Utilisation d'une chambre fixe pour la mesure d'une gamme étendue de puissances dans un réacteur nucléaire

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Submitted on 1 Jan 1955

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Utilisation d’une chambre fixe pour la mesure d’une gamme étendue de puissances dans un réacteur nucléaire

J. Weill, P. Braffort

To cite this version:

J. Weill, P. Braffort. Utilisation d’une chambre fixe pour la mesure d’une gamme étendue de puis-

sances dans un réacteur nucléaire. J. Phys. Radium, 1955, 16 (2), pp.155-158. �10.1051/jphys-

rad:01955001602015500�. �jpa-00235108�

155.

UTILISATION D’UNE CHAMBRE FIXE POUR LA MESURE D’UNE GAMME ÉTENDUE DE PUISSANCES DANS UN RÉACTEUR NUCLÉAIRE

Par J. WEILL ^et P. BRAFFORT.

Commissariat à l’Énergie Atomique, ^Centres d’Études Nucléaires de Saclay.

Sommaire.

On met en évidence la nécessité, pour la mesure d’une _gamme étendue de puissances

dans un réacteur nucléaire, ^{de combiner la} technique des chambres d’ionisation compensées et celle des filtres _{de rayons} y (tels que les écrans de bismuth).

Un système particulier ^est décrit, ^{dont la} géométrie ^{a été} calculée pour que l’on suive la puissance

sur 9 décades.

PHYSIQUE 16, FÉVRIER 1955,

1. Introduction et principe général.

^La

mesure de la puissance, ^{dans un réacteur} nucléaire, s’effectue ^au moyen d’appareils détecteurs de neu-

trons tels que chambres d’ionisation ^contenant du bore, ^etc. Malheureusement, ^ces détecteurs sont

généralement ^{sensibles aux} rayons y. Un flux de _y

accompagnant toujours le flux de neutrons, ^il importe ^{de ne} pas être gêné par le signal parasite (courant d’ionisation, par exemple) qu’ils peuvent engendrer, ^et ceci d’autant plus que celui-ci ^{ne reste} pas constamment proportionnel ^{au flux des neutrons.}

Nous désignerons par k le rapport : signal ^délivré

par la chambre ^et correspondant ^{au flux des neutrons,}

sur signal correspondant ^{au flux des y. On sait que,}

pour des détecteurs du type chambre d’ionisation à dépôt ^{de bore, k est} pratiquement ^{constant, et}

de l’ordre de 03 lors de marches à puissances ^élevées

du réacteur.

Mais, pour des marches à très faibles puissances

k peut ^devenir beaucoup plus petit (de l’ordre de IO-2)

en raison des activités _y induites dans les matériaux du réacteur et de la chambre lors des marches anté- rieures à puissance élevée. Les résultats expéri-

mentaux montrent que la gamme des ^mesures de

puissance ^est limitée pour ^ces raisons à 4 ^{ou 5 décades} en-dessous de la puissance ^maximum [1].

Si l’on veut mesurer la puissance ^{d’un réacteur,}

par exemple ^{entre 5o mW et 5o Mw,} c’est-à-dire sur

9 décades, il convient de multiplier k par ^un facteur

compris ^{entre 04 et} Io5. Les chambres d’ionisation

compensées [2J permettent d’améliorer le rapport ^k

par ^un facteur compris ^{entre 02 et I 03.} Pour obtenir

une gamme ^{de mesure de} g décades, ^{il nous faut}

encore multiplier k par ^un facteur du même ordre.

La solution réside dans le filtrage ^{direct du} rayon- nement par ^un matériau très absorbant pour les y et peu absorbant _{pour les} neutrons.

L’absorption ^{des y} augmente ^{avec la masse ato-} mique de l’absorbant. Parmi les éléments de poids atomique > ^{200, celui} qui possède ^la plus ^faible

section efficace d’absorption pour les neutrons est le bismuth (préférable ^au plomb ^{de ce} point ^de vue).

Le bismuth a déjà ^été employé ^comme filtre des _y dans les expériences ^de Physique ^nucléaire [3].

