Brevet FR2168922A1 — publié le 19730907

L' invention se rapporte en général à un appareil destiné à mesurer la répartition de puissance dans le coeur et les vitesses de régénération de combustible dans les réacteurs régénérateurs à feutrons rapides, et concerne plus spécialement un tel appareil pourvu de détecteurs utilisant le principe d'analyse d'activation par les neutrons. Pour le fonctionnement économique et çdr des réacteurs modernes et futurs, il est désirable de mesurer la répartition de puissance dans le coeur. Dans le cas d'un réacteur régénérateur à neutrons rapides, la répartition de la régénération, dans tout le coeur réactif et les couches de récupération, est également importante. En pratique, l'infomlation concernant la répartition de puissance est habituellement dérivée de la mesure du flux neutronique. Cette mesure peut être obtenue soit au moyen de chambres de fission d'ions, soit de détecteurs d'activation, utilisés tous deux dans les réacteurs thermiques.Toutefois, en raison des conditions ambiantes rigoureuses de fonctionnement que l'on rencontre dans un réacteur régénérateur moderne, aucune chambre de fission d'ions, ni détecteur d'activation convenables n'ont encore été réalisés. La présente invention a donc pour objet d'offrir un détecteur d'activation convenable pour réacteurs régénérateurs, capable de résister à son ambiance rigoureuse tout en donnant une information concernant la répartition de puissance dans le coeur. De plus, la présente invention offre un appareil et un procédé pour la mesure de la régénération de combustible. Cet appareil et ce procédé utilisent également le principe dtana lyse d'activation par les neutrons, mais avec des constituants particulièrement sélectionnés pour la mesure de la régénération. Dans ce type d'analyse, un activant consistant en une matière sensible aux radiations, est irradié par les neutrons d'une source neutronique pendant un intervalle de temps connu. Sous l'effet de l'irradiation, l'activant devient radioactif et la mesure des niveaux sélectifs d'énergie de cette activité, que lton appellera activité intéressante, donne l'information concernant la répartition de puissance et de régénération du combustible. Les détecteurs de la présente invention sont formés d'une matière fonnant support qui assure une structure mécanique solide dans laquelle l'activant est enrob. Un détecteur d'activation destiné à la mesure de la répartition de puissance et de régénération de combustible dans un réacteur régénérateur à neutrons rapides doit nécessairement satisfaire aux conditions suivantes : (l) L'activité intéressante doit être exempte des radioactivités interférentes du support et des impuretés, et doit titre mesurable selon un programme de temps pratique (2) L'activité résultante doit donner une indication précise de la puissance et/ou de la régénération au voisinage de l'activation; (3) La dimension des détecteurs doit hêtre assez petite pour que le dispositif d'activation ne perturbe pas appréciablement le flux du réacteur;; (4) Les détecteurs doivent conserver leur intégrité mécanique lors des changements rigoureux de température à l'intérieur du réacteur régénérateur à neutrons rapides (de la température ambiante jusqu'à 300-10000 C et au-dessus), et pour les forts champs de radiation (approximativement 109 r/heure, et approxima tivement 6 x 1015 neutrons/cm2) auxquels ils sont soumis; et (5) I1 est désirable que les détecteurs puissent dtre utilisés de manière répétée. il s'ensuit que les radioactivités induites doivent s'affaiblir à un niveau négligeable après une période raisonnable d'emmagasinage. Pour satisfaire aux conditions requises que lton vient d'énumérer, imposées par les conditions rigoureuses d'ambiance dans le réacteur régénérateur à neutrons rapides, on a réalisé un appareil de mesure de répartition de puissance dans le coeur et de régénération de combustible dans les réacteurs régénérateurs à neutrons rapides, qui exige seulement une unique irradiation d'activant. Selon la présente invention, un activant est irradié par les neutrons d'une source neutronique, telle qutun réacteur régénérateur à neutrons rapides, pendant un intervalle de temps connu. L'activant devient radioactif sous l'irradiation et la mesure de l'activité produite ainsi donne des paramètres de sortie représentant le flux neutronique, et par suite la répartition de puissance et de régénération de combustible.L'activant doit être placé dans différentes régions du réacteur dans lesquelles il est nécessaire de mesurer ces paramètres. Les détecteurs de la présente invention utilisent, comme activant, un mélange de produits fissiles, tels que Pu239, U235, U233, et pu241 et de matières fertiles, telles que U239, ou Tu232* La section de capture de ces activant varie avec l'ênerjie des particules incidentes, et présente généralement des crêtes dans une ou plusieurs gammes d'énergie. Ainsi qu'on peut l'observer d'après de nombreuses représentations graphiques de section de capture des neutrons en fonction de l'énergie, les diverses matié- res d'activation présentent des sections de capture sensiblement différentes dans les différentes gammes d'énergie.La composition du mélange d'activants est choisie de telle sorte que la dépendance d'énergie de sa probabilité d'interaction neutronique simule autant que possible celle du combustible. Par probabilité d'interaction neutronique simulée, on exprime que la section de capture du mélange présente approximativement la meme probabilité statistique de capture, aux niveaux d'énergie de l'activité intéressante, que telle du combustible. Après