L’imagerie neutronique

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Introduction

L’imagerie neutronique est une technique de mesure nucléaire qui emploie des neutrons comme source de rayonnement, elle est complémentaire à l’imagerie par rayons X. L’une de ses applications est la radiographie neutronique.

Le travail présent entre dans le cadre du projet de fin d’études de la licence sciences et techniques nucléaires sous la direction de Mr Driss BENCHEKROUN.

Ce travail porte sur le principe de détection de défauts par la radiographie neutronique (RN) dans multi-secteurs notamment le domaine aéronautique et aérospatial. Notre rapport est constitué de trois chapitres :

Le premier chapitre est consacré à la physique des neutrons qui nous amène à étudier les caractéristiques fondamentales et les propriétés physiques du neutron ainsi que ses classifications énergétiques. Puis nous avons abordé les différentes sources de neutrons et traité les différentes interactions neutron-matière.

Le second chapitre introduit l’imagerie neutronique afin de mettre en évidence ses composants essentiels (faisceau de neutrons, collimateur, filtre …) ce qui nous a permis de traiter le processus de détection de l’image neutronique notamment par deux méthodes (méthode directe et indirecte).

Le troisième chapitre traite le principe de détection de défauts par la radiographie neutronique ce qui nous a permis de prendre connaissance des différents types de défauts.

Ce travail nous a permis d’approfondir nos connaissances en physique nucléaire et en particulier, la physique neutronique.

 

Chapitre 1 : le Neutron

I. Prpropriétés fondamentales du neutron

Le neutron est une particule de la famille des fermions électriquement neutre, de spin ½. Contrairement aux rayons X, il peut pénétrer dans la matière sans se faire arrêter par une barrière coulombienne. Les neutrons sont liés aux protons par l’interaction forte pour former le noyau atomique, Une fois libéré, le neutron a une durée de vie qui est en moyenne de 886,8 s, soit environ 15 minutes.
Le neutron est une particule composite, formé de trois particules un quark up (U) et de deux quarks down (dd) (figure 1).

Figure 1 : schéma représentatif de désintégration d’un neutron
Figure 1 : schéma représentatif de désintégration d’un neutron

On peut considérer le neutron comme une onde caractérisée par son énergie E, sa longueur d’onde ʎ ou encore son vecteur d’onde k, les relations entre ces trois grandeurs sont résumées dans la figure 2 :

Figure 2 : caractéristiques du neutron et relations utiles [1]
Figure 2 : caractéristiques du neutron et relations utiles [1]

II.    Classification énergétique des neutrons

Les neutrons peuvent être classés en catégories selon leur énergie comme le montre le schéma ci-dessous :

Figure3 : classement des neutrons en fonction de l’énergie [2]
Figure3 : classement des neutrons en fonction de l’énergie [2]
L’analyse des sections efficaces des éléments pour les neutrons, en fonction de leur énergie, nous permet d’établir une courbe standard qui nous facilitera l’analyse des propriétés des différentes bandes d’énergies (figure 4)

Figure4 : section efficace d’interaction des neutrons.
Figure 4 : section efficace d’interaction des neutrons.

Ces types de neutron présentent des comportements différents lorsqu’ils rencontrent un milieu de nature donnée.

En effet chaque élément, chaque isotope constituant un milieu est caractérisé par une section efficace σ exprimée en barns (1 barn = cm²) qui rend compte de la probabilité d’interaction de cet élément avec les neutrons en fonction de leur énergie E

La gamme d’énergie correspondant aux neutrons thermiques est de loin la plus utilisée car la plage des capacités d’absorption est très étendue et c’est dans cette gamme d’énergie que l’on possède les meilleurs moyens de détections.

III. Les  Sources de neutrons

Pour produire des neutrons on utilise en pratique deux réactions. La fission de 235U dans des réacteurs nucléaires et la seconde est la spallation par bombardement d’une cible par des protons de haute énergie.

i- La fission

La fission nucléaire est l’éclatement d’un noyau instable tel que l’uranium ou le plutonium en plusieurs noyaux plus légers sous l’interaction d’un neutron et avec la libération d’un ou plusieurs neutrons (figue 5), qui sont eux-mêmes susceptible d’engendrer de nouvelles fissions on parle d’une réaction en chaîne.

