Brevet FR2584815A1 — publié le 19870116

La présente invention a été faite au Centre de Recherches Nucléaires de l'institut National de Physique Nucléaire et de Physique des Particules - Institut National du CNRS. Elle est relative à un système de mesure de flux de photons Y, X et de neutrons thermiques et/ou rapides, système permettant de mesurer les débits et équivalents de doses biologiques dûs aux photons et aux neutrons. Actuellement le monde industriel fait très largement appel aux rayonnements ionisants, aux rayonnements nucléaires et en particulier aux neutrons. En effet, les réacteurs nucléaires mettent en oeuvre des flux intenses de neutrons et la médecine moderne s'intéresse à la peutrothérapie. Bien entendu, les applications militaires incluent la mise en oeuvre de ces types de rayonnement et notamment de flux de neutrons intenses. La mesure de flux de ces types de rayonnement est, en ce qui concerne les particules chargées et les rayonnements photoniques, relativement bien résolue. I1 n'en est cependant pas de même en ce qui concerne les neutrons dont l'énergie peut être comprise dans une plage de 1eV à quelques MeV. En conséquence, mis à part les dosimètres à effet latent dans lesquels un film sensible est utilisé pour effectuer une estimation de la dose de neutrons absorbée, il n'existe pas de système capable de permettre une mesure des doses absorbées En outre, un Xnconvénient majeur des dosimètres à effet latent précités est que ceux-ci ne permettent en aucun cas une obtention immédiate ou instantanée du flux ou de la dose effectivement absorbée par le sujet porteur. La présente invention a pour but de remédier aux inconvénients précités par la mise en oeuvre d'un système de itection permettant une obtention instantanée de l'information relative aux flux et/ou à l'équivalent de dose biologique (gamma, X, neutrons rapides) établie conformément aux recommandations de 1'I.C.R.P. (International Commissicnon Radiological Protection). Un autre objet de la présente invention est la mise en oeuvre d'un système de détection permettant d'effectuer un comptage des neutrons lents, rapides, ainsi que des rayonnements y et X. Le système de mesure de flux de photons y, X de neutrons thermiques et/ou rapides, objet de la présente invention est remarquable en ce qu'il comporte des premiers moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X, des deuxièmes moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X et de neutrons thermiques, des troisièmes moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X, de neutrons thermiques et de neutrons rapides, des moyens amplificateurs aptes à délivrer des signaux amplifiés à partir des signaux délivrés par les différents moyens de détection, des moyens de traitement des signaux amplifiés capables d'effectuer une combinaison linéaire des signaux amplifiés, lesdits moyens de traitement délivrant un signal représentatif sélectivement du débit de photons, de neutrons thermiques ou de neutrons rapides. L'invention trouve application notamment pour la dosimétrie individuelle, pour la mesure des fluences et débits de fluences ainsi que pour la spectroscopie. Elle sera mieux comprise à la lecture de la description et à l'observation des dessins ci-après dans lesquels: la figure t représente un schéma illustratif du principe de fonctionnement du système de détection selon l'invention, la figure 2 représente un schéma relatif à un mode de réalisation avantageux du système de détection de l'invention, les figures 3a et 3b représentent un mode de réalisation particulièrement avantageux d'un détail de l'invention, Les figures 4a, 4b, 4c sont des diagrammes permettant l'établissement d'une équivalence de dose biologique conformément aux recommandations de 1' I.C.R.P. Préalablement à la description proprement dite du système de détection objet de l'invention, les principes physiques sur lesquels sont fondés le système de détection de l'invention seront donnés ci-après. Les matériaux semi-conducteurs, tels qu'en particulier le silicium et le tellurure de cadmium ou le séléniurede cadmium sont sensibles aux rayonnements ionisants, rayonnements y et X, et délivrent, lorsqu'ils sont soumis à ces rayonnements, un signal proportionnel à l'énergie de ces photons pour chaque photon absorbé. Le tellurure de cadmium CdTe comporte sensiblement 50 % d'atomes de cadmium. Or, 12,2 % de ces derniers sont constitués par l'isotope 113 du cadmium 113Cd.Cet isotope soumis à un flux de neutrons thermiques se transforme en un isotope 114 du cadmium excité114Cd* suivant la réaction nucléaire suivante: avec une section efficace gigantesque de a = 20 000 - 300 barn (1 barn = 10'24 cm21 2 a = 20 000 cm ), la section efficace constituant en fait pour chacun des atomes de l'isotope considéré une mesure de la probabilité de cette transformation. 