^^m çftffSOo»^ \S CEA-R-6111 COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE B.31 CONTRIBUTION A LA THEORIE DE L'INTERPRETATION DES DIAGRAPHIES WÊÈËÊÊÊÈË GAMMA NATUREL SELECTIF ET GLOBAL par Aboubacrine ALPHA KfS-S Rapport CEA-R-5191 1982 SERVICE DE DOCUMENTATION CEN.-SMXAY 91191 GF-sur-WETIE Cedex FRANCE ^ I
142
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^^m ç f t f f S O o » ^
\S CEA-R-6111
COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE
B.31
CONTRIBUTION A LA THEORIE DE L'INTERPRETATION DES DIAGRAPHIES
WÊÈËÊÊÊÈË GAMMA NATUREL SELECTIF ET GLOBAL
par
Aboubacrine ALPHA
KfS-S
Rapport CEA-R-5191
1982 SERVICE DE DOCUMENTATION CEN.-SMXAY 91191 GF-sur-WETIE Cedex FRANCE ^
I
PLAN DE CLASSIFICATION DES RAPPORTS ET BIBLIOGRAPHIES CEA
(Oiasification du système international de documentation nucléaire SIDON/INIS)
A 11 A 12 A 13 A 14 A IS A 16 A 17 A 20 A 30
B 11 B 12 B 13 B 14 B IS B 16 B 21 B 22 B 23 B 24 B 25
B 30
Physique théorique
Physique ttomique et moHcuUite
Physique de l'eut condensé Physique des phaanas et réaction theimonucléairei Astrophysique, cosmologie et nryonnements cosmiques Conversion directe d'énergie Physique des basses température! Physique des hautes énergies Physique neutromque et physique nucleate
Analyse chimique et isotopique Chimie minérale, chimie organique et physico-chimie Radiochlmie et chimie nucléaire
Chimie sous rayonnement Corrosion Traitement du combustible Métaux et alliages (production et fabrication) Métaux et alliages (structure et propriétés physiques) Céramiques et cermets Matières plastiques et autres matériaux Effets des rayonnements sur les propriétés physiques des matériaux Sciences de la terre
C 10 Action de l'irradiation externe en biologie
C 20 Action des radioisotopes et leur cinétique
C 30 Utilisation des traceurs dans les sciences de la vie
C 40 Sciences de la vie : autres études C 50 Radioprotection et environnement
D 10 Isotopes et sources de rayonnements D 20 Applications des isotopes et des rayonnements
E H Thermodynamique et mécamq. des fluides E 12 Cryogénie E 13 Installations pilotes et laboratoires E 14 Explosions nucléaires
E IS Installations pour manipulation de matériaux radioactifs
E 16 Accélérateurs E 17 Essais des matériaux E 20 Réacteurs nucléaires (en général) E 30 Réacteurs nucléaires (types) E 40 Instrumentation E 50 Effluents et déchets radioactifs
F 10 Economie F 20 Législation nucléaire
F 30 Documentation nucléaire F 40 Sauvegarde et contrôle F 50 Méthodes mathématiques et codes de calcul F 60 Divers
CONTRIBUTION A LA THEORIE DE L'INTERPRETATION DES DIAGRAPHIES GAMMA NATUREL SELECTIF ET GLOBAL
Sommaire - La néthode gamma naturel sélectif permet l'évaluation in situ de la teneur en uranium des minerais indépendamment de la valeur de l'équilibre U/Ra. La mise en oeuvre de cette méthode se heurte h deux catégories de difficultés.
La première est due au fait que le spectre instrumental est déformé par un certain nombre de facteurs liés aux conditions de mesure (présence de boue de forage, du tubage, de la variation de la position de la sonde).
La deuxième est liée a l'interprétation de l'anomalie IiCbasse énergie) nécessitant la connaissance du paramètre JJJ (coefficient d'atténuation du rayonnement gamma) qui est fonction de la teneur en uranium, que l'on veut déterminer.
La présente thèse développe deux méthodes de calcul originales qui permettent de surmonter ces difficultés. Les principes utilisés sont mentionnés ci-après :
1) On montre qu'il est possible de calculer les valeurs numériques des
RAPPORT CEA-R-5191 - Aboubacrine ALPHA
CONTRIBUTION TO THE THEORY OF INTERPRETATION OF GAMMA NATURAL SELECTIVE LOGGING AND GLOBAL
Summary - The gamma natural selective method allows the "in situ" measurement of the uranium content of ores independently of the value of the U/Ra equilibrium.
The use of this méthode meets two sorts of difficulties :
- first, the gamma spectrum is distorted by some factors connected with the conditions of measurement : drilling mud» tubing, position of the probe in the borehole.
• secondy, the interpretation of the anomaly IiClow energy) requires the knowledge of ul (absorption coefficient for gamma ray) which is a function of the uranium content which is to be deternined.
The present work develops two original calculation methods which allow to overcome these difficulties. The principles used are •entionaed hereafter.
1) it is shown that it is possibla to calculate the numerical values of
.../...
coefficients M et uz, sans détermination préalable des teneurs en ur*' niu», ce qui permet le calcul ultérieur de celles-ci-
2) A partir de la formule générale de J.A. CZUBEK valable pour les •ilieux infinis, on a établi une nouvelle foraule qui s'applique aux couches de puissance finie. La formule ainsi obtenue tient compte des conditions de mesure.
La dernière partie, comprend une estimation des erreurs permettant de fixer les limites de validité de la méthode.
141p.
Commissariat a l'Energie Atomique - France
coefficients uj et uz, without previous determination of the uranium grade, which eventually allows their calculation afterwards.
2) From the general formula of J.A. CZUBEK applying to infinite medium, a new formula applying to finite medium has been established. The formula thus obtained takes into account the measurement conditions.
The last part contains an estimation of the errors allowing to specify the limits of validity of the method.
141 p.
