un polycristal de Bi (cou
pure 0,002 eV) qui permet d'obtenir un faisceau nommé "ultrafroid" utile dans la re
cherche de trace d'impuretés dans les matériaux (H_, Li, etc.). Il sert en même temps
de filtre y.
5.2.3-2. Les_sources froides
Si le faisceau ainsi filtré est trop faible, on peut augmenter l'intensité du
faisceau de neutrons en refroidissant le spectre à la source. Pour cela, on refroidit le
modérateur lui-même qui peut être de la glace par exemple, à la température de l'azote
ou de l'hydrogène liquide. Ces méthodes, onéreuses et délicates d'emploi (sécurité),
peuvent permettre des gains en flux pouvant atteindre un facteur 20. Il est probable
qu'elles seront nécessaires pour l'obtention d'une qualité suffisante dans le cas de
fortes épaisseurs de matériaux.
5-3. LES FILTfiES GAMMA
Les appareils de neutrographie utilisant les coeurs de réacteurs comme sources
de neutrons, présentent l'inconvénient d'une forte pollution des faisceaux en y Afin
de pouvoir travailler en méthode directe, l'influence y doit être diminuée au mieux.
Le filtre habituel pour les neutrons thermiques et froids (filtre Be), est le
monocristal de bismuth. Sa densité (9,7) est suffisante pour lui donner une bonne effi
cacité pour l'arrêt des y, sa section efficace d'absorption est assez faible pour les
- 25 -
Dispositif d'irradiation
Fig. H a - IMPLAMTATION DE L'APPAREIL DANS UNE PILE PISCINE
Vérin de blocage du dispositif
positif Oisposi ~ d étanchéite • * • ' j»înt aie glace
M élaitique )
1 Vérin de mise en I place de la cassette
E) porte-convertisseur
CONTRÔLE DE DISPOSITIFS RADIOACTIFS
Fig. lib-SCHEMA DU DISPOSITIF DE NEUTROGRAPHIE IMMERGE
- 26 -
neutrons et l'utilisation d'un monocristal atténue de manière suffisante les phénomènes
de diffusion.
Le Bi est employé de préférence au pi cab car sa réalisation en monocristal de
dimensions importantes, est plus simple*
Dans le cas d'un faisceau radial de réacteur, une épaisseur de 15 cm donne de
bons résultats- L'inconvénient réside dans l'imperfection des monocristaux ce qui aug
mente la perte en neutrons par diffusion. Le fateur de transmission est de l'ordre de
5 à 10 Se pour 15 cm à la température ambiante. Pour des neutrons froids, cette trans
mission est nettement meilleure (0,8) si le Bi ;st refroidi à la température de l'azote
liquide•
6 jt NEUTROGRAPHIE SUR LES REACTEURSNUCLEAIRFS
La comparaison ti s différentes sources de neutrons a montré que seuls les réac
teurs donnent une intensité suffisante pour obtenir dès maintenant une qualité d'examen
comparable a celle de la radiographie. C'est po ir cette raison que la neutrographie
s'est développée rapidement autour des réacteurs. Quant aux appareils plus légers et
éventuellement transportables, les études se poursuivent en laboratoire.
Nous allons nous attacher à décrire le potentiel actuel en neutrographie du C.EA,
seul organisme à avoir développé ces méthodes j.squ'au stade industriel en Europe.
Nous disposons de deux sortes d'appareil :
— des appareils immergés dans les piles piscines, d'usage interne au CE.A., des
tins à l'examen d'objets actifs en profitant de la protection biologique du
réacteur lui-même;
— de£ appareils à faisceau sorti, dans lequel la zone de photographie est hors
du bloc réacteur, et indépendante de celui-ci. Ces "bancs de neutrographie"
sons spécialement conçus pour des examens industriels d'objets inactifs.
6.1.-NEUTROGRAPHIE SOUS EAU EN PILE PISCINE
6.1.1. Généralités
La neitrographie sous eau en pile piscine emploie les avantages de la méthode
dite "de trs isfert" pour des examens dans un milieu hostile à la radiographie classique,
s'est-à-dire chargé en rayonnements X et y
Les réacteurs de recherche du CE.A. sont en partie destinés aux études technolo
giques et, ËL particulier, à l'irradiation de divers matériaux dans des flux de neutrons
élevés, à proximité du coeur du réacteur. Des dispositifs souvent très complexes per
mettent une ~éguiation des échantillons en température, pression, et des mesures di
verses (t°, , déformation, dilatation, examen de gaz dégagés, etc.).
Il est apparu intéressant de disposer d'un contrôle non destructif de ces dispo
sitifs et de leurs contenus, en cours d'irradiation, la partie sous flux, très active»
étant souven mal connue. Les réacteurs utilisés au CE.A. pour la recherche technolo
gique sont fresque tous du type piscine et cette unité a permis la construction de dis-
positifs de neutrographie immergés, tous identiques, dans leur principe (fig. 11), dans
7 d'entre eux : MELTJSlNE (k MW) et SILOE (30 MW) à Grenoble; PEGGY (1 kW) et PEGASE
(35 MW) à Cadarache; ISIS ( 800 kW) et OSIRIS (70 HW) à Saclay et TRITON (6 MW) à
Fontenay-aux-Roses. Ces appareils dont les premiers furent construits en 1966, sont
•aintenant tous opérationnels. Le tableau suivant en donne les caractéristiques :
Date de aise service
Réacteur Forme
blindage
Dimensions cm Observations - Utilisations
Date de aise service
Réacteur Forme
blindage Source Long.