114 * L'isotope Cd excité se désexcite à partir de la plupart des niveaux supérieurs en passant par un niveau d'énergie intermédiaire de 0,558 MeV puis passage au niveau fondamental, correspondant à l'isotope 114 du cadmium non excité noté 114Cd par émission d'un photon y de 558 KeV. Il existe donc une probabilité très grande pour qu'un neutron thermique absorbé par le tellurure de cadmium soit transformé en un photon y d'énergie 558 KeV. Le photon y a lui-mêmeune forte probabilité d'être absorbé par le tellurure de cadmium et de donner lieu à un signal électrique à la sortie d'un détecteur à base de ce type de semiconducteur. Cette dernière probabilité est directement liée à Z4 où Z est le numéro atomique pour le tellurure de cadmium, lequel compris entre 48 et 5 peut être estimé à 50. La probabilité totale de détection d'un neutron thermique, sensiblement proportionnelle au produit des deux probabilités précitées, reste donc grande et la détection, conformément aux système de l'invention, de photons y, Xde neutrons thermiques et de neutrons rapides, ces derniers pouvant être thermalisés, c'est-à-dire transformés en neutrons thermiques, peut donc être avantageusement effectuée. Un phénomène de nature analogue peut être mis en évidence en ce qui concerne le séléniure de cadmium. Le système de détection objet de l'invention sera décrit dans son principe au moyen de la figure 1. Conformément à la figure 1, une détection indépendante, simultanée ou non, des photons y ou ou X (en A), des photons y ou X et des neutrons thermiques (en B) puis des photons y ou X de neutrons thermiques et des neutrons rapides (en C) permet, par la seule prise en compte des informations relatives à la détection (en A) des photons y ou X, l'obtention de l'information relative à l'équivalent de dose dû aux photons y ou X ou d'une information de spectrométrie. La combinaison linéaire par soustraction de l'information relative à la détection des photons y ou X et des neutrons thermiques (en B) et de l'information relative à la détection des photons y ou X des neutrons thermiques et neutrons rapides (en C) permet d'obtention de l'information relative au taux de neutrons rapides seuls existant dans un champ mixte de rayonnement ou particules ionisantes. La combinaison linéaire par soustraction de l'information relative à la détection des photons y ou X (en A) et de l'information relative à la détection des photons y ou X et des neutrons thermiques (en B) permet l'obtention de l'information relative aux neutrons thermiques. Une pondération convenable, effectuée par un traitement approprié des informations précédentes, permet d'obtenir en particulier une information proportionnelle à l'équivalent de dose tel que défini par l'I.C.R.P. après un étalonnage convenable. Conforménent à la figure 2, le système de mesure de flux de photons gamma, X, de neutrons thermiques et/ou rapides objet de l'invention, comprend des premiers moyens 1 de détection de rayonnement gamma et/ou X, et des deuxièmes moyens 2 de détection de rayonnement gamma et/ou X, et de neutrons thermiques. Par neutrons thermiques, on entend des neutrons dont l'énergie cinétique est sensiblement égale à celle d'un atome au repos à température ambiante, soit à une température de 3000K environ. Le système comprend en outre des troisièmes moyens 3 de détection de rayonnement gamma et/ou X,de neutrons thermiques et de neutrons rapides. Des moyens amplificateurs notés 10, 20, 30 sont respectivement relies aux moyens de détection 1, 2, 3 et sont aptes à délivrer des signaux amplifiés à partir des signaux délivrés par les différents moyens de détection.En outre, des moyens de traitement notés 4, 5, 6, 7, 8, 9, 11, 12 des signaux amplifiés permettent d'effectuer une combinaison linéaire de ces signaux afin de permettre l'obtention d'un signal représentatif sélectivement du débit de photons, gamma ou X, de neutrons thermiques ou de neutrons rapides. A titre d'exemple non limitatif, et de manière avantageuse, les premiers moyens de détection 1 sont constitués par un capteur sensible au rayonnement gamma et/ou X, tel qu'un tube de Geiger Mailler ou qu'une diode au silicium par exemple. Dans le cas de la réalisation d'un système de mesure de flux destiné,en dosimétrie individuelle,à être porté par un sujet, la constitution des premiers moyens de détection 1 au lieu d'un tube Geiger-Müller sera