Commissariat a l'Energie Atomique - France
T H E S E
PRESENTEE
A L'UNIVERSITE PIERRE ET MARIE CURIE
PARIS 6
POUR OBTENIR
LE TITRE DE DOCTEUR INGENIEUR
Spécialité : Géophysique Nucléaire Appliquée
CONTRIBUTION A LA THEORIE DE L'INTERPRETATION DES
DIAGRAPH1US GAMMA NATUREL SELECTIF ET GLOBAL
par
Aboubacrine ALPHA
Soutenue le 17 Décembre 1981, devant le 3ury composé de :
M. MECHLER (Professeur) Président
M. LAMER (Professeur) p „ m ~ * . m
M. DUMESNIL (Docteur es Sciences) txanunateurs
~l - Rapport CEA-R-5191 •
Centre d'Etudes Nucléaires de Saclay Département d'Electronique et d'Instrumentation Nucléaire
CONTRIBUTION A LA THEORIE DE L'INTERPREATION DES DIAGRAPHIES GAMMA NATUREL SELECTIF ET GLOBAL
Aboubacrine ALPHA
-Octobre 1982 -
REMERCIEMENTS
Je prie Monsieur le Professeur P. MBCRLER de recevoir l'expression
de ma profonde gratitude pour l'honneur qu'il m'a fait en patronnant cette thèse et en acceptant de présider la Commission du Jury.
Que Monsieur le Professeur A. LAMER soit assuré de toute ma recon
naissance pour avoir accepté de faire partie du Jury.
J'adresse mes vifs remerciements à Monsieur P. DVMESSIL, pour l'aide très efficace qu'il m'a prodiguée tout au long de ce travail et pour avoir accepté de faire partie du Jury.
Je remercie Monsieur P. JOVER, Chef du Service d'Instrumentation pour les Applications Industrielles ; Monsieur J. WEILL, Chef du Département d'Electronique et d'Instrumentation nucléaire du CBS Saclay et Monsieur J. POTTIES, Adjoint au Chef du Département, qui m'ont autorisé à effectuer ces recherches.
J'adresse mes remerciements très chaleureux à tous mes collègues du laboratoire et à toutes les personnes qui m'ont aidé à l'élaboration de ce mémoire.
SOMMAIRE
Pages INTRODUCTION 1 PRINCIPE DE LA METHODE 5 Chapitre I - FORMULES DE BASE DE LA DIAGRAPHIE GAMMA NATUREL 9 1. Puits sec sans tubage 11
2. Diagraphie en présence de matériaux absorbants 13 2.1. Géométrie axiale 13 2.2. Géométrie excentrée \(, 2.3. Extension de la formule de Kogevnifcov 18
3. Pratique de la diagraphie gamma naturel 26 3.1. Influence de la longueur du détecteur 27 3.2. Influence de la vitesse de remontée de la sonde 27 3.3. Détermination des constantes 30
3.3.1. La constante d'étalonnage K 30 3.3.2. Le facteur d'accumulation 30 3.3.3. Le coefficient d'atténuation du rayonnement dans les roches 33 3.3.4. Kombre atomique équivalent 3g 3.3.5. Longueur d'investigation 4}
4. Traitement de» données de diagraphie gamma naturel 44 4.1. Traitement manuel 44 4.2. Traitement automatique 45
Pages Chapitre II - DIAGRÂPHIB GAMMA NATUREL SELECTIF 49 1. Facteurs de transmission des matériaux absorbantg 50 2. Coefficient d'atténuation du rayonnement gamma dans les minerais d'uranium 53 3. Traitement des diagraphias gamma naturel sélectif 59
3*1. Détermination des teneurs en uranium à partir des coefficients d'atténuation du minerai 61 3.1.1* Puits contenant un matériau de coefficient d'atténuation égal
à celui de la couche émettrice (cas de roche stérile dans le puits) $1
3.1.2. Puits sec» non tube 71 3.1.3. Cas particulier des couches infinies 77 3.1.4* Position excentrée de la sonde 88
3.2. Détermination des teneurs des passes minéralisées â partir des taux de comptage 90
4. Calibration 100 5. Estimation de la précision de la méthode gamma naturel sélectif 108
5.1. Ecart type relatif de la teneur en uranium. Cas général de la diagra-phie gamma naturel sélectif 108
5.2. Cas particulier d'une couche infinie \\Q 5.2.1. Puits sec no 5.2.2. Influence de la présence des matériaux absorbants \\%
5.3. Domaine de validité de la méthode \\2
CONCLUSION 117
Annexe 1 - FORMULE DE SOUPPE 119 Annexe 2 - FORMULE DE XAIK0VICH 121
BIBLIOGRAPHIE 125
LISTE DES SYMBOLES
Ii « e t IT « ï Taux de comptage dû â un milieu émetteur infini respectivement dans
les bandes énergétiques 100-150 keV et 300-700 keV
I(M , h, r ) : Taux de comptage (Intensité) dû à une couche de puissance h
I (y!!, h, r ) : Taux de comptage maximal observé sur l'axe du puits au milieu de
la couche emettrice
I£(À"P m » ••" Û V " z n ^ i ' àvï' ***» A*JN>^P
I^^di", h» r ) Î Relatif a la géométrie excentrée
G(p", h, r ) : Facteur de transmission de la couche emettrice de puissance h
G:i(p", h, r Q) : Relatif â la géométrie excentrée
G(u", h, r . c) : Facteur de transmission des matériaux absorbants
G ( % r , c), G"(<°, r » c) : Relatif aux couches infinies
- Le diamètre de la sonde et l'épaisseur de ses parois
- L'efficacité du détecteur
- La longueur du détecteur
- La vitesse à laquelle monte la sonde (l'enregistrement du Leg. s "effectuant
généralement a" la montée de la sonde)
- La constante de temps.
- 2 -
L1influence de ces facteurs sur le résultat des mesures obtenues par la
méthode gamma n'est malheureusement pas constante, elle peut, varier dans certains
cas au niveau d'un même puits [2, 6]* Tout cela a pour effet de rendre complexe
l'interprétation au niveau du gisement.
Le rayonnement gamma reçu par le détecteur est principalement dû, dans 214 214
les gisements d'uranium au BaC( Bi) et au RaB( Fb) (voir Figs 1 , 2 ) ; par con
séquent une mesure effectuée en comptage total quel que soit le type de détecteur,
ne permet que d'évaluer la teneur en Ra des passes analysées. La mesure de la te
neur en uranium serait cependant relativement facile, si l'on se trouvait devant
un état d'équilibre radioactif U/Ra constant et défini. Une telle situation se
rencontre rarement sur le terrain. Le problème général équilibre déséquilibra des
minerais uranifères est complexe ; les études effectuées dans ce domaine [8, 12,
18] ont montré que l'équilibre in situ peut être différent de celui déterminé ul
térieurement en laboratoire*
La présence de radon dans les sondages est un autre facteur qui rend
l'interprétation de la diagraphie gamma plus compliquée, voir impossible. Ce pro
blème de la présence de radon dans les sondages n'a pas fait l'objet de recherches
avancées. Dans la pratique, on lutte contre ce phénomène soit en attendant un cer
tain nombre de jours avant de commencer la diagraphie, soit en éjectant de l'eau
ou de l'air sous pression dans le puits [15, 44, 57, 81, 85].
