Outre le d´eveloppement de ces nouveaux pr´e-amplificateurs, nous avons initi´e la refonte de l’ensemble de l’´electronique d’acquisition utilis´ee pour les besoins de la mesure nucl´eaire industrielle. Au travers du concept de plateforme d’instrumenta- tion, nous essayons donc d’imposer un nouveau standard industriel d’instrumenta- tion pour les aspects ”contrˆole nucl´eaire proc´ed´e”. L’objectif est d’avoir une seule et unique plateforme instrumentale dont les fonctions de mesures sont d´eport´ees au niveau d’un software embarqu´e sur le FPGA int´egr´e `a la plateforme. En effet, la du- r´ee de vie d’une usine de retraitement n’est pas compatible avec la dur´ee de vie des composants ´electroniques constitutifs des syst`emes de mesure. Or dans les syst`emes de mesure, ce n’est pas le mat´eriel qui est important mais la fonction qu’il effectue. Pour ce faire nous avons propos´e de d´evelopper une nouvelle approche, mettant en avant la r´ealisation de la fonction de mesure par un code et non plus par des com- posants. Concr`etement, ce syst`eme int`egre un pr´e-amplificateur `a trans-imp´edance adapt´e au type de capteur utilis´e (d´etecteur Germanium Hyper Pur ou compteur proportionnel `a d´epˆot de Bore par exemple), coupl´e directement `a un num´eriseur `a 130 MHz sur 16 bits. Les informations ainsi num´eris´ees sont directement envoy´ees sur un syst`eme FPGA qui contient l’intelligence de la chaˆıne de mesure puisque c’est en son sein que sont effectu´es les calculs n´ecessaires `a l’obtention de la mesure physique proprement dite. Ces calculs doivent ˆetre r´ealis´es avec soin puisqu’ils ga- rantissent la qualit´e m´etrologique de la mesure.
Cette approche est r´eellement nouvelle en comparaison avec l’ensemble des sys- t`emes en place ou en vente chez les principaux fabricants d’instrumentation nu- cl´eaire, ´equipementiers des usines de retraitement ou des r´eacteurs ´electrog`enes. Le challenge est ´egalement de maintenir une m´etrologie du temps actif pour que les mesures r´ealis´ees soient r´eellement fiables [Censier 10], [Ignatyev 04] et [Odell 99]. La figure 2.8 pr´esente la plateforme dans sa version initiale. La figure 2.9 montre un exemple de mesure neutronique active r´ealis´ee avec le syst`eme PING pour une mesure de masse de mati`ere fissile. Ce type de mesure neutronique active est appel´ee `a se d´evelopper dans le cadre du contrˆole non destructif des d´echets.
Lors des essais pr´eliminaires, nous avons montr´e que la datation temporelle des neutrons pouvait ˆetre r´ealis´ee avec une pr´ecision de +/- 10 ns jusqu’`a un taux de comptage de 2 Mcps/s. Les syst`emes utilis´es jusqu’alors n’autorisaient qu’une da- tation `a 100 ns avec un taux de comptage maximal de 100 kcps/s. Pour les aspects gamma, le syst`eme permet la mise en oeuvre des concepts de spectrom´etrie `a tr`es haut taux de comptage d´evelopp´e dans le cadre du projet ADONIS [Barat 06]. En effet ce syst`eme permet de maintenir une qualit´e m´etrologique du signal de spectro- m´etrie jusqu’`a des taux de comptage de 5 Mcps/s, alors que les meilleurs syst`emes en place ne d´epassent pas 500 `a 700 kcps/s. L’algorithme ADONIS permet de main- tenir une m´etrologie du temps actif, y compris avec un temps mort proche de 100
%. Dans ce cas, le temps d’acquisition est consid´erablement augment´e puisque le syst`eme n’a alors que tr`es rarement une impulsion unique pouvant ˆetre trait´ee et incluse dans le spectre gamma.
Fig. 2.8 – Concept PING appliqu´e `a la mesure nucl´eaire proc´ed´e, en l’occurrence `a
la mesure neutronique active
Fig. 2.9 – Spectre de comptage neutronique temporel obtenu grˆace au nouveau
syst`eme PING pour une mesure neutronique active. La cellule de mesure est mesur´ee vide (en bleu) et avec 4 g Uranium 235 (en rouge).
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Dosim´etrie op´erationnelle pour la radioprotec-
tion
La dosim´etrie op´erationnelle revˆet un caract`ere de plus en plus important pour la protection des travailleurs de l’industrie nucl´eaire [Higueret 07]. En effet, la dosi- m´etrie passive ne permet une analyse de la dose re¸cue qu’apr`es l’incident, tandis que la dosim´etrie op´erationnelle permet aux personnels de savoir en temps r´eel `a quelle dose de rayonnement ils sont soumis au cours de leur travail. Autant la dosim´etrie gamma est tr`es r´epandue, autant la dosim´etrie neutron est encore `a l’´etat de trace au niveau des installations en raison d’un coˆut important li´e `a une difficult´e de mise en oeuvre des appareillages. Le syst`eme doit ˆetre sensible `a l’ensemble du spectre ´energ´etique neutronique, spectre difficile `a mesurer avec un dispositif miniature et compact compatible avec les contraintes de la dosim´etrie op´erationnelle.
Dans le cadre du d´eveloppement d’un nouveau dosim`etre op´erationnel, notre tra- vail a conduit `a l’optimisation de la r´eponse dosim´etrique gamma de diode silicium et d’en simplifier la mise en oeuvre. Pour r´ealiser de la dosim´etrie op´erationnelle, la m´ethode courante utilise un d´etecteur semi-conducteur plus ou moins blind´e afin d’en optimiser la r´eponse. Ceci correspond `a aplanir cette derni`ere sur une large plage en ´energie, afin de la rendre la moins d´ependante possible `a l’´energie des gamma ou des X incidents sur la diode. En effet, le syst`eme n’effectuant pas de spectrom´etrie gamma, il n’est pas possible d’estimer l’impact dosim´etrique en fonction de l’´energie des gamma incident a posteriori. Il faut donc garantir par construction que le sys- t`eme pr´esente une r´eponse dosim´etrique ind´ependante le plus possible de l’´energie des gamma incidents.
L’approche nouvelle consiste `a d´emontrer qu’un syst`eme `a base de 4 seuils ´elec- troniques peut ˆetre suffisant pour obtenir une r´eponse dosim´etrique plate et qu’il peut concurrencer avantageusement un blindage m´ecanique complexe `a r´ealiser.