Brevet FR2607924A1 — publié le 19880610

PROCEDE DE REALISATION D'UNE JAUGE NUCLEAIRE DE MESURE DE LA OUANTITE DE MATIERE CONSOMMABLE RESTANT DANS UN RESERVOIR EN MICROGRAVITE ET JAUGE NUCLEAIRE AINSI REALISEE. L'invention concerne un procédé de réalisation d'une jauge nucléaire de mesure de la quantité de matière consommable restant dans un réservoir en microgravité où les noyaux des atomes constitutifs de ladite matière sont soumis à un flux de particules qui interagissent avec lesdits noyaux par diffusion élastique ou inélastique, par capture radiative, par activation ou par fission, les choix des réactions et des énergies des particules pouvant être adaptés à la nature des éléments à mesurer, une ou plusieurs source(s) fournissant ledit flux et un ou plusieurs détecteur(s) étant disposé(s) à l'intérieur ou à l'extérieur du réservoir. Pour ce type de mesures, les jauges existantes utilisent les propriétés moléculaires des ergols ou autres fluides. Les résultats de mesures donnés par ces jauges dépendent fortement des conditions thermodynamiques de la matière généralement fluide. On effectue couramment des mesures de pression, de température, de niveau, de résistivité, de constante diélectrique, de vitesses d'ondes acoustiques, etc... On peut également utiliser les propriétés des noyaux atomiques des éléments entrant dans la constitution des fluides ou solides consommables pour en mesurer la quantité ainsi qu'il est mentionné dans le préambule. Le nombre de particules compté dépend du nombre de noyaux présents dans le volume irradié. En application de ces propriétés, plusieurs procédés de mesure de niveau de fluide et d'identification d'éléments ont été mis en oeuvre. On connaît par exemple un procédé de mesure de niveau faisant appel à l'absorption de rayons gamma produits à l'extérieur du volume du fluide et mesurés à l'extérieur dudit volume, de l'autre côté du réservoir. On connait aussi un procédé de mesure de niveau dans lequel des neutrons énergétiques produits à l'extérieur du volume de liquide à teneur en hydrogène élevée sont émis en direction du liquide puis sont ralentis et diffusés par ledit liquide et s'en échappent avec une faible énergie ; les neutrons thermalisés sont ensuite détectés à l'aide d'appareils détecteurs en eux-mêmes connus. L'identification d'éléments tels que Ca, Al, C, H, N,... à partir d'un procédé neutronique est pratiquée dans les forages pour la recherche minière ou pétrolière. Les propriétés des noyaux atomiques des éléments trouvent une autre application dans les procédés de mesure des variations temporelles et de la distribution spatiale des fluides ou composants contenus dans un appareil, tels par exemple ceux décrits dans le brevet. français NO 2 336 665 concernant des équipements et procédés de diagnostic par faisceau de neutrons. Tous ces procédés et les dispositifs réalisés selon lesdits procédés nécessitent que les phases thermodynamiques des matériaux en présence ne soient pas dispersées, ce qui n'est pas le cas en microgravité, par exemple sur les satellites stabilisés selon les trois axes de référence. L'invention vise à adapter les méthodes neutroniques pour effectuer des mesures en microgravité. A cet effet le procédé de réalisation de ladite jauge selon diverses variantes est remarquable en ce que la quantité restante après consommation peut être mesurée malgré les interfaces entre phases thermodynamiques de ladite matière, quelles que soient lesdites phases, la température, la pression et la valeur de la microgravité, au moyen d'une ou plusieurs source(s) de neutrons disposée(s) de préférence au centre du réservoir afin d'être entourée(s) de manière optimale par la matière à mesurer et d'un ensemble de détecteurs de neutrons ou de photons gamma non obligatoirement disposé en vue directe de la source. Ladite source de neutrons est du type à tube scellé ou du type radio-éléments et peut fournir des neutrons rapides ou des neutrons intermédiaires épithermiques ou thermiques. Dans une première variante dudit procédé mettant en oeuvre la diffusion des neutrons par les noyaux des éléments restant dans le réservoir (entre autres l'hydrogène), le détecteur de neutrons peut être protégé des