Pour pallier les problèmes ci-dessus, plusieurs méthodes ont été mises
au point, trois méthodes sont particulièrement intéressantes : la méthode d'acti-
vation par neutrons puisés imaginée par Czubek [23], consiste â mesurer la distri
bution temporelle des neutrons dans la roche après irradiation par une impulsion
de neutrons rapides. Les premiers essais ont permis de confirmer les prévisions de
la théorie ; en particulier, il est possible de relier le flux de neutrons épither
miques à la teneur en uranium, la précision doit atteindre 1% sur la teneur pour
9 -1 un flux de neutrons rapides de quelques 10 n.s . Elle est néanmoins limitée par
l'utilisation d'un générateur de neutrons assez puissant, de faible encombrement
pouvant être intégré dans une sonde. Il faut ajouter à cela, les problèmes de pro
tection nucléaire et le coût élevé d'une sonde basée sut cette méthode. En 1970,
Dumesnil a mis au point la sonde Ge-Li [52] qui bénéficiant d'une excellente réso
lution en énergie devrait permettre de mesurer l'activité gamma due â i'uranium-
235. Cette activité est caractérisée par l'aire du pic d'absorption totale à 238
185 keV. Les deux isotopes primitifs de l'uranium [6, 67] 0 (abondance actuel-235
le % 99,3Z) et U (abondance actuelle = 0,7Z) restant constant pour la plupart
des minerais» il est. ainsi possible d'évaluer la teneur. Les difficultés d'exploi-
~1 Groupe de l'Uronium
Groupe du Plomb 210
Fig. I - Famille de l'uranium 238.
o,s
.9 <W
0,3
0A
RoB
RoB
0.1
lux,
n ,UX,U,L
OJBL
T ~ ENERGIES 0ESPK0T0NS GAMMA EMIS PAR LA FAMILLE DE L'URANIUM 238
RaC"!
RoC^Ç— RoC
RoC
0,5 Enzig. KEV
20
RoC
l 2JS
Fig. 2 - Energies des photons ganaa Sais par l'uraniuii en équilibre séculaire avec ses descendants. D'après les données recue i l l i e s par Novikov e t a l . [81] .
- 4 -
tation liées a l'utilisation permanente d'azote liquide, et le coût élevé de la
mise en oeuvre de la tonde Ge(Li) en sont les principaux inconvénients»
Pour une solution optimale du problème de la détermination in situ de
la teneur en uranium, le Professeur Czubek a mis au point la méthode gamma naturel
sélectif. Les premiers essais de la méthode ont été effectués par Dumesnil et les
résultats étaient déjà très encourageants [50, 51], Les difficultés d'exploitation
de la méthode étaient principalement liées d'une part à la nécessité de disposer
d'un appareillage électronique de terrain permettant l'exécution de mesures très
précises et d'autre part au défaut d'une méthode d'interprétation appropriée [28,
51]. Les progrès récents des composants électroniques permettent de surmonter la
première difficulté. L'utilisation de la méthode gamma naturel sélectif reste
principaelemnt liée & la mise au point d'une nouvelle méthode d'interprétation,
adaptée aux conditions de mesure sur le terrain.
La présente thèse expose la voie à suivre pour atteindre cet objectif.
Le premier chapitre porte sur les formules de base de la diagraphie gamma, d'où
l'on déduit les formules approchées â utiliser pour l'interprétation du gamma
naturel sélectif. Le second chapitre traite de deux nouvelles méthodes d'interpré
tation des diagraphies gamma naturel. Dans ce chapitre on fait une estimation des
erreurs permettant de fixer les limites de validité de la méthode.
PRINCIPE DE LA MÉTHODE GAMMA NATUREL SÉLECTIF.
Le principe de la méthode gamma naturel sélectif déjà mentionne dans
plusieurs publications [28, 50, 51], consiste à utiliser l'augmentation du coeffi
cient d'absorption du rayonnement gamma par l'effet photoélectrique résultant de
la présence de l'uranium dans la roche. La présence d'éléments lourds, entraîne
une modification de la forme du spectre du rayonnement diffusé par le milieu à
partir du rayonnement primaire émis par les nucléides radioactifs présents dans
le minerai. En effet» la section efficace d'absorption du rayonnement Y P a r effet
photoélectrique est proportionnelle à la puissance m (4 < m < 5) du nombre atomi
que Z de l'élément absorbant. Par ailleurs, elle augmente très vite lorsque
l'énergie E du photon incident diminue (variation en 1/E ) .
La section efficace de diffusion des photons par effet Compton (prati
quement indépendante de l'énergie) est une fonction linéaire de la densité de
la roche.
La présence d'un élément lourd» même en faible quantité dans le minerai»
modifiera le spectre du rayonnement Y dans le domaine des basses énergies* L'ura
nium (élément très lourd puisque Z =•= 92) contribuera notablement â déformer le
spectre du rayonnement diffusé par le milieu.
On montre en appliquant le principe de similitude â l'équation du trans
port du rayonnement [28], que la valeur d'un certain paramètre P, représentant le
rapport des taux de comptage obtenus dans deux bandes I. et X- du spectre gamma
diffusé, dépend de la valeur du nombre atomique équivalent de la roche (Z ) . Pour
un gisement donne, la valeur de ce dernier paramètre varie surtout avec la teneur
en uranium
[283 que :
en uranium q_ et très peu avec la composition chimique de la matrice. On montre
I 2 -
- 6 -
I. et I- sont les intensités dues à une couche radioactive infinie respectivement
dans les bandes 1ÛÛ-150 keV et 300-700 keV. Les bornes des bandes ont été choisies
a* partir des spectres expérimentaux obtenus en laboratoire ; a et b sont des cons
tantes d'étalonnage (voir Figs 3, i et 5).
1000
Fie» 3 - La section efficace d'absorption du rayonnement Y par effet photoélectrique (ai) est liée simultanément à Z et il bv (d'après Evans).
- 7 -
Coups
12.103'
i»1û 3 .
Am2« (59,5 ktV)
Teneur M 5000 ppm Sources additionnelles Am**! ( luCi) Ro 2 26 (1JJCI) Acquisition sur 1024 canaux Temps d'ocquisition 150 s
Energie EÏ(keV)
Fig. 4 - Spectre des rayonnements gamma d*un minerai d'uranium.