irradiation aux neutrons, l'activité des produits de fission formés par la réaction (n, f,) est comptée, en comptant d'abord en majeure partie les rayons gamma retardés, qui donnent l'information concernant la répartition de puissance dans le réacteur.Un jour approximativement après que l'activité des produits de fission s'est affaiblie à un bas niveau, l'activité de Np239 ou Pa233 produits par la réaction ou est comptée, donnant l'information désirée concernant la régénération. L'invention envisage également l'usage de produits fissiles ou intermédiaires, tels que Ni64 et Si30 , comme activants pour mesurer la répartition de puissance dans le réacteur; et ltusage de matières fertiles comme acbivants pour mesurer la régénération de combustible dans le réacteur. il est désirable que les détecteurs de la présente invention prennent la forme de fils, de petites pastilles, ou de perles constitués de faibles quantités de l'isotope activant désiré enrobé dans une matière de support. Le support est constitué d'une matière convenable qui produit des activités faibles ou négligeables sous l'irradiation aux neutrons, et présente une bonne résistance de structure, par exemple BeO, Cr, le niobium ou le tantale. Une très faible quantité dtune matière radioactive connue, telle que Cul37 peut être ajoutée au support pour l'étalonnage des détecteurs. Les fils, ou les chapelets de pastilles sont placées dans diverses régions des réacteurs dans lesquelles la répartition de puissance et de régénération du combustible doit être mesurée. L'invention ressortira mieux de la description qui va suivre d'une forme de réalisation et des dessins annexés sur lesquels La Figure 1 est une vue schématique de l'ensemble de comptage utilisé dans la présente invention; Les Figures 2A et 2B sont des illustrations graphiques des spectres d'énergie des rayons gamma de fission de l'uranium naturel et de l'uranium enrichi, 24 heures après l'irradiation Les Figures 3A et 3B sont des illustrations graphiques des spectres d'énergie des rayons gamma de fission de uranium naturel et de l'uranium enrichi, 100 heures après l'irradiation ;; La Figure 4 est une illustration graphique du rapport entre la base de la fission et le nombre de comptages pour 278 KeV et Np239 en fonction du temps La Figure 5 est un schéma d'un dispositif opérationnel selon la présente invention; et La Figure 6 est un schéma du séparateur de sodium liquide représenté à la Figure 5. Pour faire fonctionner un réacteur régénérateur à neutrons rapides de manière store et plus économique, il est désirable de connattre les répartitions de puissance dans le noyau et de régénération à tous moments. Idéalement, la répartition de puissance pourrait etre déterminée par l'introduction de dispositifs de contre à enregistrement continu, tels que des chambres de fission miniature, en de nombreux points du réacteur. Toutefois, l'ambiance de fonctionnement dans un régénérateur à neutrons rapides est extremement rigoureuse, en raison des températures élevées et des champs intenses de rayons gamma et de neutrons rencontrés. Actuellement, les chambres de fission dont on dispose ne peuvent fonc-tionner efficacement dans cette ambiance. En outre, ces dispositifs ne permettraient pas de déterminer avec précision la répartition de la régénération dans le réacteur. Afin d'obtenir cette information, un disons tif d'activation à été réalisé pour mesurer les répartitions aussi bien de puissance que de régénération dans le réacteur régénérat*ur à neutrons rapides. En pratique, le dispositif d'activation utilise des détecteurs sous la forme de petites pastilles ou de fils. Un certain nombre de ces détecteurs sont introduits dans une série de tubes en colonnes passant longitudinalement dans les diverses parties du réacteur. A la suite d'une courte activation neutronique, les détecteurs sont retirés et leur radioactivité est mesurée au compteur. La présente forme de réalisation illustre l'utilisation d'un tel dispositif dans un réacteur régénérateur à neutrons rapides. Selon l'invention, on utilise un détecteur d'activation comprenant à la fois des matières fissiles et des matières ferti les, telles que &commat; 35 et ri238 respectivement, enrobée dans un support convenable tel que BeO, Nb, Ta, ou Cr. Le support assure une structure mécanique solide dans laquelle l'activant est enrobé. Afin de préserver la solidité de structure des détecteurs, il est désirable d'introduire aussi peu d'activant que possible. En outre, puisque l'on effectue des mesures répétées de répartition de puissance et de régénération, les détecteurs doivent etre utilisés à maintes repriSes et l'activité de longue durée des précédents bombardements s'accumulera graduellement et nuira aux mesures de radiation ou au comptage de l'activation plus récente. Pour réduire au minimum le rapport entre cette activité de fond et l'activité primaire, la quantité d'activant par détecteur et la durée d'irradiation doivent être maintenues aussi faibles que possible. Cette nécessité est due au fait que la vitesse de comptage est limité par le régime maximale de comptage du compteur utilisé pour effectuer les mesures de radiation. Par suite, les détecteurs comportant une plus grande quantité d'uranium ou ceux ayant subi une plus longue durée de bombardement prdsentent une base résiduelle plus importante, mais sont encore limités à la meme vitesse de comptage primaire que ceux des détecteurs présen tant de plus faibles valeurs de ces paramètres.La différence réside dans le fait que dans le premier cas, une attente plus longue est nécessaire entre les irradiations