1979 Na* par COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE

COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE E.17 CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION par François MICHEL Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble Rapport CEA-R-4963 1979 Na* SERVICE DE DOCUMENTATION C.E.N SACLAY BP. n' 2, 91 190 GIF-sur-YVETTE France

PLAN DE CLASSIFICATION DES RAPPORTS ET BIBLIOGRAPHIES CEA (Classification du système international de documentation nucléaire SIDON/INIS) A 11 A 12 A 13 A 14 A 15 A 16 A 17 A 30 A s B 11 B 12 B 13 B 14 B 15 B 16 B 21 B 22 B 23 B 24 B 25 B 30 C 10 C 20 Physique théorique Physique atomique et moléculaire Physique de l'état coiidunsé Physique des plasmas at réactions thermonucléaircs Astrophysique, cosmologie etrayonnementscosmiques Conversion directe d'énergie Physique des basses températures Physique des hautes énergies Physique neutronique et physique nucléaire Analyse chimique et isotopique Chimie minérale, chimie organique et physico-chimie Radiochimie et chimie nucléaire Chimie sous rayonnement Corrosion Traitement du combustible Métaux et alliages (production et fabrication) Métaux et alliages (structure et propriétés physiques) Céramiques et cermets Matières plastiques et autres matériaux Effets des rayonnements sur les propriétés physiques des matériaux Sciences de la terre Action de l'irradiation externe en biologie Action des radioisotopes et leur cinétique C 30 C 40 C 50 D 10 D 20 Utilisation des traceurs dans les sciences de la vi Sciences de la vie : autres études Radioprotection et environnement Isotopes et sources de rayonnements Applications des isotopes et des rayonnements E 11 Thermodynamique et mécanique des fluides E 12 Cryogénie E 13 Installations pilotes et laboratoires E 14 Explosions nucléaires E 15 Installations pour manipulation de matériaux radioactifs E 16 Accélérateurs E 17 Essais des matériaux E 20 Réacteurs nucléaires (en général) E 30 Réacteurs nucléaires (types) E 40 Instrumentation E 50 Effluents et déchets rtdtoactifs F 10 Economie F 20 Législation nucléaire F 30 Documentation nucléaire F 40 Sauvegarde et contrôle F 50 Méthodes mathématiques et codes de calcul F 60 Divers Rapport CBA-R-4963 Cote-matière de ce rapport : E.17 DESCRIPTION-MATIERE (mots clefs extraits du thesaurus SIDON/INIS) en français REACTEUR SILOE EXPLORATION GAMMA DU COMBUSTIBLE DISPOSITIFS D'IRRADIATION BOUCLES EN PILE PRODUITS DB FISSION DISTRIBUTION SPATIALE DISTRIBUTION DE LA PUISSANCE SYSTEMES EN LIAISON DIRECTE SYSTEMES EN TEMPS REEL AUTO-ABSORPTION CODES POUR ORDINATEURS TRAITEMENT DE L'INFORMATION COMPTAGE ABSOLU ETALONNAGE en anglais SILOE REACTOR GAMMA FUEL SCANNING IRRADIATION DEVICES IN PILE LOOPS FISSION PRODUCTS SPATIAL DISTRIBUTION POWER DISTRIBUTION ON-LINE SYSTEMPS REAL TIME SYSTEMS SELF-ABSORPTION COMPUTER CODES DATA PROCESSING ABSOLUTE COUNTING CALIBRATION

- Rapport CEA-R-4963 Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble Service des Piles Section d'exploitation des Réacteurs de Grenoble CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION par François MICHEL Thèse présentée à l'université Scientifique et Médicale et à l'institut National Polytechnique de Grenoble pour obtenir le Titre de Docteur Ingénieur, soutenue le 19 décembre 197S - Janvier 1979 -

CEA-R-4963 - MICHEL François CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN, PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE, DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION Sommaire.- Pour répondre au besoin des expérimentateurs en réacteur nucléaire de recherche, une méthode d'examen des dispositifs d'irradiation rapide, quantitative et non destructive, a été conçue et appliquée dans la pile SILOE du C.E.N.-G. dès 1972. Le principe en est l'analyse du rayonnement gamma émis par les produits de fission et d'activâtion contenus dans le dispositif, celui-ci restant immergé dans la piscine et pouvant être remis en irradiation après l'examen. Les nucléides mesurés ont des périodes allant d'une heure â plusieurs dizaines d'années. Le but est l'analyse de l'évolution de l'échantillon combustible et l'étude suivie de la contamination eventuelle du circuit caloporteur. Ce travail décrit et justifie les choix effectués dans la conception de l'appareillage de mesure (banc de défilement i deux directions, collimation, détecteur, automatisation) et expose les méthodes de dépouillement et d'étalonnage, l'ensemble étant mis au point dans le souci de rechercher des résultats absolus (concentrations atomiques présentes}, Diverses inter- CEA-R-4963 - MICHEL François CONTRIBUTION TO THE STUDY AND REALIZATION OF A GAMMA SCANNING EXAMINATION METHOD FOR IRRADIATION DEVICES ANALYSIS IN A RESEARCH NUCLEAR REACTOR Summary.- To meet the requirements of the experinenters in research nuclear reactors, a fast quantitative, non destructive method of irradiation devices examination was conceived and applied in the CEN.G SILOE reactor as far back as 1972. The principle is the analysis of the gamma rays emitted from the fission and actuation Products contained in the device, whereas this one is staying mmersed in the pool and immediately after can be put ag iln under irradiation. The measured nuclides half-lives run from 0:1» hour to many ten years. The object is the analysis of the fuel sample evolution and the continuous study of the possible coolant contamination. This report describes and justifies the choices taken for the measurements installation conception (two dimensional scanning bench, collimation, detector, automatic operation), and explains the analysis and calibration methods, the work on the whole being adjusted to obtain absolute results (present atomic concentrations). Different results interpretations are presented which concern the

prêtâtions de résultats sont présentées, concernant la migration longitudinale et radiale des produits de fission dans le combustible, leur relficheaent en cas de rupture de gaine, et la Mesure de la puissance dégagée par les fissions. 1979 Cornaissariftt a l'energie Atonique - France axial and radial fission products nigration In the fuel, their release in case of cladding rupture, and the fission power Measurement. Coanissariat & l'energie Atonique - France