Coup$j,
12x103-
|3. 8M10
*«10 3 -
, A m 2 « I (59,5 keV)
Teneur st 60000 ppm Sources additionnelles Am2<1 (luCi) Ra226 t ^ c i ) Acquisition sur 1024 canoux Temps d'acquisition 150 s Cristal Nal (Tl)127YEA3B
500
K t . 5 - Spectre des rayonnements gai
Energie E¥{keV) N 0 0
i d'ua ainerai d'uranium.
CHAPITRE I
FORMULES DE BASE DE LA DIAGRAPHIE GAMMA NATUREL.
Dans ce chapi t re nous avons groupe les nombreuses formules u t i l i s é e s
pour l ' i n t e r p r é t a t i o n des diagraphias gamma. Rappelons que toutes ces formules
ont é té démontrées â p a r t i r des principes généraux mentionnés c i -après [8, 37,
67, 101-104, 109] :
- L'absorption du rayonnement gamma es t déc r i t e à l ' a i d e du coeff ic ient
d 'a t ténuat ion e f fec t i f \i:t qui e s t constant pour un milieu donné.
- L'influence du rayonnement diffusé â la f ront iè re de séparat ion de deux
milieux es t négligeable*
Dans ces condi t ions, l 'anomalie s t a t ique créée par un volume élémentaire i r r a
diant dv à une dis tance R es t donnée par la formule suivante (Fig. 6) :
i - S u X dl - Kqp Ar e x x l dv (2)
R^
où \i" est le coefficient d'absorption linéaire effectif du rayonnement gamma dans le milieu traversé ;
R. : distance parcourue par les photons dans le milieu de coefficient d'absorp
tion uv avec £ R- - R ; 1 i *
q : concentration en éléments radioactifs ;
K : facteur de proportionnalité qui dépend du type de détecteur.
Dans la formule (2) le facteur exponentiel tient coapte de l'atténuation du rayon-
neaent y dans le milieu. Le facteur 1/R de la géométrie de mesure.
L'intensité totale en un point M s'obtient en intégrant l'équation (2)
dans coût le voluae V radioactif :
-IlTR I - ï / q p 4 e l l » d V (3)
( Ï ) •
- 10
dp,g/cm?
Fig. 6 - Atténuation du rayonnement gamma dans l'aluminium et le plomb d'après les données recueillies par Novikov [81].
1. D'après Hirshfelder ; 2. D'après Victoreen ; 3. D'après Davisson. (En pointillé» sont représentées les données expérimentales de Novikov.)
Etant donné la distribution I * I(Z), il faut trouver la distribution
q * q(Z). Le problème ainsi posé est le problème inverse de la diagraphie. Une
solution peut être donnée à l'aide de la formule (3).
Pour résoudre le problème inverse, on utilise souvent (surtout dans la
diagraphie pétrolière), la méthode de Monte Carlo. Cette dernière a l'avantage
d'être très précise. Mais par ailleurs elle nécessite des moyens financiers im
portants, en raison d'une part de la complexité de l'algorithme de simulation
des événements du photon et d'autre part du temps machine élevé [2, 59, 89].
Dans la présente thèse, il ne sera question que des formules obtenues â
partir de (3). Pour faciliter l'emploi de ces formules et surtout pour plus de
clarté nous avons étudié, certains cas particuliers importants pour la pratique
de la diagraphie gamma.
Il -
1. PUITS SEC SANS TUBAGE.
1.1. Géométrie axiale.
L'intensité I observée au centre d'une couche minéralisée quand le détec
teur est place sur l'axe du puits est donnée par la formule de Souppé [57] (Fig.7) :
ICuK,h,r ) 4nKq.
H/2
Ra / einy dip 11 -
" arctglr0/(h/2)f
expC-'V" s e B ï + W Kr cosecy)
où p.[g/cm ) est la densité de la pas&e minéralisée ;
r est le rayon du puits ;
h est la puissance de la passe minéralisée.
L'intensité ainsi observée est maximale pour cette couche
l(V«,h,ro) = ^ A t , )
La relation (4) est équivalente â :
arctg(h/2r ) 4 n K q R a P
/ cos9.de 11- exp(-'=s- cosecS + y"rosec9)
(4)
(5)
La formule (5) a été obtenue également par Stalluood et Mott [91 ]-
R 8 - ? " Modèle de calcul de l'anomalie statique au centre d'une couche radioactive.
2 8 S i 1 4 b l 0,0589 0.0177 -118 55,0 0,0197 0,0502 -0,0076
4 0 C a 2 0 0 a 0,0585 0,0181 -134 129 0,0231 0,0449 -0,0059
56, 2 6 F e 0,0582 0,0149 -95 230 0,0248 0,0368 -0,0038
64„ 2 9 C u 0,0627 0,0118 -45 289 0,0259 0.0333 -0.0026
Air 0,0644 0,0149 -77 16 0,0158 0,0562 -0,0093
Eau 0,0775 0,0143 -67 14 0.0170 0,0633 -0,0106
Sable 0.0613 0,0167 -102 26 0.0178 0,0531 -0,0084
36 -
Sur les figure* 14 et 15 sont représente» les coefficients d'atténua
tion Bassique pour des rayons gamma dans l'aluminium et le plomb ; la figure 16
donne ce mène coefficient pour les minerais et certains corps composés.
Le coefficient d'atténuation effectif y" est donné par Hirshfelder [60]
sous la forae :
0,434 D. - log(l + Y,D„ + Yjft " 0,434 d K"'
La fornule (S3) donne une valeur de l'intensité I satisfaisante pour les milieux
de nombres atomiques Z < i3 et des valeurs de I supérieures quand Z est élevé
[81].
L'intervalle énergétique dans la diagraphie gamma naturel étant choisi
de façon 3 ce que l'effet de paire soit négligeable, on peut écrire :
"v
u - u p h + u c (54)
ou IL. et P. sont les coefficients d'atténuation linéaires respectivement par
effet photoélectrique et par effet Compton.
Pour un milieu complexe, les coefficients d'atténuation linéaires sont
définis par [75-77, 100, 104] :
•A„ • 2 £4k (55) i-l 1
v \ qi " c - p-V°c -^xr-ïôo- ( 5 6 )
23 où A Q : nombre d'Avogadro, A - 6,0248.10
Z., A. et q. sont respectivement le numéro d'ordre atomique» la masse atomique
et le pourcentage de 1'element i dans le milieu. La sommation s'effectue
sur tous les éléments formant le milieu.
