Mesure du flux Neutronique


Un réacteur CANDU produit de l’énergie thermique à partir de l’énergie libérée par des fissions atomiques. On ne peut toutefois utiliser la puissance thermique générée pour réguler le réacteur, puisque 25 secondes
sont nécessaires pour qu’une variation du flux neutronique se traduise par une variation de la production d’énergie thermique. Or, un contrôle adéquat du réacteur nécessite une instrumentation rapide, c’est pourquoi il est préférable de mesurer la puissance produite par le réacteur en mesurant
directement le rayonnement issu de la fission des noyaux. Toute fission nucléaire produit un rayonnement alpha, bêta, gamma ou neutronique.
L’amplitude de ces rayonnements est directement proportionnelle au nombre de fissions par seconde, lequel est directement lié à la puissance du réacteur. On a choisi de surveiller le flux de neutrons. En mesurant le
flux neutronique, on peut estimer la production de chaleur du réacteur. En outre surveiller le flux neutronique est une sécurité contre les pertes possibles du contrôle du réacteur. Si le flux neutronique dépasse un seuil préétabli, le signal des capteurs déclenchera les systèmes d’arrêt.  


1. Détection du flux neutronique


Les fissions provoquées par les neutrons lents sont la source de l’énergie thermique produit par les réacteurs nucléaires. Il en découle que les dispositifs utilisés pour réguler un réacteur ou commander les systèmes de sécurité dépendront de détecteurs qui seront sensibles surtout aux neutrons lents. Le contrôle le réacteur nécessite la détection du flux neutronique sur un grand intervalle, allant d’un flux nul, jusqu’à 1014 n/cm² s, le flux de pleine puissance (abrégé en PP). À un flux de 107 n/cm² s, la production de chaleur est en pratique zéro. Le réacteur ne produit pas de chaleur en quantité important, lorsque son les flux est inférieur à ~ 1012 n/cm² s (un pour cent de la pleine puissance). L’intervalle normal de fonctionnement pour un réacteur se situe entre 1013 et 1014 n/cm² s.  

Il est plus facile de décrire le flux avec en utilisant le logarithme de sa valeur. Quatorze correspond à la pleine puissance, (1014n/cm² s = 100 % de la PP). En passant de zéro à la pleine puissance, on dira du flux neutrino qu’il est passé par 14 ordres de grandeur ou 14 décades.  

Pour assurer des mesures précises sur l’ensemble de cet immense intervalle, il est nécessaire de le diviser en gamme de sensibilité auxquelles seront affectés différents appareils.

1.  Sous-critique : ~ 0 – 107n/cm² s. Pour couvrir cette région, lors du démarrage du réacteur, on utilise deux types de détecteurs de neutrons : 

•  Les compteurs proportionnels au  BF3 dans le cœur du réacteur, sensibles à des flux allant de 10-14 à 10-10 de la pleine puissance.
•  Les compteurs proportionnels à 3He hors du cœur, sensibles à
des flux allant de 10-14 à 10-6de la pleine puissance.  

2.  Lancement ~ 1071013 n/cm² s. Détection primaire par des chambres d’ionisation placées hors du cœur, sensibles à des flux allant de 10-7 à 1,5 de la pleine puissance.
3.  Production ~ 10131014 n/cm² s. Détection primaire par des détecteurs interne de neutrons, sensibles à des flux allant de 0,15 à 1,5 de la pleine puissance. 

Les plages de sensibilités des divers détecteurs se recoupent, ce qui permet une transition harmonieuse du contrôle du réacteur entre ces trois gammes et offre une mesure alternative si l’on doute les détecteurs principaux. Nous examinerons en détail chacune des gammes. 

2. Méthodes de détection des neutrons


À l’instar des rayons gamma, les neutrons ne sont pas chargés électriquement. Ils ne peuvent donc pas interagir avec les instruments, comme le font les particules chargées, notamment les électrons. Ils
peuvent traverser plusieurs centimètres de matière sans interagir, et sont donc invisible aux détecteurs de taille ordinaire. Par contre, les neutrons interagissent avec certains noyaux atomiques, dits absorbants. Dans
certains cas, il peut disparaître complètement et donner naissance à une ou plusieurs particules secondaires. Dans d’autres, il peut changer de façon importante son énergie ou sa direction. 


Les rayonnements secondaires émis par l’interaction des neutrons sont presque toujours formés de particules lourdes et chargées. Celles-ci sont produites par des réactions nucléaires provoquées par le neutron ou même des noyaux de la substance absorbante qui auront absorbé de l’énergie lors de la collision avec le neutron. 
En général, les détecteurs de neutrons transforment le neutron incident en une particule secondaire chargée qui peut être détectée directement. Dans le cas des neutrons peu énergétiques — on les appelle neutrons lents ou neutrons thermiques —, on dispose de plusieurs réactions qui permettent leur détection, notamment : (1) la capture directe de neutron qui résulte en l’émission de particules chargées, (2) les réactions nucléaires retardées, dans lesquels le noyau excité émet un rayonnement d’une énergie adéquate après une période raisonnable et (3) une fission consécutive à l’absorption d’un neutron. 