Surface photo cm
Observations - Utilisations
Mai 66 PEGGY 1 kW
Cadarache
Cylindrique sans blindage
0 10 120 0 10 Accès par un puits sortant de la piscine Examen d'objets inactifs.
Juil.66 MELUSINE
h MW Grenoble
Conique Cd + In 0 1,* 187 0 10
Examen de dispositifs d'irradiation. Evacuation de l'eau par mâchoires d'Al puis par joints élastiques type "Diabold' Examen d'objet inactifs dans boîtes étanchc-e
Févr-67
ISIS 800 kW Saclay
Conique Bore 0 % 2 120 0 12
Examen de dispositifs d'irradiation. Evacuation de l'eau par joint 'Silastèné Puits pour examen d'objets inactifs.
Mai 67
PEGGY 1 kW
Cadarache
Coniçue Bore
0 1,2 à 2,̂ x3,6
100 13 x 5^ Examen d'objets inactifs. Etudes de collimateurs. Dispositif à collimateurs interchangeables
Juin 67 SILOE 30 MW
Grenoble
Conique
Cd + In 0
0 à 3 170 30 x *K>
Examen de dispositifs d'irradiation. Evacuation de l'eau: étanchéité par joint élastique type "Diabolo" puis par joint de glace créé par refroidissement à l'azote liquide.
Juil.68 OSIRIS 70 MW Saclay
Conique Bore
0 0 à1,6
220 13 x 60
Examen de dispositifs d'irradiation. Evacuation de l'eau : étanchéité par joint de glace formé par un groupe frigorifique immergé (brevet f̂.900.776 sur le principe du joint de glace).
Juil.68 TRITON 6 MW
Fontenay aux-
Roses
Conique Bore 0 ̂ ^00 0 25
Faisceau sorti de réacteur (brevet 6.917.0^3). Filtre y monocristal de bismuth 15 cm-Méthode directe. Neutrographie industrielle. Introduction d'objets avec un banc de défilement. Le CE.A. (SPS et ST) assure les examens en série. Système TV expérimenté sur ce faisceau (Thomson).
Janv.69 TRITON 6 MW
Conique Bore
0 0 à1,6
220 15 x 60 examen de dispositifs irradiés. Evacuation de lfeau : étanchéité par joint "Silastène".
Mars 69 PEGASE 30 MW
Cadaradie Conique
0 à 8 crn̂
250 15 x 35 Examen d'objets actifs (aiguilles plutonium) et inactifs dans caissons etanches.
Mai 69 MELUSINE
h MW Grenoble
Conique Bore
0 0 a 3
*f00 0 25
Faisceau sorti de réacteur. Filtre monocristal de bismuth 15 cm. Méthode directe. Neutrographie industrielle. Accessibilité de la zone d'examen (objets encombrants) grâce à une interruption du faisceau, indépendante du réacteur. Appareil à usage industriel géré par le Service des Piles du CEN/Grenoble.
- 28 -
Date de mise service Réacteur
Forme blindage
dimensions cm
Observations - Utilisations
Date de mise service Réacteur
Forme blindage source Long.
Surface photo cm
Observations - Utilisations
Mai 69 MELUSINE
k MW Grenoble
Conique Bore
0 0 à 5
400 0 25
Faisceau sorti de réacteur de neutrons froids. Filtre Be + 3i refroidi à l'azote liqu. Essai sur les fortes épaisseurs d'acier et recherche de trace (H2 - Li - B - Nd).
Fév-70 MELUSINE
h MW Grenoble
Conique Cd + In
0 0 à 3
220 12,5x^0 Examen de dispositifs irradiés. Joint élastique et joint de glace par N2 liquide.
Dans la mise au point de cet' "bancs de neutrographie" se posent trois problèmes :
la collimation, la mise en place de l'objet et celle du détecteur d'image.
6.1.2. L a collimation (fig. 12)
Un compromis entre la rapidité de l'exposition et la finesse d'image a conduit à
choisir, dans la plupart des cas, un rapport de 1/100 à 1/400 environ, soit une défini
tion angulaire de S,5' à J>h' .
La deuxième caractéristique intéressante dans ces collimateurs est la surface
utile de photo. Elle a été choisie de manière à permettre en une seule vue l'examen des
dispositifs d'irradiation en pile, soit une largeur de 100 à 300 mm et une hauteur de
400 à 600 mm. Ces dimensions ont conduit à l'adoption d'une collimation conique de pré
férence à des systèmes à collimation multiple ("multi slit collimator"). Le seul incon
vénient, qui s'est révélé mineur, de ce système, tient à la divergence du faisceau, qui
oblige à corriger les mesures de dimensions des objets, en tenant compte du grandisse-
ment de l'image.