jusqu'à ce que l'actif vité de fond ou de base s'abaisse à un niveau acceptable, c'est-à- dire un niveau pour lequel le rayonnement de fond n'interfère pas avec les comptages provenant du plus récent bombardement. Inversement, la densité d'activant par détecteur doit être maintenue au-dessus d'un certain minimum en raison des temps ddfinis de chargement et déchargement des détecteurs, sinon des corrections seraient requises pour la différence des durées de bombardement imposé au premier et au dernier détecteurs dans chaque canal. Plus I'irradiation est longue, plus faible est la correction, de sorte que la durée de bombardement doit être aussi grande que possible sans violation des autres conditions requises. Par suite, la durée d'irradiation et la densité d'activant choisies ci-dessous pour cette forme de réalisation sont un compromis, satisfaisant à ces trois conditions requises distinctes. Ainsi que stipulé précédemment, les activants consistent en un mélange de matière fissile et fertile. Les rayons gamma de la réaction (n,f) dans les matières fissiles sont utilisés pour déterminer la densité de puissance locale, alors que la radiation caractéristique de Np239 qui résulte d'une série de réactions à la suite de la capture des neutrons dans les matières fertiles est utilisée pour déterminer le régime local de régénération. La section de capture de ces activants varie avec l'énergie des particules incidentes et a généralement un maximum dans une ou plusieurs gammes d'énergie. La composition du mélange d'activants est choisie de manière que la dépendance d'énergie de sa probabilité d'interaction neutronique simule aussi bien que possible celle du combustible. Par probabilité simulée d'interaction neutronique on veut dire que la section de capture du mélange présente approximativement la même probabilité statistique de capture, aux niveaux d'énergie de l'activité intéressante, que celle du combustible. Les niveaux d'énergie de l'activité intéressante des niveaux qui doivent faire l'objet de comptages, selon la description plus complète qui va suivre. Dans cet exemple de l'invention, des détecteurs de l'ordre de 1,6 mm de diamètre sont utilisés et sont composés de matières fertile et fissile U38 et &commat; 35, respective- ment, dans un rapport de 8,5 à 1, s'élevant approximativement à 1 milligramme de mélange d'activants par détecteur. Les susdites valeurs sont utilisées par la suite car elles se rapprochent le plus du combustible actuellement considéré pour les réacteurs régénérateurs.Naturellement, l'invention ne se limite pas à ces valeurs et les activants varient selon les critères sus-énumérés qui dépendent de la composition du combustible du réacteur utilisé. Par suite, ces détecteurs peuvent comprendre d'autres matières fissiles, telles que r1233 et Pu241, et des matières fertiles telles que Th232. La présente invention envisage en outre l'usage d'autres produits fissiles tels que Ni64 et le quartz fondu Si30 comme activants. Ainsi que mentionné précédemment, ces détecteurs sont enrobés dans un support convenable consistant en une matière solide, résistant aux températures élevées, qui apporte très peu de radioactivité d'interférence aux détecteurs. BeO constitue une telle matière et sera utilisé dans cet exemple comme support dans lequel l'activant est enrobé. Autres exemples de supports qui peuvent remplir la meme fonction sont : Nb, Ta et Cr. Afin d'effectuer une détermination précise de la répartition de puissance et de régénération, la teneur en uranium des détecteurs doit etre déterminée avant leur introduction dans le réacteur pour irradiation0 on peut effectuer cette détermination en mesurant l'activité de l'uranium naturel des détecteurs (ou bien une très faible quantité d'une matière radioactive connue telle que Cs137 peut être ajoutée au support à cet effet), avec un compteur NaI (Tl) de 25,4 x 25,4 mr. Cette mesure d'étalonnage peut ensuite être utilisée comme une norme au moyen de laquelle la détermination de régénération et de puissance est effectuée. Ceci rend nécessaire de maintenir les détecteurs dans le même ordre au cours de leurs durées de vie. Pour l'irradiation effective, un certain nombre de détecteurs sont introduits dans une série de tubes en colonnes passant longitudinalement dans diverses parties du réacteur. Ces tubes ou conduits peuvent être construits en acier inoxydable, et avoir un diamètre intérieur très proche du diamètre des détecteurs. La hauteur de ces derniers dans chaque colonne est agencée de manière à correspondre à la hauteur du combustible Dans-les installations actuelles de réacteurs thermiques qui utilisent un dispositif d'activation neutronique pour le tracé des lignes de flux, tel que celui décrit dans le brevet américain NO 30263.081, les détecteurs sont commandés pour leur entrée et leur sortie du réacteur au moyen de gaz sous pression. il existe deux raisons qui rendent indésirable un fluide de transfert de cette sorte dans un réacteur régénérateur. Premièrement, les répercussions de l'introduction accidentelle d'un espace vide dans le refroidisseur du réacteur sont si rigoureuses que d'extrêmes précautions mécaniques à l'encontre de cette possibilité seraient nécessaires.De plus, le chauffage par rayons gamma des détecteurs serait si rigoureux qutun milieu gazeux serait incapable de leur assurer un refroidissement suffisant. La présente invention apporte la salution à ces problèmes en utilisant un transfert par liquide au lieu de gaz. Ainsi que dans le cas du support, cette matière doit conserver sa stabilité chimique aux températures élevées et être exempte de