3.Instrumentation sous-critique


Si le réacteur a fonctionné longtemps et qu’il soit arrêté pendant un peu de temps (moins que deux à trois semaines), il aura accumulé assez de produits de fissions que les photoneutrons seront assez nombreux pour être détecté par l’instrumentation de lancement (chambres à ionisation). 

Pendant les arrêts prolongés, après que la production de neutron ait beaucoup diminué, on ne pourra se fier aux indications des chambres à ionisation, car elles sont très sensibles au rayonnement gamma de fond.
Après un certain temps, la production d’énergie sera descendu au point oùles neutrons ne pourront être détectés par les instruments fixes (sous 10-7 PP environ) et les système de régulation ne pourront plus contrôler automatiquement la production de puissance. La figure 1 montre une courbe typique de baisse de la puissance d’un réacteur CANDU. On peut voir qu’après trois semaines environ, il faut utiliser des compteurs proportionnels supplémentaires pour conserver la précision des mesures des neutrons. En outre, si on redémarre le réacteur, il faudra utiliser des compteurs proportionnels dans les stades initiaux sous le seuil critique.





Baisse de puissance après l’arrêt du réacteur
(flux neutronique montré comme une fraction de la pleine puisssance en fonction
du nombre de jours)  

L’instrumentation sous-critique est constituée de deux systèmes portatifs de détection des neutrons constituent situés respectivement à l’intérieur et à l’extérieur du cœur. Ces systèmes se chevauchent sur deux décades. 
Les détecteurs à l’extérieur du cœur sont des compteurs proportionnels de neutrons au  3He qui peuvent être placées dans les trous d’ouverture des chambres à ionisation. Comme nous l’indiquions plus tôt, ces instruments sont sensibles à des niveaux de puissance variant entre 10-11et 10-6 PP.

Les détecteur à l’intérieur du cœur au BF3 (trifluorure de bore) sont des compteurs proportionnels de neutrons remplis de fluorure de bore que l’onpeut installer les niches à détecteurs du noyau. Ces instruments sont sensibles à des niveaux de puissance entre 10-14et 10-10PP. On les utilise lorsque l’on lance le réacteur avec du combustible neuf. Puisque la réaction d’un neutron avec un noyau de 10B  est plus énergétique que la réaction avec un noyau de 3He, le signal des compteurs au BF3 se distingue mieux du rayonnement gamma de fond. 

Le compteur au BF3 schématisé à la figure 2 est autoamplificateur. Les ions produits par la collision avec le neutron produisent localement d’autres ions. Le compteur compte deux électrodes : un fil fin qui le traverse par le centre et un cylindre creux. Le fil produit un fort champ électrique dans son voisinage. Ce champ accélère suffisamment les ions primaires pour qu’ils produisent des paires d’ions secondaires par collision. Ces nouveaux ions secondaires sont également accélérés et produisent des ionisations supplémentaires. Le grand nombre d’événement résultant, que l’on appelle une avalanche de Townsend produisent une forte impulsion électrique.  

Puisque chaque particule ou neutron incident produit une seule impulsion, on peut mesurer directement le nombre de neutrons incidents qui ont interagi avec le détecteur.  


Le BF3 gazeux utilisé dans les compteurs proportionnel est enrichi. Il contient 96 % de 10B, ce qui les rend cinq fois plus sensibles que les compteurs comportant la proportion naturelle de bore. Les tubes à BF3
distinguent facilement les rayons gamma souvent présents dans le flux de neutrons. Les rayons gamma interagissent surtout avec le tube du compteur et produisent des électrons secondaires qui ionisent le gaz.
Puisque le BF3 gazeux est facilement traversé par les électrons, un électron ne laissera qu’une faible portion de son énergie initiale dans le gaz, avant d’atteindre la parois opposé du compteur. Donc la plupart des rayons gamme ne devraient laisser que des impulsions de faible amplitude. Un circuit électronique de discrimination en amplitude pourra facilement les éliminer sans sacrifié l’efficacité de détection. 


Il faut retirer ces compteurs supplémentaires très sensibles, une fois que les neutrons sont suffisamment nombreux pour être détectés par les chambres d’ionisation. Ceci permet d’éviter l’épuisement du détecteur que provoquerait le flux trop important de neutrons pendant l’utilisation du réacteur. Cet épuisement est causé par la consommation des noyaux émetteurs très absorbants qui donnent au détecteur sa grande sensibilité.
Le temps de réaction des compteurs au BF3 étant très court, on atténue volontairement leur sortie, lorsque le flux est peu élevé, pour empêcher le déclenchement intempestif des systèmes d’arrêt d’urgence par des fluctuations.  

