FR 2377645 A1 19780811 FR 7801249 A 19780117 La présente invention concerne un procédé de diagraphie radioactive et plus particulièrement un procédé d'essai de l'uranium par les neutrons de fission prompts. Quand une formation contenant un minerai d'uranium est irradiée avec des neutrons rapides, les noyaux d'uranium réagissent au bombardement par les neutrons en se brisant en fractions nucléaires plus petites qui sont habituellement appelées les produits de fission. La fission de l'uranium est accompagnée par l'émission de neutrons prompts immédiatement au déclenchement de la réaction de fission et aussi par l'émission par les produits de fission de neutrons retardés ultérieurement à la réaction de fission. Les neutrons de fission prompts sont émis au moment de la réaction de fission, tandis que les neutrons retardés sont émis par les produits de fission un temps appréciable après la réaction de- fission. L'utilisation de l'irradiation par les neutrons rapides pour détecter l'uranium a aussi été exposée par Jan A. Czubek dans un article intitulé "Pulsed Neutrons Method for Uranium Well Logging", GEOPHYSfCS, vol. 36, nO 1, février 1972, pages 170-173. Czubek examine différents phénomènes associés à l'irradiation par des neutrons rapides des formations contenant de l'uranium et il conclut que trois peuvent être utilisés utilement dans les techniques de détection de l'uranium.Ceux que Czubek propose pour l'utilisation comme indicateurs de la teneur en uranium sont (1) l'intensité de neutrons épithermiques résultant de la fission de l'uranium 235 par des neutrons thermiques prompts, (2) I'intensité de neutrons thermiques retardés résultant de la fission de l'uranium 235 par des neutrons thermiques prompts et (3) l'intensité de neutrons thermiques retardés résultant de la fission de l'uranium 238 par des neutrons rapides. L'auteur indique aussi un certain nombre de relations comprenant les équations (12) et (31) données ci-après. dans lesquelles t2 est la fin de la période de mesure, tl est le départ de la période de mesure après le début de l'impulsion de neutrons, Q est le débit moyen de neutrons, t T est la durée totale de mesure tST est la largeur en temps de l'impulsion de neutrons, est la densité apparente, est la section efficace d'absorption macroscopique pour le détecteur de D neutrons, vCd est la vitesse des neutrons pour la coupure du cadmium, t est la durée de ralentissement jusqu'à l'énergie de coupure du cadmium, s est le nombre de neutrons secondaires par fission, Z est la période moyenne des neutrons thermiques dans Le milieu, PU est la teneur en poids pour cent d'uranium dans le minerai, #f est la section efficace de fission thermique du 235U, al est l'abondance isotopique pour cent de 235U, N est le nombre d'Avogadro, A235 est la masse atomique du 235U. A238 est la masse atomique du 238U, v est la vitesse des neutrons thermiques, est la section efficace d'absorption macroscopique du milieu pour les neutrons thermiques, est est t2-tl, T est le temps entre les impulsions successives de neutrons, EDi est le nombre de neutrons retardés par fission pour le ieme groupe de neutrons de fission retardés, #ff est la section efficace de fission par les neutrons rapides pour 238U, a2 est l'abondance isotopique de 238U (%), #fa est la section efficace d'absorption macroscopique pour les neutrons rapides, est la constante de désintégration du ième groupe de neutrons de fission retardés. L'équation (12) établit la relation entre le compte de neutrons et la qualité du minerai d'uranium pour~la détection des neutrons épithermiques et l'équation (31) établit la relation entre le compte de neutrons et la qualité du minerai d'uranium pour la détection des neutrons thermiques retardés résultant de Ia fission de l'uranium 238 par les neutrons rapides et de la fission due l'uranium 235 par les neutrons thermiques. Les paramètres des roches présentés comme variables indépendantes dans l'une des ou les deux équations sont la densité apparente (équations (12) et (31)), la section efficace d'absorption macroscopique pour les neutrons -thermiques E a (équations (12) et (31)) et la durée de ralentissement des neutrons t (équation (12)). Czubek expose pages 172-173 la nécessité d'effectuer des mesures de compensation pour la densité apparente, la durée de~ralentissement et la vie moyenne des neutrons- thermiques, appelée aussi durée de vie des neutrons t .Il indique -que la densité apparente peut etre déterminée par diagraphie de densité -y, que la durée de ralentissement peut être obtenue par diagraphie classique des neutrons ou en utilisant un générateur de neutrons, et que la vie moyenne (ou durée de vie) peut etre obtenue par diagraphie par neutrons pulsés. Le