Posons :
» - I r m < 5 7 >
1 - 37 -
*
l ioo
I * Al g
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! s è 1 r-
•8 ••o -_ .yv.
? m =-.s x .. u __ ȣ< o
I fi&L' 0,001
0,1 10 Energie du photon Er(MeV)
Fig. 14 - Coefficient d'atténuation massique pour des rayons gamma dans l'aluminium en fonction de l'énergie du rayonnement gamma (d'après Evans).
i
S
qooil 0,01
/y
0,1 1 10 100 Energie du photon E r ( M e V )
Fig. 15 - Coefficient d'atténuation massique pour des rayons gamma dans le plomb en fonction de l'énergie du rayonnement gamma (d'après Evans).
u/p (cm /g)
1.0
0.10
0.01
0X101
\ iMkh ^ W - 6
îë 5 " 3
4J ' *
[ff ' *
[ff \l "Ts 1
respectivement :
1 (H 20) 7,42 et 1,12
2 (H 20) 11,4 et 1,06
3 (H 20) 15,67 et 0,991
4 (HjO) 19,2 et 0,998
5 (HjO) 22,6 et 0,947
6 <Fe) 26,0 et 0,930
7 (Al) 13,0 et 0.963
oxn Ol 10 X0
Fig. 16 - Variation des coefficients d'atténuation aassique en fonction de l'énergie des gayons gaaaa. D'après Fillipov [S3].
W c/2Bp (effet COB?ton)u B - (u c (côté gauche) et
(côté droit).
- 3B -
En reportant la formule (57) dans l'équation (56) on obtient
Hr ' P-*o-°r-6 (58)
Le coefficient 6 qui exprime l'influence de la composition chimique a été étudié
par Czubek et Guitton [25] et Fillipov [53] sur de nombreux échantillons de mine
rais. Les résultats essentiels sont portés dans les tableaux IV et V.
3.3.4. Hombre^tomijue^éjuivalen^Z .
La composition chimique des passes minéralisées étant généralement mal
connue, il est plus commode d'introduire la notion de nombre atomique équivalent.
D'après le principe de similitude [25, 29, S3] la condition d'existence
du nombre atomique équivalent pour une roche est définie de la manière suivante
[25] : le rapport (Pp n/P c) pour la roche qui est fonction de l'énergie E et de la
composition chimique de la roche est égal aux valeurs (y p./u r) calculées avec Z
pour chaque énergie E. Z n'existe pas dans tous les cas, ce qui s'explique par
l'existence dans la roche d'éléments lourds (plomb, uranium) et d'éléments légers
(Fig. 17).
5 p,9/CM3
Fig. 17 - Variation du nombre atomique équivalent des roches et des minerais Z eq en fonction de leur densité. Les points correspondent à des cas concrets. D'aprës FUlipov [53].
39 ~ \
Tableau IV
D'après Fillipov [53],
Roches A eq
A eq
t
Eau 13,36 0,560
Lignite 12 ,47-12 .93 12,70 0,525
Houille 13 .03-13 ,72 13.38 0,519
Carnalile 28 ,2 0.511
Grès 23 ,3 - 2 6 , 1 24," 7 0.501
Argile 22 ,67-29 ,57 26 ,1 0,501
PJSIre 32 ,12 0.512
Marne 28 .92 -30 ,20 29,56 0,4985
Calcaire 2 9 , 6 0 - 3 1 , 1 5 30,26 0,500
Dolomite 27 ,4 -27 ,85 27,67 0,4985
Anhydrite 30 .56 0,500
Granite 26 ,8 - 2 8 , 5 27 ,6 0,4935
Pegmatite 2 6 , 4 - 2 8 , 2 27 ,3 0,4915
Diabase 3 1 , 2 - 3 3 , 2 32 ,2 0,4945
Chalcopiryte 51 .5 0,4775
Pyr i te 44. E 0,4835
Chromlte 4 6 . 7 0,4715
Magnetite 4 8 . 9 0.4730
Hématite 4B.E 0.4730
Barite 102 ,0 0,4460
Calênite 172 .5 0,4475
- 40 -
Tableau V
D'après Fillipov [S3].
Roches g / c m g / c m Z«« Z
Eau 1 .00 7.42
Lignite 1.10 - 1,2F 1.18 6, 55-6. 79 6 .67
Houille 1,26 - 1 ,33 1.30 6 ,58 -1 .27 6 .92
Caroa l l t e 1,60 - 1.70 1.S5 14.14
Grès 1,80 - 2 .80 2 ,30 11 ,63-13.15 12,39
Argi le 2 , 0 0 - 2 ,20 2 .10 11,42-14.72 13,01
P l â t r e 2 . 3 0 16,44
Marne 2 , 2 0 - 2 , 6 0 2 .40 14 ,38-15 ,10 14.74
Calca i re 2 , 50 - 3 ,00 2 .75 14.84-1S.S3 15 .13
Ca0.^s0.2CO, + 0.555 PbS 16.7 r t 17.8 18.4 16.1 14 .0 11.2
Coala :
awthr- - i t e : 95S C, 2ÎÎ 0 , 3 £ K 6 . 1
Charbon : 753 C, 163 0 , 7 S E 6 . 7
r 43 -
il/I»
d j
"I »J J l l».
20 30 40 h,CM
Fig. 18a - Courbe de saturation obtenue par Novikov [8], Lea pointillés représentent les résultat? des mesures obtenus dans un minerai d'uranium en équilibre.
I - p - 1,75 g/cn3
II- p - 2,35 g/cm3
1 - u:! » 0,05 cm"1
2 . p}.' . o,07 cm"1
3 - y« » 0,09 cm"1
4 - u" * 0,12 cm"1
Pig. 18b - Modèle de mesure.
Imax la 10
+ $ & ri =* —0
ss
«y» \ft
«.6
0,4 0,4
0,2 f
Tma» 20 40 60 80 100 120h.cn
"v ^ap^rp -f
Of - / up ~2
f -1
mrt~j' A*
0,2 G _!•>
Fig, 19 - Variation de l ' in tens i t é du rayonnement gamma au centre d'une couche sur l 'axe d'un puits de diamètre 87 cm. Détecteur du type Geiger Millier.
