Brevet FR2925750A1 — publié le 20090626

DETECTEUR POUR LA MESURE EN LIGNE DES NEUTRONS RAPIDES DANS UN REACTEUR DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTERIEUR L'invention concerne un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides au sein d'un réacteur. En fait, le dispositif selon l'invention 10 permet de mesurer un flux de neutrons rapides présentant les contraintes suivantes : - un flux de neutrons élevé, c'est-à-dire supérieur ou égal à 1014 neutrons/cm2/s, -un flux dans lequel la contribution des 15 neutrons thermiques est importante, le dispositif permettant d'obtenir une mesure en temps réel (mesure en ligne) afin de suivre les évolutions temporelles du flux rapide et la mesure étant effectuée directement au coeur du réacteur (mesure 20 en cœur). Les contraintes ci-dessus se rencontrent dans des dispositifs d'irradiation en réacteur d'irradiation (MTR pour � Material Testing Reactor � en anglais) ou s'appliquent à la surveillance au sein d'un 25 réacteur de puissance, par exemple dans un réacteur à eau bouillante, où la mesure conjointe des neutrons rapides et des neutrons thermiques permettrait de caractériser en ligne le taux de vide dans la cuve du réacteur. Notamment dans les cas précités, un flux de neutrons comporte à la fois une composante thermique (correspondant aux neutrons thermiques) et une composante rapide (correspondant aux neutrons rapides du flux). Les neutrons thermiques sont des neutrons dont l'énergie est inférieure à 1 eV, tandis que les neutrons rapides ont une énergie supérieure à 1 MeV. Les neutrons thermiques interagissant beaucoup plus efficacement avec la plupart des matériaux que les neutrons rapides, ils peuvent être plus facilement détectés. Pour mesurer un flux de neutrons rapides dans des réacteurs nucléaires, on utilise actuellement deux types de détecteurs � in core � en coeur, à savoir les détecteurs par activation et les détecteurs en ligne. Les détecteurs par activation sont des dosimètres dont les matériaux sont convenablement choisis pour fournir un flux de neutrons situé dans une bande d'énergie d'intérêt (voir par exemple le document [1] référencé à la fin de la description pour obtenir un exemple de dosimètre). Bien que ces détecteurs permettent d'obtenir des mesures fiables, les mesures ainsi obtenues sont cependant des mesures en différé. En effet, il est nécessaire de retirer le détecteur par activation du coeur du réacteur pour effectuer la mesure. On obtient donc seulement une mesure a posteriori disponible après la fin du cycle du réacteur. De plus, la quantité mesurée correspond à une fluence (flux intégré sur la durée de l'irradiation). Ce type de détecteurs ne permet donc pas de connaître les évolutions temporelles du flux de neutrons. Contrairement aux détecteurs par activation, les détecteurs en ligne permettent quant à eux d'obtenir une mesure en temps réel prise directement dans le coeur du réacteur. Il existe deux types de détecteurs � in core � en ligne : les collectrons et les chambres à fission. Les collectrons, également appelés SPND (pour � Self Powered Neutron Detector � en anglais), présentent l'avantage d'être robustes et peu onéreux. Ils ne peuvent cependant mesurer que les neutrons thermiques. En outre, la réponse des collectrons les plus utilisés est par nature retardée en raison de la période de décroissance radioactive du matériau utilisé, ce qui induit un lissage dans le suivi des évolutions temporelles du flux. Dans les chambres à fission, la détection des neutrons se fait par l'intermédiaire d'une couche de matière fissile, qui est le siège de fissions nucléaires. Cette couche est généralement en Uranium U235, car l'uranium U235 est adapté à la mesure des neutrons thermiques ou à la mesure des neutrons rapides en l'absence de composante thermique. Pour réaliser la mesure de neutrons rapides présentant les contraintes exposées ci-dessus, il semble a priori indiqué d'utiliser des isotopes pour lesquels la section efficace de fission présente un seuil à une énergie élevée. Cependant, sous l'effet des captures des neutrons thermiques, la composition isotopique de la couche de matière fissile évolue au cours du temps et peut alors comporter d'autres isotopes fissiles. Pour pallier à cette difficulté et utiliser tout de même des isotopes fertiles comme l'U238, on peut utiliser des écrans dont le rôle est d'absorber les neutrons thermiques avant qu'ils n'atteignent