de préférence réalisée par une diode au silicium pour des raisons d'encombrement. Les deuxièmes moyens 2 de détection sont constitués par un capteur dont le volume sensible est à base d'un semi-conducteur comportant l'isotope 113Cd du cadmium tel que le tellurure de cadmium CdTe ou le séléniure de cadmium CdSe par exemple. En outre, et de manière avantageuse, le volume sensible précité peut être constitué par un matériau à base d'un semi-conducteur comportant toute combinaison linéaire ternaire des trois constituants cadmium, tellurium, sélénium, combinaison de la forme CdSe Te (1-x) dans laquelle x représente la x proportion relative en poids de sélénium et de telurium.De tels détecteurs se présentent sous la forme d'éléments cylindriques d'un diamètre compris entre 2mm et 6mm et d'épaisseur comprise entre 0,37 mm et 1,05 mm. Ce type de détecteur est normalement connu de l'état de la technique et ne sera pas décrit en détail relativement à sa structure ou à ses performances pour cette raison.En vue d'obtenir des spécifications ou des caractéristiques techniques supplémentaires vis-à-vis de ce type de détecteurs, on pourra se reporter au compte rendu de la conférence présentée sur ce sujet par P.SIFFERT au colloque de la Material Research Society (MRS) à Boston en Novembre 1982 et publié par le Centre de Recherches Nucléaires, Laboratoire PHASE 67037 Strasbourg - France. Ce type de détecteur présente l'avantage de pouvoir être utilisé pour la détection des rayons X ou gamma, comme chambre d'ionisation solide,ou en mode dit photovoltalque, c'est-à-dire sans tension de polarisation extérieure, à la manière des cellules solaires. Les troisièmes moyens de détection 3 sont constitués également par un capteur dont le volume sensible est à base de tellurure de cadmium; ou semi-conducteur comportant l'isotope 113Cd du cadmium, tel que le tellurure de cadmium CdTe. Le capteur utilisé-pour constituer des troisièmes moyens de détection 3 peut être un capteur de même nature que le capteur précddemment décrit. A ce capteur, est en outre associé un ralentisseur de neutrons rapides formé à base d'un composé hydrogéné. Le composé hydrogêné peut par exemple être constitué par du polyéthylène ou par tout composé comportant un nombre important d'atomes d'hydrogène par unité de volume et une densité élevée. Ainsi qu'il apparatt en outre en figure 2, les moyens de traitement des signaux amplifiés délivrés par les amplificateurs 10, 20, 30 précités, comportent des moyens 4 d'aiguillage-par commutation de ces signaux amplifiés vers deux sorties des moyens d'aiguillage 4. Deux des signaux amplifiés sont dirigés vers les sorties précitées respectivement. Sur la figure 2, les moyens 4 d'aiguillage sont représentés sous forme de trois commutateurs à trois positions susceptibles de transmettre ou non les signaux amplifiés respectivement délivrés par les amplificateurs 10, 20, 30.On notera que lescommutateurs 41, 42, 43 comportent une commande commune symbolisée par la liaison en trait mixte et par la double flèche représentée sur la figure 2, le commutateur 41 comprenant une position de commutation notée II, laquelle correspond à la transmission du signal amplifié délivré par l'amplificateur 10, alors que les commutateurs 42 et 43 comportent par exemple une position de commutation II correspondant à la transmission par ces commutateurs d'une tension de référence, leurs positions I respectivement III correspondant à la transmission du signal amplifié délivré par l'amplificateur 10 respectivement 20 pour ce qui concerne le commutateur 42 et à la transmission du signal amplifié par l'amplificateur 20 respectivement 30 pour ce qui concerne le commutateur 43.Des moyens soustracteurs 5 constitués par exemple par un amplificateur différentiel reçoivent sur leur entrée positive respectivement négative les signaux délivrés par la sortie des moyens d'aiguillage 4 reliée aux commutateurs 42, 43. Ces moyens soustracteurs délivrent un signal différence des signaux délivrés par la sortie des moyens d'aiguillage 4 reliée aux commutateurs 42 et 43. On comprendra qu'en position I, le commutateur 41 ne délivre aucun signal à la sortie des moyens d'aiguillage 4, le commutateur 42 délivre le signal amplifié détecté par le détecteur 1, le commutateur 43 délivre le signal amplifié détecté par le détecteur Il et les moyens soustracteurs délivrent un signal différenoeentre les signaux détectés par les détecteurs I et II. En position II, le commutateur délivre à la sortie des moyen d'aiguillage 4, le signal amplifié détecté par le détecteur I, les entrées positives respectivement