3 - sinX • £ (-l)k - % f _ ., • g I i (-1)" -ojSrfn-^l ( 9 , )
En tenant compte de (80) et (81) il vient :
f" -pr sec6 r x -|ir sec9 ... . (u r ) k
J e " cosô d8 - I e ° ° cos6 dB+& I (-l)k j ^ . ^ < 9 2 )
o o
La foraule (82) suppose que —- « 1, cette condition n'est assurée que dans le Mo
dcaaine des faibles teneurs, c'est-S-dire quand q < 0.05Z.
- 63 -
Dana 1* cat oO la teneur en uranium du giaement atteint II, il faut ap
porter une correction 1 la foraule (82). Pour minimiser lea erreura d'approxima
tion, il eat utile d'effectuer lea correctiona aur le facteur de transmission
G(|ih,r ) qui eat directement lié 1 la teneur en uranium. De même en développant
la fonction exponentielle intégrale du type E 2(uy) en série de Taylor limitée
au premier degré en h\> on obtient :
E 2(p oy + Aiiy) s E 2(u oy) - E,(p0y).y.4v (93)
Les calculs effectues avec les données expérimentales sur les coefficients
d'atténuation linéaires des minerais d'uranium (0 < q„ < )Z) ont montré que
l'erreur commise avec la formule (83) atteint 40Z. Nous avons pu obtenir une
précision supérieure S 5Z en utilisant la formule :
E 2 ( V + A w > * E 2 < l l o y ) " X0»>E 1(>yO'y' A , J ( 9 4 )
0,6552 < X0O < 0,8215
Four l'interprétation automatique, on peut prendre :
Xfh) - Exp(-0,015.h) (95)
La formule (94) est valable pour les conditions de diagraphie suivantes :
- gisements dont les teneurs en uranium peuvent être estimées entre 0,001 et 5Z ; - le rayon du puits ne dépasse pas 5 cm ;
- l'interprétation automatique s'effectuera pour 10 < h < 30 cm ; - le coefficient d'atténuation linéaire est exprimé dans le domaine des basses
énergies (100-150 keV).
Les fonctions de transmission G(uh,r ) deviennent compte tenu de (92?
et (94) :
JC -y r sec8 h/2r r i -f\
| cosB.dB.e - -• ° - • E ^ u o r 0 /l + (b/2r())'£J +
* x(h) & 2 (-o k -rp^rrr "k-i * x t h ) T EI [ V « / + < h ' 2 r o ) 2 J ^ < 9 6 )
où X « arctg n/2r .
- o* -
Les coefficients À(h) dam. (86) doivent être calculés de façon a obtenir
une tris grande précision sur les facteurs de transmission C(u §Au,h,r ). Nous
avons calculé par la Méthode des moindres carrés le facteur X(h) pour des condi
tions proches de celles des gisements (conditions ci-dessus). Les À(h) ainsi
obtenus permettent de calculer G(u ,Au,h,r ) avec une précision supérieure 1 2£«
Dans le tableau VIII sont portées les valeurs de G(U ,Au,h,r ) calculées a partir * o o de la formule de Czubek et a partir de la formule (96). Dans ce même tableau
sont portées les valeurs de G(y ,h,r ). Celles-ci ne tiennent donc pas compte
de l'augmentation du coefficient d'atténuation linéaire en fonction des teneurs
des minerais en uranium. Four la mise en exploitation de la méthode» nous avons
constitué des tables pouvant servir de base pour la création des fichiers de don
nées selon les possibilités de l'exploitant. Ces tables contiennent toutes les
valeurs de A(h) et de x( n) pour y (coefficient d'atténuation de la matrice dans
la bande énergétique 100-150 keV) variant de 0,2 â 0,4 par pas de 0,01 ainsi que
pour une série de valeurs du rayon du puits allant de 2 cm à 5 cm par pas de 1 tus.
Les limites retenues pour le coefficient d'atténuation ont été choisies d'après
les valeurs expérimentales obtenues sur les blocs de minerais d'uranium du labo
ratoire.
Pour la fonction g(y ,Ay,h,r ) , l'erreur commise si l'on ne tenait pas
compte de l'augmentation de u en fonction de Au atteint 90%, pour les teneurs
des minerais supérieures à 1,5%. C'est pourquoi, les fonctions g(uh,r ) doivent
être exprimées en fonction du paramètre Au. Ainsi en tenant compte de (96), la
formule (87) devient :
. ( r° -y r secB h/2r r j *\
scv^ .h .v " ÏH- ÏÙ e ° ° c o s 6 d e • / w / + ( h / 2v> r
0 <Jo A + (h/2r > 2
o
+ M h ) S 1 1 ( " 1 > k S ^ 1 " V ) + X(h> * E l [V</ + th/2r„)2] . *.J (97)
En se limitant au terme du premier degré en Au, l e facteur (y +Ap) peut s 'écrire :
o^-'-iO-S)
- 65 -
Tableau VIII
V Q - 0,32 c»" 1 r g • 3 cm
Puissance de I* couche h • 10 cm ; G(u h,r ) - 2.3826E-001
Augmentation du coefficient d'atténuation
Fonction de transmission des matériaux absorbants Erreurs relatives en Z
+ au / (^ c o t g 9 - r o ) d 8 expt-u Q y cosec8 + u o r 0 s e c 6 ] (104)
so i t eu posant :
arctgth/2r o )
y° (P a ,b , r o > I ( | co tgB-r o )d6 exp£- y Q | cosecS • u ^ s e c S ] (105)
G(li o .âu,li.r 0> - G(| i 0 ,h,r 0 > + A». y°Cu 0 ,h ,r 0 ) (106)
72
<s. <Nr
^
D'après 1* formule de Czubek — D'aprls la form.le approchée
^
Fig. 28 - Variation du paramètre de transmission de la couche émettrice G{uh.r0). en fonction de l'augmentation du coefficient d'atténuation linéaire due â la présence d'uranium. Cas de puits contenant un matériau absorbant de coefficient d'atténuation linéaire égal à p - u 0 + Au
u • 0,32 cm"1 ; r 0 - 3 cm.