L’équation-bilan de la réaction nucléaire peut s’écrire :

L’équation-bilan de la réaction nucléaire , AZX+a →A1Z1Y1+A2Z2Y2+a+K10n

Un nucléide est dit fissile si un neutron peut provoquer la fission du noyau. Le seul nucléide fissile naturel est l’Uranium 235 .les autres sont des nucléides artificiels fabriqués par réaction nucléaire à partir des nucléides appelés nucléides fertiles.[3]

Figure 5 : la fission d’un Noyau
Figure 5 : la fission d’un Noyau

On distingue deux types de fissions :

  • Fission spontanée : la fission spontanée existe pour quelques transuraniens mais elle est très rare. Le noyau se scinde en deux parties, appelées fragments de fission, et émet un certain nombre de neutrons .Les éléments naturellement fissile les plus connus l’Uranium 235 et le californium 252 cette réaction s’écrit :

Fission spontanée

  • Fission induite : c’est la capture d’une particule (neutron) par un noyau lourd ainsi le noyau formé se désintègre en plusieurs fragments. un certain nombre de neutrons, appelés neutrons prompts, sont également émis :

Fission induite

L’énergie libérée lors de la fission est de 207 MeV. Quant aux neutrons prompts, leur énergie moyenne vaut environ 2 MeV

La fission induite d’un noyau d’uranium 235 peut donner deux produits de fission, le krypton et le baryum, accompagnés de deux ou trois neutrons.

Fission induite d'uranuim

Figure 6 : Fission induite de l’uranium 235
Figure 6 : Fission induite de l’uranium 235

ii. Spallation

La spallation nucléaire est une réaction nucléaire au cours de laquelle une particule incidente de grande énergie (neutron, proton) frappe une cible comportant des noyaux lourds (Uranium). Vu la violence de l’impact, le noyau cible se décompose en produisant des jets de particules plus légères.

Figure 7 : schéma de spallation d’un noyau
Figure 7 : schéma de spallation d’un noyau

iii. Les émetteurs de neutron

Lors d’une désintégration représentée par l’équation-bilan :

l’équation-bilan d'un émetteur de neutron

Un nombre de nucléides émettent un neutron pour se stabiliser dans un réacteur de fission. Ces neutrons portent le nom de neutrons différés ou retardés. Quant aux éléments, on les appelle les précurseurs. L’un de ces éléments c’est le krypton 87.

La création des neutron à partir du krypton 87

La présence du neutron a été mise en évidence par la relation de désintégration du béryllium :

la relation de désintégration du béryllium

 IV. La thermalisation des neutrons

Dans une réaction de fission de l’Uranium 235, les neutrons rapides sont produits dans le cœur du réacteur, leur énergie au moment de leur « naissance » est de l’ordre de 2 MeV. La thermalisation va s’effectuer par des collisions successives entre les neutrons et les noyaux dans le modérateur qui sert à les ralentir ; ce qui entraine la perte progressive de leur énergie jusqu’à ce qu’ils finissent par atteindre un équilibre dans lequel ils auront une énergie voisine de celle de l’agitation thermique du modérateur de réacteur. Dans le cas habituel d’un modérateur à 50°C constitué d’eau, on obtient des neutrons dits thermiques.

Le neutron lent ou encore appelé neutron thermique est un neutron dont l’énergie est inférieure à 1 eV. Il est caractérisé par une très grande longueur d’onde et donc une taille efficace importante dans les interactions.

Neutron thermique et neutron rapid

La thermalisation définit le temps de vie du neutron libre qui est le temps qui s’écoule entre l’émission du neutron par fission et sa disparition par absorption ou fuite. On peut diviser le temps de vie dans un réacteur thermique en 2 parties :

  • Temps de ralentissement : le temps moyen pour ralentir les neutrons de fission à la plage des énergies thermiques.
  • Temps de vie du neutron thermique : le temps moyen au cours duquel le neutron diffuse avant qu’il disparaisse.

  V. Interaction des neutrons avec la matière

Les neutrons n’ayant pas de charge électrique n’ont qu’une interaction négligeable avec les électrons de la matière qu’ils traversent. C’est par leur interaction avec les noyaux que leur énergie cinétique est peu absorbée. La figure ci-dessous résume les interactions neutron-matière.

Figure 8 : types d’interaction neutron-matière[4]
Figure 8 : types d’interaction neutron-matière[4]

 VI. Diffusion

Dans leur interaction avec la matière, les neutrons peuvent pénétrer profondément et cela est dû à l’absence d’interaction coulombienne. Ils interagissent avec les noyaux de la matière uniquement par collision et subissent une modification de leur trajectoire.