négatives des moyens soustracteurs 5 étant reliés à la tension de référence et les moyens soustracteurs 5 ne délivrant ainsi aucun signal. En position III, le commutateur 41 ne délivre à la sortie des moyens d'aiguillage 4 aucun signal, le commutateur 42 et le commutateur 43 délivrent en sortie des moyens d'aiguillage 4 respectivement le signal amplifié détecté par le détecteur II et par le détecteur III. Ainsi, les voies d'entrée des moyens soustracteurs 5 comportent des moyens de commutation capables d'assurer une commutation entre une tension de référence appliquée à ladite entrée et l'un des signaux amplifiés. De même, ainsi que représenté en figure 2, les moyens de traitement comportent des moyens d'échantillonnage et de conversion analogique numérique référencés 6, 7 délivrant pour les signaux amplifiés des signaux numériques correspondants. Ces signaux numériques sont mémorisés en 8 et 9 et traités ou pondérés par combinaison linéaire afin de permettre la représentation relative à l'information de débit de photons gamma, de débit de neutrons rapides ou de neutrons thermiques. On comprendra que les moyens d'aiguillage 4 étant actionnés de façon à placer les commutateurs 41, 42, 43 en position II, le système de détection tel que décrit permet d'effectuer une mesure de débit de photons gamma ou X ou la spectrométrie de ces derniers.Au contraire, les commutateurs 41, 42, 43 étant positionnés en I ou III, une représentation des débits de photons gamma de neutrons rapides ou de neutrons thermiques peut ainsi être obtenue. Afin de permettre l'obtention de mesure de dose de photons, de neutrons thermiques et/ou rapides, le système de détection peut en outre être muni de moyens intégrateurs ou convertisseurs délivrant un signal représentatif de la dose totale absorbée par le système pour chaque type de rayonnement. Ces moyens intégrateurs sont symboliauement représentés en 6 et 7 et peuvent consister soit en des systèmes compteurs directement associés au moyens de conversion analogiques numériques déjà cités, soit en des moyens convertisseurs permettant une conversion directe de mesure de débit de neutrons en une dose équivalente biologique ainsi qu'il sera expliqué ultérieurement dans la description. Un mode de réalisation particulièrement avantageux du~ralentisseur de neutrons sera maintenant décrit en liaison avec les figures 3a et 3b, dans lequelles les cotes et proportions relatives n'ont pas été respectées de façon à ne pas nuire à la clarté de celles-ci. Ainsi que représenté en figure 3a, dans le cas où le système de mesure objet de l'invention est appliqué à la dosimétrie individuelle, le ralentisseur de neutrons est constitué de préférence par un rnancbon cylindrique enveloppant en totalité le détecteur. Ce cylindre pourra dans certains cas être remplacé par un manchon n'entourant que partiellement le capteur, le corps humain jouant le rôle de ralentisseur de neutrons et présentant un certain albedo. Ainsi qu'il a déjà été indiqué, le diamètre du détecteur pouvant être compris entre 2 et 6 mm, le diamètre externe du manchon pourra atteindre de 1 à 6 cm. Ainsi que représenté en figure 3b, de préférence dans le cas ou le système de mesure objet de l'invention utilisé pour la surveillance d'installations civiles ou militaires, le ralentisseur de neutrons peut être constitué par une enveloppe sensiblement sphérique dont le diamètre peut être compris entre 3 et 10 cm. Les formes des ralentisseurs de neutrons telles que représentées en figure 3a et 3b permettent de manière préférentielle une transformation des neutrons rapides en neutrons thermiques en fonction du spectre d'énergie le plus probable des neutrons rapides susceptibles d'être détectés dans l'application considérée. Une description de la conversion de la mesure de débit effectuée par exemple au niveau des convertisseurs 6 et 7 déjà cités sera maintenant donnée à l'aide des figures 4a, 4b et 4c. La figure 4a donne la correspondance de conversion du débit de fluence de neutrons en équivalent de doses en fonction de l'énergie des neutrons. En ordonnée est porté le débit de fluence précité en nombre de particules par centimètre carré et par seconde et en abscisse, l'énergie des neutrons. Un étalonnage du système de mesure objet de l'invention permet à partir de l'amplitude des signaux détectés et en particulier du signal différence délivré par les moyens soustracteurs 5, de déterminer par interpolation une dose équivalente absorbée. Par exemple, pour une amplitude du signal différence correspondant à 18 neutrons par cm2 et par seconde d'énergie moyenne correspondant à 1 