le détecteur (voir le document [2] référencé à la fin de la description). Cette solution présente toutefois de nombreux inconvénients. En effet, l'utilisation d'écrans pose des problèmes d'encombrement, car l'utilisation d'écrans est difficilement compatible avec une utilisation du détecteur en coeur. De plus, la présence des écrans provoque des perturbations locales du flux thermique. Les écrans nécessitent en outre l'application d'un refroidissement afin de prolonger leur durée de vie et ils doivent être changés fréquemment pour faire face à leur usure rapide sous irradiation. Il existe donc un réel besoin pour un détecteur permettant de réaliser une mesure en ligne d'un flux de neutrons élevé (notamment supérieur ou égal à 1014 neutrons/cm2/s) au sein d'un réacteur, dont la sensibilité aux neutrons rapides est grande, malgré une contribution des neutrons thermiques importante, et qui se dégrade le plus lentement possible. EXPOSE DE L'INVENTION L'invention vise à résoudre ces problèmes. L'invention a notamment pour objet un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons comportant: - une enceinte apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons, -une première et une seconde électrodes, isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée, - une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5% atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, - un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions. La matière fissile est par exemple déposée sur tout ou partie des surfaces en regard des électrodes. Le gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, est ionisable par les produits de fission issus des fissions induites par les neutrons dans la couche de matière fissile. La collection des charges créées par ionisation du gaz induit sur les électrodes polarisées en tension un signal électrique qui pourra être recueilli et mesuré par une électronique appropriée. L'une des électrodes peut faire partie de l'enceinte, les électrodes étant alors appelées électrode externe et électrode interne. 5 La paroi interne de l'enceinte qui forme électrode est alors électriquement conductrice. La matière fissile peut donc être disposée sur la paroi intérieure de l'électrode externe. Lorsque l'une des électrodes forme l'enceinte, les électrodes sont de préférence coaxiales, l'électrode externe formant l'enceinte et entourant l'électrode interne. Avantageusement, le gaz de détection est de l'argon ou un mélange argon-azote à 4 % d'azote, par exemple à une pression allant de 1 à 15 bars. Avantageusement, l'enceinte a une forme cylindrique. Les électrodes peuvent s'étendre axialement dans l'enceinte. Selon un mode de réalisation, l'enceinte, ou en l'occurrence l'électrode externe, peut avoir une section de coupe aussi petite que 3 mm (pour réaliser une chambre à fission miniature) ou encore égale à 1,5 mm, pour réaliser une chambre à fission sub- miniature. L'invention concerne également un procédé de mesure en ligne d'un flux de neutrons, dans lequel on met en oeuvre un dispositif selon l'invention, tel que décrit ci-dessus. Ce procédé est particulièrement adapté aux cas où le flux de neutrons comporte une composante thermique dont le flux est au moins égal au flux de la composante rapide, avec par exemple un flux de neutrons ayant une fluence comprise entre 1018 et 1021 neutrons/cm2. Le rapport du flux de la composante thermique à celui de la composante rapide peut être supérieur à 3, ou plus généralement compris entre 0,1 et 10. L'invention concerne également l'utilisation de plutonium 242 ayant une pureté supérieure ou égale à 99,5 % atomique comme matière fissile dans une chambre à fission pour réaliser la mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides. On entend par chambre à fission un dispositif de mesure comportant une enceinte apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons, une première et une seconde électrodes, isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée, un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par les produits de fission et une matière fissile déposée en couche mince sur les parois d'au moins une des électrodes. L'un des avantages de l'invention est la possibilité de mesurer le flux des neutrons rapides directement au coeur d'un réacteur. De plus, l'invention permet de mesurer un flux de neutrons supérieur ou égal à 1014 neutrons/cm2/s dans lequel la contribution des