«»M M
*.<• ; \ D'après la formule de Czubefc
o.l • N ^ 1 •„. D'après la formule approchée
a*
^ M ^ ^ ^
• » »
M
^ ^ ^ ^ ^ ^ ».l J 1 I 1 1 1 l-i L Ml I.O t,« MS M» M» Ml
Fig- 29 - Variation de g()l,h,r0) en fonction de l'augmentation du coefficient d'atténuation linéaire» due a la présence d'uranium* Cas de puits contenant un matériau absorbant de coefficient d'atténuation linéaire égal i u - u + Au
u, - 0,28 cm"1 î r - 3,5 cm. °
73 -
Sous avons traité let fonctions tfC(u ,h,r),G(|i_,h,ro) et G(u o,Au,h,r 0). Il ressort des analyses, que l'erreur relative aaxiaale « m i s e sur G(u ,Au,h,r ) en prenant Au - 0 est de SX, tu variant da 0,001 a 61. En utilisant la foraule (106), cette erreur maximale ne dépasse pas 3Z. Four obtenir une erreur relative sur G(u ,Au,h,r ) inférieure 1 IX, il faut utiliser la foraule :
Four les fonctions g(U»h,r ) les erreurs relatives commises quand on ne tient pas compte de l'augmentation de la teneur en uranium atteignent 70S* La formule (109) donne une erreur relative de l'ordre de 17Z. Four obtenir une erreur relative satisfaisante, il faut utiliser la formule :
L'erreur relative maximale commise en remplaçant g(u,h,r ) par la formule (110) est de 6,51 quel que soit h < 50 cm et q < 6Z, les valeurs X°(b) étant obtenues par «justement par moindres carres dans les limites ainsi définies. Les fonctions g(U,b,r ) , g(u ,h,r ) et celle calculée par la formule (110) sont représentées sur les figures 32, 33 et 34.
r - 74 ~l
1-Suivom ta tormult *> Souppt C.A 2-5uivom M rormulff approchtt
0.M 0,06 0/M 0,1 0J2 0.V, 0.16 .«rr' OJ«
Fig. 30 - Variation du paramètre de transmission de la couche émettrice en fonction de l'augmentation du coefficient d'atténuation du rayonnement gamma ûp due à la présence d'uranium (r » 2,5 cm ; y ** 0,32 cm* 1)
t — Formule <Je Souppe. C.A 2— Formule opprochée
Fig- 31 - Variation du paramètre de transmission de la couche éaettrice en fonction de 1'augmentation dr coefficient d'atténuation Au due â la presence d'uraniun (r - 2,5 cm ; u » 3,2 o f 1 ) .
75 -
KM.h.r^
1 - Mr le ivmJf •> Swept' C«. 2—PBr ta formuM opprocnlf
Fig. 32 - Variation de g(u,h,r ) en fonction de l'augmentation du coefficient d'atténuation Au due â la présence de l'uranium (u • 0,32 cm"' ; r > 2,5 cm).
6<U,h,r )
•.M ».«• I.»
Fig. 33 - Variation de g(u,h,r ) en fonction de 1'augmentation du coefficient d'atténuation nu due a la présence de l'uranium (u - 0,32 ca~' ; r - 2.5 ca).
o o
- 76 -
J.A-P
V . _ _ _ V9tnt la fHMit I t SMITH CX _—». Vtfth I» fltMlil «ffMKtttf
^s>
Big. 34 - Variation de G(vi,h,r ) en fonction de l'augmentation du coefficient d'atténuation au due à la presence de l'uranium (u - 0,28 cm"1 j r o » 3 cm).
Rema/ujuz : Les paramètres d'ajustement A (h), X (h) o n t *** calculés pour la
bande (100-150 keV). Dans le domaine des hautes énergies, on peut prendre
X°(h) - A°(h) - I.
Par la suite on posera :
y(u 0,h,r 0) • A°(h)y0<go,h,re) ]
(112')
g°(U„.h,rJ - X°(h)g(U„,h,r ) ]
- 77 -
3.1.3. Çi!_tîrticulier_d;|_couçh;j_in£ini;j,
Les Mesures da radioactivité au niveau dei passe» d'épaisseur infinie ser
vent de repère pour l'interprétation. Elles permettent aussi de faire un étalonnage
naturel précis. Il est donc nécessaire de connaître les fonctions g(",u >Au.r 0).
On ne peut déduire les valeurs g(»,u ,Ay,r ) des fonctions g(|i ,Au,h,r )
exprinéea par la relation (110), il faut partir de la formule (22) explicitée sous
la forne :
Kl? 4TiK.q.p / -c sec8 K ^ f coe8 d6 (113)
En procédant comme au paragraphe 3., on obtient :
g(»,Wn,ûy) - r r ( l -TT) P(-,r ,c) (114) "«A V et :
"o L »oJ »
Pour les sondages secs on a F(°°,0) - 1 et
Le taux de comptage s'exprime donc par :
ATTK.q. .p
o \ V F(«,t,c) (116)
Les formules (114) et (115) donnent une erreur relative supérieure à 40% pour les
minerais très riches (q
formules» il faut poser
minerais très riches (q > 22). Four minimiser les erreurs dues â l'emploi de ces
JL_J.A-v.4A (ne-)
Le paramètre Y e s t u n e constante, qu'il faut déterminer par le critère des moin
dres carrés» sur l'intervalle q . < q„ < a . On a ainsi obtenu :
X-o = 0,6.
Ce qui donne définitivement :
* _ , - — j ; V | - ° - 6 i r J F < ° ' - r o - , : > ( l i 7 )
Dim ce cas f. _ - 0 e t la formule (160) s ' écr i t :
«Nn N > * t y v ' , | f t j » r / i
( 1 6 2 )
"0 "( l - o g 2 ( p / . 2 . G % c )
où
G - W'0^ »,c G,(»,C])
Dans le cas où a < 0 (162) devient :
Oq„ |(op/p) 2 * (oa 2/a 2)2
f.^2 11/2
-2 -(f) ( 1 6 3 >
Log(p.a 2/G„ > c) » bq u (164)
Ici. le facteur de transmission des matériaux absorbants G(<*>,c) est supposé connu
sans erreur.
Les deux dernières relations montrent que l'erreur relative sur la teneur
en uranium due à une couche infinie est indépendante des conditions de mesure.
Cette erreur ne dépend que des constantes d'étalonnage. Ce résultat s'étend faci
lement au cas où la sonde est sur les parois du puits. En définitive, l'erreur
relative sur la teneur en uranium d'une couche infinie» ne dépend ni des matériaux
absorbants, ni de la position de la sonde dans le puits.
5.3. Domaine de validité de la méthode £23].
Il existe une teneur minimale détectable fonction des variations du paramètre Z . Pour déterminer cette teneur Aq„ Czubek a obtenu la courbe Aq 0 » f(oZ ) (cf. fig. 46) à partir des variations de Up^/Ug • * W ) (*ig. * * ) • Sur la figure 45 on peut donc lire l'apport d'uranium Aq_ nécessaire pour provoquer une variation AZ donnée du paramètre Z__ de la roche (pour Z - 16,
eq eq eq E - 150 keV).