4. Les détecteurs de neutrons de fission


Les chambres à fissions détectent les neutrons à partir des fissions qu’ils provoquent. Afin d’accroître le courant d’ionisation, les parois d’acier inoxydable de ces petites chambres d’ionisation sont habituellement revêtues d’uranium enrichi. Les électrodes, également d’acier inoxydable, ont une différence de potentiel entre 50 et 300 volts.   

On remplit généralement la chambre avec de l’argon à une pression de plusieurs atmosphères. Cette pression élevée garantie que le trajet des fragments de fissions dans le gaz sera plus court que les dimensions déjà réduites du détecteur. Les impulsions produites quand les fragments pénètrent dans la zone de détection de la chambre sont grandes. Puisque la chambre de fission ne produit pas un courant élevé, sa sortie est une série de pulses que l’on peut compter.

L’utilisation du détecteur consomme, par fission, les noyaux fissibles du détecteur. Pour ralentir cette usure, on ajoute parfois au matériel fissible du revêtement, un absorbeur de neutrons rapides comme le 238U .
L’absorption d’un neutron rapide par un noyau de 238U se transforme, via l’émission d’un bêta, en un noyau de 239Pu . Le 239Pu est lui-même fissile.  


On peut concevoir des chambres de fission miniatures pour le cœur du réacteur conçues pour la gamme des flux neutroniques normalement produites lors de son fonctionnement. Ces détecteurs sont portatifs et peuvent servir de base à l’étalonnage des détecteurs auto-alimentés. 

5. Les chambres d’ionisation

  Les chambres d’ionisation (schématisé à la figure 3) mesurent la charge électrique des ions produits par l’interaction des neutrons avec les structures de la chambre. Elles sont placées à l’extérieur du cœur. La sortie d’une chambre est un courant électrique proportionnel au flux neutronique incident. 


Emplacement typique des chambres d’ionisation 

Fonctionnement d’une chambre d’ionisation 

Le boîtier et l’électrode sont normalement fabriqués d’aluminium. Ce métal présente une faible radioactivité résiduelle après un bombardement de neutrons. On applique une forte tension de polarisation (généralement+600 V) au boîtier, alors que l’électrode centrale est mise à la terre (figure
3). Soit un neutron qui pénètre dans la chambre d’ionisation, il bombarde un atome de bore du revêtement, produisant l’éjection d’une particule α (alpha) chargée positivement. Cette particule alpha énergétique entrechoquera à son tour des atomes des gaz et provoquant à chaque choc la création de paires d’ionisation : un électron éjecté et un ion positif. Ces collisions rendent le gaz conducteur. Les électrons et les ions positifs sont attirés vers les électrodes chargées. Ceci génère un courant électrique que l’on peut détecter avec un circuit externe. Comme le montre la figure 5, les amplificateurs produisent trois signaux distincts, avant de traiter le signal du courant. 



Figure 5
Système de détection d’une chambre à ionisation

(outer electrode : électrode interne, center electrode : électrode centrale, voltage suppl. : source de tension,linear signal amp : amplificateur de signal linéaire,  linear signal output : signal linéaire, log signal amp : amplificateur du signal logarithmique, log signal output : signal logarithmique, log signal differentiator : dérivateur du signal logarithmique, log rate signal output : dérivé du signal logarithmique, tell-tale circuit : circuit de contrôle, high voltage failure alarm : alerte de chute de tension électrique) 

•  un signal directement proportionnel à la puissance : n = 0 à 150 % de la pleine puissance
•  un signal proportionnel au logarithme de la puissance : log n = –7 à 0 décades
•  Un signal proportionnel au taux de variation du logarithme de la puissance log taux (n) = –15 à +15 %/s.


Si la production du réacteur est faible, par exemple 15 % de la pleine puissance, il est important de contrôler sa puissance totale. La réponse rapide et la grande sensibilité des chambres d’ionisation leur permettent de détecter le flux neutronique à faible puissance. On utilise aussi les  chambres d’ionisations pour le système de régulation et le système d’arrêt du réacteur à cause de leur court délai de réponse. 

Discrimination des rayons gamma et neutrons dans les chambres d’ionisation 
Un problème des chambres d’ionisation est que le détecteur ne distingue pas les autres types de rayonnement ionisant, les rayons γ (gamma) en particulier. (Les particules α et la plupart des particules β ne peuvent traverser le boîtier. Les rayons γ produisent par effet photoélectrique et diffusion Compton des électrons très énergétiques qui ionisent le gaz de la chambre.  

