Dosimétrie des rayonnements

Les détecteurs de gamme de puissance sont un système d’instrumentation nucléaire clé pour le fonctionnement de l’énergie. Ils surveillent le flux neutronique (puissance du réacteur) de zéro à environ 120% de la pleine puissance nominale ainsi que la répartition axiale et radiale de cette puissance. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. Lorsque le niveau de flux neutronique augmente dans la plage de puissance, la compensation gamma n’est pas une préoccupation majeure car les rayons gamma ne contribuent pas beaucoup à l’ionisation totale (environ 0,1% à 100% de puissance). Par conséquent, l’instrumentation de la plage de puissance se compose généralement de quatre chambres d’ionisation non compensées , chacune avec son propre détecteur séparé, son chemin de câbles et ses circuits électroniques. La chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions, est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de « temps mort »», Un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Mueller à des débits de dose élevés. Le détecteur est constitué d’une seule chambre cylindrique dont le fonctionnement est identique à celui de la chambre doublée de bore de la chambre à ions compensés. Cette chambre non compensée est sensible à la fois aux rayons gamma et aux neutrons. Cependant, dans la plage de puissance de fonctionnement, le niveau de flux neutronique est plusieurs fois supérieur au flux gamma et, par conséquent, aucune compensation gamma n’est requise.

Les quatre canaux sont physiquement et fonctionnellement identiques. Chaque canal de plage de puissance utilise un détecteur de chambre d’ions non compensé supérieur et inférieur (détecteur tandem) qui permet de mesurer la différence de flux axial . Chaque canal surveille également un «quadrant» du cœur. Un détecteur supérieur et un détecteur inférieur sont montés à l’intérieur du même puits d’instrument. Les sorties des deux détecteurs (supérieur et inférieur) sont combinées pour produire un signal de puissance totale de canal. Les huit sorties de détecteur (quatre détecteurs supérieurs et quatre détecteurs inférieurs) sont comparées les unes aux autres pour fournir des informations de distribution d’énergie (AFD et QPTR ) à l’exploitant du réacteur.

La différence de flux axial est définie comme la différence de signaux de flux normalisés (AFD) entre les moitiés supérieure et inférieure d’un détecteur de neutrons excore à deux sections, va diminuer.

L’AFD est définie comme:

AFD ou ΔI = I _haut – I _bas

où I en _haut et en _bas sont exprimés en fraction de la puissance thermique nominale.

QPTR est défini comme:

Rapport entre la sortie calibrée maximale du détecteur d’excore supérieur et la moyenne des sorties calibrées du détecteur d’excore supérieur ou le rapport entre la sortie calibrée maximale du détecteur d’excore inférieur et la moyenne des sorties calibrées du détecteur d’excore inférieur, la valeur la plus élevée étant retenue.

L’instrumentation de la plage de puissance surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant une opération de puissance et une opération de suivi de charge standard. Le flux neutronique est indiqué en pourcentage de la puissance nominale. Le taux de variation de la population de neutrons est indiqué sous forme de taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou des décennies par minute ( dpm ).

Bien que le système d’instrumentation nucléaire fournisse une réponse rapide aux changements de flux de neutrons et qu’il soit irremplaçable, il doit être calibré . Les canaux de la plage de puissance sont calibrés pour indiquer le pourcentage de puissance thermique nominale par un bilan thermique secondaire (calorimétrique). La puissance thermique précise du réacteur ne peut être mesurée que par des méthodes basées sur le bilan énergétique du circuit primaire ou le bilan énergétique du circuit secondaire.

Référence spéciale: Plan d’examen standard pour l’examen des rapports d’analyse de sûreté pour les centrales nucléaires: édition LWR. NUREG-0800, US NRC.

Flux de neutrons et combustion de carburant

Dans un réacteur de puissance sur une période de temps relativement courte (jours ou semaines), la densité atomique des atomes de combustible reste relativement constante. Par conséquent, dans cette courte période, le flux de neutrons moyen reste également constant lorsque le réacteur fonctionne à un niveau de puissance constant. D’un autre côté, les densités de numéros atomiques des isotopes fissiles sur une période de plusieurs mois diminuent en raison de la combustion du combustible et donc également des coupes transversales macroscopiques . Il en résulte une lente augmentation du flux neutronique afin de maintenir le niveau de puissance souhaité. Par conséquent, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore doit être périodiquement calibré.

Plage de puissance – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux de neutrons de la plage de puissance fournit la protection de base pour de nombreux accidents d’excursion de puissance en MODE 1 (fonctionnement électrique). Exemples de signaux d’action de protection fournis par la plage de puissance:

• Flux de neutrons de la plage de puissance (point de consigne bas). Un déclenchement du réacteur se produit si le niveau de puissance dépasse la valeur prédéfinie (par exemple 25%) sur deux des quatre canaux, et le déclenchement n’est pas bloqué.
• Flux de neutrons de la plage de puissance (High – Setpoint). Un déclenchement du réacteur se produira si le niveau de puissance dépasse la valeur prédéfinie (par exemple 109%) sur deux des quatre canaux pour protéger le cœur d’une condition de surpuissance et pour se protéger d’une excursion de réactivité positive conduisant à DNB pendant les opérations de puissance. Ce voyage ne peut pas être bloqué.
• Taux de voyages . Si le taux de variation de la puissance du réacteur dépasse une valeur prédéfinie dans le sens positif ou négatif, un déclenchement du réacteur se produit.
  • Le déclenchement à taux positif élevé garantit qu’une protection est fournie contre les augmentations rapides du flux de neutrons qui sont caractéristiques d’une rupture du boîtier de la tige d’entraînement RCCA et de l’éjection qui l’accompagne.
  • Le déclenchement à taux négatif élevé garantit la protection contre les accidents de chute de tige multiples. À des niveaux de puissance élevés, un accident de chute de barreaux multiples pourrait provoquer un pic de flux local qui entraînerait un DNBR local non conservateur.

Les chambres à fission sont des détecteurs à ionisation utilisés pour détecter les neutrons. Les chambres à fission peuvent être utilisées comme détecteurs à plage intermédiaire pour surveiller le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la pleine plage des instruments de la plage de puissance.

En général, la chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Muellerà des débits de dose élevés. De plus, dans la région d’ionisation, une augmentation de tension n’entraîne pas une augmentation substantielle du nombre de paires d’ions collectées. Le nombre de paires d’ions collectées par les électrodes est égal au nombre de paires d’ions produites par le rayonnement incident, et dépend du type et de l’énergie des particules ou des rayons dans le rayonnement incident.

Dans le cas des chambres à fission , la chambre est recouverte d’une fine couche d’ uranium 235 hautement enrichi pour détecter les neutrons. Les neutrons ne sont pas directement ionisants et ils doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Un neutron thermique provoquera la fission d’ un atome d’uranium 235 , les deux fragments de fission produits ayant une énergie cinétique élevéeet provoquant l’ionisation du gaz argon à l’intérieur du détecteur. Un avantage de l’utilisation d’un revêtement d’uranium 235 plutôt que de bore 10 est que les fragments de fission ont une énergie beaucoup plus élevée que la particule alpha issue d’une réaction au bore. De plus, les fragments de fission résultant de l’interaction des neutrons avec le revêtement provoquent une quantité d’ionisation beaucoup plus importante dans la chambre de fission que le rayonnement gamma incident sur le détecteur. Il en résulte que les impulsions de charge générées par les neutrons sont nettement plus grandes que les impulsions gamma. Des circuits de discrimination de taille d’impulsion peuvent ensuite être utilisés pour bloquer les impulsions gamma indésirables. Par conséquent, les chambres de fission sont très sensibles au flux de neutrons, ce qui permet aux chambres de fission de fonctionner dans des champs gamma supérieurs qu’une chambre à ions non compensée avec revêtement en bore.

Les chambres à fission sont souvent utilisées comme dispositifs indicateurs de courant et dispositifs à impulsions en fonction du niveau de flux neutronique. En mode impulsionnel, les chambres à fission sont particulièrement utiles, en raison de la très grande différence de taille d’impulsion entre les neutrons et les rayons gamma. Lorsque la puissance est élevée dans la plage intermédiaire ou dans la plage de puissance (c’est-à-dire dans un flux gamma et neutronique mixte de haut niveau), les chambres de fission peuvent fonctionner en mode Campbelling (également appelé «mode de fluctuation» ou «mode de tension quadratique moyenne») fournir des mesures fiables et précises liées aux neutrons. La technique Campbelling élimine la contribution gamma. En raison de la double utilisation de la chambre de fission, elle est souvent utilisée dans des canaux «à large spectre» dans les systèmes d’instrumentation nucléaire.

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Cet article est basé sur la traduction automatique de l’article original en anglais. Pour plus d’informations, voir l’article en anglais. Pouvez vous nous aider Si vous souhaitez corriger la traduction, envoyez-la à l’adresse: translations@nuclear-power.com ou remplissez le formulaire de traduction en ligne. Nous apprécions votre aide, nous mettrons à jour la traduction le plus rapidement possible. Merci

La chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour des débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Mueller à des débits de dose élevés.