neutrons thermiques est importante. On entend par contribution importante un rapport de flux thermique sur flux rapide Oth/Drap compris entre 0,1 et 10. Enfin, l'invention permet de réaliser une mesure en ligne directement au sein d'un réacteur, c'est-à-dire que la mesure est réalisée en temps réel, ce qui permet de suivre les évolutions temporelles du flux rapide. BREVE DESCRIPTION DES FIGURES L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple non limitatif, accompagnée des dessins annexés parmi lesquels : - les figures 1A et 1B sont des vues en coupe longitudinale d'un dispositif de mesure pouvant être mis en oeuvre dans le cadre de l'invention, - la figure 2 est un schéma d'un dispositif pour réaliser un dépôt de matière fissile, - la figure 3 est un graphique représentant la sensibilité relative aux neutrons rapides en fonction de la fluence thermique pour différents actinides, - la figure 4 est un graphique illustrant la sensibilité relative aux neutrons rapides en fonction de la pureté du Pu242, - la figure 5 est un graphique représentant le rapport du flux thermique sur le flux rapide Oth/Drap limite acceptable en fonction de la fluence thermique pour différents actinides. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS La figure 1A représente un premier exemple de dispositif de mesure, ou chambre à fission, pouvant être mis en oeuvre dans le cadre de la présente l'invention. Un tel dispositif a une structure identique ou similaire à celle décrite dans le document FR-2 727 526. La référence 20 désigne un tube, de diamètre extérieur par exemple sensiblement égal à 1,5 mm, et qui sert à la fois d'enveloppe à la chambre de fission et, pour au moins une partie désignée par la référence 21, de cathode. Ce tube est par exemple en Inconel ou en inox. A l'intérieur de la chambre, deux isolateurs 22, 24, par exemple en rubis, supportent une anode centrale 26 recouverte d'un dépôt fissile conforme à la présente invention, soit du plutonium 242 de pureté au moins 99,5 %. Le tube 20 est fermé à une de ses extrémités 23 par un bouchon 28, par exemple en inox. Lors de son utilisation, la chambre est remplie d'un gaz neutre, par exemple de l'argon à une pression de quelques bars (par exemple 4 bars), et le bouchon 28 sert à la fois au remplissage et à l'étanchéité de la chambre. L'anode 26 est reliée à des éléments conducteurs 32, 36 pour transmettre un signal électrique vers l'extérieur de la chambre. Ces éléments conducteurs 32, 36 sont eux-mêmes reliés à l'élément conducteur 44 d'un câble 11 de liaison, qui relie l'ensemble à un dispositif de connexion comme décrit dans le document FR 2 727 526. Le conducteur 32 est relié à l'extrémité 35 du conducteur 36, à l'intérieur du tube 20 qui délimite la chambre de fission, tandis que l'autre extrémité 37 du conducteur 36 qui traverse le bouchon 34, en alumine de grande pureté, est reliée au conducteur 44 à l'intérieur du prolongement du fourreau métallique extérieur 30 du câble 11. Le bouchon 34 est serti, au moins en partie, dans une gaine métallique 38 pouvant être soudée sur l'extrémité 40 du tube 20. Un autre exemple d'un dispositif pouvant être mis en oeuvre dans le cadre de la présente l'invention est illustré en figure 1B. Il comporte un corps de chambre 1, en un matériau électriquement conducteur, qui est l'enveloppe extérieure du dispositif. On peut également réaliser l'enceinte en un tout autre matériau et déposer une couche de matériau électriquement conducteur sur l'intérieur des parois de l'enceinte pour former l'électrode externe 1. Des moyens 2, également en un matériau électriquement conducteur, forment un support, sur lequel est déposée une fine couche 120 de radioélément, soit, conformément à la présente invention, du plutonium 242 de pureté au moins 99,5 %. En fonctionnement, ces moyens 2 formeront par exemple une anode, le corps 1 formant cathode. Entre cathode et anode sera emprisonné un gaz ionisable, par exemple de l'argon à 1,5 bar. Un passage étanche 3 (métal et alumine) maintient le substrat 2 et permet la connexion électrique vers l'extérieur tout en assurant l'étanchéité d'une extrémité de la chambre. Une vis 4 permet de bloquer le substrat sur le passage étanche. La référence 5 désigne un bouchon, et la référence 6 une surépaisseur soudée sur le fil du passage étanche pour faciliter la connexion électrique. Une telle chambre à fission peut avoir un diamètre externe de l'ordre de 4 mm. Quel