Il est donc important de vérifier — que le réacteur soit en marche ou arrêté — que lorsque le rayonnement γ produit par la fission est prédominant, qu’il ne donne pas une indication erronée (trop haute) de la puissance générée par l’ordinateur

Deux moyens permettent de discriminer les rayons gamma :
•  Utiliser des matériaux idoines pour le détecteur et blinder le boîtier contre les rayons gamma (plomb). Avec le blindage, la proportion du courant dû aux neutrons au courant dû aux γ est de 1000:1 à forte puissance.
•  À la conception, minimiser le volume de la partie active de la chambre d’ionisation. . 


Facteurs affectant la précision de détection des chambres d’ionisation 
Il est crucial que les systèmes des chambres d’ionisations fonctionnent correctement pour éviter des arrêts inutiles, particulièrement aux basses puissances, régime pour lequel les données des détecteurs de flux internes ne sont pas fiables.
Un signal trop bas ou négatif s’explique par un flux trop faible du réacteur (moins que 10-5 %) ou une défaillance du système. Les deux autres canaux permettront de déterminer si la puissance est trop faible pour être mesurée.
Il y a trois causes possibles pour une lecture trop basse ou hors de la gamme de sensibilité :
•  Le niveau du modérateur est trop bas. S’il n’y a pas assez de modérateur, les neutrons ne seront par ralentis dans la région non modérée, ils seront trop rapides pour produire des particules alpha par collision avec le bore dans la chambre d’ionisation. La sortie de la chambre d’ionisation indiquera une valeur plus faible pour le flux neutronique.  

•  Panne de la source de tension la tension de polarisation de la chambre d’ionisation.
•  Arrêt du réacteur. À une puissance inférieure à 10-7PP, la sortie sera zéro ou erratique.
•  Ces flux est sous la gamme de sensibilité des instruments réguliers (soit d’environ 10-5 à 100 % PP pour les chambres d’ionisation et les détecteurs de flux), ainsi les systèmes de régulation n’assureront pas la régulation du réacteur. 


L’effet de la tension électrique sur le fonctionnement des détecteurs à ionisation
Les détecteurs à ionisation sont des détecteurs de radiations dont l’utilisation est très souple.
Selon la tension de polarisation appliquée, on peut utiliser ces chambres remplies de gaz, comme des chambres à ionisation, des compteurs proportionnels ou des tubes Geiger-Müller. La courbe de la figure 6 montre les six régimes de ces compteurs de radiation à gaz. Elle montre l’évolution de l’amplitude de l’impulsion électrique reçue par le collecteur, en fonction de la tension de polarisation entre l’émetteur et le collecteur.




Les six régimes d’amplification des détecteurs à gaz
{relative pulse size : intensité relative de l’impulsion,  detector bias voltage : tension de polarisation du capteur,  (1) unsaturated region : régime non saturé, (2) saturated région (ion chambers) : régime saturé (chambres d’ionisation), (3) proportional region : régime proportionnel, (4) limited proportional region : régime de proportionnalité limitée, (5) Geiger-Mueller region : régime Geiger-Müller, (6) continuous discharge région : régime de décharge continuelle} 

Le lecteur remarquera que pour les basses tension, une proportion élevée des ions se recombine avant d’atteindre le collecteur. On ne peut exploiter ce régime aux fins de détection. Si l’on augmente la tension, on atteint le régime d’ionisation simple, c’est le régime des chambres d’ionisation. À partir de ce point, pratiquement tous les ions sont collectés avant de se recombiner. Il n’y a aucune ionisation secondaire ou amplification due au gaz. Dans les chambres d’ionisation, le courant émis est proportionnel à l’intensité du rayonnement, et dépend peu des fluctuations de la source de tension. 

Si l’on augmente la tension de polarisation au-delà du régime d’ionisation simple, pour atteindre le régime de compte proportionnel, les ions créés par l’ionisation primaire sont accélérés par le champ électrique vers l’électrode. Contrairement au régime d’ionisation simple, les ions primaires acquièrent suffisamment d’énergie produire des paires d’ionisation secondaires — c’est le régime des compteurs proportionnels.
Les nouvelles paires d’ions sont à leur tour accélérées ce qui provoque des ionisations supplémentaires. Ce très nombreux événements — que l’on appelle avalanche — produisent une impulsion électrique isolée. Dans la zone de compte proportionnel, la sortie du détecteur est proportionnelle à l’ionisation totale dans le détecteur.
On appelle le rapport entre le nombre d’ionisations primaires et le nombre total de paires d’ion produites, le facteur d’amplification du gaz. Dans cette région, ce facteur peut atteindre le million, un nombre nettement plus élevé que le facteur d’amplification de un dans la région de chambre d’ionisation. 