La chambre à ions compensés est utilisée dans la plage intermédiaire car la sortie de courant est proportionnelle au flux neutronique relativement stable et elle compense les signaux provenant du flux gamma. La chambre à ions compensés se compose de deux détecteurs dans un cas. La chambre extérieure est revêtue à l’intérieur de bore-10 , tandis que la chambre intérieure n’est pas revêtue. La chambre revêtue est sensible à la fois aux rayons gamma et aux neutrons, tandis que la chambre non revêtue n’est sensible qu’aux rayons gamma. En connectant correctement les deux chambres, la sortie électrique nette du détecteur sera le courant dû uniquement aux neutrons.

Pour obtenir la bonne compensation gamma, les tensions entre ces deux jeux d’électrodes doivent être équilibrées. Les conséquences d’un fonctionnement avec une chambre surcompensée ou sous-compensée sont importantes. Si la tension dans la chambre de compensation est trop élevée, le détecteur est surcompensé et une partie du courant neutronique, ainsi que la totalité du courant gamma, est bloquée et la puissance indiquée est inférieure à la puissance réelle du cœur. Si la tension de compensation est trop faible, une sous- compensation se produira. À haute puissance, le flux gamma est relativement faible par rapport au flux neutronique, et les effets d’une compensation incorrecte peuvent ne pas être remarqués. Il est cependant extrêmement important que la chambre soit correctement compensée lors du démarrage et de l’arrêt du réacteur.

Voir également: US Department of Energy, Instrumentation and Control. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 of 2. June 1992.

Les détecteurs à portée intermédiaire surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur . Leur plage s’étend de la partie supérieure de la plage source à la plage de puissance (couvre une période de huit décennies). La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la plage partielle ou complète des instruments de la plage de puissance . L’instrumentation de gamme intermédiaire se compose généralement de deux ou quatre canaux, chacun avec son propre détecteur séparé, son chemin de câbles et ses circuits électroniques. Les détecteurs utilisés sont généralement   doublés de bore ouchambres d’ionisation compensées ou chambres de fission remplies de gaz bore . Leur précision n’atteint généralement pas la précision de l’instrumentation de plage de puissance fonctionnant dans une plage beaucoup plus étroite.

L’instrumentation de la plage de sources surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant toute la phase de démarrage du réacteur et de fonctionnement électrique. Le flux neutronique est indiqué en pourcentage de la puissance nominale. Le taux de changement de la population de neutrons est indiqué comme taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou des décennies par minute ( dpm ). Un taux de démarrage élevé sur l’un ou l’autre canal peut déclencher une action de protection.

Gamme intermédiaire – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux de neutrons à plage intermédiaire fournit la protection de base contre un accident de contrôle de la tige de banque RCCA non contrôlé d’une condition sous-critique pendant le démarrage. Cette fonction de déclenchement fournit une protection redondante au flux neutronique de la plage de puissance – point de consigne bas. Il fournit également une protection redondante à la fonction de déclenchement de la plage source pour les accidents de dilution au bore et les événements d’éjection de la tige de commande.

Chambres d’ionisation compensées

La chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Mueller à des débits de dose élevés.

La chambre à ions compensés est utilisée dans la plage intermédiaire car la sortie de courant est proportionnelle au flux neutronique relativement stable et elle compense les signaux provenant du flux gamma. La chambre à ions compensés se compose de deux détecteurs dans un cas. La chambre extérieure est revêtue à l’intérieur de bore-10 , tandis que la chambre intérieure n’est pas revêtue. La chambre revêtue est sensible aux rayons gamma et aux neutrons, tandis que la chambre non revêtue n’est sensible qu’aux rayons gamma. En connectant correctement les deux chambres, la sortie électrique nette du détecteur sera le courant dû uniquement aux neutrons.

Pour obtenir la bonne compensation gamma, les tensions entre ces deux jeux d’électrodes doivent être équilibrées. Les conséquences d’un fonctionnement avec une chambre surcompensée ou sous-compensée sont importantes. Si la tension dans la chambre de compensation est trop élevée, le détecteur est surcompensé et une partie du courant neutronique, ainsi que la totalité du courant gamma, est bloquée et la puissance indiquée est inférieure à la puissance réelle du cœur. Si la tension de compensation est trop faible, une sous- compensation se produira. À haute puissance, le flux gamma est relativement faible par rapport au flux neutronique, et les effets d’une compensation incorrecte peuvent ne pas être remarqués. Il est cependant extrêmement important que la chambre soit correctement compensée pendant le démarrage et l’arrêt du réacteur.

Voir aussi: US Department of Energy, Instrumentation and Control. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 of 2. June 1992.

Chambre de fission – Détecteurs à large plage

Les chambres à fission sont des détecteurs à ionisation utilisés pour détecter les neutrons. Les chambres de fission peuvent être utilisées comme détecteurs de gamme intermédiaire pour surveiller le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la pleine plage des instruments de la plage de puissance.

En général, la chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Muellerà des débits de dose élevés. De plus, dans la région d’ionisation, une augmentation de tension n’entraîne pas une augmentation substantielle du nombre de paires d’ions collectées. Le nombre de paires d’ions collectées par les électrodes est égal au nombre de paires d’ions produites par le rayonnement incident, et dépend du type et de l’énergie des particules ou des rayons dans le rayonnement incident.

Dans le cas des chambres à fission , la chambre est recouverte d’une fine couche d’ uranium 235 hautement enrichi pour détecter les neutrons. Les neutrons ne sont pas directement ionisants et doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Un neutron thermique provoquera la fission d’ un atome d’uranium 235 , les deux fragments de fission produits ayant une énergie cinétique élevéeet provoquant l’ionisation du gaz d’argon à l’intérieur du détecteur. Un avantage d’utiliser un revêtement d’uranium 235 plutôt que du bore 10 est que les fragments de fission ont une énergie beaucoup plus élevée que la particule alpha issue d’une réaction au bore. De plus, les fragments de fission résultant de l’interaction des neutrons avec le revêtement provoquent une quantité d’ionisation beaucoup plus importante dans la chambre de fission que le rayonnement gamma incident sur le détecteur. Il en résulte que les impulsions de charge générées par les neutrons sont nettement plus grandes que les impulsions gamma. Des circuits de discrimination de taille d’impulsion peuvent ensuite être utilisés pour bloquer les impulsions gamma indésirables. Par conséquent, les chambres de fission sont très sensibles au flux de neutrons, ce qui permet aux chambres de fission de fonctionner dans des champs gamma supérieurs qu’une chambre à ions non compensée avec une doublure de bore.

Les chambres à fission sont souvent utilisées comme dispositifs indicateurs de courant et dispositifs à impulsions en fonction du niveau de flux neutronique. En mode impulsionnel, les chambres à fission sont particulièrement utiles, en raison de la très grande différence de taille d’impulsion entre les neutrons et les rayons gamma. Lorsque la puissance est élevée dans la plage intermédiaire ou dans la plage de puissance (c’est-à-dire dans un flux gamma et neutronique mixte de haut niveau), les chambres de fission peuvent fonctionner en mode Campbelling (également appelé «mode de fluctuation» ou «mode de tension quadratique moyenne») pour fournir des mesures fiables et précises liées aux neutrons. La technique Campbelling élimine la contribution gamma. En raison de la double utilisation de la chambre de fission, elle est souvent utilisée dans des canaux «à large spectre» dans les systèmes d’instrumentation nucléaire.

Un  compteur proportionnel , également appelé  détecteur proportionnel , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants. La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la  région proportionnelle . Dans cette région, la tension est suffisamment élevée pour fournir aux électrons primaires une accélération et une énergie suffisantes pour qu’ils puissent ioniser des atomes supplémentaires du milieu. Ces ions secondaires ( amplification de gaz ) formés sont également accélérés, provoquant un effet connu sous le nom d’  avalanches de Townsend , qui crée une seule impulsion électrique importante. Les compteurs proportionnels gazeux fonctionnent généralement dans des champs électriques élevés de l’ordre de 10 kV / cm et atteignent facteurs d’amplification d’environ 10 ⁵ . Comme le facteur d’amplification dépend fortement de la tension appliquée, la charge collectée (signal de sortie) dépend également de la tension appliquée et les compteurs proportionnels nécessitent une tension constante.

Il s’agit d’une différence subtile mais importante entre les  chambres d’ionisation  et les  compteurs proportionnels . Une chambre d’ionisation produira un courant proportionnel au nombre d’électrons collectés chaque seconde. Ce courant est moyenné et est utilisé pour piloter une lecture d’affichage en Bq, ou μSv / h. Les compteurs proportionnels  ne fonctionnent pas de cette façon. Au lieu de cela, ils amplifient chacune des salves d’ionisation individuelles afin que chaque événement ionisant soit détecté séparément. Ils mesurent donc le nombre d’événements ionisants (c’est pourquoi ils sont appelés compteurs). En instrumentation nucléaire, les compteurs proportionnels de trifluorure de bore (BF3) sont largement utilisés comme détecteurs de plage de sources .