que soit le mode de réalisation, une fine couche de matière fissile comprenant du plutonium Pu242 est déposée sur l'une des électrodes ou sur les deux électrodes. L'enceinte est transparente à la transmission des neutrons, c'est-à-dire qu'elle laisse passer les neutrons à travers ses parois ; en d'autres termes, le matériau constitutif de la paroi de l'enceinte présente une faible section efficace de capture neutronique. Les électrodes sont soit réalisées totalement en matériau électriquement conducteur, soit revêtues d'une couche de matériau électriquement conducteur. La couche de Plutonium 242 d'un dispositif selon l'invention peut être réalisée par électrodéposition, par exemple à l'aide d'un dispositif tel que celui de la figure 2. Le Plutonium 242 à déposer peut se présenter sous forme d'une solution liquide 100, placée dans un bécher 102, dans une solution d'électrolyse comprenant un mélange d'acide nitrique et d'oxalate d'ammonium. L'électrode ou le support 120 sur laquelle/lequel le dépôt est à réaliser est maintenu(e) par deux embouts 111, 113 en téflon, à l'extrémité d'une tige 116, par exemple en platine recouvert d'un film en téflon. L'ensemble est placé dans la solution. Celle-ci peut être agitée pour rester homogène, par exemple en plaçant un barreau aimanté 104 au fond du bécher 102 et en plaçant ce dernier sur un agitateur magnétique 106. Un fil 105, en un matériau électriquement conducteur (par exemple en platine), est placé dans la solution 102. Des moyens d'alimentation 107 permettent de faire circuler un courant électrique dans ce fil et dans la solution. Ce courant va faire se déplacer le plutonium de la solution, qui vient se fixer sur l'électrode ou le support 120. On peut éventuellement mettre l'électrode ou le support 120 en rotation, à l'aide d'un moteur 110, de manière à obtenir un dépôt homogène sur toute la surface en contact avec la solution d'électrolyse. Par exemple, on peut faire tourner l'électrode interne à 60 tours/min, comme indiqué par la flèche 108. Ce procédé peut s'appliquer aussi bien à l'électrode interne qu'à l'électrode externe. Si l'on souhaite que le plutonium ne soit déposé que sur les parois intérieures de l'électrode externe (celle-ci ayant alors par exemple une forme cylindrique), on recouvre la paroi externe de l'électrode externe d'une couche de matériau de protection, par exemple une couche de téflon. Dans les cas présentés ci-dessus, en faisant circuler un courant d'environ 350 mA pendant 2 heures, on peut déposer 90 à 95 % du plutonium présent dans la solution d'électrolyse sur l'électrode ou le support 120. Un dispositif de mesure selon l'invention peut être utilisé pour mesurer un flux de neutrons rapides (neutrons d'énergie supérieure à 1 MeV) en présence d'une importante composante thermique (neutrons dont l'énergie est inférieure à 1 eV). Pour montrer les avantages de l'utilisation du Pu242 en tant que matière fissile dans un dispositif selon l'invention, des tests comparatifs ont été réalisés. On appelle flux thermique (Dth l'intégrale de la partie du flux neutronique 0(E) d'énergie inférieure à 1 eV . (1)th = J eV 0(E) dE . On appelle flux rapide (Drap l'intégrale du flux neutronique 0(E) d'énergie supérieure à 1 MeV : Yap Lev _ ~~ q5(E) dE . eV Un isotope fissile de la matière fissile déposée dans une chambre à fission peut interagir avec un neutron par fission ou par capture radiative. Les autres processus possibles sont négligeables et ne sont donc pas pris en compte. Par ailleurs, on considère que la chambre à fission fonctionne de façon à ce que le signal mesuré soit proportionnel au taux de fission de la couche de matière fissile. On désigne par sensibilité relative rapide Srap le rapport entre le taux de fission qui serait obtenu en irradiant la chambre à fission sous (Drap uniquement, et le taux de fission obtenu en irradiant la chambre à fission sous le flux global. 6rap rap Srap _ ~~TTii ~Ti où 6th , 6epi , 6rap désignent les sections efficaces de fission pondérées par les spectres thermique, épithermique et rapide respectivement. En pratique la contribution des fissions obtenues par le biais des neutrons épithermiques est faible et sera négligée. En outre, l'objectif est de mesurer les neutrons rapides en présence d'un flux thermique important. Les isotopes susceptibles de convenir doivent donc remplir la condition suivante : Srap _ 6rap rap > 0.5 6th th + 6rap rap On considérera que la chambre à fission permet de mesurer un flux de neutrons rapides si Srap>0.5 pendant un temps d'irradiation T suffisamment long, qui sera traduit en terme de fluence thermique Fh . T Fth=JO (I)thLlt . Les isotopes ne conservent pas une sensibilité relative rapide constante au cours du temps. En effet, cette sensibilité relative rapide se dégrade au cours du temps et n'est pas la même en début d'irradiation et en fin d'irradiation, à cause de la formation d'isotopes fissiles par capture radiative. 