Si on augmente la tension de polarisation au-delà du régime de compte proportionnel, le détecteur entre dans un régime de proportionnalité limitée, trop instable pour les fins de détection. Dans ce régime, les avalanches imprévisibles interfèrent avec le signal global. En continuant d’augmenter la tension, on entre dans le régime Geiger-Müller. Les ions secondaires sont accélérés à de très grandes vitesses, au point qu’il sont suffisamment énergétiques pour être eux-mêmes une cause d’ionisation.
L’avalanche résultante d’une seule ionisation produit une immense impulsion isolée. Cette avalanche se poursuit jusqu’à ce que le champ électrique intense créé par l’ionisation interfère avec la tension du détecteur, ce qui réduit l’accélération ionique et arrête l’avalanche. 
À des voltages encore plus élevés, on ne peut stopper le processus d’avalanche, ce régime est inutilisable pour la détection.

6. Les détecteurs internes

 
Les chambres ioniques sont des détecteurs de neutrons très précis, on ne les utilise pas pour mesurer le flux à l’intérieur de réacteurs, puisque leur grande taille et leur construction délicate rendent leur intégration difficile.
La détection du flux neutronique interne est confiée à des appareils simples et peu coûteux : les détecteurs internes, connus aussi sous le nom de collectron, détecteur de Hilborn, détecteur de neutrons autogénérateur.
Par rapport aux autres détecteurs, les collectrons comportent les avantages suivants : la taille, leur coût peu élevé et une électronique de contrôle assez simple. Par contre, leur courant de sortie est peu élevé et il est très sensible aux changements du spectre d’énergie des neutrons. En outre plusieurs types de détecteurs internes, notamment ceux dont le détecteur est en vanadium ont un temps de réaction assez long. 


La figure 7 montre le schéma typique d’un détecteur interne à émetteur deplatine. On peut utiliser d’autres matériaux pour fabriquer les collecteurs. 
Schéma d’un détecteur interne avec un émetteur de platine 

Le détecteur fonctionne en produisant un courant électrique suite à l’absorption de neutrons par l’émetteur central. Ce courant est proportionnel au taux de capture des neutrons par le détecteur. Le détecteur ressemble à un bout de câble coaxial long d’un mètre. Son enveloppe externe est formé d’inconel (un alliage de nickel, de chrome et de fer) et d’une âme (l’émetteur) séparées par une couche isolante. C’est habituellement l’oxyde de magnésium, MgO, qui est choisi comme matériel isolant. Il peut soutenir les températures élevées et le rayonnement intense du cœur du réacteur.

On désigne habituellement les détecteurs internes selon les matériaux qui composent leur émetteur. Ceux des réacteurs CANDU sont fait de vanadium, de platine, d’inconel et d’inconel recouvert de platine (un fil d’inconel 600 revêtu d’une fine couche de platine).
Il n’est pas nécessaire de brancher ces détecteurs à une source externe de courant. C’est pourquoi on dit qu’ils sont autoalimentés ou autogénérateurs. Leur fonctionnement, très simple, est illustré aux figures 8 (a) et (b). Le courant correspondant à l’émission des électrons bêta par l’émetteur est mesuré entre l’émetteur et l’enveloppe externe, nommée le collecteur 

    Fonctionnement du détecteur interne
(collector : collecteur, insulator : isolant, emitter : émetteur, neutron capture followed by beta decay : capture neutronique produisant une désintégration bêta, interfering electrons arising from external gamma ray : électrons parasites produits par des rayons gamma générés à l’extérieur) 
Fonctionnement du détecteur interne
(collector : collecteur, insulator : isolant, emitter : émetteur, interaction of prompt gamma ray emited upon neutron capture : intercatios de rayons gamma immédiatement émis après la capture d’un neutron, interfering electrons arising from external gamma ray : électrons parasites produits par des rayons gamma générés à l’extérieur) 

Le rayonnement incident (causés par les interactions décrites plus bas) causera l’émission d’électrons, surtout de la part de l’émetteur. L’émetteur devient chargé positivement par rapport au collecteur. Les électrons collectés circulent dans un circuit d’amplification externe où ils sont détectés avant de retourner à l’émetteur.  

Le courant est produit par trois interactions principales : 


•  la réaction (n, β), où désintégration par émission bêta [Figure 8(a)] à la suite de la capture des neutrons par l’émetteur (activation neutronique). Ce courant dû à la désintégration bêta est proportionnel aux taux de capture des neutrons par le détecteur. Le temps de réaction, toutefois, est plutôt long. 
•  La réaction (n, γ) suivie par l’émission d’un électron de Compton ou un photoélectrons suite à l’émission de rayons gamma causés par la capture d’un neutron, le plus souvent dans l’émetteur [Figure 8(b)]. Les rayons gamma sont émis très rapidement (fraction de seconde) après l’absorption du neutron.
•  Des photoélectrons et les électrons Compton sont produits par des sources de rayon gamma externes. Ces gammas sont produit par les fissions ou la désintégration des produits de fissions (Figure 8). 