2. Absorption ^et diffusion des neutrons dans le bismuth. - Les sections efficaces microscopiques

du bismuth sont :

Absorption : ^ua

35 mb;

Diffusion : 0-d

9 b.

Quand ^on passe d’une géométrie ^de plan ^indéfini

Fig. ^i.

^{Géométrie de} plan ^{indéfini et} géométrie ^{de canal.}

à une géométrie ^de canal, la transmission passe de

à

où .Ia et Id sont les sections efficaces macrosco-

piques correspondant ^{à ’7a et Ud.}

On trouve

Compte ^tenu du volume fini de la chambre, ^{on a} intérêt à se rapprocher ^{de la} première géométrie.

Dans la géométrie ^{de la} figure ^{2, on utilisera}

Article published online by EDP Sciences and available at http://dx.doi.org/10.1051/jphysrad:01955001602015500

156

l’approximation d’un milieu infini à source ponc- tuelle [4]

On trouve

En fait, ^nous cherchons ici une géométrie qui,

pour des transmissions équivalentes, exige ^une

masse de bismuth minimum tout en étant d’une fabrication aisée.

Dans la solution de la figure ^3, la surface incidente est grande, ^on réduit donc la proportion ^{des neutrons} qui ^vont frapper la face antérieure de la chambre,

mais on récupère ^{des neutrons} par diffusion ^sur des faces latérales de la chambre (voir Appendice).

3. Absorption ^des y dans le bismuth. -

L’absorption ^des y dans la matière est également

donnée par ^une loi du type :

On ^ne connaît pas bien l’énergie ^des y de la pile,

en particulier ^à la frontière du milieu multipli-

cateur. En choisissant = 0,4 ^{on se} place ^{dans le}

cas le plus défavorable (y ^{entre 2 et 5} MeV;. ^au

minimum d’ionisation). ^{Cela veut} dire que le filtrage

des _y sera certainement meilleur que celui que ^nous

indiquons ici, ^{même en tenant} compte ^de l’approxi-

mation ^assez grossière ^{de notre} calcul de diffusion

(voir Appendice).

4. Calcul de r.

Nous posons

D’après (3) ^et (4), ^on sait que

On choisira la surface incidente telle que 4 1t S r-

^l,

c’est-à-dire qu’on prendra le rayon de la surface incidente double de la distance r de cette surface à la chambre.

On doit donc avoir :

-

pour ^{A =} 104 :

-

pour A == 02 :

) I

d’où le tableau suivant : TABLEAU T.

C’est la solution 2 que ^nous préconisons.

En effet, ^si l’efficacité E neutrons/gamma ^{de la}

chambre compensée ^est comprise ^{entre 102 et} z o3, ^on

aura k = E X A compris ^{entre 04 et} io5, ^ce qui

nous permet ^{bien la mesure de la} puissance ^sur

9 décades.

5. Comportement ^de l’écran de bore.

Aux

puissances ^{élevées, on} masquera la chambre par ^un écran mobile au bore, ^les neutrons sont absorbés par le bore en raison de l’existence d’une réac- tion "B (n, OC) 7Li ^dont la section efficace est de l’ordre de 710 barns. On a, dans 3 pour ^10o des

cas [6], ^un iLi ^excité qui ^{donne un y de} 0,470 ^MeV

entièrement absorbé dans le bismuth. Les noyaux d’hélium et de lithium se partagent ^une énergie

de 2,304 MeV [7].

Pour un flux de 5. 1 o9 n/s/cm2 ^{absorbé, à}

99 pour i oo, on aura une dissipation voisine de : 5 W pour la géométrie ¹ (r ^{= a5 cm,}

^5o cm);

I,25 ^W pour la géométrie ² (r ^{= I 2,5 cm, =25} cm),

valeurs très faibles en regard des dimensions de la

plaque ^{au bore.}

6. Puissances mesurables. - Par l’emploi

de la solution 2 (425 kg ^de Bi), le flux mesurable par la chambre ^est de l’ordre de ₇₀ pour ^{i oo} du flux incident. Les chambres utilisées étant couram-

ment sensibles. à 1 o n /cm2 js, ^{elles pourront donc}

mesurer des flux correspondant de i4 nfcm2js.