brevet des Etats-Unis d'Amérique nO 3.686.503 décrit un système de diagraphie dans un trou foré pour Caractériser la teneur en uranium des formations de terrains naturels sur la base de mesures des neutrons retardés résultant de la fission de l'uranium par des neutrons. Ce dernier brevet décrit une opération d'essai du sous-sol qui est effectuée en positionnant dans un trou foré adjacent à la formation considérée un outil de diagraphie qui contient une source de neutrons rapides et un détecteur de neutrons thermiques. La formation est irradiée par des impulsions répétées de neutrons rapides et, après chaque impulsion et après la dissipation des neutrons de la source initiale, les neutrons retardés résultant de la fission de l'uranium par les neutrons sont détectés. Le signal sortant du détecteur est enregistré pour obtenir une diagraphie indiquant la teneur en uranium de la formation. La présente invention a pour objet un nouveau procédé et un nouveau système pour la diagraphie des formations entourant un trou foré pour la recherche de l'uranium par détection et comptage des neutrons de fission prompts résultant de la fission de l'uranium 235 par des neutrons thermiques. Plus particulièrement, une formation supposée contenir de l'uranium est irradiée cycliquement par des impulsions de neutrons rapides. Les neutrons épithermiques et thermiques résultant de l'irradiation de la formation sont détectés. Ces neutrons sont comptés pendant la durée dans chaque cycle de fonctionnement au cours de laquelle des neutrons prompts résultant de la fission de l'uranium 235 par les neutrons thermiques peuvent & re trouvés. Ces comptes de neutrons épithermiques et thermiques sont comparés en tant qu'indication de la concentration de l'uranium 235 dans la formation. Cette comparais on des comptes de neutrons épithermiques et thermiques est effectuée par détermination du rapport entre le coopte de neutrons épithermiques et le compte de neutrons thermiques.Ce rapport est proportionnel à la concentration de l'uranium 235 du moment que les détecteurs de neutrons épithermiques et thermiques sont à la me distance par rapport à la source de neutrons et du moment que les neutrons détectés par Ces detec- teurs sont comptés pendant la même période. Sous ce rapport, les détecteurs de neutrons épithermiques et thermiques sont montés concentriquement l'un par rapport à l'autre autour d'un axe parallèle à la surface du trou foré afin qu'ils soient également sensibles à la décroissance des flux de neutrons épithermiques et thermiques des formations entourant le trou foré.Le détecteur de neutrons thermiques comprend plusieurs détecteurs de neutrons thermiques espacés concentriquement autour du détecteur de neutrons épithermiques, les sorties de ces détecteurs de neutrons thermiques étant connectées enseible. Les détecteurs de neutrons thermiques et les détecteurs de neutrons épithermiques sont de forme cylindrique avec des axes parallèles à la surface du trou foré. Suivant une autre caractéristique de l'invention, le rapport du compte de neutrons épithermiques au compte de neutrons thermiques est modifié par une constante de proportionnalité représentée par le rapport des rendements des détecteurs de neutrons épithermiques et thermiques multiplié par la section efficace de fission de l'uranium 235. Les caractéristiques de l'invention ressortiront plus particulièrement de la description suivante, donnée a titre d'exemple et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels - la figure 1 représente schématiquement un système de diagraphie pour la mise en oeuvre de l'invention; - la figure 2 est un diagraune de rythme représentant le fonctionnement cyclique du système de la figure 1; - la figure 3 est un graphique des caractéristiques d'un exemple de formation du sous-sol pouvant hêtre rencontrées pendant la diagraphie avec le système de la figure 1; et - la figure 4 représente une courbe d'étalonnage déterminde expérimentalement pour le rapport des comptes de neutrons épithermiques et thermiques en fonction de la qualité du minerai d'uranium. La figure 1 représente un système pour la recherche de la teneur en uranium d'une formation 10. Cette formation est traversée par un trou foré 11. L'essai est effectué en descendant un outil d'essai 12 dans le trou foré jusqu'au niveau de la formation 10. L'outil d'essai 12 est suspendu dans le trou foré 11 par un cable de diagraphie 17. Suivant un mode de réalisation, l'outil comporte une source de neutrons 13, de préférence une source du type accélérateur de 14 MeV ayant un tube générateur de neutrons. Le fonctionnement pulsé du générateur de neutrons est provoqué par des impulsions de déclenchement envoyées par le système situé à la