Les électrons produits à l’extérieur et les particules bêtas produits par le réacteur et ses structures s’ajoutent au signal de détection, mais ce quatrième mécanisme moins que deux pour cents du courant total. 
Les détecteurs internes peuvent être recourbés (sur un tube de zircaloy) comme le montre la figure 9 ou être des SIR (de l’anglais Straight Individually Replaceable, ou « tubes droits remplaçables séparément ») dans un ensemble de surveillance du flux (il existe plusieurs montages pour les ensembles de détecteurs internes : humides, encapsulé et les HESIR, de l’anglais hybrid encapsulated straight individually replaceable, « ensemble encapsulé hybride de tubes droits remplaçables séparément », on peut les placer tant horizontalement que verticalement dans le cœur). 



Emplacement typiques des détecteurs internes 


Types de détecteurs internes 

On appelle réponse dynamique la relation entre le stimulus exercé sur un appareil et l’émission d’un signal. À la suite d’un changement graduel du flux de neutrons, la variation de courant produite par les trois interactions susmentionnées, sera immédiate ou retardée, en fonction de l’isotope considéré. Les réponses retardées sont habituellement une décroissance exponentielle, dont la constante temporelle est fonction de l’isotope et de l’interaction. La réponse globale du détecteur sera la résultante des réponses immédiates et retardées.  

Lors d’une variation du flux neutronique dans le cœur, les trois interactions ont, chacune, une réponse caractéristique temporelle propre.
La première interaction, la réaction (n, β) sera habituellement retardée après une variation du flux. Le retour à un nouvel équilibre dépend des matériaux utilisés dans la fabrication. 
Les réactions (b) et (c) sont rapides relativement aux flux de neutron et de rayons gamma respectivement. Notez toutefois que lorsque le taux de fission varie, certaines sources de rayons gamma (les produits de fission et d’activation) seront retardées avant d’atteindre un nouvel équilibre.
Autrement dit, le flux gamma au détecteur, possède sa propre réponse dynamique (le retard) par rapport au flux neutronique. Donc, bien que l’interaction Compton et l’émission d’un photélectron suivent promptement l’émission d’un gamma, le courant résultant aura deux composantes : une composante rapide issue des rayons gamma rapide et une composante retardée issue des rayons gamma émis par les produits de fission et d’activation. Il faut du temps à ces produits pour atteindre un nouvel équilibre après une variation du flux neutronique.
Avec le temps, l’exposition au flux neutronique réduit sensibilité du détecteur, soit l’intensité du courant produit, par longueur unitaire du détecteur et par unité de flux neutronique. On appelle cette baisse de sensibilité l’usure du détecteur. Elle dépend de deux causes principales : les isotopes produisant le courant sont épuisés par la capture des neutrons et la désintégration bêta, et les variation du flux dans les environs du détecteur.
La sensibilité des détecteurs internes aux trois interactions et leur réponse dynamique varie en fonction du matériel dont est fait l’émetteur. 


Détecteurs avec émetteur de platine ou revêtu de platine
Les détecteurs contenant du platine réagissent comme suit aux trois interactions :
•  Le courant de sortie attribuable aux désintégrations bêta, résultantes de l’activation neutronique de l’émetteur de platine est d’environ 3 %. au maximum.
•  Le signal d’entrée dû aux électrons Compton et aux photoélectrons produits par les rayons gamma causés par la capture de neutrons (n,γ) de l’émetteur est d’environ 60 %.
•  Le courant de sortie dû aux électrons Compton et aux photoélectrons produits par des sources de rayon gamma externes est d’environ 40 %. 


Le signal (a) est retardée par la période de 30 minutes des isotopes. Donc, le temps typique nécessaire à la stabilisation de cette composante, soit cinq périodes, sera de 150 minutes après une variation du flux neutronique.
La réponse dynamique du signal du détecteur change peu avec l’exposition au rayonnement neutronique. Le signal des détecteurs à émetteur de platine ou revêtu de platine décroît avec le temps de 90 %, lorsqu’il est neuf, à environ 80 % après une longue exposition (~ 20 ans) aux neutrons. 
On notera que ce type de détecteur interne est sensible à la fois aux neutrons et aux rayons gamma produits par les fissions nucléaires. Cette double sensibilité présente plusieurs avantages : 


•  Une réaction (réponse) rapide 
•  Une ponction moindre du flux neutronique, nécessaire au réacteur (la section efficace de capture est très basse).
•  Une dépendance moins prononcée à la température.
•  Une moins grande susceptibilité aux perturbations locale du flux.
•  Sensibilité stable sur une longue période. 