Le transfert de l’énergie cinétique du neutron est maximal lorsque les noyaux cibles ont la même masse que celle de ce dernier, L’exemple des noyaux d’hydrogène. On utilise souvent les matériaux hydrogénés comme le paraffine pour les ralentir.

i.  Principe de diffusion des neutrons

Le principe de diffusion de neutrons est basé sur Les neutrons incidents de vecteur d’onde \xrightarrow{K_e} et d’énergie  E_{e}=\frac {(\hbar k_{e})}{2m} sont orientés vers l’objet à l’étude. Après l’interaction entres les neutrons et la matière. Ces derniers sont diffusés avec un vecteur d’onde \xrightarrow{K_s} d’énergie E_{s}=\frac {(\hbar k_{s})}{2m} et captés par un détecteur relativement loin (presque 1m).

Figure 9 : Diffusion du neutron
Figure 9 : Diffusion du neutron

ii. La diffusion élastique

Un processus de diffusion élastique peut être décrit comme un choc élastique entre un neutron et un noyau ou seule la direction de propagation du neutron change. Le neutron peut être absorbé par le noyau puis réémit avec la même énergie cinétique.

L’énergie perdue par le neutron sera absorbée par le noyau cible c’est ce qu’il va lui permettre de se déplacer à grande vitesse.

a+_{Z}^{A}{X}=a+_{Z}^{A}{X}

Figure 10 : diffusion élastique
Figure 10 : diffusion élastique

iii. Diffusion inélastique

Le noyau composé dû à l’absorption du neutron par le noyau lors d’une collision sera dans un état excité. Il se désexcitera en émettant un nouveau neutron et un photon gamma γ qui emportera la différence d’énergie. La diffusion inélastique ne se produit que lors de l’interaction entre un neutron très rapide et un noyau lourd.

a+{X}\longrightarrow a+{X^*}

Figure 11: diffusion inélastique
Figure 11: diffusion inélastique

VII. Absorption

L’absorption nous permet de provoquer la disparition d’un neutron et produire des particules électromagnétiques et des particules chargées sans provoquer de fission.

i. Capture radiative

La capture radiative : le neutron est capturé par le noyau, leur fusion donne un noyau plus lourd mais un photon est émis afin de respecter l’équivalence masse / énergie et le défaut de masse entre le (neutron noyau initial) et le noyau final.

n+{X}\longrightarrow X^*\longrightarrow X+\gamma

L’or naturel 197Au est irradié par des neutrons ; l’isotope 198Au est formé dans un état excité qui alors émet rapidement un rayonnement γ pour se retrouver dans l’état fondamental de 198Au.

n+{ _{79}^{197}{Au}}\longrightarrow _{79}^{198}{Au}+\gamma


Chapitre 2 : l’imagerie neutronique

I. Introduction

L’imagerie neutronique (neutronographie) est le processus d’absorption-diffusion d’un faisceau de neutron, cette technique non destructive et hautement sélective apporte des informations distinctes des autres techniques d’imagerie, et cela grâce aux propriétés exceptionnelles des neutrons tels que leur grande pénétration due à l’absence d’interaction coulombienne avec la matière.

L’interaction forte donne aux neutrons un comportement différent de celui des rayonnements électromagnétiques en ce qui concerne l’absorption mais surtout la diffusion, ainsi les neutrons sont très sensibles aux atomes légers notamment l’hydrogène contrairement aux matériaux lourds opaques (plomb, uranium naturel).

 Figure 12 : le pouvoir penetrant des neutrons
Figure 12 : le pouvoir penetrant des neutrons

L’imagerie neutronique résulte du fait que l’interaction des neutrons avec la matière se situe au niveau des noyaux. Les neutrons subissent des phénomènes de diffusion élastique ou inélastique et d’absorption qui dépendent énormément de l’énergie du neutron incident La variation du coefficient d’absorption ou d’atténuation, pour un noyau donné est exprimée par :     \Sigma =\frac{k}{\sqrt{E}}

II. Principe de l’imagerie neutronique :

1. Installation employée en imagerie neutronique :

Figure 13 : Installation type d’imagerie neutronique
Figure 13 : Installation type d’imagerie neutronique

L’installation de l’imagerie neutronique procède une source de neutrons suivit d’un collimateur qui limite le diamètre de 1a source et donne au faisceau sa finesse. Ces neutrons traversent ensuite l’objet à examiner et sont plus ou moins absorbés suivant la transparence de la matière rencontrée. L’image neutronique de l’objet, est recueillie sur un détecteur dont la réponse en tout point est proportionnelle à l’intensité du faisceau incident. Le détecteur, appelé « convertisseur », convenablement traité, permet de rendre cette image latente visible sur un film ou écran de télévision.