surface du sol. Le signal sortant du tube générateur de neutrons est une série d'impulsions de neutrons rapides espacées dans le temps pour l'irradiation de la formation 10. Comme il est indiqué dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique nO 3.686.503 précité, les neutrons de fission retardés résultant de la réaction de fission de l'uranium sont mesurés après la dissipation des neutrons de la source initiale, ce qui a lieu dans un temps de l'ordre de quelques millisecondes. Cependant, une caractéristique spécifique de l'invention est la mesure des neutrons de fission prompts produits dans un délai de quelques microsecondes après l'impulsion de neutrons de la source de neutrons rapides. Pour assurer cette mesure des neutrons prompts de fission dans le délai de quelques microsecondes après chaque impulsion de neutrons il est utilisé un détecteur de neutrons épithermiques 14 et un détecteur de neutrons thermiques 15. Suivant un mode de mise en oeuvre préféré illustré par la figure 2, la source 13 fonctionne avec 304 à 10.000 impulsions par seconde3 chaque impulsion ayant une durée d'environ 5 à 100 microsecondes de la façon indiquée par la période tb. Avec la fréquence préalable de 1000 impulsions par seconde3 la source 13 produit une quantité de l'ordre de 108 neutrons par seconde. Une période d'attente t suit chaque impulsion de neutrons pour permettre aux neutrons de 14 MeV w de la source de décrotte au niveau de l'énergie thermique d'environ 0,025 eV.Une durée d'attente suffisante t a été trouvée etre d'environ w 50 à 100 microsecondes. Pendant le reste de la durée t avant l'impulsion c suivante de neutrons, le nombre de neutrons détectés par le détecteur de neutrons épithermiques 14 et le détecteur de neutrons thermiques 15 est compté par le système de la surface du sol. Ce système est déclenché pour compter les neutrons détectés uniquement pendant la période de comptage tc d'environ 800 à 945 microsecondes à la suite de chaque impulsion de neutrons. Plus de détails de cette excitation cyclique de l'outil de diagraphie et du comptage des neutrons détectés pendant la période de comptage t de chaque c cycle sont donnés ci-après. L'outil de diagraphie 12 comporte une boite en acier supportée par un câble 17. Ce cible est tenu par un tambour 16 entraîné par un moteur 22 et une transmission 23. Des bagues collectrices 24 et des balais 25 connectent les conducteurs du câble 17 au système d'enregistrement de la tette de forage pour transmettre les signaux et les tensions. Des impulsions de déclenchement engendrées par un générateur de signaux de rythme 40 sont envoyées périodiquement à travers les conducteurs 28, les bagues collectrices 24, les balais 25, les conducteurs 19 du cible et le transformateur 20 de l'outil pour faire fonctionner l'unité de commande 18 pour la production des impulsions haute tension nécessaires pour activer cycliquement la source de neutrons 13.Suivant un mode de réalisation préféré, cette source de neutrons est du type accélérateur avec un tube générateur de neutrons ayant une cible et une source d'ions. Une source d'ions de ce type est fabriquée par Kaman Nuclear, de Colorado Springs, Colorado, Etats-Unis d'Amérique. L'alimentation haute tension 18b produit une haute tension en courant continu, de préférence de 80 à 150 kV d'environ 100 microampères pour la cible 13a de la source de neutrons. En réponse aux impulsions du générateur de signaux de rythme 40, l'unité de commande 18a envoie des impulsions haute tension à la source d'ions 13b, de préférence de l'ordre de 1000 impulsions par seconde. Ces impulsions ont une amplitude d'environ 3 kV et une durée de 5 à 100 microsecondes. Cela assure un débit de 108 neutrons par seconde à partir de la source de neutrons.Une fréquence convenable d'impulsions de déclenchement est de 1000 impulsions par seconde. Le courant pour les autres parties électroniques de l'outil de diagraphie est fourni par une source intérieure de courant de l'outil 27. L'alimentation de cette source intérieure de l'outil est assurée par la source de courant au sol 26à travers le conducteur 28, les bagues collectrices 24, les balais 25 les conducteurs 19 du câble et le transformateur 20 de l'outil. Pour simplifier, les connexions ne sont pas représentées entre la source de courant de l'outil 27 et les autres organes électroniques de l'outil, tels que les pré-amplificateurs 29 et 30 et les amplificateurs 31 et 32. Les détecteurs de neutrons 14 et 15 sont montés concentriquement (par une structure de montage non représentée) autour d'un axe parallele à la surface intérieure du trou foré afin qu'ils soient également sensibles aux mesures de décroissance des neutrons épithermiques et thermiques de la