S O M M A I R E Pages INTRODUCTION! CHAPITRE I : GENERALITES 2 1.1 - Filière â eau légère 2 1.2 - Filière à haute température 3 X.3 - Filière à neutrons rapides 3 CHAPITRE II : METHODES D ' INVESTIGATION DES DISPOSITIFS D ' IRRADIATION 4 II.1 - Examens destructifs 5 II. 2 - Examens non destructifs S CHAPITRE III : NATURE DES PROBLEMES POSES PAR LA SCRUTATION GAMMA EN PILE PREMIERE PARTIE CONCEPTION ET MISE AU POINT DU DISPOSITIF D'ACQUISITION DES MESURES 10 CHAPITRE I : CHOIX DU POINT D'IMPLANTATION 11 CHAPITRE II : SYSTEME DE DETECTION 13 11.1 - Conditions de détection 13 11.1.1 Le bruit de fond 13 11.1.2 L'activité de la source 14 11.2 - Choix du détecteur 15 11.3 - Chaîne électronique associée 15 11.4 - Protection 18 11.5 - Collimation 20

CHAPITRE III : BANC DE DEFILEMENT 24 111.1 - Conditions d'exploitation 24 111.2 - Conception du sàpport 25 111.3 - Principe et modes de déplacement 26 111.4 - Organes de commande 27 111.5 - Précision 28 111.5.1 Incertitudes de réalisation 28 111.5.2 Incertitudes de dilatation thermique 29 111.5.3 Erreurs de principe 29 CHAPITRE IV : GESTION DES ACQUISITIONS 32 IV.I - Généralités 32 IV.2 - Présentation de l'ensemble automatique 33 IV.2.1 Détermination des cotes 34 IV.2.2 Déplacement du banc 34 IV.2.3 Acquisition des spectres 35 IV.2.4 Données de l'expérience 35 IV.2.5 Procëduresde dépouillement 36 CHAPITRE V : ETUDES PARTICULIERES 38 V.l - Optimisation de la position de diode 38 V.2 - Etude de reproductibilité de la post-collimation 40 V.3 - Etude en fonction de la position latérale de la source 42 V.4 - Coefficients linéiques d'absorption gamma 44 DEUXIEME PARTIE TRAITEMENT DES MESURES 47 CHAPITRE I - PRINCIPE DES METHODES DE DEPOUILLEMENT 48 I.l - Equation fondamentale du dépouillement 48 1.1.1 Equation 4" 1.1.2 Données et inconnues 49

1.2 - Méthodes d'étalonnage 50 1.2.1 Rendement relatif global SO 1.2.2 Facteur d'auto-absorption 5! 1.2.3 Recalage eaabsolu 52 1.2.3.1 Recalage par auto-étalonnage 52 1.2.3.2 Recalage sur étalon 55 CHAPITRE II : PROCEDURES PRATIQUES DE BASE 58 II. I - Programme de dépouillement lourd "NATHALIE" 58 11.1.1 Choix du programme 58 11.1.2 Processus général de calcul 59 11.1.3 Etablissement des bibliothèques Y NATHALIE 64 11.2 - Etablissement-des courbes de rendement relatif global 68 11.2.1 Méthode expérimentale 68 11.2.2 Méthode par construction 71 11.2.3 Etud? de concordance des deux méthodes 73 11.3 - Calcul d'auto-absorption (programme "ADELINE") 74 11.3.1 Principe 75 11.3.2 Densité relative d'émission y 76 11.3.3 Réalisation 77 11.3.4 Précision 79 11.4 -Calcul de création (programme "CREON") 81 11.4.1 Principe SI 11.4.2 Réalisation 84 11.4.3 Précision 85 CHAPITRE III - PROCEDURES COMPLEMENTAIRES 88 ni.l - Prëdépouillement (programme "ABEILLE") 88 111.1.1 Principe adopté 89 111.1.2 Détermination des périodes apparentes 90 111.1.3 Comparaison des traitements par ABEILLE et par NATHALIE 92 III.2 - Programmes de finition et de tracé 94 III.2.1 Analyse des 3 principaux cas de filiation 95 111.2.1.1 Cas du La 1 *' 95 111.2.1.2 Cas des Nb 5S, Nb 37, I 1 3 2 96 111.2.1.3 Cas du le 1 3 2 III.2.2 Un exemple de programme :"PITRE" 98

TROISIEME PARTIE INTERPRETATION DES RESULTATS 100 CHAPITRE I : GENERALITES 101 1.1 - Exploitation des mesures 101 1.2 - Courbe de rendement relatif de détection 102 CHAPITRE II : REPARTITIONS LONGITUDINALES ET BILANS DE PRODUITS DE FISSION DANS LE COMBUSTIBLE 106 11.1 -Généralités 106 11.2 - Répartitions 107 11.3 - Bilans 108 CHAPITRE III : EXEMPLE D'ETUDE LOCALE : INTER-PASTILLES 110 CHAPITRE IV : ETUDE DE PENETRATION DO CALOPORTEUR SODIUM DANS UNE AIGUILLE ROMPUE 112 CHAPITRE V : REPARTITIONS RADIALES DE PRODUITS DE FISSION 1 14 V.l -Généralités 114 V.2 - Renseignements déduits du défilement longitudinal 115 V.3 - Méthode d'interprétation des défilements transversaux 117 V.3.1 Principe 117 V.3.2 Réalisation (programme "LAURE") "8 V.3,3 Exemples de résultats 119 CHAPITRE VI : ETUDE QUANTITATIVE DES PRODUITS DE FISSION SORTIS D'UN COMBUSTIBLE 122 VI.1 - Intérêt de la recherche des produits de fission hors du combustible 122 VI.2 - Prorédê d'évaluation 123 VI.3 - Exemple de résultats 123

CHAPITRE VII : MESURES DE PUISSANCE (ETUDE CRITIQUE DE L'ETALONNAGE EN ABSOLU) 125 VII. I -Généralités 125 VII.2 - Mesures de puissance 125 VII.2.1 Principe 125 VII.2.2 Réalisation 126 VII.3 - Résultats comparés sur divers dispositifs 127 VII.4 - Recalaçe en absolu sur source-étalon 131 VII.4.1 Mesures sur la source-étalon 131 VII.4.2 Incidence sur l'étalonnage des dispositifs 134 CONCLUSION 140 REFERENCES ET BIBLIOGRAPHIE 143 A N N E X E S! ANNEXE I : COMMANDES MITRA 15 POUR LA GESTION DES ACQUISITIONS I - Dialogues avec le calculateur II - Enregistrement d'une séquence d'analyse III - Exécution d'une séquence d'analyse IV - Présentation des résultats V - Exemple de séquence programmée MITRA 15 AI AI-1 AI-2 AI-3 AI-5 AI-8 ' ANNEXE IT ; FICHE TECHNIQUE DE REGLAGE D'ALIGNEMENT DE LA 1 POST-COLLIMATION ANNEXE III : BIBLIOTHEQUES GAMMA I - Principales chaînes de désintégration S" II - Bibliothèque restreinte "1er défilement" AU AIII AIII-2 AIII-3 - Addenda bibliothèque "instantanée" AIII-5 III -Bibliothèque restreinte "2ëme défilement" AIII-6 IV - Bibliothèque restreinte pour pré-dépouillement AIII-9 ANNEXE IV : FICHE TECHNIQUE D'ETABLISSEMENT DE LA COURBE DE RENDEMENT RELATIF GLOBAL AIV