Les composants essentiels de l’installation type de l’imagerie neutronique sont :

  • faisceaux de neutrons 
  • filtre
  • collimateur
  • Détecteur

2. Faisceaux de neutrons

Il est nécessaire de disposer d’un faisceau de neutrons homogène suivant sa section pour obtenir des images neutroniques, Pour parvenir à cette fin, deux types de sources sont utilisés pour produire des neutrons thermiques :

  • les réacteurs nucléaires.
  • les émetteurs de neutrons.

3. Filtre de faisceau

L’utilisation des filtres est essentielle dans l’imagerie neutronique puisque il sert à enlever les différentes sources de radiations indésirables du rayon on distingue deux types de filtre :

  • Filtre des rayons gamma γ

Les filtres sont responsables de l’absorption des rayons gamma du faisceau. Leurs constituants éparpillent les neutrons et absorbent les gammas, le filtre doit être placé à la sortie du collimateur

Le bismuth (Bi) est souvent le plus utilisé pour les rayons gamma puisqu’ il a un coefficient d’atténuation inférieur à celui du Plomb (Pb) mais une atténuation de rayon gamma presque identique, Mais il a l’inconvénient d’être plus cher et doit être refroidi sous irradiation.

  • Filtre des neutrons rapides

Dans le cas de l’imagerie neutronique, le monocristal de saphir (Al_2 O_3) est utilisé pour filtrer le faisceau, des neutrons rapides afin de garder seuls les neutrons thermiques. Il est meilleur que le silicium ou le quartz.

La section efficace d’interaction des neutrons \sigma_{th}

\sigma_{th}=\sigma_a+\sigma_{inco}+\sigma_{inel}+\sigma_{elas}

Sachant que :
\sigma_a : Section efficace d’absorption.
\sigma_{inco} : Section efficace incohérente.
\sigma_{elas} : Section efficace de diffusion élastique.
\sigma_{inel} : Section efficace de diffusion inélastique.

Figure 14 : Section efficace total par molecule pour le crystal de saphir [5]
Figure 14 : Section efficace total par molecule pour le crystal de saphir [5]
  • Les sections efficaces d’interaction des neutrons  présentent un minimum 
    dans la gamme des energies thermiques ce qu’il nous assure une bonne transmission
    des neutrons lents (thermiques) et une bonne absorption des neutrons rapides.

4. collimateur

Le collimateur est un dispositif permettant d’obtenir un faisceau de neutrons parallèles et il permet d’extraire des neutrons thermiques, et seulement ceux qui arrivent sur l’objet à irradier sous des angles d’incidence peu différents, pour pouvoir obtenir une image neutronique de bonne qualité.

Théoriquement le collimateur doit être de forme conique pour avoir une surface d’exposition de dimension suffisante, ses parois doivent être gainées d’un matériau qui absorbe fortement les neutrons thermiques tels que le Cadmium ou le Bore. Cette forme permet une bonne finesse et une plage étendue de photographie, qui entraîne un faible grandissement.

Afin de limiter la diffusion des neutrons par l’air, le collimateur peut être fermé (fenêtre d’aluminium) et mis sous vide ou rempli d’hélium (élément très peu diffusant).

i. Le  rapport de collimation D/L

Le rapport de collimation D/L est la caution du diamètre d’ouverture du collimateur Det la longueur efficace du collimateur L. ce dernier détermine la qualité de l’image neutronique :

\phi_{i}=\frac{\phi_{\alpha}}{\left(16\left(\frac{L_{s}}{D}\right)^{2}\right)} {U_g=L_f\frac{D}{L_s}}

Avec    :

\phi_{i} : le flux de neutron dans l’ouverture du collimateur

\phi_{\alpha} : le flux de neutron dans l’image plane

L_s : la distance entre la source et l’objet

L_f : la distance entre l’objet et la surface de l’image

U_g : flou géométrique

Le rapport de collimation = D/L (diamètre/distance objet-source) doit être choisi le meilleur possible. De manière courante, le rapport D/L doit être 1/100 au maximum. Sur des faisceaux de haute qualité, il atteint 1/400.

Figure 15 : Schéma représentatif d’un collimateur
Figure 15 : Schéma représentatif d’un collimateur
ii. Divergence du faisceau :

La résolution spatiale d’une image dépend non seulement de la résolution du détecteur mais aussi fortement de la divergence du faisceau du neutron. De plus la qualité d’une image dépend aussi de la divergence du faisceau qui est décrite par son demi-angle ϴ ce qui nous donne :

\theta=tan^{-1}\left(\frac{I}{2L}\right)

Avec :

\theta : demi-angle de divergence du faisceau. I : la dimension maximale de l’image plane mesurée en diagonale. L : la longueur du collimateur.