6th `y th + 6epi ` ) epi + 6rap `~ rap A l'aide du logiciel DARWIN du CEA (voir la référence [3] à la fin de cette description), on peut représenter l'évolution de la sensibilité relative rapide d'isotopes sous flux thermique obtenus pour Oth/ rap =3,3 et (Dth =3,2.1014 neutrons/cm2/s en fonction de la fluence. Dans l'exemple illustré, on a pris soin de prendre un cas de flux comportant une composante thermique importante, d'où le taux de 3,3. Le résultat pour l'évolution de Sm?, est illustré dans le graphique de la figure 3. Les isotopes pris en considération pour établir ce test de comparaison sont : Th232, Pa233, U236, U238r Np237r PU240r PU242r Am243r Cm246r Cm248 Pour tous ces isotopes, nous avons considéré que les couches de matière fissile étaient initialement pures. En considérant la figure 3, il apparaît que seuls les isotopes Th232, Pa233, U238, PU242, Am243 et Cm246 présentent une sensibilité relative aux neutrons rapides supérieure à 0,5 au moins pour une fluence de 1019 neutrons/cm2. L'isotope ayant les meilleures performances en terme de sensibilité relative rapide Srap et de longévité (fluence thermique) est le Pu242. Le Cm246, que la figure 3 présente comme un second choix possible, pose des problèmes de toxicité et de volatilité. On notera que les fluences thermiques envisagees (de 1019 jusqu'à 1021 neutrons/cm2) correspondent à une quarantaine de jours en réacteur d'irradiation. Dans ces conditions, une chambre à fission ayant de l'uranium U238 comme matière fissile verrait sa sensibilité relative aux neutrons rapides Srap descendre sous 50 % après une trentaine d'heures seulement. On constate ainsi que l'utilisation de Pu242 comme matière fissile dans le dispositif de mesure permet effectivement de mesurer un flux de neutrons rapides. Il est donc important que le plutonium Pu242 soit le plus pur possible. En pratique, une couche de matière fissile de plutonium 242 comprend des impuretés d'isotopes du plutonium et des isotopes provenant de la décroissance radioactive des isotopes initiaux (par exemple, une couche de plutonium 242 comprend de l'américium 241 (241Am) provenant de la désintégration du plutonium 241). Parmi les isotopes du plutonium 242, les isotopes 2 Pu et 241Pu peuvent poser problème car ce sont des isotopes fissiles, c'est-à-dire qu'ils fissionnent efficacement sous l'effet d'une irradiation par des neutrons thermiques. La figure 4 indique, dans les zones situées sous les deux droites, les pourcentages atomiques maximum admissibles de 239Pu et 241Pu dans du plutonium 242, respectivement, afin d'obtenir une sensibilité relative aux neutrons rapides du plutonium 242 de 0,5, après une fluence thermique de 1020 neutrons/cm2 pour un rapport Ath/drap de 1 et un rapport Ath/drap de 4. On constate que pour obtenir une sensibilité relative aux neutrons rapides de 50 %, il est nécessaire d'avoir du plutonium 242 plus pur lorsque la composante thermique est plus grande. Dans le dispositif selon l'invention, on cherche donc à ce que la matière fissile soit constituée de plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique. Les domaines de fonctionnement de plusieurs chambres à fission ont été comparés, comprenant, comme matière fissile, de l'uranium U235, de l'uranium U233 et du plutonium 242. Pour cela le rapport Ath/drap a été mesuré en fonction de la fluence thermique. Pour ce test, du plutonium constitué des isotopes suivants (concentration en pourcentage atomique) a été utilisé : [238Pu] = 0,003, [239Pu] = 0,005, [240Pu] = 0,022, [241Pu] = 0, 010, [244Pu] = 0,002, [242Pu] = 99, 96. On a donc bien utilisé une couche de matière fissile constituée de plutonium Pu242 ayant une pureté supérieure ou égale à 99,5 %, le reste de la matière fissile étant constitué par des isotopes du 25 plutonium. Les résultats sont portés en figure 5. Les points identifiés par des � o � (points I) correspondent à du U235, ceux identifiés par des � * � (points II) correspondent à du U233, ceux identifiés par 30 des � + � (points III) correspondent à du Pu242. 