formation entourant le trou foré. Le détecteur de neutrons épithermiques 14 est de préférence un détecteur à helium-3 de forme cylindrique couvert d'un bLindage absorbant les neutrons thermiques, par exemple en cadmium. Le détecteur de neutrons thermiques 15 est de préférence constitué par plusieurs détecteurs à hélium-3 distribués concentriquement autour du détecteur de neutrons épithermiques 14, les sorties des détecteurs de neutrons thermiques étant connectées ensemble. Les signaux sortants des détecteurs 14 et 15 sont envoyés 8 travers les préamplificateurs 29 et 30, les amplificateurs 31 et 32, les conducteurs 33 et 34 du câble, les conducteurs 35 et 36 de l'équipement au sol et les discriminateurs de hauteur d'impulsion 37 et 38 aux compteurs déclenchés 41 et 42. Le discriminateur de hauteur d'impulsion 37 est réglé pour passer au compteur 41 les impulsions produites par les neutrons épi- thermiques détectés par le détecteur de neutrons épithermiques 14. Le discriminateur de hauteur d'impulsion 38 est reglé pour passer au compteur 42, les impulsions produites par les neutrons thermiques détectés par le détec teur de neutrons thermiques 15. Les impulsions de déclenchement du générateur d'impulsions de rythme 40 sont appliquées aux générateurs de signaux de retard et de déclenchement 43 et 44, les deux produisant des impulsions de déclenchement pour la durée de la période désirée t de comptage des c neutrons thermiques de fission prompts, cette période débutant de préférence environ 50 à 100 microsecondes après chaque impulsion de neutrons et durant jusqu'au début de l'impulsion suivante de neutrons de la façon indiquée par l'exemple donné par la figure 2. Ces impulsions de déclenchement sont appliquées aux compteurs 41 et 42 pour permettre le comptage des neutrons épithermiques et thermiques respectivement pendant la période de comptage tc. Le compte de neutrons épithermiques envoyé au compteur 41 pendant chaque période t est une mesure des neutrons thermiques de fission c prompts produits par la fission de l'uranium 235 par les neutrons thermiques et il est représenté par la relation suivante Compte épi. = #épiNU#fUg(S,#a,tb,tw)f(#a,tc) (1) dans laquelle épi = rendement (y compris le facteur géométrique) du détecteur de neutrons épithermiques, = = nombre d'atomes d'uranium 235 par cm3, o-fU = section efficace de fission de l'uranium 235, 3 g(S,# a,tb,tw) = flux de neutrons thermiques par cm à la fin de la période d'attente tw, f(#a,tc) = flux de neutrons thermiques pendant la période de comptage tc, S = intensité de la source de neutrons (neutrons par seconde), #a = section efficace d'absorption macroscopique tb+tw+tc # T = période cyclique. Le terme g(S,#a,tb,tw) représentant le flux de neutrons thermiques par unité de volume est la source du processus de fission de l'uranium 235. Par suite, toute cause affectant ce flux de neutrons thermiques affecte aussi le compte de neutrons épithermiques en tant que mesure des neutrons de fission thermiques prompts provenant de l'uranium 235. Il ressort de ce-qui précède que la section efficace d'absorption macroscopique t influe sur le terme de flux de neutrons thermiques g(S,#a,tb,tw), Cette section efficace d'absorption macroscopique est représentée par la relation a = ##f + (1-#)#m dans laquelle # = = la porosité, = f = section efficace d'absorption macroscopique du fluide de la formation, #m = section efficace d'absorption macroscopique de la matrice de la formation, P = densité apparente de la formation N = nombre d'Avogadro, o Wi = fraction en poids du iième type d'isotope, ième # ai i = section efficace d'absorption des neutrons thermiques du iième type d'isotope, Mi = masse atomique du iième type d'isotope. La somme est prise sur tous les types d'isotopes présents dans la formation. Une caractéristique spécifique de l'invention est par suite de corriger le compte de neutrons épi thermiques pour les effets sur le flux de neutrons thermiques de la densité apparente, de la durée de ralentissement et de la durée de vie des neutrons thermiques (en rapport direct avec #a). Cette correction est effectuée en utilisant un détecteur de rapport 45 pour diviser le compte de neutrons épithermiques du compteur 41 par le compte de neutrons thermiques du compteur 42. Le compte de neutrons thermiques envoyé au compteur 42 pendant chaque période de comptage t est représenté c par la relation Compte ther. = #therg(S,#a,tb,tw)f(#a,tc) (3) dans laquelle : #ther = rendement (y compris le facteur géométrique) du détecteur de neutrons thermiques. La figure 3 montre les flux de neutrons épi thermiques et thermiques en fonction du temps pour une formation contenant du minerai d'uranium et pour une formation n'en contenant