rayonnements gamma extérieurs et adapté à l'énergie des neutrons diffusés par les éléments à mesurer. Dans une seconde variante dudit procédé mettant en oeuvre l'émission de photons gamma prompts, de capture ou d'activation, émis par interaction avec les neutrons, le détecteur de photons gamma peut etre adapté à l'énergie des photons émis à la suite de la capture des neutrons par l'un des corps de l'élément à mesurer ou émis d'une manière immédiate ou différée à la suite d'une excitation prompte ou d'une activation neutronique. Afin de rendre la mesure plus sensible, ladite matière pourra contenir un faible pourcentage d'un autre élément ou d'un autre isotope de l'un des éléments de base. Le procédé permet donc de mettre en oeuvre une ou plusieurs sources et un ou plusieurs détecteurs, les sources et les détecteurs devant être adaptés au type d'élément à mesurer. Dans le cas de a mesure d'éléments à base d'hydrogène ou d'azote, par exemple, on pourra utiliser des sources de neutrons thermiques, tels 252Cf ou 241Am-Be entourés d'un ralentisseur en polyéthylène. Ces neutrons engendreront des réactions de capture avec émission de photons de haute énergie, entre 2 et 12 MeV dans cet exemple. Un détecteur intéressant serait alors le scintillateur au germanate de bismuth, ou mieux le germanium semi-conducteur intrinsèque. Dans le cas de la mesure de l'oxygène, il faut utiliser des neutrons de plus haute énergie, tels ceux émis par exemple par les tubes générateurs utilisant la réaction d-t.Dans le cas de la mesure de l'hélium, ou pourra par exemple utiliser un mélange d'hélium 3 et 4, et utiliser la diffusion des neutrons. Le détecteur sera alors un détecteur de neutrons lents, du type compteur à hélium 3 par exemple. On a mentionné que dans le procédé de l'invention, le positionnement de la source vers le centre du réservoir constitue une condition de mesure optimale du fluide. Cette disposition vaut également pour les problèmes de radioprotection. Une jauge nucléaire réalisée selon le procédé de l'invention mettant en oeuvre la diffusion des neutrons comporte une source de neutrons rapides, par exemple un tube ou une source isotopique et un détecteur de neutrons diffusés par l'élément à mesurer qui peut être un tube de comptage proportionnel rempli d'hélium 3 ou un scintillateur en matière plastique couplé optiquement à un photomultiplicateur, ou tout autre détecteur approprié. Pour la jauge réalisée selon le procédé de l'invention mettant en oeuvre l'émission de photons gamma prompts, deux variantes peuvent être proposées. Une première variante d'appareil comporte une source de neutrons lents (ou rapides mais thermalisés par un élément de type graphite ou polyéthylène) et un détecteur de photons gamma d'énergie comprise entre 200 keV et 15 MeV par exemple et qui peut être par exemple un détecteur semiconducteur ou un scintillateur à base d'éléments lourds et couplé optiquement à un photomultiplicateur. On pourra également utiliser tout autre détecteur approprié. Dans une deuxième variante mettant en oeuvre l'analyse par activation, l'appareil comporte une source de neutrons rapides d'énergie supérieure au seuil d'activation des éléments à mesurer et qui peut être utilisée de manière continue ou par impulsions et un ou plusieurs détecteur(s) de photons gamma d'énergie comprise entre 200 keV et 15 MeV par exemple, pouvant être actif(s) en tout ou partie du temps, notamment par exemple lorsque la source n'émet pas de neutrons entre deux impulsions de sollicitations. Les méthodes basées sur l'excitation neutronique permettent d'obtenir une bonne précision lorsque le fluide à mesurer est bien localisé. C'est le cas lorsque le réservoir est plein. C'est aussi le cas lorsque le réservoir est presque vide, car en microgravité les liquides adhèrent aux structures internes sous l'effet de leur tension de surface. Ces méthodes offrent dans certains cas la possibilité d'utiliser les pics de réponse de la structure du réservoir comme éléments de calibration énergétique des signaux re çus. Ainsi, l'asservissement du gain de la chaîne de détection peut être effectué sur le signal reçu. La description suivante en regard des dessins annexés, le tout donné à