20 On constate que, lorsque la composante thermique est négligeable par rapport à la composante rapide du flux (au plus égal à 0,2 % de la composante rapide, condition qui peut être remplie dans un réacteur rapide), on peut utiliser une chambre à fission comportant une couche de matière fissile de U235, que ce soit pour une fluence de 1018, 1019 ou de 1020 neutrons/cm2. Pour une composante thermique au plus égale à la composante rapide, on peut utiliser une chambre à fission comprenant de l'uranium U238r mais uniquement pour une fluence thermique inférieure à 1019 neutrons/cm2. Au-delà de cette fluence thermique critique, la chambre à fission n'est plus opérationnelle du fait de la production de Pu239. On utilise alors une chambre selon l'invention. Les chambres à fission au plutonium 242 peuvent être utilisées à des fluences de 1018 à presque 1021 neutrons/cm2 dans des cas où la composante thermique domine la composante rapide, à savoir pour un rapport d) th/0rap supérieur à 3. Il est à noter que ces chambres à fission peuvent également être utilisées à des fluences thermiques approchant 1021 neutrons/cm2 pour un rapport Ath/drap inférieur à 3. Pour un rapport Oth/Orap inférieur à 3 mais pour une fluence inférieure, par exemple de l'ordre de 1019 neutrons/cm2, la chambre selon l'invention fonctionne bien sûr de manière très satisfaisante. En conséquence, on constate que les chambres à fission au plutonium 242 (avec une pureté supérieure à 99,5 % atomique) permettent d'atteindre un domaine d'utilisation inaccessible aux chambres à fission de l'art antérieur, c'est-à-dire un domaine dans lequel la composante thermique du flux domine la composante rapide. L'invention permet d'obtenir des chambres à fission moins contraignantes, notamment en terme d'encombrement, que les chambres à fission, proposées par la référence [2], qui sont protégées par un écran absorbant les neutrons thermiques, écran qui est encombrant. BIBLIOGRAPHIE [1] D. Beretz et al., "French PWR Vessel Surveillance Program Dosimetry: Experience Feedback from More than a Hundred Capsules" in REACTOR DOSIMETRY: RADIATION METROLOGY AND ASSESSMENT, John G. Williams, David W. Vehar, Frank H. Ruddy, and David M. Gilliam, ed., ASTM STP 1398, West Conshohocken, PA, 29-37 (2000). [2] Y. Kashchuk et al., "Monitoring the Fast Neutron Flux Density and Fluence in a RBMK Core Using a Threshold Fission Chamber in a Screen-Absorber", Atomic Energy 98, 4, 249-255 (2005). [3] A. Tsilanizara et al., "DARWIN: an evolution code system for a large range of applications", J. Nucl. Sci. Technol. 37, Supplement 1, 845-849 (2000). REVENDICATIONS 1. Dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons comprenant : - une enceinte (1, 20) apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons, - une première et une seconde électrodes (21, 26, 120), isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée, - une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, - un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions. 2. Dispositif de mesure en ligne selon la revendication 1, dans lequel l'une des électrodes fait partie de l'enceinte, les électrodes étant alors appelées électrode externe (1) et électrode interne (2). 3. Dispositif de mesure en ligne selon la revendication 2, dans lequel la matière fissile (3) est disposée sur la paroi intérieure de l'électrode externe. 4. Dispositif de mesure en ligne selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel le gaz de détection est de l'argon. 5. Utilisation d'un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons selon l'une des quelconque des revendications 1 à 4 pour effectuer la mesure en ligne d'un flux de neutrons. 6. Utilisation selon la revendication 5, le flux de neutrons comportant une composante thermique dont le flux est au moins égal au flux de la composante rapide. 7. Utilisation selon la revendication 6, le flux de neutrons ayant une fluence comprise entre 1018 et 1021 neutrons/cm2. 15 8. Utilisation selon la revendication 6 ou 7, le rapport du flux de la composante thermique à celui de la composante rapide étant supérieur à 3. 9. Utilisation de plutonium 242 ayant une 20 pureté supérieure ou égale à 99,5 ° atomique comme matière fissile dans une chambre à fission pour réaliser la mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides. 10