Pour une chambre disposée derrière le réflecteur dans le cas d’une pile ^à graphite ^du type G1, ^ceci correspond ^{à une} puissance ^{de Ioo mW} (dans ^ce type ^de pile, ¹ li.W ^nous donne environ io-3 n /s /cm2

à la périphérie ^du réflecteur).

La chambre d’ionisation pourra ^{servir aux} puis-

sances très élevées si l’on affaiblit le flux des neu-

trons incidents par ^un facteur de l’ordre de I03.

On obtiendra ce résultat en faisant venir devant l’écran de bismuth une feuille de bore d’une épais-

seur x (très constante) convenablement choisie. On doit avoir

.

Y-b étant la section efficace macroscopique ^de capture

des neutrons thermiques par le bore. On ^a

d’où

ce qui correspond ^{à un} dépôt de bore de 178 mg /cm2.

. On peut ^alors adopter le tableau suivant pour les calibrations, d’un réacteur du type G1 (à ^titre d’exemple) (vo ir ^tableau II).

Tout ceci suppose que les chambres d’ionisation sont à dépôt de bore naturel. Si le dépôt ^{est en bore} fortement ^{enrichi en} isotope ^{de masse 10, la sensi-}

bilité de la chambre sera augmentée, ainsi que le

rapport par ^un facteur 5. On pourra donc réduire les résistances de fuites indiquées dans le tableau

précédent par ^ce même facteur 5; ^{on aura donc} successivement 2. 1 oll et 2. 1 o8 f2.

Si, ^d’autre part, le bloc diffusant est limité _par

un écran absorbant, le facteur de transmission ( ) ^?0/n

sera inférieur à ce qui ^{a été} prévu ^ici.

:Do

Ce sera également ^{le cas si l’on} remplace ^{le bismuth}

par du plomb (plus économique) bien que, dans

l’ensemble, les ordres de grandeur ^ne soient pas affectés. Nous n’avons pas ^tenu compte ^{de telles}

corrections dans cette étude de principe.

TABLEAU IL

7. Appendice. - ^a. La surface d’incidence étant relativement grande pour ^que 4 :,.2 = ^{4 I , il con-}

vient de se livrer à un calcul plus précis ^{de la diffu-}

sion des neutrons en appliquant la formule (3)

successivement en chaque point de la surface inci-

dente et en intégrant. ^{On a donc} ( fig. 4)

158 d’où

Tenant compte ^{des neutrons} récupérés après

diffusion sur les faces de la chambre, ^nous rempila-

cerons cette intégrale par

b. Le calcul de l’absorption des y a été fait ^en les supposant monoénergétiques ^{et au} voisinage

du minimum d’ionisation, c’est-à-dire 3 MeV. En

réalité, ^{on a un} spectre ^continu qu’il ^{est difficile}

d’estimer autrement que par l’expérience ^{sur une} pile

réelle [8]. ^{Nous ferons un calcul} approché ^{en rem-} plaçant ^le spectre de raie par ^un spectre ^uniforme

entre ^o et 8 MeV.

Cette hypothèse ^semble justifiée par ^une récente

publication [9].

Nous aurons alors

Nous utilisons une formule d’interpolation ^cons-

truite pour représenter ^{la courbe} expérimentale li. (E)

pour ^le bismuth (fig. 5)

Après intégration, ^{on trouve} que

c. On aura donc

On peut donc s’attendre à ce que ^les indications données sur le tableau de la figure ⁵ correspondent

d’assez près ^{à la réalité.}

Manuscrit reçu le 28 juin I954.

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[5] Les valeurs des sections efficaces 03C3a, 03C3d, 03C3b sont extraites de Nuclear Data, N.B.S., ^n° 499. Les valeurs des

coefficients d’absorption massique pour les 03B3 ^sont

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