radioactivité interférentes induites. Bi et Na sont des exemples d'un tel liquide et Na sera utilisé dans cette forme de réalisation comme agent de transfert. L'usage d'un liquide dense comme celui-ci a pour avantage supplémentaire de modérer l'impact entre les détecteurs pendant leur transfert d'entrée et de sortie du réacteur. Après une courte période d'irradiation, les détecteurs sont retirés du réacteur et emmagasinés dans des canaux distincts afin de conserver leur ordre original. Ainsi quton l'a mentionné plus haut, la période effective d'irradiation est limitée par la densité des activants par détecteur et la limitation de comptage du compteur utilise pour effectuer les mesures de radiation.Dans leirésent exemple, on a utilisé un compteur de 25 cm3 à base de Ge (Li) qui possède un rendement de 3 % par rapport à un compteur de 76 x 76 mm à base de NaI(T1) à 25 cm. Le compteur 62 est entouré d'un écran au plomb 60, représenté à la Figure 1, présentant un orifice de 25,4 mm de diamètre, de 140 mm de profondeur, à travers lequel le rayonnement des détecteurs 4 atteint le compteur0 Un compteur Ge(Li) avec un amplificateur rapide 68 peut enregistrer environ 25 000 impulsions ou comptes par seccnde sans pestes appréciables. Par suite, selon les limitations des composants illustrés dans cette forme illustrative de réalisation, une dure d'irradiation de cinq minutes est utilisée.Naturellement, cette période d'irradiation est uniquement citée corime exemple de cette forme de réalisation, et l'invention ne se limite cas à cette valeur, mais seulement aux critères sus-énumérés utilisés pour sa mise au point. Après retrait des détecteurs du réacteur, à la suite de l'irradiation, l'activité des produits de fission formés par la réaction (n,f) est mesurée en comptant d'abord principalement les rayons gamma retardés pour déterminer la répartition de puis sanve, Lorsque l'activité des produits de fission s'est affaiblie à un bas niveau, on mesure au compteur l'activité de Ni 39 ou Pa233 produit par la réaction ou pour déterminer l'information désirée concernant la régénération. Dans l'exemple cité, la détermination de densité de puissance est décrite par la mesure des rayons gamma de fission de U235 et U238 alors que la détermination du régime de régéné- ration est illustrée par la mesure de l'activité de Np239. Afin de se rendre compte des processus impliqués dans l'exécution des mesures de puissance et de régénération, il est nécessaire d'examiner les spectres activés par les neutrons des matières fissiles et fertiles utilisées, et les propriétés de retard de leur activité.A cet effet, les Figures 2A et 2B, et les Figures 3A et 3B illustrent les spectres activés par les neutrons obtenus avec un compteur Ge(Li), qui résultent du bombardement d'échantillons de 1 milligramme d'uranium naturel (99,28 % U238, 0,72 % U235) et d'uranium enrichi (93,2 % t935 par un flux thermique de 6 x 1 n cm 2 sec'l, En raison de la grande section de neutrons thermiques de U235, l'échantillon d'uranium naturel produit à peu près le même rapport entre Np et l'activité de fission que celui auquel on pourrait ssattendre lors de l'exposition d'un détecteur 35-U238 aux spectres d'un réacteur. L'information donnée par l'échantillon U235 est utilisée pour déterminer quelles raies de l'uranium naturel appartiennent à Np, et donne également une indication plus précise de la quantité de fond de fission sous chacune des crêtes Np selon la description plus détaillée qui va suivre. Les Figures 2A, 2B, donnent une comparaison des spectres de l'uranium naturel et de l'uranium enrichi, 24 heures après le bonbardement Les Figures 3A, 3B, fournissent la mEme comparaison îoe heures plus tard, sur différentes échelles d'énergie. D'après ces Figures, on remarquera que les raies que lton peut attribuer à l'activité Np239 sont celles situées sur 106, 209, 228, 278, 315 et 334 KeV. Le réglage du discriminateur du compteur pour le comptage des rayons gamma de fission doit etre effectué au-dessus de la crête de plus haute énergie Np. D'après ces Figures, on remarquera que 0,4 MeV est satisfaisant.Par suite, en ce qui concerne les activants particulièrement choisis comme exemple de la présente invention, les rayons gamma retardés au-dessus du niveau dténergie de 0,4 MeV constituent l'activité intéressante et les comptages dans cette gamme d'énergie sont utilisés pour déterminer la répartition de puissance. La condition requise la plus fondamentale de ce processus est que les informations obtenues aient une bonne précision statistique, et donnent une répartition de la puissance et de la régénération avec une résolution spatiale précise. En raison du libre parcours moyen relativement long des neutrons rapides dans un réacteur régénérateur, une résolution spatiale de 25,4 mm suffit pour ce processus.Par suite, dans le cas des détecteurs de l'ordre de l,6mm- de diamètre du présent exemple, le processus est agencé de manière à commander seize détecteurs en un temps d'intégration, puis de passer aux seize suivants, ou en variante, le détecteur peut titre déplacé continuellement devant le compteur. En cas d'utilisation de ce dernier agencement, la relation t n = 16 doit alors entre satisfaite, expression dans laquelle 7~ est le temps dtintégration et n le nombre de détecteurs/seconde passant au compteur. Ce dernier agencement est préférable et est utilisé dans le présent exemple car il assure des avantages statistiques et stincorpore plus facilement à un dispositif en ligne.Avec une condition requise de précision statistique de 5 % dans cet exemple, un temps d'intégration de huit