Détecteurs à inconel
On estime que pour les détecteurs avec un émetteur d’inconel, la contribution au courant des électrons Compton et photoélectriques est moins de 10 %. Presque tout le courant est produit par la réaction (n,γ), suivi des interactions des électrons Compton et photoélectrique et aucune contribution de la réaction (n,β). Un côté intéressant de la réponse dynamique du détecteur à inconel est qu’ils sont hyperactifs, puisque leur composante retardée est négative. Donc, après un changement graduel du flux neutronique dans le cœur, le détecteur réagit immédiatement et donne une valeur entre 101 et 104 % du signal à l’équilibre. (Le signal des trois composantes retardées principales a des constantes temporelles de 95 s, 25,6 m et 3,7 h.) On utilise les détecteurs à inconel à Darlington dans le système de régulation du réacteur et le système d'arrêt d'urgence no 1, et à Bruce B pour le système d'arrêt d'urgence no 1. 


Détecteurs au vanadium
Nous mentionnons les détecteurs au vanadium, à titre de référence seulement. On les a déjà utilisés pour cartographie le flux dans le cœur. De nos jours ils sont rarement employés. Ils sont utilisés lorsque la vitesse de réaction est moins importante que la précision de la mesure du flux de neutron. Lorsque l’on veut tracer la forme du flux dans les trois dimensions dans le réacteur, on doit utiliser des détecteurs qui ne sont sensibles qu’aux neutrons. Pratiquement, les détecteurs à vanadium ne sont sensibles qu’aux neutrons. Autrement dit, la réaction (n,β) contribue à presque 100 % du signal. La réponse dépend de l’émission de particules bêta dans l’émetteur après une activation neutronique. La réponse, suite à une variation du flux neutronique, est retardée. 


Les facteurs qui affectent la mesure des détecteurs internes
1.  Alimentation du réacteur ou mouvement d’un mécanisme d’un contrôle de la réactivité proche du détecteur
Les détecteurs internes au platine sont rapides il est vrai, mais on ne peut se fier à leurs indications de la puissance moyenne parce qu’ils ne sont sensibles qu’au flux local. Ils détectent donc des changements proche au flux, comme ceux causé par le chargement de combustible où le mouvement de mécanismes de contrôle de la réactivité.
2.  Au démarrage du réacteur 
Au démarrage, le flux neutronique est très bas et donc l’interaction des neutrons avec le détecteur. Il est essentiel, dans ce régime, de distinguer le flux neutronique du flux de rayons gamma, ce que permettent les chambres à fission ou les compteurs proportionnels au BF3. De plus, une partie du signal des détecteurs internes au platine est retardé. En effet, une contribution entre 15 et17 % du signal total a une constante temporelle dont la durée se situe entre quelques secondes à quelques heures. 
Lors d’un changement de puissance, le signal du détecteur ne reflétera pas la production réelle de neutrons par le réacteur. 


3. L’exposition prolongée au flux de neutron 
Les détecteurs internes subissent l’usure du rayonnement. Chez les détecteurs à émetteur de platine cette usure faible, elle se monte à environ 1 % par année. 
4.  Empoisonnement du modérateur (blindage)
Si l’on empoisonne le modérateur — p. ex. en ajoutant une charge équivalente de xénon au démarrage — l’absorption des neutrons par le poison entre le détecteur et la source de neutron (le combustible) réduira le signal de sortie.  


7. Régulation du réacteur à haute puissance


Aux puissances élevées, les chambres d’ionisation ne permettent pas de contrôler la puissance du réacteur. Si les chambres d’ionisation et leur amplificateur linéaire donnent un signal précis sur une gamme s’étendant de 10-5 à 150 % de la pleine puissance, le flux dispersé qu’elles mesurent n’est pas représentatif du flux dans le réacteur, tout simplement parce que ces détecteurs sont placés à l’extérieur. D’une part le flux dispersé sera fortement affecté par plusieurs influences — notamment, le poison du modérateur, le chargement de combustible dans les canaux voisins, les variations de flux, le déplacement de dispositifs de contrôle du flux à proximité — et, d’autre part, sera moins affecté par des variations de puissance dans le centre du cœur ou les parties plus éloignées du réacteur. 

Ceci est particulièrement important pour le dernier facteur dix (ou décade) de production de puissance. En effet, dans l’intervalle entre 20 et 25 % de la pleine puissance d’un réacteur CANDU, un contrôle spatial du flux est nécessaire en plus du contrôle global ou brut. Ce contrôle est nécessaire  

pour éliminer les variations du flux neutronique causées par des actions locales (chargement de combustible ou mouvement de dispositifs de contrôle du flux) et empêcher les oscillations dues à l’empoisonnement par le xénon. Pour assurer le contrôle spatial du flux, le système de régulation du réacteur doit être doté de capteurs de neutrons distribués dans tout le réacteur. À cause de leur grande taille et leur fragilité, on ne peut installer de chambres à ionisation dans le cœur du réacteur. Donc dans la dernière décade de production de puissance, le système de régulation du réacteur passe des chambres à ionisation aux détecteurs internes pour mesurer et réguler la puissance brute et sa distribution spatiale. Toutefois, les détecteurs internes en peuvent produire un signal fiable que pour une puissance située entre 1 % et 120 % de la pleine puissance. Sous 1 %, le signal des détecteurs internes ne peut être distingué du bruit. Donc, au démarrage, le système de régulation du réacteur utilisera données des chambres d’ionisation pour contrôler le réacteur, jusqu’à ce que la puissance ait atteint 10 % PP. 