" ANNEXE V : "ADELINE", PROGRAMME DE CALCUL D'AOTO-ABSORPTION A V I - Programme A V-2 II - Exemple de données A V"5 III - Exemple de résultats A V-6 B ANNEXE VI : "CREON", PROGRAMME DE CALCDL DE CREATION DE PRODUITS DE FISSION I - Programme II - Exemple de données III - Exemple de résultats A' VI A VI-2 A VI-4 A VI-5 s s ANNEXE VII : "PITRE", PROGRAMME DE FINITION ET DE TRACE PODR LES DEFILEMENTS TRANSVERSAUX I - Programme II - Lecture des cartes NATHALIE et du fichier temporaire III - Exemple de données IV - Exemple de résultats ANNEXE VIII - "LAURE", PROGRAMME DE TRANSFORMATION D'UNE REPARTITION RADIALE EN IMAGE TRANSVERSALE I - Programme II - Exemple de données III - Exemple de résultats A VII A VII-2 A VII-8 A VII-9 A VII-9 A VIII A VIII-2 A V1II-7 A VIII-7

AVANT - PROPOS Toute analyse présente un double aspect temporel» puisque c'est une opération qui a lieu à un certain instant et qui dure un certain temps. Dans de très nombreux cas, ces deux paramètres, instant et surtout durée, n'ont pas une importance primordiale, l'exigence de la qualité de l'analyse [ 'imant souvent celle de la rapidité de l'exécution* Dans d'autres cas, par contre, l'exigence temporelle est absolument fondamentale, et justifie même fréquemment une moins bonne précision (principe d'incertitude de Heisenberg : AE. At ^ 0). C'est le cas, par exemple, de l'analyse in vivo d'un organisme en évolution : non seulement la mesure doit être non destructive et non perturbante (ce qui est souvent encore plus difficile) pour que le système puisse continuer à évoluer indépendamment, mais encore elle doit être faite à des instants planifiés â l'avance et ne doit pas excéder une durée bien définie. C'est le genre de problème qui se posait vers 1970 [ 32 ] aux physiciens étudiant l'irradiation en pile de dispositifs expérimentaux, en particulier au Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble : comment analyser ces dispositifs in situ, de façon quantitative? comment suivre leur évolution, comparer leur comportement au cours des cycles d'irradiation successifs et différents 1 L'examen â la fois rapide et non destructif de tels appareillages ne peut se concevoir que de deux manières :

- analyse de la perturbation apportée à un flux incident donné : flux de neutrons (neutronographie) ou de gamma (gammagraphie) ; - analyse des rayonnements spontanément émis par le dispositif lui-même. Dans le cadre de ce travail} la première méthode ne pouvant s*.appliquer car il s T agit de l'étude sélective de noyaux très voisins par leur nombre atomique, c'est la seconde qui sera adoptée : on analysera les rayons gamma (les moins auto-absorbés) émis par les différents radioéléments présents dans le dispositif â l'instant considéré. Ce mémoire exposera comment on peut réaliser, en un point de la piscine du réacteur protégé du rayonnement parasite, la spectroscopic ( ) tridimensionnelle d'un dispositif expérimental. Nous désignerons un tel examen sous le terme de scrutation gamma (plus général que le terme anglais gamma scanning) pour tenter d'exprimer le caractère rapide et complet de l'analyse dans 1*espace et dans le temps. Ce travail a été réalisé, â partir de 1972, au sein d'un groupe, spontanément constitué, commun au Service des Files du Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble (Section d'exploitation des Réacteurs de Grenoble) et au Département de Métallurgie de Grenoble (Service d'elaboration et de Radio- Métallurgie) pour obtenir des renseignements nouveaux sur les dispositifs expérimentaux en cours d'irradiation à SILOE ([ 3 ], [ 4 ]). ( ) Nous adopterons plutôt dans la suite de ce texte le mot spectrométvie (d'ailleurs couramment employé) bien qu'il ne semble pas encore appartenir officiellement à la langue française [ 44 ], car il nous semble mieux traduire l'idée de mesure sur un spectre non visible. Au surplus, il est adopté dans [ 50 j pour l'analyse des gamma.

La realisation entreprise en 1972, quia donné ses premiers résultats des septembre 1972, n'a cessé depuis d'être opérationnelle et productive. Il n'y a donc pas eu de phase de mise au point préalable à proprement parler : les recherches dans ce sens, ainsi que la mise en forme de la méthode, ont dû être simultanées â la fourniture des résultats. Elles ont déjà fait l'objet de quelques publications par l'ensemble du groupe de travail r E 6 ], C 7 i, [8J. J'ai le très agréable devoir de remercier d'une part MM. DELMAS et CHENEBAULT (DMG/SER), d'autre part, et plus encore, MM. MILLIES et MERCHIE (Piles) de m'avoir, dans ce contexte de nécessaire "production", non seulement laissé tout loisir, mais encore encouragé pour la rédaction de cette thèse, ce dont je leur reste profondément obligé. Qu'on ne s'étonne donc pas de trouver dans ce texte des annexes, des passages ou même des chapitres de peu d'intérêt d'un point de vue strictement universitaire» mais dont l'adjonction a été voulue pour tenter de faire également de ce mémoire un document de travail aussi complet que possible à l'usage du Groupe "Spectrométrie gamma" et de ses clients. J'exprime ma très vive reconnaissance à MM. PERVES et HAIRION, sans qui ce travail ne serait pas, dont les contributions, d'ailleurs, sonc essentielles, et qui non seulement ont été mes guides de tous les instants sur ce sujet particulier, mais encore ont largement contribué à ma formation d'ingénieur au cours de ces trois années.

Je n'oublierai pas non plus tous ceux dont la collaboration, quotidienne ou épisadique, m'a été précieuse» et notamment : M. CHEVALIER, qui m'a initié à la spectrométrie gamma ; M. BLACHOT, pour ses aimables communications sur les données nucléaires ; MM. COUSTOLS et FONCELLE pour leur initiation pratique à l'usage de l'informatique ; M. GUERIN et son équipe, qui ont réalisé l'automatisation du système de mesures et ainsi rendu possible l'exploitation des résultats ; le personnel de l'assistance du Centre de Calcul C.I.S.I. qui a corrigé bien, des erreurs et aplani bien des obstacles, avec juste ce qu'il fallait d'humour ; Mme LOUIS, MM. MAMAN, CHAUMIER et ROUX pour leur collaboration permanente et toujours dévouée ; Melie CHOLAT enfin, qui a témoigné une grande patience et beaucoup d'application dans le travail de longue haleine que fut la frappe de ce texte. MM. MOUSSA (Université* de Grenoble) et ESTAVOYER (Service d'etude et de Développement des Coeurs r CEN/Cadarache), en acceptant de participer au Jury de cette these, ont bien voulu appliquer leur grande compétence à juger ce travail ; je les prie d'accepter l'expression de mes remerciements les plus sincères. Je remercie très vivement M. BARJON, mon ancien directeur au Génie Atomique, qui a pris en charge la direction de cette thèse et l'a supervisée avec attention. Enfin, j'assure de ma profonde reconnaissance M. Louis NEEL, pour le très grand honneur qu'il me fait en acceptant de présider ce Jury.