MeV correspond une dose de 2,5 milliRem/h. Ainsi que représenté en figure 4b, le facteur de qualité du système noté QF et correspondant aux normes I.C.R.P. peut être déterminé confor dément à la conversion représentée en figure 4b. Cette figure donne le facteur de qualité QF en fonction du transfert linéique d'énergie des particules ionisantes. La figure 4c donne la correspondance entre le facteur de qualité porté en ordonnée et l'énergie des neutrons incidents dans le cas ou le sujet porteur est un individu, cette énergie étant portée en abscisse. L'équivalent de doses biologiques absorbées suivant les recommandations I.C.R.P. est alors obtenu par le produit de la dose absorbée déterminée telle que précédemment et du facteur de qualité correspondant pour l'individu. On a ainsi décrit un système de mesure de flux de photons gamma, X, de neutrons thermiqueset/ou rapides de haute performance applicable tant dans le domaine civil que militaire. REVENDICATIONS 1. Système de mesure de flux de photons y,X de neutrons thermiques et/ou rapides,caractérisé en ce qu'il comporte - des premiers moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X - des deuxièmes moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X et de neutrons thermiques, - des troisièmes moyens de détection de rayonnement gamma et/ou X,de neutrons thermiques et de neutrons rapides, - des moyens amplificateurs aptes à délivrer des signaux amplifiés à partir des signaux délivrés par les différents moyens de détection, - des moyens de traitement des signaux amplifiés capables d'effectuer une combinaison linéaire des signaux amplifiés, lesdits moyens de traitement délivrant un signal représentatif sélectivement du débit de photons, de neutrons thermiques ou de neutrons rapides. 2. Système selon la revandication 1, caractérisé en ce que lesdits premiers moyens de détection sont constitués par un capteur sensible aux rayonnements gamma et/ou X tel que tube de Geiger buller ou diode au silicium. 3. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que les deuxièmes moyens de détection sont constitués par un capteur dont le volume sensible est à base d'un semi-conducteur comportant l'isotope 113Cd tel que le tellurure de cadmium CdTe ou le séléniure de cadmium CdSe ou toute combinaison linéaire. ternaire des trois constituants cadmium, tellurium, sélénium, combinaison de la forme CdSexTe (1-x) 4. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que les troisièmes moyens de détection sont constitués par un capteur dont le volume sensible est à base de tellurure de cadmium, capteur auquel est associé un ralentisseur de neutrons rapides formé à base d'un composé hydrogéné. 5. Système selon la revendication 4, caractérisé en ce que le composé hydrogéné est du polyéthylène. 6. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que lesdits moyens de traitement des signaux amplifiés comportent - des moyens d'aiguillage par commutation desdits signaux vers deux sorties des moyens d'aiguillage, deux desdits signaux étant dirigés vers les sorties des moyens d'aiguillage respectivement, - des moyens soustracteurs recevant surleur entrée positive respectivement négative lesdits signaux délivrés par la sortie des moyens d'aiguillage et délivrant un signal différence des signaux délivrés par la sortie des moyens d'aiguillage.. 7. Système selon la revendie:ation 6, caractérisé en ce que l'une des voies d'entrée des moyens soustracteurs comporte des moyens de commutation capables d'assurer une commutation entre une tension de référence appliquée à ladite entrée ou ledit signal amplifié. 8. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que lesdits moyens de traitement comportent - des moyens d'échantillonnage des signaux amplifiés - des moyens de conversion analogiques numériques délivrant, pour chacun des signaux amplifiés, des signaux numériques correspondahts, - des moyens de mémorisation de ces signaux numériques, - des moyens de traitement par combinaison linéaire de ces signaux, lesdites combinaisons linéaires permettant la représentation relative à l'information de débit de photons gamma, de débit de neutrons rapides ou de neutrons thermiques. 9. Système dosimètre à photons et ; neutrons thermiques et/ou rapides, caractérisé en ce qu'il comporte un débitmètre selon l'une des revendications précédentes, le signal sélectivement représentatif du débit de photons, de neutrons thermiques ou de neutrons rapides étant délivré à des moyens intégrateurs et/ou additionneurs délivrant un signal représentatif de la dose totale absorbée par le système, pour chaque type de rayonnement.