titre d'exemple, fera bien comprendre comment l'invention peut être réalisée. Conformément au procédé de l'invention La figure 1 représente le schéma d'un dispositif mettant en oeuvre l'émission de photons gamma de capture de neutrons thermiques par l'hydrogène d'un fluide hydrogéné. La figure 2 représente le schéma d'un dispositif mettant en oeuvre pour un fluide hydrogéné soit le principe précédent dans une autre géométrie, soit le principe de la diffusion de neutrons. La figure 3 représente le schéma d'un autre dispositif mettant en oeuvre l'activation neutronique de l'oxygène appliquée à des mesures sur fluide oxygéné. Sur le schéma de la figure 1 illustrant un exemple d'application basé sur l'émission de photons gamma de capture, on peut détecter avec une bonne précision la quantité de matériau hydrogéné restant dans un réservoir 1 en plaçant vers le centre du réservoir une source de neutrons 2 entourée d'un ralentisseur 3, un écran 4 et un détecteur de rayonnement gamma constitué d'un scintillateur 5 et d'un photomultiplicateur 6 et sélectionnant une fenêtre d'énergie centrée sur la raie à 2,2 MeV de l'hydrogène.Avec une source en 252Cf, d'activité 107 n/s entourée du thermaliseur constitué d'une sphère en graphite de 7 cm de rayon, un réservoir de 50 à 60 cm de rayon muni de structures internes 7 et d'un prélèvement de fluide 7bis, un scintillateur en germanate de bismuth de volume voisin d'un litre, on peut obtenir la quantité restante à environ 1 % près (sur 1 litre restant) en accumulant les impulsions sur 2 heures. A cet effet, l'équipement électronique composé d'une alimentation 8 et d'un ensemble 9 de seuils d'amplitudes, d'unités de séquencement et de comptage, puis de calcul et de mémoires, peut fournir l'indication de quantité restante à l'interface de télétransmission par exemple. L'activité de l'ensemble, vue à l'extérieur du réservoir, correspond à une dose d'irradiation inférieure au dixième de la dose naturelle reçue. La figure 2 illustre un exemple d'application sur fluide hydrogéné, selon deux principes possibles. La source de neutrons 12 et son ralentisseur 13 sont placés au centre du réservoir 10 muni de structures in ternes 11 et d'un prélèvement de fluide lîbis ; plusieurs dé- tecteurs en forme de blocs ou de plaques scintillantes 14 raccordés à un ou à plusieurs photomultiplicateur(s) 15 détectent le rayonnement réémis par l'hydrogène du fluide. Si les scintillateurs sont de type cristallin (iodure de sodium ou de césium dopé, germanate de bismuth), on détectera les photons gamma de capture réémis. Si les scintillateurs sont de type plastique, on détectera les neutrons diffusés et, dans ce cas, la source peut être munie d'un ralentisseur 13 plus petit et plus léger. L'équipement électronique comporte une alimentation 16 et un ensemble 17 réalisant les fonctions mentionnées dans l'exemple précédent. La figure 3 illustre un exemple d'application sur fluide oxygéné. Cet exemple met en oeuvre la méthode par activation neutronique. La source de neutrons rapides 20 toujours disposée au centre du réservoir 18 équipé de structures internes 19 et d'un prélèvement de fluide 19bis, émet des neutrons d'énergie supérieure au seuil d'excitation de 9,6 MeV pour l'oxygène. Cette source est par exemple un générateur à tube scellé émettant des neutrons de 14,3 MeV. Dans ce cas, et pour économiser l'énergie électrique, on travaille de préférence en impulsions pour l'excitation de l'oxygène. La mesure se fait apres émission de neutrons, sur une durée de l'ordre de 1 à 3 périodes d'émission de l'azote radioactif créé, soit 20 secondes environ à l'aide d'un détecteur de radiations gamma 21 raccordé à un photomultiplicateur 22. L'intéret de la méthode est de ne délivrer des neutrons que pendant un temps court et de faire la mesure lorsque le tube n'est pas alimenté, ce qui permet de ne pas trop irradier aux neutrons les équipements avoisinants et d'effectuer la mesure dans les meilleures conditions. Une alimentation 23 fournit l'énergie nécessaire à un premier équipement électronique 24 pour la mise en forme des signaux, ainsi qu'à un second équipement 25 alimentant le générateur THT 26 qui actionne la source de neutrons