 Compteur proportionnel BF ₃

Les neutrons étant  des particules électriquement neutres,  ils sont principalement soumis à de  fortes forces nucléaires  mais pas à des forces électriques. Par conséquent, les neutrons ne sont  pas directement ionisants  et ils doivent généralement être  convertis  en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Généralement, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en rayonnement détectable commun) et de l’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur semi-conducteur, etc.).

Les chambres d’ionisation sont souvent utilisées comme dispositif de détection de particules chargées. Par exemple, si la surface intérieure de la chambre d’ionisation est recouverte d’une fine couche de bore, la réaction (n, alpha) peut avoir lieu. La plupart des réactions (n, alpha) des neutrons thermiques sont des réactions  10B (n, alpha) 7Li  accompagnées d’ une émission gamma de 0,48 MeV  .

De plus, l’isotope bore-10 a une section efficace de réaction (n, alpha) élevée sur tout  le spectre d’énergie neutronique . La particule alpha provoque l’ionisation à l’intérieur de la chambre et les électrons éjectés provoquent d’autres ionisations secondaires.

Une autre méthode de détection des neutrons à l’aide d’un compteur proportionnel consiste à utiliser le trifluorure de bore gazeux   (BF ₃ ) à la place de l’air dans la chambre. Les neutrons entrants produisent des particules alpha lorsqu’ils réagissent avec les atomes de bore dans le gaz détecteur. L’une ou l’autre méthode peut être utilisée pour détecter des neutrons dans un réacteur nucléaire. Il convient de noter que les  compteurs BF ₃ sont généralement utilisés dans la région proportionnelle.

Détecteurs de plage source

Les détecteurs de la plage source surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) aux niveaux d’arrêt les plus bas et fournissent des indications, des alarmes et des arrêts de réacteur. L’instrumentation de la plage source se compose généralement de deux ou quatre canaux de la plage source, chacun avec son propre détecteur séparé, son chemin de câble et ses circuits électroniques. Les détecteurs utilisés sont généralement des compteurs proportionnels de trifluorure de bore à haute sensibilité (BF ₃ ) . En général, les compteurs proportionnels sont capables d’ identifier les particules et de mesurer l’énergie (spectroscopie). La hauteur d’impulsion reflète l’énergie déposée par le rayonnement incident dans le gaz détecteur. En tant que tel, il est possible de distinguer les impulsions plus importantes produites par les particules alpha(produites par des réactions (n, alpha)) à partir des impulsions plus petites produites par les particules bêta ou les rayons gamma .

Ces détecteurs BF ₃ produisent une sortie de fréquence d’impulsion proportionnelle au flux de neutrons thermiques observé au niveau du détecteur. Ces canaux sont généralement utilisés sur une plage de comptage de 0,1 à 10 ⁶ comptes par seconde , mais varient en fonction de la conception du réacteur. Ces détecteurs d’excore sont généralement situés dans des puits d’instruments dans le bouclier primaire (bouclier en béton) adjacent à la cuve du réacteur.

L’instrumentation de la plage de sources surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant l’ arrêt du réacteur et la phase initiale de démarrage . Ils sont très importants pour la surveillance de la sous-criticité lors du rechargement du carburant, lorsque la multiplication sous – critique a lieu. Le flux neutronique est indiqué en coups par seconde (cps). Le taux de changement de la population de neutrons est indiqué comme taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou déca des par minute ( dpm ).

Il existe deux principaux problèmes dans l’instrumentation de la plage source:

• Discrimination . Lors de l’arrêt du réacteur et de la phase initiale de démarrage, il est nécessaire de distinguer le nombre relativement faible d’impulsions produites par les neutrons du grand nombre d’impulsions produites par le rayonnement gamma . Ainsi, la discrimination gamma est particulièrement intéressante lors de l’arrêt après que le cœur du réacteur a atteint un niveau significatif de combustion du combustible. Cette condition produit un champ gamma élevé et un faible flux neutronique autour du détecteur. Les compteurs proportionnels permettent la discrimination mais ils doivent être calibrés. Le discriminateur exclut le passage d’impulsions inférieures à un niveau prédéterminé. La fonction du discriminateur est d’exclure le bruit et les impulsions gamma dont l’amplitude est inférieure à celle des impulsions neutroniques (impulsions alpha respectivement). De nombreuses centrales électriques ont jugé nécessaire de placer des compteurs proportionnels de plage de source dans un blindage en plomb pour réduire le rayonnement gamma au niveau des détecteurs. Cela augmente la sensibilité à l’extrémité inférieure du détecteur et peut prolonger la durée de vie du détecteur.
• Temps mort . Cet instrument peut indiquer jusqu’à un taux de comptage de neutrons maximum de 10 ⁶ cps. Des taux de comptage plus élevés sont influencés par un phénomène appelé temps mort. Le temps mort est la période pendant laquelle le détecteur est occupé et ne peut pas accepter et traiter des impulsions. Ce phénomène peut avoir de graves conséquences, car le temps mort fausse les sorties à des activités ou des débits de dose élevés.

Certaines centrales électriques ont prévu de déplacer les détecteurs de la plage source de leurs positions de fonctionnement à une position de niveau de flux neutronique réduit, une fois que le niveau de flux augmente au-dessus de la plage source.

Référence spéciale: Plan d’examen standard pour l’examen des rapports d’analyse de sûreté pour les centrales nucléaires: édition LWR. NUREG-0800, US NRC.

Les détecteurs de la plage source surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) aux niveaux d’arrêt les plus bas et fournissent des indications, des alarmes et des arrêts de réacteur. L’instrumentation de la plage source se compose généralement de deux ou quatre canaux de la plage source, chacun avec son propre détecteur séparé, son chemin de câble et ses circuits électroniques. Les détecteurs utilisés sont généralement des compteurs proportionnels de trifluorure de bore à haute sensibilité (BF ₃ ) . En général, les compteurs proportionnels sont capables d’ identifier les particules et de mesurer l’énergie (spectroscopie). La hauteur d’impulsion reflète l’énergie déposée par le rayonnement incident dans le gaz détecteur. En tant que tel, il est possible de distinguer les impulsions plus importantes produites par les particules alpha(produites par des réactions (n, alpha)) à partir des impulsions plus petites produites par les particules bêta ou les rayons gamma .

Ces détecteurs BF ₃ produisent une sortie de fréquence d’impulsion proportionnelle au flux de neutrons thermiques observé au niveau du détecteur. Ces canaux sont généralement utilisés sur une plage de comptage de 0,1 à 10 ⁶ comptes par seconde , mais varient en fonction de la conception du réacteur. Ces détecteurs d’excore sont généralement situés dans des puits d’instruments dans le bouclier primaire (bouclier en béton) adjacent à la cuve du réacteur.

L’instrumentation de la plage de sources surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant l’ arrêt du réacteur et la phase initiale de démarrage . Ils sont très importants pour la surveillance de la sous-criticité lors du rechargement du carburant, lorsque la multiplication sous – critique a lieu. Le flux neutronique est indiqué en coups par seconde (cps). Le taux de changement de la population de neutrons est indiqué comme taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou déca des par minute ( dpm ).

Il existe deux principaux problèmes dans l’instrumentation de la plage source:

• Discrimination . Lors de l’arrêt du réacteur et de la phase initiale de démarrage, il est nécessaire de distinguer le nombre relativement faible d’impulsions produites par les neutrons du grand nombre d’impulsions produites par le rayonnement gamma . Ainsi, la discrimination gamma est particulièrement intéressante lors de l’arrêt après que le cœur du réacteur a atteint un niveau significatif de combustion du combustible. Cette condition produit un champ gamma élevé et un faible flux neutronique autour du détecteur. Les compteurs proportionnels permettent la discrimination mais ils doivent être calibrés. Le discriminateur exclut le passage d’impulsions inférieures à un niveau prédéterminé. La fonction du discriminateur est d’exclure le bruit et les impulsions gamma dont l’amplitude est inférieure à celle des impulsions neutroniques (impulsions alpha respectivement). De nombreuses centrales électriques ont jugé nécessaire de placer des compteurs proportionnels de plage de source dans un blindage en plomb pour réduire le rayonnement gamma au niveau des détecteurs. Cela augmente la sensibilité à l’extrémité inférieure du détecteur et peut prolonger la durée de vie du détecteur.
• Temps mort . Cet instrument peut indiquer jusqu’à un taux de comptage de neutrons maximum de 10 ⁶ cps. Des taux de comptage plus élevés sont influencés par un phénomène appelé temps mort. Le temps mort est la période pendant laquelle le détecteur est occupé et ne peut pas accepter et traiter des impulsions. Ce phénomène peut avoir de graves conséquences, car le temps mort fausse les sorties à des activités ou des débits de dose élevés.