secondes est utilisé. Par suite, les détecteurs passent devant le compteur au ré3imo eux par seconde. En raison de la vitesse maximum permise de comptage de 25 000 coups/s du compteur Ge(Li) utilisé dans cet exemJ'e, la densité d'activants par détecteur et la durée dtirradiation de cinq minutes spécifiées, les détecteurs doivent être emmagasinés pendant approximativement quinze heures pou Pe-me tLre un affaiblissement radioac-tif d'association avant que les premires mesures de puissance puissent Btre effectuées.On reluarquera que ces valeurs sont des limitations des composants particulièrement coi- sis pour illustrer une forme effective de mise en oeuvre de l'invention, et ne constituent pas des limitations de l'invention décrite et revendiquée0 Pour obtenir les mesures désirées de régénération, il est nécessaire de déterminer : (l) quelle raie Np convient le mieux au comptage; et (2) la longueur du délai requis à la suite du bombardement pour que le fond de fission sous cette crête ou ce maximum soit minimum.La raison pour laquelle un minimum se produit est que l'affaiblissement de Np est exponentiel alors que la fond ne l'est pas car il consiste en contributions de nombreux rayons gamma de fission de différentes durées de vie, En référence à nouveau aux Figures 2A, 2B et 3A, 3B, on pourra observer quten ce qui concerne les activants particuliers illustrés dans le présent exemple, les raies Np les plus hautes se situent à 228 et 278 KeV. Toutefois, la première se situe au mdme niveau d'énergie que l'une des raies de fission et par suite ne peut être utilisée. L'activité intéressante en ce qui concerne les mesures de régénération se situe donc au niveau d'énergie de 278 KeV.Par suite, pour déterminer la mesure de régénération, les détecteurs sont à nouveau soumis au compteur et les impulsions du compteur Ge(Li) sont appliquées à un analyseur à un seul canal, réglé sur la crête de 278 KeV pour Np239 ;ces instruments sont bien connus des techniciens et on peut se les procurer facilement. La vitesse de comptage est à nouveau d'environ 2 détecteurs par seconde. On doit ménager une période d'emmagasinage avant de pouvoir effectuer ces mesures de régénération afin que les rayons gamma retardés utilisés pour déterminer les mesures de répartition de puissance puissent staffaiblir à un niveau négligeable0 La Figure 4 illustre graphiquement le fond ou résidu de fission sous la crdte 278 KeV dans un détecteur t?35t938, en fonction du temps. D'après cette Figure, on remarque que la contribution du fohd de fission atteint un minimum d'environ 9,5 % au bout de 100 heures après le bombardement, et n'augmente pas jusqu'après 150 heures. On peut donc utiliser tout moment pratique dans cet intervalle pour contrôler la quantité de Np formé. Pour obtenir une mesure plus précise, on peut mesurer à nouveau la contribution des rayons gamma de fission et la soustraire des comptes ou impulsions Np observés. A nouveau, on voit que les valeurs spécifiées constatées et les procédés particulièrement décrits pour relever ces valeurs se limitent aux matières prises comme exemple de l'invention, et n'ont aucun caractère limitatif en ce qui concerne cette dernière. Les matières particulièrement utilisées pour la mise en oeuvre de l'invention dans des applications spécifiques varient selon la composition du combustible utilisé. Par suite, les procédés appliqués pour mesurer ces valeurs varient selon les activants particulièrement utilisés. Des données obtenues dans les deux cycles de comptage, on peut déduire les distributions aussi bien de puissance que de régénération à l'aide d'une calculatrice. Ces techniques mathématiques sont bien connues des techniciens et ont déjà été appliquées en référence au di5po5itifdtactivation par les neutrohs décrit dans le susdit brevet américain pour la mesure de la répartition de puissance dans les réacteurs thermiques. En ce qui concerne la répartition de régénération, la série de réactions impliquées dans la régénération est la suivante : La quantité de U238 régénéré dans pu239 par unité de volume dans le réacteur à une position r, peut être exprimée comme suit expression dgns laquelle Nb(r) est le nombre dtatomes de U238 par unité de volume des éléments combustibles à la position r, (E) est la section de capture de neutrons de U238 (E,r) est le flux de neutrons par unité de niveau d'énergie à la position r. U238 qui est présent dans le détecteur subit la meme réaction de sorte qutune mesure de rayons gamina pour Ni239 donne une mesure expérimentale du rapport de régénération. On utilise l'équation relative à l'activité induite restant dans l'activant au temps "t" après un bombardement d'une durée "T" donnée par : A(r,t) = Nda F (T,t) (r,E) Cd (E) dE expression dans laquelle :: Nd est le nombre de noyaux d'activant présents dans le détecteur, na" est le nombre de rayons zazou de rayons ss intéressants enrichis par fission ou par désintégration du produit radioactif formé, F(T,t) est une fonction qui dépend de la durée de bombardement, du temps de travail, et des caractéristiques d'affaiblissement du radioactif formé, dd(E) est la section de capture des neutrons de la réaction de détection. Si l'on prend Kd(E) égal à orc(E) l'expression relative au rapport de régénération mesuré expérimentalement à la position r est donnée par B(r) Nb(r) A'(r) B(O) Nb(O) A'(O) (O se réfère à une position arbitraire de référence, par exemple le centre du coeur du réacteur), At(r)/A'(O) se réfère à la mesure des rayons gamma pour Np du détecteur. Puisque Nb(r)/Nb(O) est bien connu au moment du démarrage du réacteur, et puisque A'(r)/A'(O) peut