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IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

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Enhancing Nuclear Safety


Research

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Principe de mesure de spectrometrie gamma quantitative sur les dispositifs d’essai CABRI et PHEBUS

J.C. Giacalone et G. Grégoire.
Journées de spectrométrie γ et X 2002 INSTN 15, 16 et 17 octobre 2002, CEA Saclay.
Publié dans le Bulletin du Bureau National de Métrologie

Document type > *Congrès/colloque

Keywords > CABRI REP-Na Programme, PHEBUS Fission Products program, severe accident, spectrometry

Research Unit > IRSN/DPAM/SEREA/LEMRA

Authors >

Publication Date > 15/10/2002

Summary

Afin de mieux connaître le comportement du combustible de réacteur nucléaire en situation accidentelle et d’obtenir des informations sur les produits de fission qui peuvent se relâcher lors d’un accident grave de réacteur nucléaire, l’Institut de Radioprotection et Sûreté Nucléaire (IRSN) réalise à Cadarache des essais en pile dans les réacteurs expérimentaux CABRI et PHEBUS. Dans le cadre de ces recherches, l’IRSN pilote actuellement le programme CSA (Combustible en Situation Accidentelle) dans le réacteur CABRI dont l’objectif est de simuler des accidents de réactivité - c’est à dire l’éjection d’une barre de contrôle- sur des dispositifs contenant une aiguille combustible, et le programme PHEBUS-PF (Produits de Fission) dans le réacteur PHEBUS dont l’objectif est de simuler sur des dispositifs contenant 20 crayons combustible et une barre de commande des accidents graves de réacteur nucléaire.

Dans le cadre de ces programmes, nous avons développé des outils spécifiques pour examiner les dispositifs contenant du combustible avant et après un essai pour obtenir des informations sur l’état de dégradation du combustible à la fin des transitoires. L’instrumentation mise en place permet de mesurer et de localiser les produits de fission à l’intérieur d’un dispositif d’essai dégradé, très dense, et fortement émetteur de rayonnements gamma. Trois techniques d’examens non destructifs sont associées pour parvenir à des résultats quantitatifs des produits de fission présents dans les dispositifs combustible. La première étape consiste à réaliser une scrutation du dispositif par spectrométrie gamma, elle permet de faire une analyse qualitative des radio nucléides présents. Un examen de tomodensitométrie haute densité du dispositif réalisé sur le même banc d’examen permet d’obtenir des images en coupe du dispositif. Cet examen est possible grâce à l’utilisation d’une source de rayons X haute énergie, un accélérateur linéaire de type LINAC. On obtient après étalonnage de ces tomographies des images 2D sur lesquelles les valeurs de chaque pixel sont affectées à une densité. Les combustibles étant très dégradés après un essai, il faut procéder à un troisième examen « la tomographie d’émission », qui permet de localiser les différents émetteurs gamma à l’intérieur du dispositif. Cette technique est élaborée sur la base de la tomographie de transmission haute énergie. Au lieu de mesurer les atténuations de la source haute énergie au travers de l’objet, on mesure maintenant l’auto-émission gamma de l’objet, selon une matrice qui permettra la reconstruction tomographique ultérieure. On utilise une diode (germanium hyper pur) mobile, collimatée pour ne mesurer que les « lignes » d’émission et leurs évolutions radiales selon de multiples incidences de mesure. Le principe consiste en l’acquisition d’environ 2000 spectres gamma par section inspectée. Plusieurs sections sont inspectées sur un dispositif. L’ensemble de ces techniques est présenté dans ce papier.

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