Il est très important, dans le cas des analyses directes, de protéger le détecteurs des neutrons rapides et des gammas, car ces derniers peuvent l’endommager ou diminuer se durée de vie.
En fait l’emploi des tubes de collimation élimine une partie des matériaux de protection et exposent par conséquent le détecteur. Dans notre stratégie dans notre stratégie pour cette étape, nous avons commencé par une recherche du meilleur positon de ces tubes (maximum d’efficacité) sans considérer leur effet collimateur. Dans une seconde étape nous avons commencé à les doter de matériau collimateur progressivement jusqu’à fixer leurs dimensions et dispositions optimales dans le système.
6-1 Géométrie Sphérique pour le D2O :
Dans cette partie nous essayions de déterminer la meilleure position du tube en tenant compte, comme il a été expliqué ci-dessus, de la condition de protection contre les neutrons rapides pour le détecteur et du rapport entre flux thermique et flux epithermique des neutrons (T/E).
La figure (V-26) schématise la configuration étudiée et le tube.
Figure (V-26) : Géométrie sphérique du modérateur avec tube
Tableau (V-24):
Position de
tube 30 35 40 45 50 55 60
Fux de
neutrons 1E +3 4.3E+2 2.1E+2 82 63 33 20
Le tableau (V-24) résume les résultats obtenus pour ce cas. On remarque que le nombre de neutrons rapide varie inversement à la distance par rapport à la source. Le rapport T/E quant à lui, il varie de la même façon.
Introduction de l’écran de protection :
Nous choisissons 50cm comme position du tube par rapport à la source et on calcule le flux de neutrons rapides, thermiques, epithermiques et les gammas détectés. Il vient
Tableau (V-25) :
Figure (V-27) : Géométrie sphérique du modérateur et du l’écrantage en présence de tube
rapides (n/cm2s)
T/E 5,3 6,2 10,41 17,6 30,1 56,79 84,46
Position de tube 50
Fux de neutrons
rapides (n/cm2s) 13 Fux de neutrons
thermiques (n/cm2s) 1.17E+5 Fux de neutrons
epithermique (n/cm2s)
1.55E+3 Fux de gammas
(γ/cm2s) 3E+2
Figure (V-28) : Géométrie du collimateur
L’utilisation de polyéthylène borée comme un matériau d’écrantage, peut atténuer le flux neutronique. Mais les neutrons capturés par le bore libèrent des rayons gamma à 0,42 MeV d’énergie et par conséquence on ne peut pas éliminer les gammas à basse énergie.
Le polyéthylène dopé au lithium est très efficace pour la réduction des gammas car il ne produit pas la réaction de capture gamma (n,γ), par contre il est mois efficace que le bore du point de vue capture des neutrons thermique. Nous nous penchons alors vers le choix d’une épaisseur plus grande que la couche de polyéthylène borée.
Ce matériau se trouve en pratique sous plusieurs formes : briques, cylindre, galettes, blocks, feuilles.
Nous reprenons maintenant la question du collimateur. Le collimateur choisi est composé de deux couches protectrices contre les neutrons rapides et les gammas. Les matériaux utilisés sont le Plomb contre les gammas et lithium ou le polyéthylène bore contre les neutrons rapides. La figure (28) montre le schéma d’un tube collimateur avec deux détecteurs.
Figure (V-29) : Géométrie du tube
Commençons par tester le Lithium : Le lithium comme matériau d’écrantage contre les neutrons rapides.
Figure (V-30) : Géométrie sphérique du modérateur et du blindage en présence du collimateur
6-2 Variation de l’épaisseur du collimateur
Le collimateur choisi est composé de deux couches protectrices contre les neutrons rapides et les gammas. Les matériaux utilisés sont le Plomb contre les gammas et lithium ou le polyéthylène bore contre les neutrons rapides. Plusieurs variations de dimensions du collimateur
Cas 1- 1cm de lithium pour absorber les neutrons, (5 cm, 4.5cm, 4,4 cm) de plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
.
On remarque au niveau de notre détecteur les conductions de radioprotection n’est pas vérifier pour les gammas on va tester des autres dimensions du collimateur.