être mesuré avec précision selon la précédente description, on peut déterminer le rapport de régénération avec une erreur minimale. En utilisant les détecteurs décrits, on peut donc déterminer les répartitions de puissance et de régénération en un cycle de bombardement. En variante, bien que ce procédé soit moins précis, il est possible de déterminer la répartition de régénération d'après les mesures d'activation utilisées pour déterminer la répartition de puissance. Dans ce cas, le rapport de régénération est déterrniné Par ltéquation : La faiblesse de ce procédé réside dans le fait que la correspondance entre Kc(E) et vd(E) ntest pas particulièrement précise puisque le détecteur est principalement choisi pour s'adapter à la section droite de fission du combustible. il s'ensuit que le rapport de régénération déterminé de cette manière ne possède pas la précision du rapport de puissance en raison de l'annulation moins complète des erreurs de qui en résulte.Néanmoins, l'application de cette équation ne donne pas le moyen de déterminer la distribution de régénération en utilisant un cycle de comptage. Les dispositifs mécaniques pour l'appareillage dtun tel dispositif d'activation que l'on vient de décrire existent déjà et se trouvent dans le brevet américain cité ci-dessus auquel on s'est intentionnellement référé. Les mécanismes de ce dispositif sont suffisants pour l'appareillage du présent dispositif sauf en ce qui concerne les changements spécifiés dans le présent mémoire descriptif, qui comprennent un cycle distån* de temporisation et de comptage pour mesurer les produits de fission activés et ceux des produits finals résultant de l'activation de la matière fertile par les neutrons. Fonctionnement du dispositif d'activation neutronique décrit. En référence maintenant à la Figure 5 des dessins, on donnera une explication du fonctionnement d'un dispositif réalisé selon l'invention. Les détecteurs 4 sont initialement emmagasinés dans des serpentins ou hublots 2, dont trois sont utilisés dans le présent exemple. Pour charger les détecteurs 4 dans le réacteur 5, on ferme la vanne 8 et on ouvre la vanne 6 pour raccorder le distributeur 10 à la conduite 7. La vanne 3 est manoeuvrée pour faire communiquer les serpentins 2 avec le distributeur lO des détecteurs. Ce distributeur 10 est alors ouvert et les détecteurs 4 se déplacent dans la conduite 7 entre les vannes 6 et 8 par gravité jusqu'à ce que le premier serpentin connecté à la vanne 3 soit vide.Puis on manoeuvre la vanne 6 pour faire com- muniquer les condutes 9 et 7, on manoeuvre la vanne 12 pour faire communiquer le réservoir 24 d'alimentation en sodium avec les conduites 9 et 7, et on ouvre les vannes 8 et 14 pour faire passer les détecteurs dans un fuseau ou conduit d'irrgdiation 16 par la vanne 15. Le sodium liquide sous pression entrasse les détecteurs 4 de la conduite 7 dans le conduit 16 du réacteur raccordés par la vanne 15. Le réacteur 5 est pourvu d'un nombre de conduits 16 identiques égal au nombre de serpentins 2. On répète ensuite ce processus en ordre de succession pour chacun des serpentins 2 afin de remplir les conduits 16 du réacteur pratiquement de la meme manière.La vanne 3 est utilisée pour raccorder le serpentin 2 suivant au distributeur 10 de détecteurs lorsque la totalité des détecteurs 4 du serpentin 2 précédent sont chargés dans le fuseau 16 correspondant. De mdme la vanne 15 est utilisée pour raccorder en ordre de succession le conduit 16 suivant après remplissage du conduit 16 précédent. Chaque serpentin 2 renferme une quantité de détecteurs 4 suffisante pour remplir le conduit 16 associé à une hauteur correspondant à celle de la région réactive 11. Après la période requise d'irradiation, on manoeuvre la vanne 14 pour raccorder le conduit 16 au séparateur de sodium 18 (dont la description va suivre) et on manoeuvre la vanne 12 pour raccorder le réservoir d'alimentation en sodium 24 au conduit 16. Le sodium sous pression du réservoir 24 passe dans la partie inférieure du conduit 16 raccordée à la vanne 15 au moyen d'un petit réseau de conduits associé à chaque conduit 16 et de mdme étendue que celui-ci. Quand la vanne 15 est manoeuvrée pour raccorder un conduit particulier à la vanne 14, elle raccorde également le réseau de conduits associé, au conduit de sodium 17 de manière que le sodium sous pression puisse entrarner hors du réacteur les détecteurs contenus dans ce conduit 16. La vanne 15 est successivement disposée de manière que les détecteurs 4 puissent Qtre entrae- nés hors du réacteur et dans le séparateur 18 de sodium dans le meme ordre que celui de leur introduction dans le réacteur On ferme alors la vanne 22 et on manoeuvre la vanne 20 pour faire communiquer la conduite de sortie de sodium 58 avec la conduite 54. Les détecteurs sortant du séparateur 18 de sodium tombent alors par gravité dans la conduite 13. Cette conduite 13 est de préférence construite de manière que sa hauteur corresponde à celle des detecteurs contenus dans chaque conduit 16.Le sodium séparé sortant du séparateur est emmagasiné dans le réservoir 70 jusqu'à l'affaiblissement de sa radioactivité et jusqu'à ce qu'il puisse retourner au réservoir 24 par la conduite 72 et la pompe 74. Quand le cohduit 13 est rempli, on manoeuvre la vanne 20 pour fermer la conduite de sortie 58 et raccorder l'alimentation en air 26 au conduit 13 par l'intermédiaire de la conduite d'air 25. On ouvre alors la vanne 22 de manière que l'air comprimé de l'alimentation 26 entrasse les serpentins d'emmagasinage de comptage 28 par l'intermédiaire de la conduite 19 et de la vanne 