Certaines centrales électriques ont prévu de déplacer les détecteurs de la plage source de leurs positions de fonctionnement à une position de niveau de flux neutronique réduit, une fois que le niveau de flux augmente au-dessus de la plage source.

Référence spéciale: Plan d’examen standard pour l’examen des rapports d’analyse de sûreté pour les centrales nucléaires: édition LWR. NUREG-0800, US NRC.

Gamme de sources – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux neutronique de la plage source fournit la protection centrale contre les accidents de réactivité en MODE 2 (démarrage du réacteur). Par exemple, le déclenchement du flux de neutrons de la plage source garantit qu’une protection est fournie contre un accident de retrait de tige de banque RCCA non contrôlé d’une condition sous-critique pendant le démarrage. Il offre également une protection contre les accidents de dilution du bore et les événements d’éjection des barres de contrôle.

Pendant le ravitaillement en carburant, les détecteurs de la gamme source assurent également la surveillance de la sous-criticité du réacteur. Ils sont également équipés d’une alarme, qui peut servir de signal d’évacuation de confinement si le flux neutronique dépasse une valeur prédéfinie. Cette alarme alerte les opérateurs et le personnel de la salle de contrôle dans le confinement d’un ajout de réactivité positive au réacteur pendant les conditions d’arrêt.

Le système d’instrumentation nucléaire incore mesure la distribution du flux neutronique et les températures dans le cœur du réacteur. Le système d’instrumentation incore a pour but de fournir des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et les températures de sortie des assemblages combustibles à certains emplacements du cœur. Le système d’instrumentation incore fournit l’acquisition de données et n’effectue généralement aucune fonction de protection ou de contrôle opérationnel de l’usine.

Le système d’instrumentation incore comprend:

• Système de surveillance du flux de neutrons Incore
• Système de surveillance de la température Incore

Manuel des systèmes technologiques de Westinghouse, section 9.2. Système d’Instrumentation Incore. <disponible sur: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Système de surveillance du flux de neutrons Incore

Le système de surveillance des neutrons incore se compose de détecteurs incore ayant une sensibilité suffisante pour permettre la mesure des variations localisées de distribution du flux neutronique dans le cœur du réacteur . Il faut noter que dans les noyaux des réacteurs de puissance, la distribution du flux, et aussi la distribution de la puissance est considérablement influencée par de nombreux facteurs. Par conséquent, la température dans un réacteur en fonctionnement varie d’un point à l’autre du système. En conséquence, il y a toujours un crayon combustible et un volume local , qui sont plus chauds que tous les autres. Afin de limiter ces endroits chauds, les limites de puissance de crête doivent être introduites. Les limites de puissance de crête sont associées à uncrise d’ébullition et avec les conditions qui pourraient provoquer la fonte des pastilles de combustible. Le système de surveillance du flux neutronique incore fournit des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et donc les marges à ces limites de puissance de crête .

Le système de surveillance du flux de neutrons incore utilise généralement:

• chambres de fission miniatures
• détecteurs de neutrons auto-alimentés

Ces détecteurs de flux mobiles, qui sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible , ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur. Les données obtenues à partir du système de surveillance du flux de neutrons incore sont généralement (en fonction de la conception de certains réacteurs) utilisées pour:

1. Ces données peuvent être utilisées pour déterminer la distribution d’énergie dans le cœur à tout moment pendant le cycle du combustible. La distribution d’énergie surveillée est utilisée pour vérifier que les facteurs de canaux chauds de distribution d’énergie suivants sont conformes aux limites des spécifications techniques:
   1. Le facteur de canal chaud du flux de chaleur – F _Q (z) , qui est défini comme: Le rapport de la densité de puissance linéaire locale maximale, où il y a une marge minimale pour limiter la température du carburant (pendant les AOO), à la densité de puissance linéaire locale moyenne dans le noyau.
   2. Le facteur de canal chaud de montée d’enthalpie nucléaire – F _NΔH , qui est défini comme: le rapport de l’intégrale de puissance linéaire le long de la barre de combustible sur laquelle l’écart minimal du rapport d’ébullition nucléé se produit (pendant les AOO), à la puissance moyenne des barres de combustible dans le coeur.
2. Ces données peuvent être utilisées pour déterminer la consommation de carburant et les stocks de carburant isotopique dans le cœur à tout moment pendant le cycle du combustible.
3. Ces données peuvent être utilisées pour étalonner la gamme de puissance excore des instruments nucléaires pour la différence de flux axial (AFD)
4. Ces données peuvent être utilisées pour vérifier que le rapport d’inclinaison de puissance du quadrant (QPTR) respecte la limite des spécifications techniques.
5. Les données fourniront également des tendances des conditions de base afin que des mesures correctives puissent être prises avant qu’une condition ne devienne excessive.

Voir aussi: Distribution d’énergie dans PWR

Voir aussi: Méthode nodale en diffusion de neutrons

Système de surveillance de la température Incore

Le système de surveillance de la température des neutrons incore se compose de thermocouples incore, qui sont positionnés à des emplacements présélectionnés pour mesurer la température de sortie du liquide de refroidissement de l’assemblage combustible à utiliser pour surveiller le partage de la puissance radiale du cœur et la distribution de l’ enthalpie du liquide de refroidissement . Il convient de noter que les températures de sortie du liquide de refroidissement sont plus ou moins influencées par le mélange à écoulement latéral et pour certaines conceptions de réacteurs, ce système a un autre objectif tel que la surveillance des fonctions de sécurité. Ces données (températures de sortie du liquide de refroidissement) peuvent être (en fonction de la conception de certains réacteurs) utilisées pour:

1. Fournir aux opérateurs des indications de conditions de refroidissement du cœur inadéquates pendant les situations d’urgence (par exemple surchauffe du cœur )
2. Fournir des informations sur l’augmentation de température dans l’assemblage combustible. Cela peut indiquer une condition centrale grave (par exemple , un blocage des canaux ) et doit être examiné.
3. Fournir des entrées aux contrôleurs de marge de sous-refroidissement
4. Fournir des entrées aux applications informatiques de l’usine qui utilisent les températures de sortie du cœur pour déterminer les augmentations d’enthalpie des assemblages combustibles et les informations de distribution d’énergie limitées.

Manuel des systèmes technologiques de Westinghouse, section 9.2. Système d’Instrumentation Incore. <disponible sur: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Détecteur de neutrons auto-alimenté

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés ( SPND ) sont des détecteurs de neutrons, qui sont largement utilisés dans les réacteurs pour surveiller le flux de neutrons en raison de son adaptabilité à un environnement sévère dans le cœur. Les SPND peuvent faire partie du système de surveillance du flux de neutrons incore, qui fournit des informations détaillées sur la distribution du flux de neutrons et donc les marges de ces limites de puissance de crête. Ces détecteurs utilisent le processus de désintégration radioactif de base de son matériau d’activation neutronique pour produire un signal de sortie. Comme son nom l’indique, les   SPND ne nécessitent pas de source de tension externe pour créer un potentiel de tension dans le détecteur. Au lieu de cela, un courant est produit dans le détecteur à la suite de l’ activation des neutronset désintégration bêta subséquente du détecteur lui-même. Du fait de l’émission de ces particules bêta (électrons), le fil se charge de plus en plus positivement. Le potentiel positif du fil fait circuler un courant dans la résistance R. Le courant d’électrons issu de la désintégration bêta peut être mesuré directement avec un ampèremètre.

Le détecteur de neutrons auto-alimenté présente deux avantages principaux:

• Très peu d’instruments sont requis, généralement seulement un millivoltmètre ou un ampèremètre
• Le matériau de l’émetteur a une durée de vie beaucoup plus longue que le revêtement au bore ou à l’uranium 235 utilisé dans les chambres à fission.

D’un autre côté, il existe également des inconvénients, dont l’un est associé au fait que les courants, même à pleine puissance, sont très faibles. Par conséquent, les SPND ne sont pas en mesure de fournir des informations sur la distribution du flux en fonctionnement à faible puissance (10% et moins). Le principal inconvénient du détecteur de neutrons auto-alimenté est que le matériau de l’émetteur se désintègre avec une demi-vie caractéristique, qui détermine le temps de réponse du détecteur. Selon le temps de réponse, ces détecteurs sont généralement classés comme:

• Détecteurs à réponse rapide . Les détecteurs à réponse rapide comme le Cobalt et l’Inconel sont utilisés dans les applications de protection et de régulation des réacteurs.
• Détecteurs à réponse retardée . Les détecteurs à réponse retardée comme le vanadium et le rhodium sont largement utilisés pour le système de cartographie des flux (FMS).