I N T R O D U C T I O N "En réalité, il n'y a que des atomes et du vide." ï 49 ] "Rien ne naît de rien et tout s'enchaîne par un rigoureux déterminisme mécanique ; les corps naissent des combinaisons d'atomes et disparaissent par leur séparation. La connaissance sensorielle est due à l'émission par les objets de substances très fines, qui agissent sur les sens." [ 44 ] d'après DEMOCRITE (ATHENES, env. 400 ans av. J.-C.)

- 2 - CHAPITRE I : GENERALITES Avec le développement des centrales nucléaires de puissance de toutes les filières, et particulièrement de la filière à neutrons rapides, l'opinion publique se préoccupe de plus en plus de la sûreté de fonctionnement de ces installations. Les spécialistes qui, loin d'avoir négligé ce problème, se sont de longue date attachés à le résoudre, cherchent plus que jamais à affiner et compléter leursconnaissances dans le domaine de la fiabilité et de la sécurité du réacteur nucléaire. En particulier, de grands efforts sont réalisés pour connaître aussi précisément que possible le danger de contamination entraîné non seulement par un éventuel accident nucléaire, mais aussi simplement par un incident comme ceux qui nécessitent une intervention directe sur un circuit primaire de refroidissement, lui-même contaminé par des ruptures de gaine. Parallèlement, on s'efforce d'améliorer les connaissances en ce qui concerne la tenue du combustible et la corrosion qui menace son confinement sous irradiation. C'est donc pour une grande part un problème de localisation de produits de fission qui est mis en jeu dans ces études, avec des variations selon les filières envisagées. 1.1 - FILIERE A EAU LEGERE La connaissance des rupturea de gaine est primordiale. Dans un système où le liquide caloporteur permet seul, et sans localisation possible* de discerner un défaut d'étanchéité du combustible (première des trois "barrières" de sécurité imposées), il importe de savoir : " détecter une nouvelle rupture de ganw aussi vite que possible, dans le bruit de fond dû aux précédentes ;» prévoir la radioactivité relâchée par tel ou tel type de rupture ;

- 3 - " escimer le temps pendant lequel cette rupture pourra être tolérée sans inconvénient pour le fonctionnement ou la sécurité. 1.2 - FILIERE A HAUTE TEMPERATURE Dans ce type de réacteur, où le coeur est constitué par un entassement de billes combustibles refroidies par un gaz â haute température (hélium), il n'y a pas de première barrière globale : chaque particule doit assurer son propre confinement. Quoique les fuites d'hélium soient tout à fait minimes, elles sont cependant inévitables et il est essentiel de connaître, pour chaque type de billes combustibles et chaque mode de fabrication, le taux de relâchement de produits de fission, la nature de ces produits gazeux ou solides, leur mode d'entraînement par le caloporteur, leur mode de fixation sur les structures de graphite et les échangeurs* D'autre part, le caractère très divisé du combustible, compte- tenu de l'épaisseur importante de la gaine qui entoure chaque bille, entraîne un taux de conversion élevé. Des renseignements importants sur celui-ci, dont bénéficierait la connaissance du taux de combustion, peuvent être obtenus 3 partir des produits d'activation intermédiaires Np 2 3 9 et Pa 2 3 3. 1.3 - FILIERE A NEUTRONS RAPIDES Le combustible est ici constitué par un très grand nombre "d'aiguilles", groupées par assemblages et maintenues côte-à-côee avec un espacement donné, entre lesquelles circule le sodium caloporteur. La présence d'une détection de rupture de gaine par assemblage facilite beaucoup la localisation de ces défauts, mais ne permet nullement d'éluder leur étude. Il importe en particulier de savoir s'il s'agit : K d'une fuite au niveau de la chambre d'expansion de l'aiguille, donc d'un échappement de produits de fissiaigazeux ayant déjà perdu plus ou moins leur activité ; :c d'une rupture au niveau du combustible avec divers effets :

-* 4 - - corrosion de la gaine d'acier inox par certains produits de fission ; - corrosion par le sodium de l'oxyde d T uranium ou de plutonium ; - entraînement des produits de fission non gazeux par le sodium cf.loporteur. Les deux problêmes essentiels se retrouvent ici ; " Quelle activité libère une rupture de gaine? De combien de temps dispose-t-on pour éliminer l'élément incriminé? Comment se dépose cette activité et en particulier, quelle contamination est à prévoir, en vue des interventions d'entretien sur les différents constituants du circuit primaire, pompes ou échangeurs? K D'autre part, comment éviter ces ruptures de gaine? Accroître leur épaisseur, diminuer leur température et la pression interne ; mais aussi améliorer la connaissance de la position des produits de fission dans le combustible, donc des interactions combustiblegaine. Comme on le voit, la résolution de ces problêmes passe par la connaissance du conportement d'un certain nombre de produits de fission ou d'activation. Or, beaucoup d'entre eux, représentants de nombreuses familles chimiques, sont émetteurs de rayonnement gamma, ce qui place naturellement en avant l'idée d'une investigation expérimentale par spectrornétrie gamma.

CHAPITRE II METHODES D'INVESTIGATION DES DISPOSITIFS D'IRRADIATION Un dispositif d'irradiation en réacteur nucléaire de recherche est un système instrumenté conçu pour reproduire, dans des conditions aussi représentatives que possible de la réalité, un ou plusieurs phénomènes spécifiques apparaissant dans les réacteurs de puissance d'une filière donnée. L'étude peut être faite soit sous forme paramétrique, chaque variable étant rigoureusement contrôlée, soit sous forme globale [l ]. Un tel dispositif est constitué de deux parties distinctes (voir Fig. 1) : :: ùne partie basse, destinée â être placée à proximité ou à l'intérieur du coeur de la pile, dans le flux de neutrons, et contenant : - l'échantillon combustible, sous forme d'un crayon, de compact?, ou de plateaux de billes ; - un système refroidisseur, qui peut être une lame de gaz ou un caloporteur fluide, en convection naturelle (thermosiphon) ou forcée (thermopompe à sodium, boucle â eau ou à gaz) ; - des capteurs de renseignements sur les conditions d'irradiation (thermocouples, collectrons, cavités résonnantes, etc..) " une partie haute, support mécanique de la précédente, à laquelle elle est le plus souvent raccordée par un "décrochement" de protection biologique, de façon que les prises de raccordement aux capteurs et les points de manutention qu'elle comporte soient décalés par rapport à la verticale de la partie active. La vie de ce dispositif en pile variera, selon le cas, de quelques jours d'irradiation â plusieurs années (compte tenu des cycles de fonctionnement du réacteur). Outre les mesures physiques (flux, température, pression, dimension, élasticité, etc.), effectuées en cours d'irradiation, les moyens d'investigation qui donneront accès à toute une gamme d'examens paramétriques sont les suivants.!