Technologiquement, la conception du collimateur doit surtout tenir compte de son
immersion sous 6 à 8 mètres d'eau, à proximité d" coeur du réacteur. Il est réalisé en
aluminium, ses parois étant blindées d'un absorbant pour les neutrons thermiques (cad
mium, cadmium + indium, bore). Les fenêtres d'entrée et de sortie sont en aluminium
mince usiné de manière à présenter une bonne planéité. La taille de la fenêtre de sortie
et la pression de 8 m d'eau à laquelle l'ensemble est assujetti, demande soit la pré
sence d'un film d'air en interface, soit un dispositif d'équilibrage de pression entre
l'air de remplissage du collimateur et l'eau ambiance. Cet équilibrage se fait en in
sufflant en continu de l'air dans le collimateur en le descendant dans la piscine,
celui-ci étant ou bien ouvert sur l'eau, ou bien protégé par une soupape tarée.
Afin de pouvoir jouer sur la finesse de collimation et sur la rapidité de photo,
l'entrée du collimateur est muni de diaphragmes mobiles (système à glissière ou à ba
rillet) permettant de faire varier la dimension de la source.
- 29 -
Convertisseur
Source de neutrons bloc modérateur de grande dimension
F fenêtre d'étanchéité /
1 D
e. tache
u D image
L
\ Tl
L \ A absorbant
Cadmium, indium, bore
Point objet
COLLIMATEUR CONIQUE
Flux 0 bonne finesse, grande surface d'image, grossissement de l'image.
COLLIMATEUR CYLINDRIQUE
Même flux et finesse, petite surface d'image. Echelle : 1
C O L L I M A T E U R MULTIPLE (multi-slït)
Même flux et finesse, grande surface d'image Difficulté de fabrication . Echelle 1
Fig .12- LA COLLIMATION
COMPARAISON DES DIFFERENTS COLLIMATEURS
- 30 -
6.1.3- La mise en place des objets
Les objets pour lesquels la neutrographie sous eau a été mise en place, sont sur
tout les dispositifs d'irradiation de matériaux. Ceux-ci (voir fig. 13) se présentent
comme des perches conduisant fils électriques, tuyauteries, thermocouples, etc.. jus
qu'à la surface de l'eau à 7 mètres au-dessus du collimateur avec un décrochement in
termédiaire pour stopper les rayonnements émis dans la zone basse. La partie basse de
ces perches est un cylindre lisse, ou un cylindre auquel sont greffés des minitubes ou
des thermoc uples ou une pièce de section complexe non convexe. La difficulté de la ma
noeuvre tie à ce que les neutrons sont fortement arrêtés ou diffusés par l'eau (hydro
gène) et qu'i. st nécessaire d'évacuer celle-ci de la zone du faisceau entre le colli
mateur et le t- Ttisseur. Pour cela, plusieurs types de "cloches" ont été mis au poâit,
incluant :
— des jointe lastiques coulés (fig. 13) : le dispositif est soulevé autant que
le permettei. L les rayonnements, au-dessus de l'eau (partie basse à environ 3 m
sous l'eau) et .m joint de "silastène" est coulé autour du dispositif permet
tant une liaiscn étanche entre celui-ci et la cloche. L'ensemble est descendu
au niveau du collimateur et l'eau chassée par de l'air sous pression.
— des joints élastiques (fig. 1*0 : le principe est le même que le précédent, mais
il est adapté au cas plus simple de tubes lisses et convexes. Un diaphragme
élastique en forme de diabolo peut être ouvert par la pression de 1'eau en le
mettant en liaison avec l'atmosphère. Une fois le dispositif introduit, une
contre pression d'air comprimé vient le refermer autour du tube. Ce diaphragme
permet le passage de tubes de 25 mm et 80 mm de diamètre. Il est pratique et
aisé d'emploi.
— des .joints de glace (fig. 15 et 16) : le joint silastène employé dans le pre
mier cas, est remplacé par un joint de glace formé en refroidissant l'eau am
biante. L'avantage sur le silastène tient à ce qu'il n'est pas nécessaire de
sortir le dispositif de l'eau et à la rapidité de manoeuvre.
Deux moyens de former la glace sont utilisés :
. avec un serpentin (fig. 15) dans lequel circule du fréon provenant d'un grou
pe frigorifique immergé dans la piscine à proximité du collimateur. Facile
d'emploi et autonome, cet appareil n'a pas une puissance frigorifique élevée
et nécessite un peu d'entretien. Le prix de fabrication est assez élevéi
. par circulation d'azote liquide dans un tore entourant le dispositif (fig.16)
Peu coûteux et sans entretien, le système réclame en revanche une alimenta
tion en azote liquide par bouteille (50 litres par neutrographie) qui rend la
manipulation plus lourde. La puissance frigorifique est très élevée et il
peut être très rapide de former de grosses épaisseurs de glace sur des objets
complexes.