Le SPND typique est un câble coaxial composé de:

• Emetteur . Une électrode intérieure, qui est faite d’un matériau qui absorbe un neutron et subit une désintégration radioactive en émettant un électron (désintégration bêta). L’émetteur est généralement en rhodium et est utilisé pour produire des électrons.
• Isolation. L’émetteur est entouré d’isolant, qui est généralement en oxyde d’aluminium.
• Collectionneur . Les parois métalliques du détecteur enveloppent ces pièces et servent de collecteur pour le. les électrons qui sont produits.- Le collecteur est attaché au potentiel de terre,

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible, ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur.

Les matériaux typiques utilisés pour l’émetteur sont le cobalt, le cadmium, le rhodium et le vanadium. Ces matériaux doivent être utilisés car ils possèdent des températures de fusion relativement élevées, des sections efficaces relativement élevées aux neutrons thermiques et sont compatibles avec le processus de fabrication du SPND.

Référence spéciale: William H. Todt, Sr. CARACTÉRISTIQUES DES DÉTECTEURS DE NEUTRONS AUTONOMES UTILISÉS DANS LES RÉACTEURS DE PUISSANCE. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Émetteur de rhodium – SPND à base de rhodium

L’un des matériaux possibles est le rhodium comme émetteur. Un SPND avec un émetteur de rhodium a une sensibilité relativement élevée , un taux de combustion élevé , perturbe la densité de puissance locale et a un signal retardé ( double ) . Le détecteur à base de rhodium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Comme on peut le voir, un neutron capturé par le rhodium-103 fait qu’un atome de rhodium-103 devient un atome de rhodium-104 radioactif . Le rhodium-104 se désintègre ensuite en palladium-104 plus une particule bêta ( électron ). La particule bêta a suffisamment d’énergie pour traverser l’isolateur et atteindre le collecteur. La demi-vie du rhodium-104 activé est de 42,3 secondes, ce qui retarde l’émission de la particule chargée. Le détecteur à base de rhodium utilise cette production de particules bêta (électrons) pour créer un courant proportionnel au nombre de neutrons capturés par l’émetteur, qui est également proportionnel à la densité de puissance locale du réacteur. Une partie du flux de courant du détecteur est due aux rayons gamma. Afin de compenser ce signal erroné, une correction de fond est effectuée via un détecteur de fond, qui se compose des mêmes composants que le détecteur, sauf que le rhodium est retiré.

Le rhodium-103 a une section efficace de capture de 133 granges pour les neutrons thermiques et une résonance à 1,25 eV. Cette réaction conduit à la production de ¹⁰⁴ Rh avec T _1/2 = 42 sec qui est radioactif bêta. Il faut noter qu’environ 11 granges appartiennent à la réaction dans laquelle un isomère ^104m Rh est produit (avec T _1/2 = 4,4 min).

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du rhodium est de 0,39% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 92% du signal a une demi-vie de 42 secondes.
• 8% du signal a une demi-vie de 4,4 minutes.
• L’émission bêta a une énergie de 2,44 MeV.

Emetteur de vanadium – SPND à base de vanadium

Un SPND avec un émetteur de vanadium a une sensibilité relativement faible, un faible taux de combustion, avec une perturbation minimale de la densité de puissance locale et a un signal retardé très long. Le détecteur à base de vanadium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

Le vanadium-51 a une section efficace de capture de 4,9 barns pour les neutrons thermiques sans résonances. Cette réaction conduit à la production de ⁵² V avec T _1/2 = 3,74 min qui est radioactif bêta .

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du vanadium est de 0,012% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 99% du signal a une demi-vie de 3,8 minutes.
• 1% du signal est rapide.
• L’émission bêta subséquente a une énergie de 2,6 MeV.

Le flux neutronique est généralement mesuré par des détecteurs de neutrons excore installés à l’extérieur du cœur . Ces détecteurs appartiennent à ce qu’on appelle le système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Le système d’instrumentation nucléaire d’Excore surveille le niveau de puissance du réacteur en détectant les fuites de neutrons du cœur du réacteur. Le système d’instrumentation nucléaire d’Excore se compose généralement de trois plages d’instrumentation d’Excore qui se chevauchent , qui surveillent le niveau de flux neutronique généré dans le cœur de quelques comptes par seconde jusqu’à environ 10 ¹⁵ neutrons / cm ^2./ sec (correspond à environ 200% de la puissance nominale). Étant donné que le flux neutronique couvre une large plage (environ 12 décennies), trois plages d’instrumentation sont utilisées pour obtenir des mesures précises du niveau de flux:

• Détecteurs de plage source
• Détecteurs à portée intermédiaire
• Détecteurs de plage de puissance

Ces détecteurs d’excore sont généralement situés dans des puits d’instruments dans le bouclier primaire (bouclier en béton) adjacent à la cuve du réacteur . Le système fournit des signaux d’indication, de commande et d’alarme pour le fonctionnement et la protection du réacteur. Par conséquent, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté , car il fournit des entrées au système de protection du réacteur pendant le démarrage et le fonctionnement électrique. Ce système est de la plus haute importance pour le système de protection des réacteurs, car les changements dans le flux de neutrons ne peuvent être reconnus presque rapidement que via ce système.

La fonction principale du système d’instrumentation nucléaire d’Excore est de protéger le cœur du réacteur contre la surpuissance en surveillant le flux de neutrons et en générant des alarmes et des déclenchements appropriés pour arrêter le réacteur si nécessaire. Chaque gamme d’instruments (source, intermédiaire et puissance) fournit la protection de déclenchement du réacteur à surpuissance nécessaire (déclenchement du réacteur à flux de neutrons élevés) requise pendant le fonctionnement dans cette plage.

Voir aussi: Détection de neutrons

Détecteurs de plage source

Les détecteurs de la plage source surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) aux niveaux d’arrêt les plus bas et fournissent des indications, des alarmes et des arrêts de réacteur. L’instrumentation de la plage source se compose généralement de deux ou quatre canaux de la plage source, chacun avec son propre détecteur séparé, son chemin de câbles et ses circuits électroniques. Les détecteurs utilisés sont généralement des compteurs proportionnels de trifluorure de bore à haute sensibilité (BF ₃ ) . En général, les compteurs proportionnels sont capables d’ identifier les particules et de mesurer l’énergie (spectroscopie). La hauteur d’impulsion reflète l’énergie déposée par le rayonnement incident dans le gaz détecteur. En tant que tel, il est possible de distinguer les impulsions plus importantes produites par les particules alpha(produites par des réactions (n, alpha)) à partir des impulsions plus petites produites par les particules bêta ou les rayons gamma .

Ces détecteurs BF ₃ produisent une sortie de fréquence d’impulsion proportionnelle au flux de neutrons thermiques observé au niveau du détecteur. Ces canaux sont généralement utilisés sur une plage de comptage de 0,1 à 10 ⁶ comptes par seconde , mais varient en fonction de la conception du réacteur. Ces détecteurs d’excore sont généralement situés dans des puits d’instruments dans le bouclier primaire (bouclier en béton) adjacent à la cuve du réacteur.

L’instrumentation de la plage de sources surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant l’ arrêt du réacteur et la phase initiale de démarrage . Ils sont très importants pour la surveillance de la sous-criticité lors du rechargement du carburant, lorsque la multiplication sous – critique a lieu. Le flux neutronique est indiqué en coups par seconde (cps). Le taux de variation de la population de neutrons est indiqué sous forme de taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs sur dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou déca des par minute ( dpm ).

Il existe deux principaux problèmes dans l’instrumentation de la plage source:

• Discrimination . Lors de l’arrêt du réacteur et de la phase initiale de démarrage, il est nécessaire de distinguer le nombre relativement faible d’impulsions produites par les neutrons du grand nombre d’impulsions produites par le rayonnement gamma . Ainsi, la discrimination gamma est particulièrement intéressante lors de l’arrêt après que le cœur du réacteur a atteint un niveau significatif de combustion du combustible. Cette condition produit un champ gamma élevé et un faible flux neutronique autour du détecteur. Les compteurs proportionnels permettent la discrimination mais ils doivent être calibrés. Le discriminateur exclut le passage d’impulsions inférieures à un niveau prédéterminé. La fonction du discriminateur est d’exclure le bruit et les impulsions gamma dont l’amplitude est inférieure à celle des impulsions neutroniques (impulsions alpha respectivement). De nombreuses centrales électriques ont jugé nécessaire de placer des compteurs proportionnels de plage de source dans un blindage en plomb pour réduire le rayonnement gamma au niveau des détecteurs. Cela augmente la sensibilité à l’extrémité inférieure du détecteur et peut prolonger la durée de vie du détecteur.
• Temps mort . Cet instrument peut indiquer jusqu’à un taux de comptage de neutrons maximum de 10 ⁶ cps. Des taux de comptage plus élevés sont influencés par un phénomène appelé temps mort. Le temps mort est la période pendant laquelle le détecteur est occupé et ne peut pas accepter et traiter des impulsions. Ce phénomène peut avoir de graves conséquences, car le temps mort fausse les sorties à des activités ou des débits de dose élevés.