S 22 SS 300000 '' it11é 111 ii achaa. D'ÏÏH DISPOSITIF P'IHBADIAIIQir 0 IffBHliUUiUi! AfiiHCUlATHSODilira in.vuc D'ENSEMBLE La parti* ban* tat placé* dan* un* boll* * «au a déplaearnani p*rm*ttartt d'ajuartr t* flux n*o» trortqu* r*eu par l'échantillon. La parti* haut* asaur* la ramotv té* du tirait d* r*frotaia**m*nt d*a c*bf*a élaetrlqum. d*a tub*a d*> balayage* d*s produit* d* nation, d*» circulta d* commanda davann**. U ealason rrt* hor* pi)* la parti* haut* a la bouel* d* réfrigération. C*#*-el poaaad* un* puiasane* da réfrigération d* 240 kw *t prét*nt* IM éeurité* n*c*aaair*a pour la continuité d* la réfflgé* ration. L* bal* étaetrfoju* «aura : l'alimentation d*a élémsnt* chauffant* r*nr*gtetr*m*rft d** tamper*. turaa «t du débltmétr* -IM «Ignaux d* régulation d* la ( * action* d* sécurité automa* Pig. 1 Légende 1) Partie du dispositif au niveau du cesur. - 2) Boite à eau à déplacement 3) Partie basse. 4) Liaison partie-basse boîte à eau. 5) Liaisons électriques partie-basse - partiehaute. 6) Liaison partie-haute partie basse, boucle de refroidissement. 7) Partie haute comportant un échangeur. 8) Liaisons électriques partie-haute - baie de contrôle. 9) Caisson comportant un échangeur. 10) Baie de contrôle comprenant l'alimentation électrique et les sécurités. 11) Boucle de refroidissement. CO»UJ âaréao-teur

- 6 - II.1 - EXAMENS DESTRUCTIFS Ces examens sont le fait de travaux en "laboracoires chauds", tels que le Laboratoire d'analyses et de Mesures de Haute Activité (L.A.M.A.) a GRENOBLE : :: analyses mécanographiques ; " analyses chimiques ; " spectromëtrie Y avec défilement [ 23 à 27 ]. Ces méthodes, propres à donner des résultats fins et précis sur des mesures diraensiotmelles, des quantités de substances analysées, des répartitions longitudinales ou radiales de produits de fission â l'intérieur d\mcombustible, les caractéristiques mécaniques d'un combustible, ont aussi leurs faiblesses, du point de vue adopté ici : K nécessite de démanteler le dispositif d'irradiation et de mettre un terme à l'expérience (les résultats ne peuvent porter que sur les conditions en fin de vie); " examen différé de plusieurs semaines après la fin de l'irradiation, délai imposé par la désactivation imperative du dispositif avant son démantèlement et son transfert en laboratoire chaud, et qui élimine a priori, pour la spectromëtrie Y» la possibilité de détecter les radionucléides de courte période ; K bouleversement des conditions de répartition des produits de fission hors du combustible, lesquels peuvent être recueillis et mesurés globalement, mais non sélectivement en leurs éventuels points de fixation préférentiels (recueil du caloporteur avec lavage de son circuit). II.2 - EXAMENS NON DESTRUCTIFS A la date où est entrepris ce travail, deux installations apportent des renseignements importants : (*) Il s'agit ici de destruction du dispositif d'irradiation considéré comme un ensemble, et non de celle de l'échantillon combustible, à laquelle le terme est souvent appliqué dans les articles sur ce sujet.

- 7 - K Neutronographie : Cette technique peut être appliquée autant de fois que nécessaire au cours d'une irradiation, par exemple lors des arrêts cycliques du réacteur ; elle permet de mettre en évidence avec une grande finesse des variations dimensionnelles [ 2], des modifications 'l'aspect du combustible (réarrangement, trou central, ruptures de gaine), mais est incapable de discriminer les radîonucléâies entra eux au niveau des anomalies décelées. K Speçtromëtrie des pas de fission : La méthode consiste à pomper pendant l'irradiation les gaz de fission émanant du dispositif et à analyser les bouffées piégées devant des détecteurs y, significatives du mode de relâchement du combustible et de son évolution ; cette méthode continue, extrêmement sensible, présente comme inconvénients de ne travailler que sur les radionuclëides gazeux ou volatils (et leurs descendants) et par l'intermédiaire de circuits dérivés, donc avec le problème de confiance dans le prélèvement. C'est ainsi que prend corps [3] l'idée d'une méthode d'investigation par speçtromëtrie y en pile-piscine, avec défilement, très semblable dans son principe à la speçtromëtrie en laboratoire chaud, qui permettrait : " d'une part d'examiner comme elle, sans destruction de l'échantillon combustible, une gamme de produits de fission largement étendue vers les courtes périodes (puisque sans délai de désactivation) ; " d'autre part de les localiser dans l'intégrité du dispositif, circuit càloparteur inclus, en l'état de fin d'irradiation ; " enfin, avec moins de souplesse assurément que la mesure des gaz de fission, de suivre l'évolution de l'expérience au cours de l'irradiation, par l'examen aussi fréquent que nécessaire de produits de fission gazeux et non gazeux dans leur situation naturelle. Cette expérience vise en effet 2 atteindre les résultats suivants : " localisation et évaluation quantitative des radionucléidesdans le combustible (matières fissiles, migration de produits de fission) ; " idem dans le caloporteur et les structures du dispositif, en cas de porosité ou de rupture de gaine ; " évaluation de puissance instantanée (produits de fission à période courte) ou de taux de combustion (produits de fission â période longue).

