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

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? 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

10

1Ô2

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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)

- 59 •

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

62

1 i

• «

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