La qualité d’un système est caractérisée :

  •   le contenu des neutrons thermiques (TNC) : Décrivant le nombre de neutrons thermiques dans le faisceau

TNC=\frac{\phi_t}{\phi_n}

{\phi_t} : Le flux des neutrons thermiques

{\phi_n} : Le flux de la totalité des neutrons présents

  •   la contribution relative des neutrons qui doit être sous la forme :

\frac{n}{\gamma}\ge 10^4 n. cm^{-2}.mS\upsilon ^{-1}

Ces conditions assurent que les contributions des rayons gamma dans la génération de l’image seront petites par rapport à celle du neutron.

5. La Formation de l’image radiante :

On a un faisceau de neutron homogène d’intensité traverse une epaisseur infiniment petite dx d’un matériau il subit une diminution d’intensité  qui est proportionnelle à l’intensité du faisceau incident et l’épaisseur dx du corps absorbant. Ce qui s’exprime sous la forme de l’équation différentielle suivante :

-dl(x)=\sum I(x)dx

Le signe négatif indique une diminution d’intensité. Donc La variation d’absorption des neutrons par un matériau est exprimée par la loi suivante :

 I=I_0{e}^{-\Sigma x}

Avec :

I : débit des neutrons émergents d’une pièce.

I0 : débit des neutrons incidents.

\Sigma : coefficient d’atténuation massique.

x = épaisseur traversée.

Le coefficient d’atténuation \Sigma  est la somme des coefficients d’atténuation des différents type d’interaction soit :

\Sigma = \Sigma_d + \Sigma_a

\Sigma_d = coefficient d’atténuation dû aux phénomènes de diffusion élastique et inélastique.

\Sigma_a =coefficient d’atténuation dû aux phénomènes d’absorption.

Si l’on considère un matériau d’épaisseur x contenant une cavité interne d’épaisseur x’ constituée d’un milieu solide, liquide ou gazeux, le contraste objet de cette cavité aura pour expression :

C =\sum{x'} 

Ce contraste est proportionnel au coefficient d’atténuation \Sigma.

     On constate que les produits à base de bore, lithium et de produits hydrogénés qui sont tous des éléments légers, pourront être décelés par l’imagerie neutronique avec un bon contraste.

6. Détection des images neutroniques :

La réaction nucléaire la plus utilisée au niveau du détecteur de neutrons est la réaction (n, α), particulièrement intense pour les neutrons lents, sur les noyaux légers Bore et Li :

Réaction du bore

 _{5}^{10}{B}\quad +\quad _{0}^{1}{n} \quad \longrightarrow \begin{cases} _{3}^{7}{L_{i} } \quad + \quad _{2}^{4}{\alpha Q}= \quad 2.792 \quad Mev \quad (etat \quad fondamental) \\ _{3}^{7}{L_{i}}^* \quad +\quad _{2}^{4}{\alpha Q}= \quad 2.310 \quad Mev \quad (etat \quad exite) \end{cases}

L’énergie mesurée dans le détecteur est la somme de l’énergie cinétique En du neutron et de l’énergie Q libérée dans la réaction ; pour 10B (n, α) cette énergie est emportée presque totalement par la particule α, alors que pour 6Li (n, α) elle est partagée entre le triton et la particule α.

Les neutrons n’étant pas des particules directement ionisantes, la visualisation de l’image latente neutronique nécessite un intermédiaire que l’on appelle convertisseur. Les neutrons provoquent, sur ce convertisseur, une réaction nucléaire non visible, entraînant une émission secondaire ionisante, alors facilement détectable. Les convertisseurs utilisent les réactions nucléaires suivantes : (n,γ) et (n,α) L’émission du convertisseur, qu’elle soit instantanée ou retardée, agit ensuite sur des détecteurs d’image constitués de films radiographiques (β et γ).

D’une manière générale, on distingue deux méthodes de détection de l’image :

  • la méthode directe, dans laquelle le détecteur d’image est placé directement dans le faisceau avec le convertisseur.
  • la méthode indirecte au cours de laquelle on introduit dans le faisceau un convertisseur, qui enregistre l’image neutronique, celle-ci étant ensuite rendue visible par un transfert sur un détecteur approprié hors de toute radiation neutrons ou ? (film radiographique généralement) lui-même sensible aux γ.
i. méthode directe :

La méthode directe utilise un récepteur constitué d’un film et d’une feuille de gadolinium (Gd) absorbant de neutrons, qui constitue le convertisseur. Soumis au flux de neutrons émergeants de la pièce, le convertisseur émet des particules β (électrons) ionisantes qui impressionnent la ou les couches d’émulsion que comporte le film.