Cas 2- 1cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6.5cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Flux de gammas
(γ/cm2s) 1.2 Flux de neutrons
rapides (n/cm2s) 1
Flux de gammas
(γ/cm2s) 5.6 Flux de neutrons
rapides (n/cm2s) 2.23
La condition de radioprotection contre les neutrons thermiques est vérifiée.
Cas 3- 1cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Cas 4- 0.5 cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6 cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Flux de gammas
(γ/cm2s) 1
Flux de neutrons
rapides (n/cm2s) 0.4
Flux de gammas
(γ/cm2s) 0.8 Flux de neutrons
rapides (n/cm2s)
1.2
Cas 5- 1cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6.5cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Conclusion : Les dimensions du collimateur qui vérifier les conditions de radioprotection sont 0.5 cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6 cm, 5cm) de plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur.
On utilise, un autre matériau écran de protection contre les neutrons rapides, le Polyéthylène borée
Cas 1- 1cm de polyéthylène boré pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Cas 2- 0.5cm de polyéthylène boré pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Flux de gammas
(γ/cm2s) 2.4 Flux de neutrons
rapides (n/cm2s) 0.3
Gammas (γ/cm2s) 1 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.335
On remarque que 0.5cm du polyéthylène boré absorbe les neutrons rapides, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Dans cette partie nous essayions de tester l’effet de deux tubes pour les deux géométries :
Géométrie sphérique
Gammas (γ/cm2s) 0.665 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.426
Cas 2- 0.5cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Géométrie Cubique pour le D2O :
Gammas (γ/cm2s) 0.61 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.65
Gammas (γ/cm2s) 0.97 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.47
Figure (V-32) : Géométrie sphérique du modérateur et du l’écrantage en présence deux types.
Cas 1- 1cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Cas 2- 0.5cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6cm, 5cm) du plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur
Conclusion : Les dimensions du collimateur qui vérifier les conditions de radioprotection sont 0.5 cm de lithium pour absorber les neutrons, (7 cm, 6 cm, 5cm) de plomb pour atténuer les gammas au niveau de détecteur pour les deux géométries cubique et sphérique.
Gammas (γ/cm2s) 0.05 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.24
Gammas (γ/cm2s) 0.2 Neutrons rapides
(n/cm2s) 0.258
Figure (V-31) : Géométrie sphérique
Tableau (V-26) :
Le tableau (24) résume les résultats obtenus pour ce cas. On remarque que le nombre de neutrons rapide varie inversement à la distance par rapport à la source. Le rapport T/E quant à lui, il varie de la même façon
Position de
tube 30 35 40 45
Fux de neutrons
rapides (n/cm2s)
135 32 7 1.52
Flux de neutrons epithermiques
(n/cm2s)
1.4E+3 4E+2 76 15
Flux de neutrons thermiques
(n/cm2s)
7.85E+3 2.07E+3 474 91
Gammas
(γ/cm2s) 8.8E+3 5.28E+3 2.39E+3 1.2E+3
Dans cette partie nous essayons de tester l’effet de l’emploi de deux tubes pour les deux géométries dans le modérateur polyéthylène :
Géométrie Sphériques Géométrie Cubique
Figure (V-32) : Géométrie sphérique du Figure (V-33) : Géométrie cubique du système du système avec deux tubes avec deux tubes
.
Gammas (γ/cm2s) 1 Neutrons rapides
(n/cm2s) 2.5
Gammas (γ/cm2s) 0.01 Neutrons rapides
(n/cm2s) 1.9
6-4 Variation du flux de neutron rapides en présence du tube
Le schéma (V-33) la conception proposée pour un type externe PGNAA. Le faisceau est extrait par un tube radial avec un rayon intérieur de 20 centimètres à 50 centimètres du générateur de neutron. La taille du modérateur et de l'armature est identique comme la configuration interne comme on l'a déduit dans la section précédente. Le collimateur est un cône de polyéthylène, boré qui limite le rayon du faisceau et protège le détecteur contre les neutrons rapides.
Un calcul de flux de neutron autour du faisceau est montré dans la figure (V-33) .On remarque une grande atténuation après l’écrantage, mais le flux maximum permis pour placer un détecteur est atteint approximativement à 60 centimètres de l'échantillon.
50 60 70 80 90 100 110 101
102 103
Flux de neutrons rapides(n/cm2 s)
Distance % Tube (cm)
Figure (V-33) : Variation du flux de neutron rapides en présence du tube