Brevet FR2684189A1 — publié le 19930528

MATERIAU DE GAINAGE OPAQUE POUR SCINTILLATEUR PLASTIQUE La présente invention a trait d'une manière générale aux dispositifs de caractérisation de la matière fissile et, de façon plus particulière, aux dispositifs permettant le contrôle non intrusif et non destructif de L'activité de déchets radioactifs. D'une façon générale, de tels contrôles sont effectués dans l'industrie en mesurant les émissions de neutrons ou de rayons gamma par cette même matière fissile, les émissions précédentes pouvant être spontanées (on parle alors de méthode de contrôle passive) ou induites par des bombardements neutroniques (auquel cas il s'agit de méthodes que l'on qualifie de méthodes de contrôle actives). Les méthodes de contrôle passives sont basées sur la détection des neutrons provenant de fissions spontanées ou des interactions des particules alpha avec des éléments légers produisant également des neutrons, et/ou du rayonnement gamma émis spontanément par des radionucléides du colis de déchets examiné. Les méthodes de contrôle actives utilisent un système d'interrogation permettant d'induire des réactions nucléaires qui sont ensuite analysées afin de déterminer quantitativement et parfois qualitativement le contenu en radioéléments des déchets nucléaires. Un dispositif de détection actif comprend par conséquent une source ou un générateur de neutrons, un modérateur de neutrons, généralement constitué par un matériau hydrocarboné et/ou hydrogéné, destiné à abaisser le niveau d'énergie des neutrons afin d'augmenter la probabilité de production des fissions induites et un détecteur pour détecter les neutrons et fournir des signaux correspondants à un système de mesure et de traitement de ces signaux.La plupart des détecteurs de neutrons étant essentiellement sensibles aux neutrons thermiques (par exemple les détecteurs proportionnels à 3He), les neutrons émis par fission spontanée ou les neutrons retardés ou les neutrons provenant des réactions alpha, n doivent être ralentis pour augmenter la probabilité de détection. Des dispositifs de caractérisation de matière fissile utilisés pour le contrôle de l'activité de déchets radioactifs sont décrits dans le brevet français FR-A-2 619 622 du 21 Août 1987 auquel on empruntera maintenant la description qui suit en se référant aux figures 1 et 2. Ces dispositifs d'un type connu sont utilisables notamment pour la mise en oeuvre de méthodes actives. Comme représenté sur les figures 1 et 2, le dispositif de caractérisation de matière fissile comprend une enceinte entièrement fermée constituée de quatre parois verticales 2 (voir en particulier figure 2), d'un fond supérieur 4 et d'un fond inférieur 6. Chacune de ces parois est réalisée en un matériau scintillateur plastique apte à engendrer un scintillement sous l'effet d'un rayonnement gamma. Le matériau scintillateur est de préférence de l'Altustipes, qui est un plexiglas additionné d'anthracène. Chacune des parois 2, 4 et 6 est recouverte d'une gaine de matériau 7 opaque à la lumière mais transparent aux neutrons et au rayonnement gamma, par exemple le polychlorure de vinyle. Des détecteurs de neutrons 9, constitués par exemple par des tubes 3He sont noyés dans les plaques 2. Comme on peut le voir sur la figure 2, il y a huit détecteurs dans le mode de réalisation représenté. Un photomultiplicateur 14 est associé à chacune des parois scintillatrices 2. Il y a quatre photomultiplicateurs dans l'exemple de réalisation considéré. Les photomultiplicateurs 14 et les détecteurs de neutrons 9 sont reliés à un ensemble de mesures de traitement du signal désigné schématiquement par la référence 16. L'opacité de la gaine 7 du matériau scintillateur aux photons de lumière visible est nécessaire pour s'assurer que les photomultiplicateurs 14 ne reçoivent que les photons gamma émis par la matière fissile contenue dans le colis 34 introduit dans l'enceinte. Les parois 2, 4 et 6 sont en outre entourées par une seconde paroi de plus forte épaisseur, par exemple 200 mm, réalisée en un matériau hydrocarboné ou hydrogéné par exemple le polyéthylène. Elle est constituée de quatre parois 8, d'un bouchon 10 et d'un fond 12. Cette seconde paroi participe à la thermalisation des neutrons. Elle absorbe en outre les neutrons parasites venant de l'extérieur et qui pourraient fausser les mesures. En effet, le dispositif de l'invention est appelé à être utilisé à proximité d'autres sources de rayonnement, par exemple des déchets radioactifs, et les rayonnements provenant de ces sources pourraient pénétrer à l'intérieur de l'enceinte, ce qui aurait pour conséquence de fausser les mesures. Enfin, les parois 8, 10, 12 constituent en même temps une protection biologique qui absorbe les neutrons provenant de la source disposée à l'intérieur de l'enceinte, ce qui protège les opérateurs. L'ensemble est en outre entouré d'une couche protectrice de plomb, par exemple de 20 mm d'épaisseur, constituée de plaques 18. Cette couche de plomb protectrice a une double fonction. D'une part, elle assure la protection de l'environnement extérieur contre Les