Certaines centrales électriques ont prévu de déplacer les détecteurs de la plage source de leurs positions de fonctionnement à une position de niveau de flux neutronique réduit, une fois que le niveau de flux augmente au-dessus de la plage source.

Référence spéciale: Plan d’examen standard pour l’examen des rapports d’analyse de sûreté pour les centrales nucléaires: édition LWR. NUREG-0800, US NRC.

Gamme de sources – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux neutronique de la plage source fournit la protection centrale contre les accidents de réactivité en MODE 2 (démarrage du réacteur). Par exemple, le déclenchement du flux de neutrons de la plage source garantit qu’une protection est fournie contre un accident de retrait de tige de banque RCCA non contrôlé d’une condition sous-critique pendant le démarrage. Il offre également une protection contre les accidents de dilution du bore et les événements d’éjection des barres de contrôle.

Pendant le ravitaillement en carburant, les détecteurs de la gamme source assurent également la surveillance de la sous-criticité du réacteur. Ils sont également équipés d’une alarme, qui peut servir de signal d’évacuation de confinement si le flux neutronique dépasse une valeur prédéfinie. Cette alarme alerte les opérateurs et le personnel de la salle de contrôle dans le confinement d’un ajout de réactivité positive au réacteur pendant les conditions d’arrêt.

Détecteurs à portée intermédiaire

Les détecteurs à plage intermédiaire surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur . Leur plage s’étend de la partie supérieure de la plage source à la plage de puissance (couvre une période de huit décennies). La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la portée partielle ou complète des instruments de la plage de puissance . L’instrumentation de gamme intermédiaire se compose généralement de deux ou quatre canaux, chacun avec son propre détecteur séparé, son chemin de câbles et ses circuits électroniques. Les détecteurs utilisés sont généralement   doublés de bore ouchambres d’ionisation compensées remplies de bore ou chambres de fission . Leur précision n’atteint généralement pas la précision de l’instrumentation de plage de puissance fonctionnant dans une plage beaucoup plus étroite.

L’instrumentation de la plage de sources surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant toute la phase de démarrage du réacteur et de fonctionnement électrique. Le flux neutronique est indiqué en pourcentage de la puissance nominale. Le taux de variation de la population de neutrons est indiqué en tant que taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou des décennies par minute ( dpm ). Un taux de démarrage élevé sur l’un ou l’autre canal peut déclencher une action de protection.

Gamme intermédiaire – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux de neutrons à plage intermédiaire fournit la protection de base contre un accident de contrôle de la tige de banque RCCA non contrôlé d’une condition sous-critique pendant le démarrage. Cette fonction de déclenchement fournit une protection redondante au flux neutronique de la plage de puissance – point de consigne bas. Il fournit également une protection redondante à la fonction de déclenchement de la plage source pour les accidents de dilution au bore et les événements d’éjection de la tige de commande.

Chambres d’ionisation compensées

La chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Mueller à des débits de dose élevés.

La chambre à ions compensés est utilisée dans la plage intermédiaire car la sortie de courant est proportionnelle au flux neutronique relativement stable et elle compense les signaux provenant du flux gamma. La chambre à ions compensés se compose de deux détecteurs dans un cas. La chambre extérieure est revêtue à l’intérieur de bore-10 , tandis que la chambre intérieure n’est pas revêtue. La chambre revêtue est sensible aux rayons gamma et aux neutrons, tandis que la chambre non revêtue n’est sensible qu’aux rayons gamma. En connectant correctement les deux chambres, la sortie électrique nette du détecteur sera le courant dû uniquement aux neutrons.

Pour obtenir la bonne compensation gamma, les tensions entre ces deux jeux d’électrodes doivent être équilibrées. Les conséquences d’un fonctionnement avec une chambre surcompensée ou sous-compensée sont importantes. Si la tension dans la chambre de compensation est trop élevée, le détecteur est surcompensé et une partie du courant neutronique, ainsi que la totalité du courant gamma, est bloquée et la puissance indiquée est inférieure à la puissance réelle du cœur. Si la tension de compensation est trop faible, une sous- compensation se produira. À haute puissance, le flux gamma est relativement faible par rapport au flux neutronique, et les effets d’une compensation incorrecte peuvent ne pas être remarqués. Il est cependant extrêmement important que la chambre soit correctement compensée pendant le démarrage et l’arrêt du réacteur.

Voir aussi: US Department of Energy, Instrumentation and Control. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 of 2. June 1992.

Chambre de fission – Détecteurs à large plage

Les chambres à fission sont des détecteurs à ionisation utilisés pour détecter les neutrons. Les chambres de fission peuvent être utilisées comme détecteurs de gamme intermédiaire pour surveiller le flux de neutrons (puissance du réacteur) au niveau du flux intermédiaire. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. La conception de cet instrument est choisie pour assurer un chevauchement entre les canaux de la plage source et la pleine plage des instruments de la plage de puissance.

En général, la chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions , est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de «temps mort», un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Muellerà des débits de dose élevés. De plus, dans la région d’ionisation, une augmentation de tension n’entraîne pas une augmentation substantielle du nombre de paires d’ions collectées. Le nombre de paires d’ions collectées par les électrodes est égal au nombre de paires d’ions produites par le rayonnement incident, et dépend du type et de l’énergie des particules ou des rayons dans le rayonnement incident.

Dans le cas des chambres à fission , la chambre est recouverte d’une fine couche d’ uranium 235 hautement enrichi pour détecter les neutrons. Les neutrons ne sont pas directement ionisants et doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Un neutron thermique provoquera la fission d’ un atome d’uranium 235 , les deux fragments de fission produits ayant une énergie cinétique élevéeet provoquant l’ionisation du gaz d’argon à l’intérieur du détecteur. Un avantage d’utiliser un revêtement d’uranium 235 plutôt que du bore 10 est que les fragments de fission ont une énergie beaucoup plus élevée que la particule alpha issue d’une réaction au bore. De plus, les fragments de fission résultant de l’interaction des neutrons avec le revêtement provoquent une quantité d’ionisation beaucoup plus importante dans la chambre de fission que le rayonnement gamma incident sur le détecteur. Il en résulte que les impulsions de charge générées par les neutrons sont nettement plus grandes que les impulsions gamma. Des circuits de discrimination de taille d’impulsion peuvent ensuite être utilisés pour bloquer les impulsions gamma indésirables. Par conséquent, les chambres de fission sont très sensibles au flux de neutrons, ce qui permet aux chambres de fission de fonctionner dans des champs gamma supérieurs qu’une chambre à ions non compensée avec une doublure de bore.

Les chambres à fission sont souvent utilisées comme dispositifs indicateurs de courant et dispositifs à impulsions en fonction du niveau de flux neutronique. En mode impulsionnel, les chambres à fission sont particulièrement utiles, en raison de la très grande différence de taille d’impulsion entre les neutrons et les rayons gamma. Lorsque la puissance est élevée dans la plage intermédiaire ou dans la plage de puissance (c’est-à-dire dans un flux gamma et neutronique mixte de haut niveau), les chambres de fission peuvent fonctionner en mode Campbelling (également appelé «mode de fluctuation» ou «mode de tension quadratique moyenne») pour fournir des mesures fiables et précises liées aux neutrons. La technique Campbelling élimine la contribution gamma. En raison de la double utilisation de la chambre de fission, elle est souvent utilisée dans des canaux «à large spectre» dans les systèmes d’instrumentation nucléaire.

Détecteurs de plage de puissance

Les détecteurs de gamme de puissance sont un système d’instrumentation nucléaire clé pour le fonctionnement électrique. Ils surveillent le flux de neutrons (puissance du réacteur) de zéro à environ 120% de la pleine puissance nominale ainsi que l’indication de la distribution axiale et radiale de cette puissance. Ils fournissent également des indications, des alarmes et des signaux de déclenchement du réacteur. À mesure que le niveau de flux neutronique augmente dans la plage de puissance, la compensation gamma n’est pas une préoccupation majeure car les rayons gamma ne contribuent pas beaucoup à l’ionisation totale (environ 0,1% à 100% de puissance). Par conséquent, l’instrumentation de la plage de puissance se compose généralement de quatre chambres d’ionisation non compensées , chacune avec son propre détecteur séparé, son chemin de câbles et ses circuits électroniques. La chambre d’ionisation , également connue sous le nom de chambre d’ions, est un appareil électrique qui détecte différents types de rayonnements ionisants . La tension du détecteur est ajustée pour que les conditions correspondent à la région d’ionisation . La tension n’est pas suffisamment élevée pour produire une amplification de gaz (ionisation secondaire). Les chambres d’ionisation sont préférées pour les débits de dose de rayonnement élevés car elles n’ont pas de « temps mort »», Un phénomène qui affecte la précision du tube Geiger-Mueller à des débits de dose élevés. Le détecteur est constitué d’une seule chambre cylindrique dont le fonctionnement est identique à celui de la chambre doublée de bore de la chambre à ions compensés. Cette chambre non compensée est sensible à la fois aux rayons gamma et aux neutrons. Cependant, dans la plage de puissance de fonctionnement, le niveau de flux neutronique est plusieurs fois supérieur au flux gamma et, par conséquent, aucune compensation gamma n’est requise.