Figure 16 : Méthode directe
Figure 16 : Méthode directe
ii. méthode indirecte

La méthode indirecte comprend deux phases successives :

  • Dans un premier temps, seul l’écran convertisseur est irradié par le flux de neutrons émergeant de la pièce. La réaction nucléaire produit un radio-isotope de période plus ou moins longue.
  • Dans un deuxième temps, à l’issue de l’activation de l’écran, celui-ci est mis en contact avec le film qui est impressionné par l’émission de particules résultant de la désactivation du convertisseur.

L’écran convertisseur utilisé avec la méthode indirecte est généralement une feuille d’indium (In) ou de dysprosium (Dy), matériaux facilement activables et présentant un coefficient d’atténuation élevé aux neutrons.

Figure 17 : méthode indirecte
Figure 17 : méthode indirecte

Lors de la méthode indirecte, le convertisseur est d’abord irradié. Il en résulte une activation.

n + Atome A \longrightarrowAtome excité A

L’atome A reste excité pendant un certain temps (l’activité diminue)

Le convertisseur est transféré hors de la zone du faisceau et mis en contact du film pendant quelques heures.

Atome excité  A^*\longrightarrow\beta et\gamma retardés

Le film n’est impressionné que par β et γ qui eux-mêmes ne sont engendrés que par les neutrons, l’objet lui-même peut-être radioactif.


Chapitre 3 : Détection de défauts par la radiographie neutronique

Le contrôle non destructif est un ensemble de méthodes qui caractérise l’état d’une structure industrielle sans la dégrader lors de la production ou la maintenance. On va s’intéresser précisément au rôle de la radiographie neutronique dans la détection de défaut dans des secteurs précis, notamment son utilisation pour le contrôle de pièces dans le domaine aéronautique.

I. La radiographie neutronique

1. Principe de la radiographie neutronique

La radiographie neutronique est une technique d’imagerie par transparence qui fournit des résultats similaires aux radiographies par rayon X. L’absorption des neutrons ne croit pas avec la densité de la matière traversée. Les matériaux organiques ou l’eau sont parfaitement visualisés grâce aux atomes d’hydrogène qu’ils contiennent alors que certains métaux comme l’aluminium, le plomb ou l’acier sont relativement transparents.

Les neutrons pénètrent avec aisance dans de nombreuses parois métalliques. On peut donc les utiliser pour le contrôle non destructif, par radiographie neutronique de dispositifs complexes, de taille importante, avec des composants enfouis.

2. Comparaison entre la radiographie neutronique et celle aux rayons X

En observant les images, on peut constater facilement l’apparence d’éléments sombres dans le cliché pris par la radiographie aux rayons X et cela est causé par la présence de composants métalliques, Sachant qu’ils sont presque transparents aux neutrons. Alors que les parties sombres apparentes dans l’imagerie par neutrons sont dues à des composants plastiques qui sont à leur tour presque transparents aux rayons X.

Radiographie Rayon X et radiographie neutronique
Radiographie Rayon(à gauche ) X || radiographie neutronique (à droit )

II. Secteurs visés par la radiographie neutronique

Les applications de la radiographie neutronique viennent de sa capacité de visualiser des constituants à base d’éléments légers exemple l’hydrogène ; bore, plastique caoutchouc et à travers des épaisseurs importantes de métal.

  • Secteur Nucléaire :

On utilise la radiographie neutronique pour suivre le comportement des combustibles irradiés ; elle nous permet d’obtenir une image fidèle de la structure interne du combustible après avoir séjourné dans le cœur du réacteur.

On peut aussi citer le contrôle des écrans neutroniques qu’on utilise pour la radioprotection ou la criticité.

  • Secteur industriel

On peut prendre comme exemple le contrôle de pièce métallique collée (acier, plomb)  où on peut déceler parfaitement la mauvaise répartition de la colle.

  • Secteur aérospatial

Dans le domaine aérospatial, la radiographie neutronique nous permet de  visualiser  les poudres et explosifs à travers les enveloppes métalliques de confinement.

  • Secteur aéronautique

En aéronautique  elle nous permet de détecter des défauts dans des pièces d’avion.

  • Secteur agronomique

Elle a été utilisée dans l’observation du développement de racine de mais, tournesol et de riz tropical sans dégrader le système racine sol. La visualisation est basée sur le fait que ces racines contiennent une quantité importante d’eau.