- 113
Vfi,
7. S 5
4
3
2
0,01
1 i i
1 % *
^ ^
^ i ^
" _,, <<-i X f**^ • < . >>o ^* ^? \^ s^ —1 ^* ^A
0.1 I O V O
M
15 IB Z
17 18 19 20
Fig. 45 - Fonctions Vp n/Pc des minerais d'uranium pour l'énergie E * 350 keV pour différentes valeurs du nombre atomique équivalent de la matrice rocheuse. D'après Czubek,
m 2
P: 0.01
J
/
= = ^
/
/ /
J / Fig. 46-Teneur minimale
détectable en uraniun en fonction des variations du Z „ de la natrice rocheuse. D'après Czubek.
.3 ,* .5.6JJW1.0 2.0 3.0 «JD5JI
114 -
La valeur Aq„ correspond 1 la teneur minimale detectable dans un gisement présentant certaines variations de Z indépendamment de la presence de l'uranium. La précision de la méthode dépend donc des propriétés lithologiques de chaque gisement uranifere.
Les figures 47 et 48 sont des exemples de diagraphies gamma naturel sélectif obtenues par Czubek et Dumesnil. La differentiation des deux courbes, montrent qu'il est possible d'effectuer une interprétation séparée, suivant les méthodes développées dans les paragraphes précédents.
5-t.Ut 1
Profondeur
Fig. 47 - Sondage 116 Has d'Alary. Gamme Constante de temps : 3 s. Profondeur 54 m.
10 000 c/s.
- 115
Metis
Fig. 48 - Sondage 119 Has d'Alary. s. Profondeur Constante de team
Gaane : 10 000 c/s. : 42 a.
CONCLUSION
Les méthodes développées dans cette thèse permettent de résoudre les
problêmes particuliers posés par la théorie de l'interprétation des diagraphies
gamma naturel» Elles ont permis notamment d'effectuer une correction automatique
de îa position de la sonde dans le forage, en présence des matériaux absorbants
(eau, tubage, gaine métallique de la sonde) ; d'interpréter les diagraphies gam
ma naturel sélectif et d'évaluer in situ les teneurs en uranium indépendamment
de l'état d'équilibre radioactif des minerais.
Far ailleurs, les méthodes ainsi développées, peuvent être directement
utilisées comme base d'interprétation des données de diagraphies spectrométri-
ques. En particulier, elles s'appliquent à l'interprétation des données de la
sonde au germanium.
Cependant, les méthodes proposées ne s'appliquent directement qu'à
l'anomalie statique* Il est donc nécessaire de développer une méthode d'inter
prétation automatique de l'anomalie dynamique. En effet les théories récentes
développée* par Czubek et Davidov [34, 35, 45, 46] permettant la détermination
in situ des teneurs en radium a~ partir de l'anomalie dynamique ne peuvent êtrs
utilisées pour l'interprétation de la diagraphie gamma naturel sélectif.
ANNEXE 1
FORMULE DE SOUPPÉ [57]
L'intensité Y due a un element de volume dv, au centre de la couche,
sur l 'axe du sondage s ' écr i t :
dl - qp.e*p(-Z u ^ ) . ^ CA.I)
d'après la figure de la page suivante, les parcours r. dans les matériaux sont
(A. 2)
m • r - r »cosecu o •
Tj • d,/siutp
r 2 " d 2 ' , i n ' '
* 3 - (r o-D/2-d 2)/siny
ou m, r,, r, et r, sont les parcours du rayonnement gamma respectivement dans le
minerai, la gaine de la sonde, le tubage et la colonne de boue de forage.
En coordonnées cylindriques, on a :
dl - qp.exp(-£ u.rj)siny df dry d8/r
0 * e < 2ir
rcotecy « r 4 •* secy
(A.3)
& < y < f avec «fc-ro
" c t«57î
120 -
L'intensité due â toute la couche radioactive s'obtient en intégrant
(A. 3), soit :
2ir (h/2)aec6 ir/2
I d6 / dr / sinif.dy.exp(-ï P;T.)
^o i ï cosece arctglr / ( h / 2 ) ]
2ir <h/2)secfl
I - 2qp I d6 / dr
"o i ^cosecQ arct|
(A.4)
£ Mjr. • p.(r-r )cosecy + c.cosecy
En tenant conpte de (A. 5) et en intégrant on obtient :
; r [arctg'tr n / (h/2)]
H/2
(A.5)
I . '"S" } J sinij.dif.exp(-c.cosecif) -
' - — - ' - ""/2>]
/ s iny.d».esp[- Jj- «ecy + târ /ft/2)]
<Ur 0-c)co*ecy ] !
axctg
~1
ANNEXE 2
FORMULE DE XAIKOVICH [104]
L'origine defî coordonnées é tant comme sur la figure 49 » pour u • u
la formule (3) en coordonnées cylindriques s ' é c r i t :
/, - lu .R.
(V)
rdrdSdx
oo oo
[- ^ o * WFe Z *H(«-ro-d2)J / * ( ^ ) I(Z) - 2ltRqp } 2S- | 5= i * x<— dx
r;*d 2 -o • * ( * § * ) O £
En effectuant l e s changements de va r iab les suivants
K.Vr t-tZi-l!fi^-i.
On obtient
- 122 -
uz) - £a
u(h+|z|)/Ç
/ u|z|/ç
e -« -u) / l« _dt z < „ i + r
» uz/e — yO»-z)/ç / d5 ^ | e - C ç - " ) / « 2 _ d t _ + f e-«-u) n+t dt
1 + t*
quand 0 < Z ^ h
PZ/Ç
/ , - « - . , ï+t dt
l + t 2 Z » h
1 u(Z-h)/Ç
oa
En posant :
y - M(ro+d2) et u - (U"H 0 )r o + (y-M F e)d
dt - (£ -u ) / l+ t
/
-. uz/e dÇ I -
. JL 1 +
Les équations précédentes deviennent :
I G[u(h-Z),y,u] - G[-uZ,y,u] Z < 0
G£u(h-Z),y,u] + GluZ.y.u] 0 < Z < h
G[|iZ.y,u] - G[u<Z-h),y,u] Z > h
En particulier» au centre d'une couche Minéralisée on a :
1 - I . F(y-u)
r - 123 - ~1
P«*f
Détecteur
DEUCTEUR
SONDE
Fig. 49 - Modèle de calcul selon la formule de Xaîkovich [104].
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