Les quatre canaux sont physiquement et fonctionnellement identiques. Chaque canal de plage de puissance utilise un détecteur à chambre d’ions non compensé supérieur et inférieur (détecteur tandem) qui permet de mesurer la différence de flux axial . Chaque canal surveille également un «quadrant» du cœur. Un détecteur supérieur et un détecteur inférieur sont montés à l’intérieur du même puits d’instrument. Les sorties des deux détecteurs (supérieur et inférieur) sont combinées pour produire un signal de puissance totale de canal. Les huit sorties de détecteur (quatre détecteurs supérieurs et quatre détecteurs inférieurs) sont comparées les unes aux autres pour fournir des informations de distribution d’énergie (AFD et QPTR ) à l’exploitant du réacteur.

La différence de flux axial est définie comme la différence de signaux de flux normalisés (AFD) entre les moitiés supérieure et inférieure d’un détecteur de neutrons excore à deux sections, va diminuer.

L’AFD est définie comme:

AFD ou ΔI = I _haut – I _bas

où I en _haut et en _bas sont exprimés en fraction de la puissance thermique nominale.

QPTR est défini comme:

Rapport entre la sortie calibrée maximale du détecteur d’excore supérieur et la moyenne des sorties calibrées du détecteur d’excore supérieur ou le rapport entre la sortie calibrée maximale du détecteur d’excore inférieur et la moyenne des sorties calibrées du détecteur d’excore inférieur, la valeur la plus élevée étant retenue.

L’instrumentation de la plage de puissance surveille et indique le niveau de flux neutronique du cœur du réacteur et la vitesse à laquelle le flux neutronique change pendant une opération de puissance et une opération de suivi de charge standard. Le flux neutronique est indiqué en pourcentage de la puissance nominale. Le taux de variation de la population de neutrons est indiqué sous forme de taux de démarrage (SUR), qui est défini comme le nombre de facteurs de dix qui modifient la puissance en une minute. Par conséquent, les unités de SUR sont des puissances de dix par minute, ou des décennies par minute ( dpm ).

Bien que le système d’instrumentation nucléaire fournisse une réponse rapide aux changements de flux de neutrons et qu’il soit irremplaçable, il doit être calibré . Les canaux de la plage de puissance sont calibrés pour indiquer le pourcentage de puissance thermique nominale par un bilan thermique secondaire (calorimétrique). La puissance thermique précise du réacteur ne peut être mesurée que par des méthodes basées sur le bilan énergétique du circuit primaire ou le bilan énergétique du circuit secondaire.

Référence spéciale: Plan d’examen standard pour l’examen des rapports d’analyse de sûreté pour les centrales nucléaires: édition LWR. NUREG-0800, US NRC.

Flux de neutrons et combustion de carburant

Dans un réacteur de puissance sur une période de temps relativement courte (jours ou semaines), la densité atomique des atomes de combustible reste relativement constante. Par conséquent, dans cette courte période, le flux de neutrons moyen reste également constant lorsque le réacteur fonctionne à un niveau de puissance constant. D’un autre côté, les densités de numéros atomiques des isotopes fissiles sur une période de plusieurs mois diminuent en raison de la combustion du combustible et donc également des coupes transversales macroscopiques . Il en résulte une lente augmentation du flux neutronique afin de maintenir le niveau de puissance souhaité. Par conséquent, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore doit être périodiquement calibré.

Plage de puissance – Sécurité du réacteur

Comme il a été écrit, le système d’instrumentation nucléaire d’Excore est considéré comme un système lié à la sûreté, car il fournit des entrées au système de protection du réacteur . Le déclenchement du flux de neutrons de la plage de puissance fournit la protection de base pour de nombreux accidents d’excursion de puissance en MODE 1 (fonctionnement électrique). Exemples de signaux d’action de protection fournis par la plage de puissance:

• Flux de neutrons de la plage de puissance (point de consigne bas). Un déclenchement du réacteur se produit si le niveau de puissance dépasse la valeur prédéfinie (par exemple 25%) sur deux des quatre canaux, et le déclenchement n’est pas bloqué.
• Flux de neutrons de la plage de puissance (High – Setpoint). Un déclenchement du réacteur se produira si le niveau de puissance dépasse la valeur prédéfinie (par exemple 109%) sur deux des quatre canaux pour protéger le cœur d’une condition de surpuissance et pour se protéger d’une excursion de réactivité positive conduisant à DNB pendant les opérations de puissance. Ce voyage ne peut pas être bloqué.
• Taux de voyages . Si le taux de variation de la puissance du réacteur dépasse une valeur prédéfinie dans le sens positif ou négatif, un déclenchement du réacteur se produit.
  • Le déclenchement à taux positif élevé garantit qu’une protection est fournie contre les augmentations rapides du flux de neutrons qui sont caractéristiques d’une rupture du boîtier de la tige d’entraînement RCCA et de l’éjection qui l’accompagne.
  • Le déclenchement à taux négatif élevé garantit la protection contre les accidents de chute de tige multiples. À des niveaux de puissance élevés, un accident de chute de barreaux multiples pourrait provoquer un pic de flux local qui entraînerait un DNBR local non conservateur.

Dans les réacteurs nucléaires , la puissance thermique produite par les fissions nucléaires est proportionnelle au niveau du flux neutronique. Par conséquent, du point de vue de la sécurité du réacteur, il est de la plus haute importance de mesurer et de contrôler le flux de neutrons et la distribution spatiale du flux de neutrons dans le réacteur correctement et par une instrumentation appropriée. A cet effet, diverses instrumentations nucléaires sont installées. Ces mesures sont généralement effectuées à l’extérieur du cœur du réacteur, mais il existe également des mesures effectuées à l’intérieur du cœur. Par conséquent, les instrumentations nucléaires sont généralement classées comme:

• • Excore Nuclear Instrumentation . Le flux neutronique est généralement mesuré par des détecteurs de neutrons excore installés à l’extérieur du cœur. Ces détecteurs appartiennent à ce qu’on appelle le système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Étant donné que le flux neutronique couvre une large plage (environ 12 décennies), trois plages d’instrumentation sont utilisées pour obtenir des mesures précises du niveau de flux:
    • Détecteurs de plage source
    • Détecteurs à portée intermédiaire
    • Détecteurs de plage de puissance
  • Incore Nuclear Instrumentation . Le système d’instrumentation nucléaire incore mesure la distribution du flux neutronique et les températures dans le cœur du réacteur. Le système d’instrumentation incore a pour but de fournir des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et les températures de sortie des assemblages combustibles à certains emplacements du cœur. Le système d’instrumentation incore comprend:
    • Système de surveillance du flux de neutrons Incore
    • Système de surveillance de la température Incore

Les deux systèmes sont basés sur la détection de neutrons. Le flux neutronique est généralement mesuré par des détecteurs de neutrons excore installés à l’extérieur du cœur. Ces détecteurs appartiennent à ce qu’on appelle le système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Le flux de neutrons et sa distribution dans le cœur sont généralement mesurés par un système incore , installé à l’intérieur du réacteur. Bien que le système d’instrumentation nucléaire fournisse une réponse rapide aux changements de flux de neutrons et qu’il soit irremplaçable, il doit être étalonné . La puissance thermique précise du réacteur ne peut être mesurée que par des méthodes basées sur le bilan énergétiquedu circuit primaire ou bilan énergétique du circuit secondaire. Ces méthodes fournissent une puissance de réacteur précise, mais ces méthodes sont insuffisantes pour les systèmes de sûreté. Les signaux entrant dans ces calculs sont, par exemple, la température de la jambe chaude ou le débit à travers le système d’eau d’alimentation et ces signaux changent très lentement avec les changements de puissance neutronique. En d’autres termes, la puissance thermique mesurée par des méthodes calorimétriques est précise, tandis que la puissance nucléaire mesurée par des détecteurs de neutrons excore est le seul système capable de détecter rapidement une excursion de réactivité.