- 32 -
Fig. 1 4 - CLOCHE A JOINT ELASTIQUE "DIABOLO"
J
- 31 -
détails du joint au silastène
1 Co «or pile
2 Cône
3 B 4 C
4 Vérin pneumatique
S Cassette
6 Conteneur
7 Dispositif à neutrographier
8 Cône de centrage du dispositif
9 Système de vidange et de rempl ssage H20
10
11 -
Joint d'étonchéité ou silastène
Centrage du dispositif
a
Fig. 13 - ETANCHEITE PAR JOINTS PLASTIQUES COULES
Perche réglage diaphragme
Chambre arrière
y ^ S "si
Capsule
Joint de glace
Plan d'appui cassette
_2I
Cassette porte convertisseur
Groupe frigo
Rehausse du pied
V .s
Dispositif de neutrographîe sur réacteur OSIRIS
Fig. 15 - ETANCHEITE PAR JOINTS DE GLACE
- 34 -
N2 Liquide
Même dispositif que Fig.14
Fig. 16 - CLOCHE A JOINT DE GLACE FORME A L'AZOTE LIQUIDE
- 35 -
6.1.4-. Liaison collimatutr - cloche porte-objet
H est nécessaire d'éliminer très soigneusement le film d'eau entre le collima
teur et le dispositif porte-objet. Suivant sa conception, on peut être plus ou moins sûr
de la planéité de la fenêtre de sortie du collimateur. Si celui-ci est soigneusement
équilibré en pression avec l'eau ambiante, la planéité peut être suffisante pour per
mettre un contact simple entre les deux plans métalliques.
Dans le cas contraire, on utilise un joint torique entourant la zone du faisceau
délimitant un volume duquel on extrait l'eau par aspiration, ou par soufflage d'air dans
le cas d'un serrage mécanique additif.
6.1.5- Cassette porte-convertisseur
Le convertisseur utilisé est placé le plus près possible de l'objet afin de ga
gner en finesse d'image. Il doit, par ailleurs, être enfermé dans un boîtier étanche et
transparent aux neutrons (aluminium en général). L'étanchéit^ est réalisée soit par un
serrage mécanique, soit par mise sous vide.
6.1.6. Applications
Ces dispositifs servent plus particulièrement à l'examen d'objets radioactifs,
les faisceaux externes étant mieux adaptés aux autres applications.
Quelques exemples sont donnés (photos 7 et 8) de contrôle de dispositifs d'irra
diation. Ces examens sont devenus routiniers et sont un facteur important de la sécu
rité du fonctionnement des expériences, ainsi qu'un moyen d'analyse efficace de l'évolu
tion d'un échantillon dans le temps. Par exemple, la formation des puits centraux dans
les crayons combustibles de la filière rapide-
La définition est suffisante pour que les Services des Piles du CE.A. (SACLAY,
CADARACHE et GRENOBLE) soient à même de proposer des appareils à d'autres organismes de recherches
nucléaires. Un système type Triton est en cours de réalisation pour le réacteur BE.2 à
MOL en Belgique.
6.2. INSTALLATION DE FAISCEAUX SORTIS A "TRITON" ET "MELUSINE".
APPLICATIONS INDUSTRIELLES DE LA NEUTROGRAPHIE (pièces inac*- ,es)
Pour les applications industrielles de la neutrographie, les installations immer
gées sont relativement peu pratiques lorsque les séries de pièces à examiner sont impor
tantes. Il est difficilement possible d'automatiser une installation sous eau(avec char
geur de films, banc de déplacement de pièces, etc.) et l'incidence du rendement sur le
prix est, bien entendu, très importante.
L'intérêt de la méthode a paru tel que le CEA a pensé intéressant de mettre à la
disposition de l'industrie des appareils spécialement conçus pour elle, précédant en
-3& -
cela une demande qui devrait s'intensifier compte tenu de l'expérience américaine des
années 1968 et 1969.
6.2.1. Descriptif général
Les réacteurs TRITON (6 MW) et MELUSINE (k MW) disposent de 5 emplacements pos
sibles pour faisceau sorti
o T
i
———^^^— Les sorties T correspondent
coeur du au canal tangentiel.
réacteur 0 = canal latéral
"•'- R = canal radial axial
' I
o ; T
Fig- 17 - IMPLANTATION DES CANAUX DES REACTEURS TRITON ET MELUSINE
Le but est de sortir du faisceau le maximum de neutrons et le minimum de gamma.
Le canal tangentiel répond, en grande partie, au deuxième impératif et, moyennant un
corps diffusar.t près du coeur du réacteur, le flux thermique peut être important à la
sortie. Cependant, il ne nous fut pas possible d'employer ces canaux destinés à des
expériences de physique fondamentale. A TRITON, le canal choisi fut le radial axial et
à MELUSINE, un canal radial latéral.
Une dosimétrie récente nous a donné le flux de neutrons au nez des canaux oi 10
n/cm s (6 MW), mais l'activité f;amma à la sortie du faisceau aurait été beaucoup
trop importante pour une protection de dimensions raisonnables d'une part., et pour l'em
ploi de la méthode directe en neutrographie d'autre part (le coeur est "vu" directement
à la sortie du canal). L'emploi d'un filtre y apparaissait nécessaire.
Le choix s'est porté sur un monocristal de bismuth (voir § 5*3) de dimension
0 100 x 150 mm pour MELUSINE.