27. Cette vanne 27 est utilisée pour raccorder en ordre de succession les serpentins respectifs 28 ç remplir par le conduit 19. Lorsque chacun des serpentins d'emmagasinage 28 est rempli, on manoeuvre la vanne 27 pour faire communiquer le serpentin 28 suivant avec le conduit 19, et on répète la séquence de remplissage et de vidange du conduit 13 jusqu'à ce que tous les détecteurs 4 soient emmagasinés dans les serpentins 28 selon tordre originalement établi dans les serpentins 2. Avant de détecter les comptes ou impulsions de radiation pour effectuer les mesures de puissance, on ferme le distributeur 30 des détecteurs et l'on ouvre successivement les distributeurs 32 pour remplir le conduit 34 de comptage avec les détecteurs 4 dans le meme ordre que celui de leur introduction dans les serpentins 28. Le processus de comptage consiste à noter la vitesse de comptage du compteur 36 au fur et à mesure du passage des détecteurs un par un au moyen du double distributeur 30. Le compteur observe seize détecteurs à la fois, et compte pendant 1/2 seconde dans cette forme de réalisation, selon la précédente description. Les détecteurs en rangée avancent alors successivement un par un de la manière que l'on vient de décrire et on effectue une autre intégration pendant 1/2 seconde. Pendant ce processus, la vanne 38 est manoeuvrée pour faire passer les détecteurs 4 sortant du distributeur 30 dans le conduit 39, pendant que la vanne 40 est fermée. Par suite, lorsque chaque détecteur passe dans le dis très buteur 30, il tombe par gravité dans le conduit 39. Ce ccnduit 39 est de préférence construit de manière que sa hauteur corresponde à celle du conduit 13. Lorsque le condult 39 est plein, on manoeuvre la vanne 38 pour fermer le conduit 37 de sortie du distributeur et raccorder l'alimentation en air 26 au moyen nles conduites 35 et 25. On ouvre alors la vanne 40 pour raccorder le conduit 39 sur le conduit 21 de recyclage.L'air comprimé de l'alimentation 26 entrasse alors les détecteurs 4 du conduit 39 par le conduit 21 dans les serpentins d'emmagasinage 28 par la vanne 27 qui est disposée de manière à raccorder le conduit 21 au serpentin associé 28 à remplir. Après remplissage de chaque serpentin 28 d'emmagasinage, on manoeuvre la vanne 27 pour faire communiquer le serpentin suivant 28 avec le conduit de recyclage, et la séquence de remplissage, et de vidange du conduit 39 se répète jusqu'à ce que la totalité des détecteurs 4 soit à nouveau emmagasinée dans les serpentins 28 dans leur ordre original, et la mesure de puissance est achevée.Pendant que cette séquence se répète et durant l'intervalle pendant lequel la vanne 38 est fermée, les détecteurs 4 qui sont continuellement distribués par le distributeur 30 sont emmagasinés dans le conduit 37 jusqu' ce que la vanne 38 soit à nouveau ouverte pour les laisser passer dans le conduit 39. Le processus que l'on vient de décrire est répété après un temps spécifié pour l'affaiblissement, afin d'effectuer la mesure de régénération; sauf que, durant la séquence de vidange du conduit 39, la vanne 40 est disposée de manière à raccorder la conduite 43 de recharge de manière que l'alimentation 26 en air comprimé entrasse les détecteurs 4 en retour dans leurs serpentins respectifs 2 par l'intermédiaire de la vanne 41. Après remplissage de chaque serpentin 2 la conduite 41 est manoeuvrée pour faire communiquer le serpentin 2 suivant avec la conduite 43 de recharge, et la séquence de remplissage et de vidange du conduit 39 est répétée juscu'à ce que la totalité des détecteurs 4 soit à nouveau emmagasinée dans les serpentins 2 dans leur ordre original, et la mesure de régénération est achevée. Le séparateur 18 de sodium décrit en référence à la Figure 5 est illustré en détail à la Figure 6. Les détecteurs 4 exposés et le sodium transporteur qui est maintenant devenu radioactif, entrent dans le séparateur 18 par la conduite d'admission 42. Après avoir atteint le point le plus haut 44, les détecteurs 4 descendent dans le conduit 46 de séparation sur un fin treillis 48. Le sodium liquide radioactif stégoutte à travers le treillis 48 dans un bassin de récupération 50. Simultanément, le sodium liquide non radioactif 52 entre par le haut et passe verticalement par la conduite 54 dans le bassin 50 en lavant tout sodium radioactif adhérent aux détecteurs 4. Le sodium recueilli dans le bassin 50 est évacué par la conduite 56 dans le réservoir 70 dans lequel on laisse s1 affaiblir sa radioactivité.Lorsque cet affaiblissement atteint un niveau acceptable, le sodium retourne dans le réservoir 24, représenté à la Figure 5, par l'intermédiaire de la pompe 74 et de la cohduite 72. Les détecteurs 4 sont entratnés dans le séparateur 18 par gravité et se déplacent par la conduite de sortie 58 et la vanne 20 pour atteindre le conduit 13 illustré à la Figure 5e Les conduits, vannes et distributeurs cités dans cette forme de réalisation sont bien connus des techniciens et on pourra trouver une description plus détaillée de leur structure et de leur fonctionnement dans le brevet américain cité ci-dessus. Les conduits utilisés dans le présent exemple peuvent etre construits en acier inoxydabLe, et ont un diamètre intérieur très voisin du diamètre des détecteurs selon la précédente descriptiono La tuyauterie d'air peut être en acier, en aluminium ou autres métaux ou matières plastiques convenables, et la tuyauterie pour le sodium peut dtre construite en acier, ou toutes autres-matières convenables bien connues des techniciens. Après retour des détecteurs 4 dans leur ordre initial dans les serpentins2, selon la précédente