Image 18 : image neutronique de pied de vigne
Image 18 : image neutronique de pied de vigne

III. Détection de défaut par la radiographie neutronique

Toutes les méthodes radiographiques (utilisant Rayon X, Gamma, ou Neutron) sont basées sur le même principe : la radiation est atténuée lors de son passage par la matière. L’objet à l’étude est placé dans l’axe du faisceau de radiation incident. Apres l’interaction neutron-matière, le rayon est capté par un détecteur qui enregistre la fraction de l’intensité de la radiation initiale qui a été transmise par chaque point de l’objet étudié. Il faut noter que n’importe quelle inhomogénéité ou un défaut interne fait varier l’intensité de la radiation atteignant le détecteur.

La détection de défauts par la radiographie neutronique est basée sur l’observation des différentes variations de l’intensité de radiation après son passage par l’objet. Celle-ci selon la loi d’atténuation de radiation :

J=J_{0}{e}^{-\Sigma x}

Sachant que :

J = L’intensité des neutrons après interaction neutron-matière.

J_0 = L’intensité initiale des neutrons avant l’interaction.

\Sigma  = représente le coefficient total d’absorption et de diffusion en cm^{-1} .

x  = L’épaisseur en cm.

Figure 19 : l’atténuation de la radiation par la matière [6]
Figure 19 : l’atténuation de la radiation par la matière [6].

1. Défaut

Le terme défaut est ambigu, relatif et peu précis, mais sa connotation négative évoque bien le rôle que joue le contrôle non destructif dans la recherche de la qualité. En fait, détecter un défaut dans une pièce, c’est physiquement, mettre en évidence une hétérogénéité de matière, une variation locale de propriété physique ou chimique préjudiciable au bon emploi de celle‐ci. Cela dit, on a l’habitude de classer les défauts en deux grandes catégories liées à leur emplacement : les défauts de surface, les défauts internes. [7]

  •  Les défauts de surface

Ils sont accessibles à l’observation directe mais pas toujours visibles à l’œil nu, peuvent se classer en deux catégories distinctes : les défauts ponctuels et les défauts d’aspect.

  • Défaut ponctuel : correspond aux défauts les plus nocifs sur le plan technologique, puisqu’il s’agit des criques, piqûres, fissures, craquelures.
  • Défaut d’aspect : on fait référence aux creux et bosses, inclusions, résidus, défauts au niveau du produit brut, ondulations.
  • Les défauts internes :

Ils correspondent aux défauts présents lors de la fabrication par exemple lors du mélange d’alliage.

2. Les causes de défaut :

La présence de défauts implique la présence imminente de forces internes \overrightarrow {F} ou de contrainte interne \sigma \quad =\quad \frac { \overrightarrow {F}}{S} . Cependant elles peuvent avoir un effet bénéfique comme entrainer une meilleure résistance à la rupture ou la déformation, et un effet néfaste elles entrainent une plus grande fragilité et favorisent l’apparition de fissure. Dans tous les cas il est indispensable de les connaitre pour optimiser la fabrication de la pièce, ou optimiser son utilisation.

3. Le principe de détection de défaut par la radiographie neutronique :

Figure 20 : Installation radiographique lors de la détection de défaut
Figure 20 : Installation radiographique lors de la détection de défaut.

Si un faisceau de neutron d’intensité J_0 passe par un spécimen d’épaisseur e dans lequel un défaut d’épaisseur d est présent. La radiation d’intensité J_0 sera atténuée en diffèrent degré sur la partie saine du spécimen (d’épaisseur e). Et cela selon la loi d’atténuation de la radiation J=J_0 e^{- \Sigma e}.

4. Détection de défaut dans le secteur aéronautique

Dans le domaine aéronautique la détection de tout défaut ce fait en mesurant toutes les déformations « microscopiques » qui peuvent régner au sein d’une pièce. Ces dernières peuvent résulter du processus mécanique et thermique de fabrication.

Pour éviter toute contrainte résiduelle lors de la fabrication d’un longeron d’aile d’avion, il faut optimiser le processus de fabrication pour éviter l’apparition de fissure lors du fonctionnement de l’avion.

Figure 21 : schéma représentatif d’un longeron d’avion [7]
Figure 21 : schéma représentatif d’un longeron d’avion [7]

Avec :

(1)     : longeron avant
(2)      : longeron arrière
(3)      : Poutre 

i. Le cas du vide dans un longeron d’aile d’avion :

Dans le cas où le défaut d’épaisseur d est le vide il n’y aura pas d’atténuation de la radiation. Cependant La loi d’atténuation de l’intensité où le défaut est présent J_d est de la forme :

J_d =J_0 e^{- \Sigma (e-d)}

Sachant que e-d est l’épaisseur de la matière sans défaut.