Taux de réaction – Proportionnalité entre le flux de neutrons et la puissance thermique

Voir aussi: Taux de réaction

La connaissance du  flux neutronique (la  longueur totale du trajet  de tous les neutrons dans un centimètre cube en une seconde) et  des sections efficaces macroscopiques  (la probabilité d’avoir une interaction  par centimètre de longueur de trajet ) nous permet de calculer le taux d’interactions (par exemple le taux des réactions de fission). Cette vitesse de réaction  (le nombre d’interactions ayant lieu dans ce centimètre cube en une seconde) est alors donnée en les multipliant ensemble:

où:

Ф –  flux neutronique  (neutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ –  section microscopique  (cm ² )

N –  densité du nombre atomique  (atomes.cm ^-3 )

La vitesse de réaction pour différents types d’interactions est trouvée à partir du type de section approprié:

• • • Σ _t  . Ф – vitesse de réaction totale
    • Σ _a  . Ф –   vitesse de réaction d’ absorption
    • Σ _c . Ф –   vitesse de réaction de capture radiative
    • Σ _f . Ф –   vitesse de réaction de fission

Pour déterminer la  puissance thermique , nous devons nous concentrer sur la  vitesse de réaction de fission . Pour simplifier, supposons que le  matériau fissile  est uniformément réparti dans le réacteur. Dans ce cas, les  coupes macroscopiques  sont indépendantes de la position. La multiplication du  taux de réaction de fission  par unité de volume ( RR = Ф. Σ ) par le  volume total  du cœur (V) nous donne le  nombre total de réactions  se produisant dans le cœur du  réacteur  par unité de temps. Mais nous savons également que la quantité d’  énergie libérée par une réaction de fission  est d’environ  200 MeV / fission. Maintenant, il est possible de déterminer la  vitesse de libération d’énergie  (puissance) due à la réaction de fission. Il est donné par l’équation suivante:

P = RR. E _r  . V = Ф. Σ _f  . E _r  . V = Ф. N _U235  . σ _f ²³⁵  . E _r  . V

où:

P – puissance du réacteur (MeV.s ^-1 )

Ф – flux neutronique (neutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – section microscopique (cm ² )

N – densité du nombre atomique (atomes.cm ^-3 )

Er – l’énergie moyenne récupérable par fission (MeV / fission)

V – volume total du cœur (m ³ )

Les chambres à bulles sont des détecteurs de particules, qui sont basés sur un principe similaire à celui des chambres à brouillard. Dans la chambre à bulles, les traces de particules subatomiques se révèlent sous forme de traînées de bulles dans un liquide chauffé juste en dessous de son point d’ébullition, généralement de l’hydrogène liquide. Les chambres à bulles peuvent être physiquement plus grandes que les chambres à brouillards, et comme elles sont remplies de matériau liquide beaucoup plus dense, elles révèlent les traces de particules beaucoup plus énergétiques. Une particule chargée d’énergie (par exemple, une particule alpha ou bêta) interagit avec le liquide et le liquide entre dans une phase métastable surchauffée. Autour de la piste d’ionisation, le liquide se vaporise, formant des bulles microscopiques. La densité de bulles autour d’une piste est proportionnelle à la perte d’énergie d’une particule.

Il faut souligner que les bulles qui, dans ces appareils, forment des traces se développent sur les ions créés par le passage des particules ionisantes. Ainsi, ce processus d’ionisation doit être analysé. Chaque type de particule interagit de manière différente , donc la connaissance de cette interaction, comment les différentes particules déposent de l’énergie dans la matière et combien d’énergie les particules déposent, est fondamentale pour notre compréhension du problème. Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. Particules alphasont assez massifs et portent une double charge positive, ils ont donc tendance à parcourir seulement une courte distance et à ne pas pénétrer très loin dans les tissus, voire pas du tout. Cependant, les particules alpha déposeront leur énergie sur un plus petit volume (éventuellement seulement quelques cellules si elles pénètrent dans un corps) et causeront plus de dommages à ces quelques cellules. En conséquence, les particules alpha laissent une trace courte mais significative dans la chambre.

Les particules bêta (électrons) sont beaucoup plus petites que les particules alpha. Ils portent une seule charge négative. Ils sont plus pénétrants que les particules alpha. Ils peuvent parcourir plusieurs mètres mais déposent moins d’énergie à n’importe quel point de leur trajet que les particules alpha. Par conséquent, les particules bêta laissent une trace plus longue mais moins visible dans la chambre.

Si un champ magnétique est appliqué à travers la chambre à brouillards, les particules chargées positivement et négativement se courberont dans des directions opposées, selon la loi de force de Lorentz.

Ionisation et informations sur la piste

Il faut souligner que les gouttes qui forment dans ces appareils des traces se développent sur les ions créés par le passage des particules ionisantes. Ainsi, ce processus d’ionisation doit être analysé. Chaque type de particule interagit de manière différente , donc la connaissance de cette interaction, comment les différentes particules déposent de l’énergie dans la matière et combien d’énergie les particules déposent, est fondamentale pour notre compréhension du problème. Par exemple, des particules chargées de hautes énergies peuvent directement ioniser les atomes. Particules alphasont assez massifs et portent une double charge positive, ils ont donc tendance à parcourir seulement une courte distance et à ne pas pénétrer très loin dans les tissus, voire pas du tout. Cependant, les particules alpha déposeront leur énergie sur un plus petit volume (éventuellement seulement quelques cellules si elles pénètrent dans un corps) et causeront plus de dommages à ces quelques cellules. En conséquence, les particules alpha laissent une trace courte mais significative dans la chambre.

Les particules bêta (électrons) sont beaucoup plus petites que les particules alpha. Ils portent une seule charge négative. Ils sont plus pénétrants que les particules alpha. Ils peuvent parcourir plusieurs mètres mais déposent moins d’énergie à n’importe quel point de leur trajet que les particules alpha. Par conséquent, les particules bêta laissent une trace plus longue mais moins visible dans la chambre.

Si un champ magnétique est appliqué à travers la chambre à brouillards, les particules chargées positivement et négativement se courberont dans des directions opposées, selon la loi de force de Lorentz.

Selon les données expérimentales, l’ionisation spécifique dN / dx dans les chambres nuageuses, définie comme le nombre moyen d’ions produits par unité de longueur par une particule passante, est bien décrite dans une première approximation à la fois pour les électrons et pour les particules plus massives par l’ équation de Bethe .

Puissance d’arrêt – Formule Bethe

Une variable pratique qui décrit les propriétés d’ionisation du milieu environnant est le pouvoir d’arrêt . Le pouvoir d’arrêt linéaire du matériau est défini comme le rapport entre la perte d’énergie différentielle pour la particule à l’intérieur du matériau et la longueur de trajet différentiel correspondante :

, où T est l’énergie cinétique de la particule chargée, nion est le nombre de paires électron-ion formées par unité de longueur de trajet, et I représente l’énergie moyenne nécessaire pour ioniser un atome dans le milieu. Pour les particules chargées, S augmente à mesure que la vitesse des particules diminue . L’expression classique qui décrit la perte d’énergie spécifique est connue sous le nom de formule de Bethe. La formule non relativiste a été trouvée par Hans Bethe en 1930. La version relativiste (voir ci-dessous) a également été trouvée par Hans Bethe en 1932.

Dans cette expression, m est la masse au repos de l’électron, β est égal à v / c, ce qui exprime la vitesse de la particule par rapport à la vitesse de la lumière, γ est le facteur de Lorentz de la particule, Q est égal à sa charge, Z est le numéro atomique du milieu et n est la densité des atomes dans le volume. Pour les particules non relativistes (les particules chargées lourdes sont pour la plupart non relativistes), dT / dx dépend de 1 / v ² . Cela s’explique par le temps plus long que passe la particule chargée dans le champ négatif de l’électron, lorsque la vitesse est faible.

La nature de l’interaction d’un rayonnement bêta avec la matière est différente du rayonnement alpha , malgré le fait que les particules bêta soient également des particules chargées. Par rapport aux particules alpha, les particules bêta ont une masse beaucoup plus faible et atteignent principalement des énergies relativistes . Leur masse est égale à la masse des électrons orbitaux avec lesquels ils interagissent et contrairement à la particule alpha, une fraction beaucoup plus importante de son énergie cinétique peut être perdue en une seule interaction. Étant donné que les particules bêta atteignent principalement les énergies relativistes, la formule non relativiste de Bethe  ne peut pas être utilisée. Pour les électrons de haute énergie, une expression similaire a également été dérivée par Bethedécrire la perte d’énergie spécifique due à l’ excitation et à l’ionisation (les «pertes par collision»).

De plus, les particules bêta peuvent interagir via une interaction électron-nucléaire (diffusion élastique des noyaux), ce qui peut modifier considérablement la direction des particules bêta . Par conséquent, leur chemin n’est pas si simple. Les particules bêta suivent un chemin très zigzag à travers le matériau absorbant, ce chemin de particules résultant est plus long que la pénétration linéaire (plage) dans le matériau.

Les particules bêta diffèrent également des autres particules chargées lourdes par la fraction d’énergie perdue par processus radiatif connue sous le nom de bremsstrahlung . D’après la théorie classique, lorsqu’une particule chargée est accélérée ou décélérée, elle doit rayonner de l’énergie et le rayonnement de décélération est connu sous le nom de bremsstrahlung («rayonnement de freinage») .