Piscine de travail Niveau de l'eau Piscine principale Déplacement vertical: 4000mm (± 0,5mm ef horizontal: 30Qmm (± 0,05mm) Stockoce et traitement des données If mi m mi #1 Diode Ge.Li resolution 2Kev à 1332 Kev pic/compton: 30 Blindage du compteur Collimateur INSTALLATION DE SPECTROMETRY X IMPLANTATION EN PILE ( S I I 0 E ) S D Fig. 2

- s - CHAPITRE III NATURE DES PROBLEMES POSES PAR LA SPECTROMETRY EN PILE Comment concevoir la realisation d'un tel système de mesures? L'idée d'une détection en continu «st à rejeter a priori, compte tenu des objectif; recherchés : en particulier mesures sur le combustible. Il faudrait en effet effectuer l'examen du dispositif, celui-ci étant à coeur, donc viser en direction du coeur. Le rayonnement parasite gamma considérable issu de cette région constitue à lui seul un handicap insurmontable. Les examens seront donc nécessairement effectués hors flux neutronique, par exemple dans le bassin de travail dont on dispose à SHOE (voir Fig. 2). Le dispositif sera transféré, sous la protection biologique de l'eau, du coeur vers la zone d'examen. La durée du transfert sera seule ajoutée au temps nécessaire pour désaccoupler le dispositif de ses organes de contrôle ou de fonctionnement extérieurs, ce qui laisse prévoir un délai moyen d'environ deux heures avant le début des mesures. " Même dans cette zone d'examen isolée du coeur, le problème du bruit de fond à la détection apparaît comme le problème essentiel de la méthode : - bruit de fond d'ambiance du hall-piscine ; - bruit de fond dû aux autres expériences implantées dans le voisinage (tuyaux de prélèvements radioactifs) ; - bruit de fond du, dans l'examen d'un point précis du dispositif, aux autres parties de celui-ci (ce qui associe le problème de la collimation â celui de la protection du détecteur) ; - bruit de fond dû, enfin, dans la détection des rcdionucléides intéressants, aux structures activées du dispositif, visées simultanément. " Le deuxième problème à résoudre sera celui du "gamma-scanning" proprement dit : acquisition de spectres gamma avec défilement, ou exploration de toute la partie intéressante du dispositif.

- 9 - Compte tenu de la nécessité de garder la partie active du dispositif immergée, il sera logique d'appliquer le déplacement au dispositif et de conserver le détecteur fixe, hors de l'eau. La réalisation d'un tel banc de défilement à deux dimensions pose un important problème de mécanique» du fait de sa taille, de la charge et du travail dans l'eau épurée. " D'autre part, la commande de ce mécanisme devra être corrélée avec la détection par un système de gestion de l'acquisition. Ce système devra notamment être capable de prendre en compte la totalité des spectres acquis, chacun avec ses données de stockage en vue de son traitement ultérieur. Il est souhaitable qu'il comporte aussi un programme de prédépouillement qui puisse fournit des résultats simples, presque en. temps réel, de façon à orienter la suite de i 'examen en cours ou à fournir des résultats immédiats sur l'évolution qui s'est accomplie dans le dispositif. C'est doncun système d'informatique relativement complexe et performant qui devra Stre mis en place dans ce but. " te dépouillement et l'interprétation des mesures, étape finale du processus, ne sont pas non plus des procédés acquis d'avance. La multiplicité des programmes de dépouillement de spectres y existants ne permet pas d'éluder le problême, à la fois spécifique et nouveau, dans la mesure où l'on souhaite exploiter avec précîsion,et en valeurs quantitatives» des résultats acquis dans des conditions qui ne seront nullement celles du "laboratoire". Il faudra en particulier : - tenir compte, dans la complexité du spectre, d^s interférences possibles entre raies y ; - concevoir une méthode d'ëtaloruage en absolu adaptée ; - évaluer l'auto-absorption du rayonnement Y et son absorption par les structures du dispositif d'irradiation ; - interpréter les défilements transversaux de combustible en tant qu'images de répartitions radiales. Ce sont donc ces quatre problèmes essentiels (détection, mécanique, gestion des acquisitions, interprétation), relevant de spécialités bien différentes et dont la solution n'a pu être recherchée que grace à un travail d'équipe, qui seront repris en détail dans la suice.

10 - PREMIERE PARTIE CONCEPTION ET MISE AU POINT DU DISPOSITIF D'ACQUISITION DES MESURES "On n'agirait jamais, si l'on considérait le poids immense aes choses et la faiblesse de l'homme." [ 53 3 ALAHI

- I! - CHAPITRE I : CHOIX DU POINT D'IMPLANTATION L'implantation de l'expérience au Service des Piles de Grenoble est prévue initialement à SILOE, réacteur le plus chargé en dispositifs d'irradiation et présentant donc le plus de possibilités d'application à court terme. Le lieu d'implantation du collimateur doit répondre à plusieurs exigences : :: être loin du coeur et situé de façon à ne pas viser une zone active delà piscine (poste de decontamination, 2one d'entrée en cellule chaude, stockage d'éléments combustibles, etc..) ; " se trouver largement au-dessous du niveau de la surface de l'eau, de façon qu'eu cours d'examen la partie active du dispositif soit toujours immergée : il faut éviter l'interdiction d'accès aux zones expérimentales (la profondeur de 4 m paraît souhaitable, compte tenu des caractéristiques du plus grand dispositif envisagé) ; " déboucher sur une zone expérimentale disponible, de dimensions et de charge au sol suffisantes pour accepter l'encombrement et le poids de la protection nécessaire au détecteur ; " se trouver à la verticale d'une zone accessible au niveau du bord piscine (+ 6,40 m) et offrant un dëbattement vertical important pour l'implantation et le déplacement du système mobile ; " enfin utiliser, dans la mesure du possible, l'une des traversées déjà existantes, mais non exploitées, à travers le mur de la piscine. Compte tenu de ces exigences, un compromis satisfaisant a pu être trouvé en un point situé au niveau + 3,J0 m. dans le mur Est du bassin de travail de SILOE (voir Fig. 3). Voici les caractéristiques de cette implantation :

SCHEMA. D'IMPLANTATION BAMS IB HALL-PISCINS VUE EN PLAN F C-C IT -Pi Niveau +6,40m L.Niveau +3i20m,_*LNiveau JS' - \- légende: a Bassin principal (coeur du réacteur) t> Bassin de travail c Traversée utlli3ée pour la oollimation d Emplacement du détecteur -.i,-*, de [ î ]

-12 " existence préalable d'une traversée non exploitée ; " situation satisfaisante, isolée du coeur, dans une partie relativement peu encombrée du bassin de travail ; aucune vue directe sur des zones actives ; " axe du canal situé à 3,20 m au-dessous de la surface de l'eau, ce qui est raisonnable, bien qu'un peu inférieur à la valeur souhaitée ; " zone expérimentale assez exiguë, mais aménageable, et dont le plancher s'appuie sur la surépaisseur du mur-piscine élevée jusqu'au niveau 3,20 ceci présente l'avantage d'accroître confortablement, dans le voisinage de cet appui, la charge au sol admissible qui est de 2 tonnes au m 2 au point le plus faible de la zone expérimentale.