La transmission est de l'ordre de 0,1 pour les neutrons thermiques et de 10~
pour les y
Au montage, nous devions respecter deux impératifs :
— ne pas dépasser 20O°C dans le cristal,
— ne pas utiliser toute la section du cristal, la périphérie étant généralement
polycristalline.
- 37 -
Compte tenu du faible diamètre du cristal, le faisceau ne pouvait être que di
vergent et relativement proche de la source afin d'obtenir une plage utile maximum
(0 250 mm). Le problème de l'échauffement y d u bismuth a été résolu en le plaçant dans
la piscine, à l'intérieur de la protection du réacteur afin de bénéficier du refroidis
sement de l'eau.
6.2.2. Diepositif TRITON (fig. 18)
Depuis le coeur, nous trouvons les éléments suivants :
— un cône (fenêtre d'entrée (2) 0 2,5) placé dans un tube cylindrique, l'inter
face étant rempli de B.C, et le cône d'He;
— la base du cône s'appuie sur le monocristal;
— en (1), un dispositif spécial à ventouse assure, d'une part, le positionnement
du canal et, d'autre part, la suppression du film d'eau.
L'ensemble est donc plaqué sur la tape d'étanchêité qui isole la piscine du
canal.
Le trou dans le béton a un diamètre de 200 mm; nous avons complété la protection
gamma par un cône en acier en veillant à ce qu'il n'y ait aucune réflexion possible des
neutrons.
Le trou en béton se termine par une seconde tape d'étanchêité qui sert de sécu
rité en cas de défaillance de la première.
On "beam trap" (A) est nécessaire afin qu'il n'y ait aucun rayonnement direct ou
diffusé dans le hall. Ce "beam trap" est mobile; nous n'avons donc aucun problème d'en
combrement maximum de pièces à examiner. Une casemate (B), faite en blocs de béton jux
taposés (é. : 50 cm), délimite une aire utile d'une surface un peu arbitraire. Elle a
pour but d'éliminer tout rayonnement diffusé en cas d'ouverture importante du "beam
trap".
Le faisceau étant toujours présent, les objets sont introduits latéralement par
un banc automatique permettant la mise en place, rapide des objets et des cassettes
(jusqu'à 500 pièces/jours), pour de petites pièces. Pour des grosses pièces, l'intro
duction se fait à l'aide d'un palan par dessus la casemate.
- 38 -
„ + 15m
mmMmÊMmSm§Éém^B J Chariot porte objet (démontable pour pièces importantes)
Film + Convertisaeur 1 Objet
' Conduit de neutrons divergent avec atténuateur 3
S*-.'C3i-.;-.b:i»
"N/
Schéma du porta da nautrographia sur la riactaur TRITON
F ie - 18 - DISPOSITIF TRITON
- 39 -
6.2.2.1. Dosimetric
0 à la sortie
0 th
0 P
0 Y
9* 1 0 n/cm2
ai 10 5 n/cm2
10 H/h
Derrière le "beam trap", aucun appareil de détection ne décèle quoique ce soit*
6.2.2.2. Essai de qualité du faisceau
Détermination de la zone utile :
La position géométrique du canal étant très délicate, nous avons vérifié qu'il
n'y avait aucune réflexion parasite notable, capable de rendre inutilisable une partie
du faisceau. L'expérience peut être schématisée de la façon suivante :
convertisseur
Fig. 19 - QUALITE DU FAISCEAU
La g r i l l e r e c o u v r a i t t o u t e l a su r f ace du fa i sceau e t nous avons pu c o n s t a t e r
q u ' i l n ' y a v a i t pas de zone f loue due à un éven tue l f a i s ceau r é f l é c h i , provenant d 'un
excent rage du c a n a l .
Nous avons s i g n a l é que l e monocr i s t a l de bismuth t ransmet 12 % du f a i s ceau de
neu t rons i n c i d e n t ; l e r e s t e e s t donc absorbé , mais a u s s i d i f fusé dans l e c r i s t a l , c e l u i -
c i jouan t l e r ô l e d 'une source seconda i re de grande dimension. Un canal simple montre
que l a f r a c t i o n des neu t rons d i f fu sé s a t t e i g n a n t l ' o b j e t e s t de quelque 10 p l u s f a i b l e
que l e f a i sceau p r ima i r e non d i f f u s é . Ce b r u i t de fond e s t a ccep t ab l e pour l a n e u t r o -
g r a p h i e . Ce r appor t peut ê t r e amélioré s i l e c r i s t a l e s t à mi -d i s t ance s o u r c e - o b j e t ;
n a i s , dans l e cas p r é s e n t , l e r e f ro id i s semen t n ' a u r a i t pu ê t r e f a i t de manière s imp le .
6 . 2 . 2 . 3 . Applications e t développements
Le nombre d'examens à r é a l i s e r augmente rapidement, l e s champs d 'appl ica t ion se
développent régulièrement e t l e s examens de rout ine se font , maintenant, dans l e s quatre
Centres du C.E.A. (Région parisienne : SACLAY e t FOMEENAY aux ROSES, GRENOBLE (38) e t
CAMRACHE (13).