pas ayant la même section efficace d'absorption macroscopique. Les vitesses de décroissance mesurées par le système détecteur de neutrons épithermiques et thermiques seront les mêmes du moment que les systèmes détecteurs sont correctement positionnés par rapport à la source de neutrons.Pour cette condition, c'est-à-dire quand les deux systèmes détecteurs mesurent la meme vitesse de décroissance, la division du compte de neutrons épithermiques ou de la vitesse de comptage par le compteur de neutrons thermiques est représentée par la relation : Cépi = #épi#fUNU (4) Cther 8 ther dans laquelle EPi fU est fu ther pourvu que les deux systèmes de neutrons thermiques et épithermiques mesurent la même vitesse de décroissance et pourvu que les compteurs de taux de comptage des neutrons thermiques et épithermiques soient déclenchés pour le comptage des neutrons pendant la même période de comptage tc. Il apparaît que le rapport est égal à zéro pour une formation ne contenant pas de minerai et qu'il est directement proportionnel à la teneur en uranium de la formation contenant de l'uranium.Après un étalonnage supplémentaire du détecteur de rapport 45 en accord avec la constante de proportionnalité K représentant le rapport des rendements des détecteurs de neutrons épithermiques et thermiques multiplié par la section transversale de fission de l'uranium 235, il est obtenu pour l'enregistreur 46 un signal représentant la concentration de l'uranium 235 dans la formation. Le détecteur de rapport 45 peut etre d'un type courant, tel que celui décrit pages 338 et 339 de ELECTRONIC ANALOG COMPUTERS, Gravino A. Korn et Theresa M. Korn, McGraw-Hill Book Company Inc, New York, 1956. I1 est évident que le détecteur de rapport 45 peut être étalonné en terme de la constante K par un choix approprié des résistances de réaction et de polarisation pour indiquer la concentration de l'uranium en unités désirées, telles que des livres de U308 par pied cube, des kilogrammes de U308 par mètre cube, etc. La constante est déterminée en mesurant le rapport des rendements des deux détecteurs dans une plage des concentrations de l'uranium U 235 de la façon montrée par la courbe d'étalonnage déterminée expérimentalement de la figure 4. Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative et l'invention peut être mise en oeuvre suivant d'autres variantes, sans que l'on sorte de son cadre. REVENDICATIONS 1. '' Procédé pour déterminer la présence d'uranium dans des formations traversées par, un trou foré, caractérisé par l'irradiation cyclique de la formation supposée contenir de uranium par des impulsions de néutrons rapides, la détection des neutrons thermiques et épithermiques résultant de l'irradiation de la formation, le comptages des neutrons thermiques et épithermiques détectés dans chaque cycle de fonctionnement quand des neutrons prompts résultant de la fission de l'uranium par des neutrons sont espérés, et la comparaison des comptes de neutrons thermiques et épi- '. thermiques pour obtenir une indication représentant la concentration de l'uranium. 2. Procédé selon'la revendication 1, caractérisé en ce que la comparaison des comptes de neutrons thermiques et épithermiques comporte la détermination du rapport entre le compte de neutrons épithermiques et le compte de neutrons thermiques. 3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé par la modification du rapport par une constante prédéterminée représentative de la section efficace de fission de l'uranium et du rapport des rendements de comptage des détecteurs de flux de neutrons épithermiques et thermiques. 4. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par l'irradiation cyclique de la formation à une fréquence supérieure 304 impulsions de neutrons par seconde. 5. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par l'irradiation cyclique de la formation a une fréquence de l'ordre de 1000 impulsions de neutrons par seconde. 6. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 5, caractérisé en ce que les impulsions de neutrons rapides ont une durée supérieure à 5 microsecondes. 7. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 6, caractérisé en ce que le comptage des neutrons thermiques et épithermiques débute après le ralentissement des neutrons rapides au niveau de l'énergie thermique. 8. Procédé selon la revendication 7, caractérisé en ce que le comptage des neutrons thermiques et épithermiques débute au moins 50 microsecondes après la fin de chaque impulsion cyclique de neutrons thermiques. 9. Procédé selon la revendication 7, caractérisé en ce que le comptage des neutrons thermiques et épithormiques continue jusqu'au démarrage cyclique de l'impulsion immédiatement suivante de neutrons rapides.