- 13 - CHAPITRE IT SYSTEME DE DETECTION II.I - CONDITIONS DE DETECTION Deux conditions essentielles déterminent la conception de l'installation : II.I.I - Ls bruit de fond Issu-des diverses sources évoquées précédemment, le bruit de fond constitue l'obstacle le plus visible de l'expérience. Il convient de distinguer le bruit de fond émanant de la zone visée du dispositif et celui provenant du reste de l'espace. " En ce qui concerne ce dernier, le problème peut a priori être résolu par un blindage du détecteur, aussi efficace que possible, aussi épais que nécessaire ; l'expérience in situ est indispensable (voir p. 18 et suivantes). " Quant à la première composante, elle caractérise le problème suivant : quelles chances a-t-on de pouvoir mesurer les raies d'un certain nombre de produits de fission choisis, dans un spectre considérablement perturbé par les raies parasites des produits d'activation créés dans la zone visée? Des expériences préliminaires ont été réalisées en collaboration avec le laboratoire chaud (L.A.M.A.) pour évaluer ces chances [ 5 ] : un échantillon de combustible non gainé (dioxyde d'uranium enrichi à 3%) et baignant dans du NaK a été irradié en four CHOUCA â 500*0, transféré en quelques heures au L.A.M.A. et examiné à différents temps de deactivation par spectrometrie y. Les conclusions essentielles ont été les suivantes : <- les produits de fission sont bien détectés dans le combustible dès les premières heures, malgré la très importante activation du NaK (de ce point de vue, le caloporteur le moins favorable, du fait du Na 2< * de période 15 heures) ;

- -14- - compte tenu des conditions prévues en pile par rapport à celles de l'expérience, on doit pouvoir détecter les. produits de fission dans le NaK, donc a fortiori dans tout autre milieu, au Bout de deux jours de refroidissement. Ces perpectives sont jugées encourageantes et le projet de réalisation est lancé [ A ], II,1,2 - L'activité de la source La source étant constituée par un dispositif d'irradiation, l'activité sera très importante et très hétérogène: «Î ès_imdortante : un dispositif fortement irradié, sortant du coeur du réacteur pour être amené, au bout de deux ou trois heures, sur le banc de spectromëtrie, est bleu d'effet CERENKOV. Cette observation suffit à se faire une idée qualitative de l'activité émise. Pour la chiffrer sommairement, il suffit d'imaginer une tranche de combustible d'un millimètre d'épaisseur, peuplée de quelques IÛ 16 atomes d'un radionuclide donné de période 2 h (I 1 3 2 par exemple) : ceci représente un flux de I0 1 2 gamma par seconde émis dans tout l'espace, du fait de ce seul radionucléide. * Très hétérogène ; Cette émission gamma, si intense sur un combustible examiné avec un faible temps de refroidissement, sera proportionnellement très faible sur une zone de structures peu activées, examinée après plusieurs jours ou plusieurs semaines de deactivation. L'expérience prouvera que prévoir une variation d'activité de 10 a le long d'un dispositif n'est pas excessif, compte tenu des objectifs fixés. Cette valeur représente d'ailleurs la dynamique souhaitable pour atteindre un seuil de détection qui avoisine le niveau admis de contamination externe des gaines de crayons combustibles, qui est de l'ordre de 10-7.

- 15 - II.2 " CHOIX DU DETECTEUR L'expérience préliminaire citée précédemment avait été effectuée â l'aide du meilleur type de détecteur gamma : un semi-conducteur au germanium compensé au lithium, ou diode Ge(Li). La complexité des spectres combustible alors enregistrés (voir Fig-4) montre à l'évidence qu'il sera nécessaire d'utiliser un appareil de performances au moins égales à celles du détecteur du L.A.M.A. On choisit donc a priori une diode Ge(Li). Les caractéristiques de ces types de détecteur peuvent être bien différentes et il convient d'approprier le choix aux différents impératifs de la détection : K R 3.oi"tion_en_énergie : l'inhabituelle complexité des spectres va conduire, pour pouvoir détecter le plus grand nombre de pics avec la meilleure précision possible, à rechercher un haut pouvoir de résolution en énergie : résolution (ou largeur à mi-hauteur du pic) inférieure à 2,3 kev sur la raie a 1,33 MeV du Co 6 0. " Rapport Pic/Compton : toujours du fait du grand nombre de pics dans le spectre, les fronts Compton s'ajoutant les uns aux autres lorsqu'on descend la gamme des énergies et créant un bruit de fond considérable sous les pics, il faut s'imposer un rapport Pic/Compton très élevé, si possible supérieur â 30. " Géométrie : la condition précédente se ramène pratiquement au choix d'un volume utile (zone désertée) maximal, supérieur en tous cas I 40 cm 3, ce qui est obtenu industriellement pour des diodes de type "coaxial fermé", " g fiçâçj ' ce paramètre ne nécessite ici aucune optimisation, car le faisceau incident sera toujours plutôt trop intense que pas assez ; le problème de L'intensité absolue (parfois utile en laboratoire) fait place ici â celui de la détection Signal/Bruit de fond. H Cryostat _et_réservoir : compte tenu de la température souvent élevée du hall piscine, la contenance du réservoir d'azote liquide doit être prévue de façon que le remplissage ne soit pas trop fréquent (difficultés â prévoir du fait de l'environnement et du blindage du détecteur) : au moins une trentaine de litres.

touche morte type n 1.0 COUPE PS LA P10P5 freyll)?enêtre d'entrée 26 0 J3,0 39,0 44 Cotes données en SCHEàlA DO PETECSEUR Oritic A = 332 B = 101 no C = 101 = ' I! w Bfjium Via j-4~^* ^ËM I W "» /' '-"III 1 E = 82 mm ^ g i ^/_-_- ij- F = 123 mm 5 < «1! i I ' i- iii 3

-16 - D'autre part, il convient d'avoir un ensemble canne-cryostatrëservoir rigide et mécaniquement valable, en vue du positionnement du détecteur er. alignement avec l'axe imposé du faisceau (réglages à prévoir). Enfin, la disposition de la canne sera nécessairement horizontale, et si possible compatible avec la distance de l'axe du faisceau au plancher de la zone expérimentale (30 cm environ). Après des études de marché et plusieurs essais, le détecteur adopté, en service depuis le 18 mai 1974, est le suivant : diode Ge(Li) R.T.C* de hautes performances, de type coaxial fermé (avec préamplificateur R.T.C. monté en liaison continue) correspondant aux caractéristiques annoncées ci-dessous (voir Fig. 5) : - Volume utile : 46 cm 3 - Epaisseur compensée : 14,5 à 17 mm - Fenêtre d'entrée : 0,75 mm - Distance fenêtre d'entrée - surface diode : 9 mm - Tension d'emploi recommandée : + 2750 V - Résolution à 1,33 MeV : 2,00 kev (au 1/10 de la hauteur : 4 kev) - Résolution à 122 kev : 1,14 kev - Résolution à 2,61 MeV : 2,69 kev - Rapport Pic/Compton pour 1,33 MeV : 35 - Contenance du réservoir : 34 litres - Autonomie : supérieure à 15 jours. Les caractéristiques relevées dans les conditions de fonctionnement normal sont toujours inférieures à celles annoncées en laboratoire. Voici les mesures effectuées à SILOE sur une source donnant un faible taux de comptage : - Résolution â 1,33 MeV : 2,23 kev - Pic/Compton correspondant : 32 - Résolution à 661 kev : 1,66 kev La rigidité mécanique du système est assurée dans ce détecteur. Par contre, la hauteur de la canne au sol est trop grande et il faut encastrer le réservoir dans un trou percé â travers le plancher de la zone expérimentale. Des études ont été faites pour estimer l'incidence de cette ouverture sur la charge au sol admissible dans cette zone ; du fait de la proximité d'une poutre porteuse, la résistance du plancher peut encore être estimée â 500 kg/m 2 avec une assez bonne marge de sécurité.