- 40 -
Des sessions d'information ont lieu périodiquement, organisées par l'Institut
National des Sciences et Techniques Nucléaires, pour familiariser l'industrie avec ce procédé,
ses possibilités et ses limitations.
La qualité des clichés, directement liée à l'état de surface des convertisseurs,
nous a obligés à entreprendre une étude sur la fabrication de dépôts de gadolinium (as
pect d'un poli optique). Les résultats sont maintenant positifs sur de grandes surfaces,
il reste encore quelques défauts que nous pensons éliminer prochainement. Cependant,
comme les clichés le montrent, nos convertisseurs actuels permettent déjà de bons ré
sultats.
Les derniers essais de neutroscopie seront repris prochainement sur ce canal.
Rappelons qu'il s'agit de transformer le flux modulé de neutrons après l'interaction
avec l'objet en informations lumineuses reprises, amplifiées et analysées par un système
de télévision. Malgré une définition inférieure en qualité à celles des films, cette mé
thode permet l'examen en dynamique. Les liquides étant généralement des composés hydro
génés, ils sont parfaitement visibles en neutrographie dans leurs enveloppes (acier,
cuivre, alliagesd'" -ers); il peut être intéressant d'examiner leur mouvement dans une
pompe par exemple.
6.2.J. Banc de neutrographie MBLUSINE (fig. 20)
— Un cône n°1 blindé de Cd + In avec une fenêtre d'entrée côté coeur de diamètre 30 mm
diaphragmât j.e;
— Un bloc de bismuth 0 1C0 x 150, enfermé dans un boîtier d'aluminium avec ajustement
serré afin d'obtenir un bon refroidissement par l'eau ambiante. La température du bis
muth est contrôlée par un thermocouple. Le cone n°1 est monté sur ce boîtier et peut
pivoter autour de son axe de fixation permettant ainsi d'interrompre le faisceau de
neutrons.
Côté core n°1 et tape d'étanchéité du canal, le film d'eau est éliminé par un simple
contact métal-métal de faces bien planes.
— Dans le trou du mur de protection du canal, est placé un collimateur conique r.°2 en
aluminium, dont les faces latérales sont couvertes de peinture au bore. Un bouchon de
plomb annulaire complète la protection du faisceau. Faisceau ouvert, le flux y e n sor
tie est de 30 E/h.
— A la sortie du mur de protection, est placée une porte en plomb de 15 cm supplémen
taire permettant, faisceau fermé, de limiter l'ambiance y de la pièce d'exposition
à moins de 1 mR/h.
L'ensemble du collimateur (CÔIT- I° 1 + cône n°2) est rempli d'hélium donnant un gain
de flux de 20 à 30 #.
— Dan£i la zone de photographie, à ̂ ,5 m du coeur, le faisceau a un diamètre Je 25 cm. Toute cette zone est enfermée dans une casemate de béton de 50 cm d'épaisseur, le faisceau de neutrons rapides étant bloqué par un "beam catcher". Une protection aussi importante a été nécessaire en raison d'un voisinage avec des expériences de physique ne tolérant qu'un très faible bruit de fond.
-41
Ox Monocristal de
\ \ Paroi neutrophag* \
Bismuth ( f i l t r e ^ ) Paroi neutrophage \ \ Paroi neutrophag* \
(Cd + In)
\ \
Bore Zone de photographie
--,( 230 mrr) \ \ ?,;?U/sV^-;f::--^-Vi.f< & Zone de
photographie --,( 230 mrr)
Source \ \ r i i i
Meutr ons \ fenêtre
\ ( 0 à d'AI • \ HeTTum]
i i \ fenêtre
\ ( 0 à 20 mm.Source)
Z*~J[ Enceinte du REACTEUR | *Z~ hmk EAU (modérateur) Z*~J[ Enceinte du REACTEUR | *Z~ Obturateur en plomb
Lc ngueur 4 5 0 0
Obturateur en plomb
Fig-21 - APPAREIL DE N E U T R O G RAPHIE INDUSTRIELLE MELUSINE
Collimateur faisceau ouvert (faisceau fermé en pointi l lé) - Le f i l tre Bismuth, opaque aux y et transparent aux neutrons
laisse passer un faisceau de neutrons pur. La zone de photographie et sa commande sont indépendante du réacteur.
Fig .U - Z O N E DE PHOTOGRAPHIE DE L'APPAREIL "MELUSINE"
Les objets volumineux peuvent être introduits par le toit mobile (Pont de 15 t ) . Le faisceau ne peut-être ouvert que portillon fermé et ce lu i - c i reste verrouillé tant que la chambre de mesure indique un niveau d'activité é levé-
- 42 -
La sécurité de l'ensemble est semblable à celle de TRITON (ouverture et ferme
ture) et a été assurée totalement (commande à distance avec inhibition par des niveaux
de rayonnement sur des chambres y e^ neutrons).
6.2.3-1 - Dosimetric
Dans la zone de photographie :
0 thermique : 4.10 n/cm^ s. (0 source 15 mm)
0 rapide ùi 5*10 n/cm^ s.
0 Y ^ 5 E/h
Température du bismuth : 60° à coeur.