rapides. REVENDICATIONS 1. Procédé de réalisation d'une jauge nucléaire de mesure de la quantité de matière consommable restant dans un réservoir en microgravité où les noyaux des atomes constitutifs de ladite matière sont soumis à un flux de particules qui interagissent avec lesdits noyaux par diffusion élastique ou inélastique, par capture radiative, par activation ou par fission, les choix des réactions et des énergies des particules pouvant être adaptés à la nature des éléments à mesurer, une ou plusieurs source(s) fournissant ledit flux et un ou plusieurs détecteur(s) étant disposé(s) à l'intérieur ou à l'extérieur du réservoir, caractérisé en ce que la quantité restante après consommation peut être mesurée malgré les interfaces entre phases thermodynamiques de ladite matière, quelles que soient lesdites phases, la température, la pression et la valeur de la microgravité, au moyen d'une source de neutrons disposée de préférence au centre du réservoir afin d'être entourée de manière optimale par la matière à mesurer et d'un détecteur de neutrons ou de photons gamma non obligatoirement disposé en vue directe de la source. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite source de neutrons du type à tube scellé ou du type radio-éléments peut fournir des neutrons rapides ou des neutrons intermédiaires épithermiques ou thermiques. 3. Procédé selon les revendications 1 et 2 mettant en oeuvre ladite diffusion des neutrons par les noyaux desdits éléments restant dans le réservoir (entre autres l'hydrogène), caractérisé en ce que le détecteur de neutrons peut être protégé des rayonnements gamma et adapté à l'énergie des neutrons diffusés par les éléments à mesurer. 4. Procédé selon les revendications 1 et 2 mettant en oeuvre ladite émission de photons gamma prompts de capture ou d'activation, émis par interaction avec les neutrons, caractérisé en ce que le détecteur de photons gamma peut être adapté à l'énergie des photons émis à la suite de la capture des neu trons par l'un des corps de l'élement à mesurer ou émis d'une manière immédiate ou différée à la suite d'une désexcitation prompte ou d'une activation neutronique. 5. Procédé selon les revendications 1, 2 et 3 ou 4, caractérisé en ce que ladite matière dont on veut mesurer la quantité restante peut contenir un faible pourcentage d'un autre élément ou d'un autre isotope de l'un des éléments de base, afin de rendre la mesure plus sensible. 6. Jauge nucléaire pour la mise en oeuvre du procédé selon les revendications 1, 2, 3 et 5, caractérisée en ce qu'elle comporte une source de neutrons rapides, par exemple un tube ou une source isotopique et un détecteur de neutrons diffusés par l'élément à mesurer qui peut être par exemple un tube de comptage proportionnel rempli d'hélium 3 ou un scintillateur en matière plastique couplé optiquement à un photomultiplicateur, ou tout autre détecteur approprié. 7. Jauge nucléaire pour la mise en oeuvre du procédé selon les revendications 1, 2, 4 et 5, caractérisée en ce qu'elle comporte une source de neutrons lents (ou rapides mais ralentis par un élément de type graphite ou polyéthylène) et un détecteur de photons gamma d'énergie comprise entre 200 KeV et 15 MeV par exemple et qui peut être un détecteur semiconducteur ou un scintillateur à base d'éléments lourds et couplé optiquement à un photomultiplicateur, ou tout autre détecteur approprié. 8. Jauge nucléaire pour la mise en oeuvre du procédé faisant appel à l'analyse par activation selon les revendications 1, 2, 4 et 5, caractérisée en ce qu'elle comporte une source de neutrons rapides d'énergie supérieure au seuil d'activation des éléments à mesurer et qui peut être utilisée de manière continue ou par impulsions et un ou plusieurs détectueur() de photons gamma d'énergie comprise entre 200 KeV et 15 MeV par exemple, pouvant être actif(s) en tout ou partie du temps, notamment par exemple lorsque le générateur n'émet pas de neutrons entre deux impulsions de sollicitations. 9. Jauge nucléaire selon les revendications 7 et 8, caractérisée en ce que les pics de réponse gamma des matériaux du réservoir sont utilisés comme référence ce qui permet de compenser les dérives de gain de l'équipement électronique.