Le chevauchement des régimes de détection des neutrons
{réactor power (fraction of F.P.) : puissance du réacteur (en fraction de la P.P.), Thermal neutrons Flux (n/cm²/sec) : flux de neutron thermiques (n cm-² s-1), power range : gamme de production,  in core detectors controls at about 15 %F.P. : à partir de 15 % de la P.P., la régulation est basée sur les détecteurs internes,  low power range : gamme de lancement,  ion chambers of RRS controls above 5 x 10-7 F.P. : à partir de 5 x 10-7de la P.P., le système de régulation du réacteur utilise les chambres d’ionisation,  initial startup range : gamme sous-critique) 

8. Le chevauchement des régimes de détection des neutrons


On utilisera aux diverses phases de l’exploitation d’un réacteur CANDU, les compteurs proportionnels, les chambres d’ionisation non compensée et les détecteurs internes de flux autogénérateurs. Ces détecteurs permettent de mesurer la production de neutrons et donc la puissance du réacteur, du rayonnement attribuable à la radioactivité naturelle du combustible jusqu’àl’intensité équivalente à une fois et demi la pleine puissance. Les gammes de sensibilité de chaque type de détecteur se chevauchent sur un ordre de grandeur ou plus. La figure 10(a) représente ce chevauchement sous la forme de barres et la figure 10(b) comme des régions dans le graphe du

flux neutronique en fonction de la puissance du réacteur. Ce chevauchement maintien la continuité de la mesure entre les gammes de sensibilité des divers instruments. 
Chevauchement des régimes de détection des neutrons
(voir légende de la figure 10a) 

On se rappellera que le signal des chambres d’ionisation est un courant proportionnel à la puissance du réacteur et qui est valide sur plus de sept décades de flux. Le signal des détecteurs internes est un courant, valide sur les deux dernières décades de flux, mais utilisé en pratique que sur la dernière décade.  

Plusieurs méthodes sont utilisées pour transférer la régulation du réacteur d’un détecteur à l’autre dans leur gamme chevauchante.
Dans certains endroits, le passage entre le contrôle logarithmique et le contrôle linéaire se fait, en puissance montante, lorsque les chambres d’ionisation détectent 17 % de la PP et, en puissance descendante, lorsque les détecteurs internes détectent 13 % de la PP. On a prévu cette hystérésis de 4 % pour prévenir le va-et-vient entre les contrôles logarithmique et linéaire, et prévoir les petits écarts d’étalonnage entre les détecteurs différents.
On peut également utiliser le même écart d’hystérésis (13 %-17 %), mais, pour assurer la continuité pendant la transition, on utilise le signal linéaire des détecteurs internes, en puissance montante ou descendante, jusqu’au basculement entre les contrôles logarithmiques et linéaires.  


Une autre méthode, exige l’étalonnage thermique des chambres d’ionisation. En puissance montante, la transition se produit entre 5 % e15 % alors que l’atténuation progressive du signal de la chambre d’ionisation est compensée par l’intensification de celui du détecteur interne. La transition dans ce cas est aussi continue.
Lorsque le système de régulation du réacteur passe du signal donné par chambre d’ionisation à celui donné par le détecteur interne, une autre transition se produit : la mesure et l’indication de la puissance passent d’une échelle logarithmique à une échelle linéaire. 
Le signal logarithmique provient des amplificateurs logarithmique de signaux des chambres ioniques (Cf. figure 5).  


Une échelle logarithmique est utile pour les mesures s’étalant sur plusieurordres de grandeur. En effet à un écart de mesure correspond un facteur multiplicatif, par exemple, deux volts représentent une puissance dix fois plus grande, quatre volts une puissance cent fois plus grande, etc.
Toutefois, la réponse logarithmique s’aplatit au sommet de chaque décadece qui constitue un problème pour la dernière décade (voir figure 10b).
Puisque c’est dans cette décade que la majorité de la chaleur est produite,une régulation fine est nécessaire. C’est pour cette raison et parce quelle est plus intuitive qu’une échelle linéaire est utilisée pour les détecteurs internes. Nous appelons les deux gammes de régulation de la puissance brute du réacteur, la gamme logarithmique, qui s’étend de 10-5 % à 15 % environ de la PP et la gamme linéaire qui s’étend de 15 % (environ) jusqu’à 120 % de la PP. Ces noms cachent le fait que la différence fondamentale est l’utilisation de capteurs différents pour la régulation et que l’échelle ne dépend que du type d’amplificateur installé ou d’un algorithme qui transforme une valeur linéaire en valeur logarithmique et vice-versa. 


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