- 17 - L'alignement du détecteur doit se faire par déplacement dans le plan perpendiculaire au faisceau. Cela nécessite un système à la fois robuste (c'est l'ensemble du détecteur qui devra bouger d'un seul bloc) et assez fin (oc verra que le positionnement du faisceau sur un point précis de la diode est important) ; une table de fraiseuse assujettie verticalement a une lourde équerre fixe (voir Fîg. 7) accepte facilement la charge, malgré un porte-à-faux important, et permet dans ces conditions un positionnement à ± 2/10 mm. L'équerre est portée par un support de fers U reposant sur le sol de béton par l'intermédiaire d'amortisseurs en caoutchouc destinés à atténuer la transmission du' bruit microphonique. II.3 - CHAINE ELECTRONIQUE ASSOCIEE Si un gros effort financier a été accompli pour la diode, partie essentielle de la détection, l'électronique associée n'a pas été complètement optimisée et est simplement constituée de matériel classique de bonne qualité : M générateur de haute tension MPSC 13.(C.R.C.) à temps d'établissement contrôlé, tension variable de - 3000 à + 3000 V ; une Haute Tension très élaborée pourrait faire gagner Q,l kev sur la résolution à 1,33 MeV ; " préamplificateur R.T.C. type 56056/02 à liaison d'entrée continue, ~"~ de bonnes caractéristiques ; " grcpl^icgee"* proportionnel ELSCINT_^gAVN_3 (version sans anti-empile- ** ment) avec compensation de pôle, restitution de ligne de base et adaptation au taux de comptage ; il semble peu recommandé d'employer ici un amplificateur avec système anti-empilement, afin de ne pas perdre le caractère quantitatif de l'information, qui est essentiel dans les mesures ; " HI é^l29 LiSHî5 ËÎÏ2î!S^» b l o c d'exploitation mémoire à 4000 canaux, équipé de : - Codeur C 44 B r I train de conversion de fréquence 100 MHz, valeur élevée qui permet de forts taux de comptage. Au niveau du codeur sont définies les notions de temps actif de comptage et de temps mort ; ce dernier est le temps pendant lequel on ne peut pas analyser les impulsions reçues à l'entrée parce qu'une opération d'analyse est déjà en cours ou qu'un résultat de codage est en cours dans le bloc d'exploitation. Ce temps représente donc la durée pendant laquelle le codeur est bloqué.

- IS - Si T r est le temps réel d'un comptage et T m le temps mort, le temps actif est : T a - 1 r - T^ soit, si l'on exprime T m comme une fraction de Tr : T m - p T r Ta *?rd-p) Le nombre p sera souvent commode pour estimer l'activité d'une source comptée avec le détecteur dans des conditions données* - Horloge programmable H 23 : La grandeur T a correspondant â un spectre en mémoire ou en cours de stockage est toujours inscrite dans le canal 0 du bloc d'exploitation. - Stabilisateur À 18 B : Cet auxiliaire était indispensable lors de la période transitoire pendant laquelle le BIDAC était implanté à l'intérieur du hall-piscine où la température varie beaucoup, pour stabiliser la courbe de conversion canaux -énergie. Hais, cette correction se faisant au prix d'une légsre diminution du pouvoir de résolution en énergie» la solution définitive choisie est d'isoler l'électronique dans un local climatisé, hors du hall-piscine, et de supprimer le stabilisateur. Ligneji_gaîn : L'atténuation du signal imposée par la distance préamplificateur-amplificateur (70 m de cable) est compensée par l'emploi d'une ligne amplificatrice réalisée d'après une mise au point du LETI : le signal, amplifié I l'entrée, ; est dédoublé en polarités inverses, puis transmis et récupéré à 1. sortie sur coïncidence des deux impulsions, de façon à éliminer les parasites de ligne. II.4 - PROTECTION Le détecteur étant installé, sans protection, à son emplacement prévu dans le hall-piscine, le bruit de fond ambiant suffit â saturer la chaîne de détection. Ceci montre la nécessité d'un blindage très efficace du détecteur.

- 19 - L'expérience ayant orouvé qu'environ dix centimetres de plomb doivent entourer la diode dans toutes les directions, il convient, pour limiter la charge au minimum, de placer la protection aussi près que possible autour du détecteur, Il faut pour cela tenir compte de plusieurs exigences : " géométrie complexe du détecteur ; «déplacement du détecteur :lon deux directions ; «élimination du rayonnement secondaire ; î! distance du mur^piscine au détecteur assez grande pour permettre les diverses manoeuvres sur la collimation. Le problème a été résolu ainsi : Une première protection très condensée est placée autour de la canne sous forme d'un cylindre de plomb d'épaisseur 5 cm, solidaire du support mobile du détecteur. L'épaisseur complémentaire est apportée, de façon globale, par un tunnel fixe de 5 cm de plomb, juste assez vaste pour permettre un déplacement du détecteur de ± 5 cm transversalement et verticalement (soit environ le diamètre extérieur d'une diode). Les angles solides non couverts par cette protection sont essentiellement la partie arrière et la partie avant de la diode. Les autres seront obstruées par des briques de plomb ajoutées à la demande sur les points faibles, en fonction de l'expérience. L'aveuglement de la partie arrière est assuré simplement par un unique cylindre de plomb placé aussi ;>rès que possible derrière la canne de la diode, et solidaire du déplacement de celle-ci. La partie avant pose le problème le plus critique, proche de celui de la collimation. Il faut en effet tenir compte d'un bruit de fond provenant essentiellement du dispositif examiné situé derrilre le mur-piscine. La Fig. 6 porte les épaisseurs équivalentes d'eau, en l'absence de protection, pour différents trajets linéaires issus de la diode en direction de la piscine. Ces valeurs sont nettement trop faibles pour les directions inclinées. Une première barrière est donc conçue sous la forme d'un épais rideau de plomb (10 cm) pendu dans l'eau le long du mur-piscine et entourant la bride d'étanchëicé du canal (voir Fig, 6). Le faisceau étant supposé défini, on encadre celui-ci d'un double tunnel virtuel de plomb, de façon que la diode ne puisse avoir aucune vue directe sur le mur-piscine.