description en référence à la Figure 5, et après qu'unie période d'emmagasinage a été ménagée pour permettre leur amortissement, ce processus peut etre répété pour obtenir les déterminations successives de régénération et de puissance. En raison de l'accumulation de l'activité résiduelle des bombardements précédents sous l'activité de fission de la plus récente irradiation, il est désirable d'utiliser cinq jeux de détecteurs périodiquement.En cas d'utilisation d'un jeu de détecteurs une fois par mois pendant cinq ans, l'activité résiduel- le à la fin de cette période s'élèvera à 15 ;: de la vitesse orimai- re de comptage mesurée vingt heures après le dernier bombardement, alors que si on utilise cinq jeux de détecteurs périodiquement, ce niveau peut entre réduit à moins de 1 . il est donc évident que l'on vient de décrire un iisposi- tif d'activation neutronique qui permet la détermination du flux neutronique et de la régénération de conhustible dans un réacteur régénérateur à neutrons rapides. Ce dispositif est efficace, souple, et économique. Bien que l'on ait représenté et décrit ce que l'on considère af-tuellement comme les formes préférées de réalisation de l'invention, des modifications se présenteront facilement à l'es- prit des techniciens0 Par exemple, la séquence de fonctionnement des vannes peut être modifiée, les détecteurs peuvent être agencés de manière à passer par le compteur sur une plaque tournante, ou bien les conduits de comptage peuvent rester fixes alors que lten- semble du compteur est mobile de manière à se déplacer sur le conduit de comptage afin de déterminer l'activation des détecteurs qu'il contient. En variante, l'ensemble de compteur peut etre monté sur un tourillon de manière à être rotatif. Le conduit de comptage peut alors titre de forme circulaire et maintenu dans une position fixe, l'ensemble du compteur étant monté au centre du conduit. On fait alors tourner l'ensemble du compteur à l'intérieur du conduit circulaire à vitesse constante pour déterminer l'activation des détecteurs contenus dans celui-ci0 On remarquera également que ce dispositif peut être utilisé pour mesurer la régénération seule, auquel cas il suffit qu'il contienne seulement la matière fertile à partir de laquelle on effectue le comptage de Np. En variante, les mesures de densité de puissance peuvent être effectuées séparément, auquel cas il suffit que les détecteurs contiennent seulement la matière fissile. R E V E N D I C A T I O N S lo Appareil de mesure de la distribution de régénération dans un réacteur régénérateur à neutrons rapides ayant un combustible renfermant une matière fertile, cet appareil étant caractérisé en ce qutil comprend un certain nombre de détecteurs formés en partie d'une matière fertile sensible au flux neutronique, cette matière ayant pratiquement la même dépendance énergie de sa probabilité dtinteraction neutronique que la matière fertile du combustible, un dispositif pour l'introduction et la répartition des détecteurs à l'intérieur du réacteur dans un ordre prédéterminé, de manière qu'ils soient activés pendant le fonctionnement de ce réacteur, un dispositif pour retirer les détecteurs du réacteur et un dispositif pour mesurer, conformément à cet ordre, le rayonnement émis par les produits finals formés par. l'activation de la matière fertile sensible. 2. Appareil selon la revendication 1 caractérisé par le fait que la matière sensible au flux est enrobée dans un support. 3. Appareil selon la revendication 2 caractérisé par le fait que la matière du support est choisie dans le groupe comprenant BeO, Nb, Ta et Cr. 4. Appareil selon la revendication 1 caractérisé par le fait que la matière fertile sensible au flux est choisie dans le groupe consistant en u238 et Tu232. 5. Appareil selon la revendication 1 caractérisé par le fait que la matière sensible au flux est constituée de U238 et que les produits finals au moyen desquels les mesures de rayonnement sont effectuées consistent en Np239. 6. Appareil selon la revendication 1 caractérisé par le fait que la matière sensible au flux est constituée de Th232 et que les produits finals au moyen desquels les mesures de rayonnement soht effectuées consistent en Pa233 7. Appareil selon la revendication 1 caractérisé par le fait que les dispositifs d'introduction et de répartition de la matière sensible au flux dans le réacteur ainsi que le moyen de retrait de cette matière du réacteur comprennent des conduits entrant et sortant du réactéur et un agent fluide de transport desdits détecteurs dans ces conduits, pour leur introduction et leur sortie du réacteur dans un ordre donné. 8. Appareil selon la revendication 7 caractérisé par le fait que l'agent fluide de transport des détecteurs dans ces conduits consiste en un fluide d'entrarnement choisi dans le groupe comprenant'Bi et Na. 9. Appareil selon la revendication 1 destiné à mesurer la répartition à la fois de la puissance et de la régénération à l'intérieur d'un réacteur régénérateur à neutrons rapides, caractérisé par le fait que les détecteurs comprennent en outre une matière fissile sensible au flux et comportent des moyens pour mesurer, conformément à cet ordre, la radioactivité émise par l'ac- tivation de cette matière fissile sensible au flux. 10. Appareil selon revendications 1 à 9, caractérisé par le fait que la matière constituant le détecteur est une matière fertile choisie dans le groupe comprenant le nichrome et le quartz fondu. llo Appareil selon la revendication 9 caractérisé par le fait que la matière fissile sensible au flux est choisie dans le groupe comprenant U235, U233 et pu241.