rayonnements gamma présents à l'intérieur de l'enceinte. D'autre part, elle empêche la pénétration des rayons gamma qui pourraient provenir de sources extérieures. A L'intérieur de l'enceinte, on trouve un plateau tournant 20 entraîné par un moteur 22. Un panier 24 est placé sur le plateau tournant 20. Le panier comporte une chemise étanche amovible permettant d'éviter la contamination de l'enceinte. Le colis 34 contenant la matière nucléaire à évaluer est introduit dans l'enceinte par sa partie supérieure en retirant la plaque 10 formant un bouchon puis la plaque 4.Ces plaques sont ensuite remises en place de telle sorte que l'enceinte est entièrement fermée. Si le dispositif fonctionne selon une méthode active, il comporte des moyens qui permettent d'introduire rapidement une source de rayonnement neutronique, par exemple une source 29 de 252Cf l'intérieur de l'enceinte. Ces moyens sont constitués par exemple par un tube guide connecté à l'une de ses extrémités à un château de repli 26 situé à l'extérieur de l'enceinte. Ce château de repli a pour but de recevoir la source 29 lorsqu'elle n'est pas en fonctionnement en protégeant l'environnement extérieur du rayonnement émis par la source. Le tube guide 25 traverse les parois de protection de l'enceinte, respectivement la paroi de plomb 18 puis les plaques de polyéthylène 8, 12 et enfin le matériau scintillateur 6. Un câble flexible 28 est fixé à l'une de ses extrémités à un tambour tournant 30. A son autre extrémité, le câble flexible 28 est fixé à la source. Le tambour 30 est entraîné en rotation au moyen d'un moteur, par exemple un moteur pas à pas 32 dont la rotation dans un sens permet d'introduire la source à l'intérieur de l'enceinte et ta rotation dans l'autre sens de retirer cette source hors de l'enceinte. La gaine opaque 7 du matériau scintillateur qui est réalisée, dans l'exemple précédent, le plus souvent en feuilles d'aluminium ou en polychlorure de vinyle jouait parfaitement son rôle tant que le dispositif contrôlait des déchets radioactifs de moyenne ou de faible activité. Lorsqu'au contraire, les déchets soumis au contrôle possèdent une activité plus élevée, par exemple supérieure à 2 mSV/h, on a constaté l'apparition d'un bruit de fond qui pouvait dans certains cas devenir très gênant et qui était dû à l'activation induite dans ces deux matériaux par les neutrons thermiques auxquels ils étaient soumis. Cette activité, venant alors s'ajouter à celle que l'on cherche à mesurer avec précision, perturbe fortement Les mesures et peuvent détruire leur fiabilité. En effet, ces rayonnements parasites perturbent la mesure des rayonnements gamma retardés qui sont émis consécutivement à la fission induite par bombardement neutronique et ce phénomène s'explique de la façon suivante L'aluminium-27 (100%) présente une section efficace d'activation de 232 m barns aux neutrons thermiques en donnant de l'aluminium-28 qui émet des photons dont le spectre est étalé en énergie jusqu'à 1,78 MeV. Quant au chlore, l'isotope Cl 37 (24,6%) a une section efficace d'activation aux neutrons thermiques de 432 m barns, en donnant du Cl 38 dont le spectre des photons gamma s'étale jusqu'à 2,15 MeV. Pour pallier cette difficulté, l'homme de métier se trouvait ainsi dans la nécessité de remplacer les matériaux précédemment utilisés pour la gaine du scintillateur par d'autres matériaux qui auraient la double propriété d'être opaques à la lumière visible, transparents aux rayons gamma tout en ne subissant pas d'activation radioactive sous L'effet d'un bombardement de neutrons thermiques. La solution de ce problème semblait très délicate, voire impossible, dans la mesure où la plupart des molécules organiques comportent des composés activables et où la plupart des métaux le sont également. Après une recherche longue et difficile, et de façon inattendue, le demandeur a trouvé malgré tout un composé organique qui répond à la triple condition précédente, à savoir le polyéthylène (CH2)n noirci dans la masse par du noir de carbone. Ce matériau ne contenant exclusivement que du carbone et de l'hydrogène, ne conduit à aucune réaction produisant un isotope par activation neutronique qui serait émetteur de photons gamma dans des proportions gênantes. Il est de plus opaque aux photons du domaine visible et transparent aux photons gamma ; il convient donc parfaitement à la constitution de la gaine du matériau scintillateur 7, qu'il suffit par conséquent de réaliser en ce matériau pour résoudre le problème technique énoncé au début du présent texte. L'invention a donc pour objet, dans une installation de caractérisation de déchets radioactifs, l'utilisation d'une gaine de scintillateur en polyéthylène noirci dans la masse par une charge de noir de carbone. REVENDICATION 1. Matériau de gainage opaque à la lumière visible, transparent aux photons gamma et insensible à l'activation par les neutrons thermiques pour le scintillateur d'un dispositif de caractérisation de matière fissile, caractérisé en ce qu'il est composé de polyéthylène de formule (CH2)n, noirci dans la masse par une charge de noir de carbone.