L*homogénéité du flux est très bonne pour la photographie (écart de 8/100 entre
le centre et la peripheric).
6.2.3.2. Développements
Ce faisceau est, de même que celui de TRIT0Nt conçu pour des applications in
dustrielles et est exploité directement par le C.B.A.
Dans le but d'étendre ses capacités, il peut, depuis septembre 19^9, être muni
d'un filtre pour neutrons froids (voir § 5*2.3*2).
Ce filtre est composé d'un bloc de béryllium 0 80 x 150 et d'un monocristal de
bismuth <p 100 x 150 refroidis par de l'azote liquide.
Le flux de neutrons froids obtenu est de 3,6-10 n/cm2 s. pour un rapport de
collimation de 1/120 avec une surface de photo de 25 cm de diamètre.
Un programme d'étude est en cours pour en déterminer les possibilités- Un exem
ple de photographie (photo n°6) est donné, mettant en valeur l'intérêt des propriétés
d'examen de l'acier.
6.3- RESULTATS
La bonne collimation de ces deux systèmes, associée à l'emploi de la méthode
directe, cnt conduit à d'excellents résultats, la finesse de l'image étant comparable à
celle des meilleures radiographies.
Une exploitation industrielle de ces dispositifs a commencé (19^9 : 1 00° cli
chés sur TRITON - 2 500 en 1970) sur objets fournis par des organismes et sociétés exté
rieurs au C.Ï.A. Les prix sont extrêmement concurrentiels avec ceux de la gammagraphie.
- 43 -
6.5.1. - Nous avons donné une liste d'applications possibles en début de texte par sim
ple comparaison des coefficients d'absorption en X ou en neutrons. Les exemples
qui suivent ont été réalisés et les résultats furent positifs.
6.3-1-1- Examen de matériaux_ra.dioactifs (méthode indirecte)
Nous en avons donné un bref aperçu au cours du texte et les premiers disposi
tifs de neutrographie ont surtout été construits dans cette optique. Différentes expé
riences sur des combustibles de filières diverses sont couramment examinées. Les maté
riaux de structure pour réacteur de puissance peuvent être également suivis au cours des
irradiations de fluage auquel on les soumet dans les capsules expérimentales. Citons
également de nombreuses neutrographies après irradiation du combustible Rapsodie, faites
en neutrons épithermiques et qui ont permis d'alléger les examens post-irradiations.
Exemple : irradiation de graphite dans un four (photosn0 7 et 8).
6.3»1*2. Contrôle non destructif de gièces confiées par l'industrie
a) Constituants comprenant de l'hydrogène :
— éléments pyrotechniques (commande, switch, cordeaux détonants, etc.);
— vérification de l'homogénéité ou du taux de remplissage d'un explosif
confiné dans un métal (C.N.E.S.) photo n° 9;
— conduit hydraulique de commande (plastique gainé acier) (photo nlo ) ;
— collage de métaux par résine époxy ;
— mise en évidence de résidu de combustion de kérosène dans une rampe d'in-
jecteur de réacteur d'avion (Pratt et Whitney) photo n°ll ;
— vérification de l'uniformité d'un renfort de gazoduc par polyuréthane
(GdF);
— contrôle de joint dans une commande hydraulique (maître cylindre).
b) Autres matériaux :
— vérification après montage de joints drindium pour tube scellé (LEP)
(photo n°12);
— vérification de rotules en téflon de cardans de voiture (BMC);
— joint de culasse;
— recherche de fissure dans du molybdène fritte (photo n° 1?) ;
—applications militaires diverses;
— contrôle de répartition de bore et de lithium dans l'aluminium (photo n°l4);
— recherche d'hydrure dans l'uranium;
— contrôle de brasures chargées en produits neutrophages; (photos 15 et 16) ;
— contrôle de perçages fins par des agents contrastants;
— séparation d'isotopes.
- 4 1 t .
A N N E X E S
G A D O L I N I U M (Gd)
Réactions utilisées 6 4 ^ (n*Y) G d
6,Gd 1" (n.Y) G d158
Caractéristiques physiques et nucléaires du gadolinium :
64
157,26 7,95 g/cm5
— Nombre atomique — Poids atomique — Masse spécifique — Section efficace d'absorption — Nombre de noyaux par cm5
4,6 10* b 3,05 10 2 2 n/cm3
Abondances relatives et sections efficaces des isotopes naturels Isotope Abondance relat. %
Gd 152 Gd 15^ Gd 155 Gd 156 Gd 157 Gd 158 Gd 160
0,200 2,15 14,73 20,47 15,68 24,87 21,90
Sections eff. (n.y) barns
T J6 125 230 3
négligeable -70 000 ± 20 000 n.Y
négligeable -60 000 + 60 000 n.y
3,9 + 0,4 18,0 h 0,8 + 0,3 3,6 mn
Rayonnements impressionnant le film :
Y de capture et électron de conversion de 70 keV.