figure 22 : Principe de détection d’un vide dans un longeron d’avion
figure 22 : Principe de détection d’un vide dans un longeron d’avion
ii. Le cas d’une craquelure, fissure dans un longeron d’aile d’avion :

La présence de fissure à l’intérieur d’un longeron d’aile d’avion, nous permet de constater que l’intensité de radiation issue du défaut est :

J_d = J_0 . e^{- \Sigma . (e-d)- \Sigma_d . d)}

Avec \Sigma_d coefficient d’atténuation total de la matière avec défaut

figure 23 : détection d’une fissure dans un longeron d’aile d’avion
figure 23 : détection d’une fissure dans un longeron d’aile d’avion

On conclut que dans les deux cas J_{d}\neq J puisque il y a une différence d’intensité de radiation du faisceau de neutron émergent du spécimen après interaction.

5. Détection de défauts dans le secteur aérospatial

La radiographie neutronique est une technique incontournable pour répondre aux objectifs de contrôle qualité des équipements pyrotechniques utilisés dans les programmes aérospatiaux. Les installations du commissariat de l’énergie atomique (CEA) ont permis d’effectuer ce type de contrôle de façon systématique sur la majorité des composants des programmes ARIANE. La visualisation de composés organiques contenant des atomes d’hydrogène est également très facile. Elle s’applique au contrôle de niveau d’huile, d’isolants, de joints de colle dans les matériaux composites et des revêtements de surface. Tous les types de joints contenant des atomes d’hydrogène peuvent être contrôlés même au travers de plusieurs centimètres d’acier. [8]

 Figure 24 : détection d’un joint manquant [9]
Figure 24 : détection d’un joint manquant [9]

Les ingénieurs en aérospatial de l’agence européenne spatial (ESA) se sont servis de faisceaux de neutron pour déterminer si les pièces du lanceur Ariane 4 présentait des fissures ou autres défauts et effectivement grâce à l’imagerie neutronique ils ont pu détecter une anomalie au niveau d’une pièce qu’ils ont pu visualiser grâce à l’image radiographique qui a révélé qu’un joint en caoutchouc était manquant.

Conclusion

Ce projet de fin d’étude nous a donné la possibilité de découvrir une nouvelle technique d’imagerie non destructive utilisée dans plusieurs domaines notamment son utilisation dans la détection de défauts.

Ce travail a nécessité une étude théorique rappelant les principes d’interaction neutron-matière puis un aperçu sur le phénomène de thermalisation des neutrons vue leur importance dans l’imagerie neutronique

En outre, nous avons présenté l’installation type utilisée dans l’imagerie neutronique comprenant essentiellement : une source de neutrons, des filtres pour les neutrons rapides et les rayons gamma, un collimateur qui a pour rôle d’extraire les neutrons thermiques, et finalement un dispositif de détection. De plus deux méthodes sont distinguées pour la formation de l’image radiante : méthode directe, et méthode indirecte.

Finalement nous avons étudié une des applications de la radiographie neutronique, en l’occurrence de la détection de défauts, puisque cette technique fournit des résultats distincts des autres techniques d’imagerie et permet de découvrir des défauts qui restent invisibles par d’autres méthodes.

Bibliographie

[1] http://www-llb.cea.fr/presllb/Part_1.pdf

[2] T.K.I.T.S.Y. El Masri « cours comment ‘détecter les neutrons’ – Physique Instrumentale : des éléments pour un bon choix – » 1994.

[3] Gamal Zeggwach, «physique Générale », Tome 2, 2010.

[4] http://www.je-comprends-enfin.fr/index.php?/Reactions-maitrisees-basees-sur-la-fission/interaction-des-neutrons-avec-les-atomes/id-menu-65.html.

[5] N.Zahar, D.Benchekroun, B.belhorma, P.Hermet, C.Broeders, « study of sapphire as thermal neutron filter for the MA-R1 TRIGA Moroccan Reactor Beam »

[6] J.C Domanus, « Pratical Neutron Radiography – The neutron Radiography Working Group under the auspices of the Commission of the European Communities Joint Research Centre Petten Establishment- »

[7] http://www.cybel.fr/glossaire/longeron.htm

[8] Jacques DUMONT-FILLON, « Contrôle non destructif (CND) », 1996.
[9] http://www-llb.cea.fr/neutrono/radio-neut.html
[10] http://www.synchrotron-soleil.fr/images/File/soleil/ToutesActualites/ Workshops/2013/formation-metallurgie/poster_CND_A4.pdf

Auteurs


Ce travaille a été réaliser par les étudiants :

  • NACER Soukaina
  • CHOUAYAKH Nada

Sous l’encadrement du professeur BENCHEKROUN Driss 

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