Réf. - H. BERGER "Neutron Radiography" - B.L. BLANKS et D.A. GARRET LA/DC 6978
- *5 -
GADOLINIUM METHODE DIRECTE
CONVCRTISSCUR ARRICRC
Vitesse rela+ivie d e réponse
fonction d e I épaisseur
. 46 -
R H O D I U M (Rh)
45" .103 .104
p = 12,4 g/cm 5
54 ' urn
T, = 4 4 s
°ac t = 12 ± 2 b
= 140 Î 30 b
E. max = 2 ,44 (97,9 %) 1 1,88 ( 1,85 %)
0,64 ( 0,11 %) 0,48 ( 0,12 %)
a c± 1,4 cm / g
KQ max ûi 1,258 g/cm 2
P — ( Dl 1 000 [1>
E v = 1,53 MeV 1,34 1,24 0,93 0,780 0,745 0,556
£,44Hlv 57,»%
Pi*"
Réf. - HANDBUCH DEE PHÏSIK S. FLUGGE
- Neutron Physics - K.H. BECKUETS et K. WIETZ
- m -
QUOÙIUM METHODE DIRECTE
CONVERTISSEUR ARRIERE
* M Vitcttc relative <J« rcpoi^c
en fonction d# I *poi«seur
«*
. 4 8 -
D Y S P R O S I U M (Dy)
Réaction utilisée _. 165 , . 166
!t, = 1*0 i n
T^ = 1,25mn
E max (MeV) = 1,305 (80 % S. 1,215 (15 %
1,02 ( -\,k% 1,0 ( 0,6jS 0,890 ( 1,0J5 0,305 ( 2,0J8
Og 2J 12,5 cni 2 /g
R. max ca 0,6 g/cm 2
— ( a 660 |i)
- Pourcentage i so top ique : 28 ,18 % e = 8,55 g/cm?
a a c t = 800 ± 100 b
< J a c t = 2 000 + 200 b
E 0,985 Y 0,710
0,629 0,555 0,515 0,356 0,275 0,159 0,108 0,095
E^, 1 M « 0 , * *
E J J 0 "l.iOSMtv S O I
Réf. - R. SHER et E.V. WEINSTOCK BNL - K.H. EECKDRTS et K. WIRTZ Neutron Physics
- k9 -
ÙYSPQOSHJM METHODS DC TRANSFERT
*« VI 'T*SS« re la t ive etc rcpons*
* n Toncrion <ac I c o a M c u r
- 5 0 -
I N D I U M (In)
4 9 1
115 116
Pér iode T„ = 54,12 mn Tjt, = 14,10 s
max (MeV) 1,00 (55 %) 0,87 (36 %) 0,60 ( 8 * ) 0,34 ( 1 %)
a 22 cm 2 /g
max 2i 0 ,43 g/cm 2
( S 550 u)
Pourcentage isotopique Ç = 7,31 g/cm3
95,7? *
CTact = 160 + 2 b JS = 2 ,2 b
"ac t = 42 + 1 b
*a = 2 615 + 125
Nbre y / d é s i n t . |i cm 2 /
2 ,12 0,16 0,0400 1,76 0,02 0,0425 1,51 0,07 0,0458
1,29 0,84 0,0496 1,10 0,61 0,0540 0,83 0,14 0,0635 0,41 0,30 0,0970 0,14 0,06 0,665
Réf. K.H. BEOKUETS et K. WIETZ Neutron Physics
Sn™ *HMt
- 51 -
INDIUM HETMODE DE TQANSFEQT
Vitesse re( tîve de reponxc Cn TontTion de ' épaisseur
- 52 -
OR (Au)
197 198 Reaction utilisée : 7 QAu (n.y) Au - Pourcentage isotopique : 100 % 79 e= 19,32 g/cm5
\ = 2,695 j a a = 98,8 10~ 2 l t cm2
o s = 9,3 10" 2 J f cm2
I. = 1 553 b
aabs 98,8 10" 1 4 cm2
E p max (MeV) = 0,957 (99 %) 0,295 ( 1 %)
Coefficient d'atténuation âans le convertisseur
c* =25 cm^/g R H max Ci 0 , 4 1 5 g / c m 2 ( 2i 2 0 0 y)
E y (MeV) = 0 , 4 1 1 ( 9 9 %)
^ = 0 , 1 9 2 c m 2 / g
A u « * .
R é f . - K .H . BEOKUEIS e t K. WIRTZ
N e u t r o n P h y s i c s
1.0» M*.
H j » » ttaWW
- 53 -
«"..
«*L
OP METHODE DE TQANSFEQT
» N Vrt««î< rclctl-tve d * «réponse
en toticf ton J e 1 épaisseur
- 54 -
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Manuscrit reçu le 26 Avril 1971
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Photo 1 Photo 2
Photo 3
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# *
Photo 4 - o/ Radiographie b/ Neutrogrophie nitrate de cellulose c/ Neutrogrophie directe (Gd)
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Photo 5
Photo 6-0
Photo 6-b
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Photo 7 - irradiation de graphite dans un four
Photo 8 - Contrôle d'une boucle radioactive c- ,,,;ie
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1 i
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Radiographie Neutrographie
Photo 9
Radiographie Neutrographie
Photo 10
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Pholo 11
Gk
Photo 12 - Neutrogrophies
Photo 13 - Neutrogrophies
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Photo 14 Photo 15 - Brasure
A IS
Photo 16