Brevet FR2945373A1 — publié le 20101112

DISPOSITIF ET APPAREIL POUR LA MESURE DU PROFIL D'ENRICHISSEMENT D'UN CRAYON DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention concerne un dispositif destiné à la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire (en anglais, nuclear fuel rod), ainsi qu'un appareil permettant d'effectuer cette mesure. Elle s'applique tout particulièrement au contrôle, en sortie de fabrication, des crayons de combustible nucléaire, en vue de vérifier leurs profils d'enrichissement en uranium 235. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE On rappelle que ces crayons de combustible sont des éléments de grande longueur (plusieurs mètres) et de diamètre réduit (de l'ordre du centimètre), constitués de pastilles (en anglais, pellets) d'oxyde d'uranium (UO2) qui sont empilées dans une gaine faite d'un alliage métallique, à savoir le zircalloy. On rappelle aussi que l'uranium est constitué des isotopes 235U (fissile) et 238U (peu fissile) et que l'enrichissement est un taux, à savoir le pourcentage d'atomes de 235U dans le nombre total d'atomes d'uranium. Il représente 0,72% de l'uranium naturel et il est de l'ordre de quelques pourcents dans les pastilles de combustible nucléaire. 2 Le bon fonctionnement d'un réacteur nucléaire exige de respecter un certain profil d'enrichissement pour les crayons de combustible, correspondant à une répartition donnée des pastilles qui peuvent avoir des enrichissements différents au sein d'un même crayon. La mesure du profil d'enrichissement consiste alors en une mesure spécifique et quantitative de la quantité d'uranium 235 qui est contenue dans chaque pastille du crayon. Elle peut s'effectuer de manière passive, par spectrométrie gamma, en faisant défiler le crayon devant un détecteur approprié. Ce dernier détecte alors les rayonnements spécifiques de l'uranium 235. Une telle mesure exige un temps de pose suffisant qui peut être incompatible avec les contraintes de production industrielle des crayons de combustible. Elle peut aussi s'effectuer de manière active, en détectant la réponse des pastilles à un bombardement par des neutrons. Cette méthode active est plus précise dans la mesure où le signal produit, qui exploite les différences entre les isotopes de l'uranium vis-à-vis des neutrons, et particulièrement la sensibilité de l'uranium 235 à ces neutrons, est beaucoup plus intense. Cette technique active est utilisée par les fabricants de combustible nucléaire. Elle utilise une source isotopique, typiquement une source de californium 252, en tant que source de neutrons. Elle peut être mise en oeuvre à l'aide d'un appareil connu 3 sous le nom de CRESUS, acronyme qui signifie : contrôle rapide d'enrichissement sur uranium avant service. Les sources de californium sont très intenses et imposent de strictes règles de sécurité. Le remplacement de ces sources par des générateurs de neutrons, à base de tubes neutroniques qui émettent uniquement lorsqu'ils sont polarisés à une très haute tension, est une tendance générale au vu de l'accroissement des coûts et des contraintes qui sont liés au californium. EXPOSÉ DE L'INVENTION Le dispositif qui fait l'objet de l'invention, s'utilise avec un tel générateur, et l'appareil qui fait également l'objet de l'invention en comporte un. Les techniques d'interrogation neutronique utilisées dans l'invention sont classiques. Toutefois, l'invention permet une amélioration très sensible des performances des appareils de mesure connus : elle permet par exemple de diminuer l'intensité de l'émission neutronique nécessaire, d'augmenter les capacités de production des crayons de combustible, en réduisant le temps de mesure du profil d'enrichissement, ou d'augmenter la précision des résultats. De façon précise, la présente invention a pour objet un dispositif pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire à l'aide de neutrons thermiques (en anglais, thermal neutrons), le crayon comprenant un empilement 4 longitudinal de pastilles faites du combustible nucléaire, le dispositif étant caractérisé en ce qu'il comprend un écran qui est fait d'un matériau neutrophage (en anglais, neutron absorbing material) et par rapport auquel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure, l'écran étant apte à protéger, à tout instant lors de la mesure, une zone longitudinale de l'empilement des pastilles vis-à-vis des neutrons thermiques, sauf une ou plusieurs des pastilles incluses dans la zone longitudinale, en vue de détecter le rayonnement (photons gamma ou neutrons) émis par interaction des neutrons thermiques avec cette ou ces pastilles et d'en déduire le profil d'enrichissement. Selon un mode de réalisation préféré du dispositif, objet de l'invention, l'écran forme un tube qui est interrompu dans une ou plusieurs sections, pour définir une ou plusieurs ouvertures, et dans lequel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure. De préférence, les ouvertures sont irrégulièrement espacées les unes des autres. La longueur de chaque ouverture est de préférence inférieure ou égale à la longueur d'une 25 pastille. Selon un mode de réalisation particulier du dispositif, objet de l'invention, l'écran est formé sur un support tubulaire qui absorbe moins de 10% des neutrons thermiques qu'il reçoit, et dans lequel on 30 déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure. Ce support tubulaire peut être fait d'une matière par exemple choisie parmi le zircalloy, le polychlorure de vinyle, le graphite et l'aluminium. Le matériau neutrophage peut être par 5 exemple choisi parmi le gadolinium, le cadmium et le lithium, plus particulièrement le lithium 6, ou des composés de ces éléments. La présente invention concerne aussi un appareil pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire à l'aide de neutrons thermiques, le crayon comprenant un empilement longitudinal de pastilles faites du combustible nucléaire, l'appareil comprenant : - un générateur de neutrons, apte à émettre des neutrons rapides (en anglais, fast neutrons) en mode pulsé, un thermaliseur de neutrons, apte à produire des neutrons thermiques à partir des neutrons rapides, émis par le générateur de neutrons, le dispositif, objet de l'invention, au moins un détecteur pour détecter le rayonnement émis par la ou les pastilles qui ont interagi avec les neutrons thermiques et fournir des signaux représentatifs de l'enrichissement de cette pastille ou ces pastilles, le dispositif étant placé entre le détecteur et le générateur de neutrons, le générateur de neutrons, le détecteur et au moins chaque partie de l'écran, qui est située en regard de la zone longitudinale de l'empilement, étant placés dans le thermaliseur de neutrons, et 6 un système électronique, apte a déterminer le profil d'enrichissement du crayon de combustible nucléaire à partir des signaux fournis par le détecteur. Selon un mode de réalisation particulier de l'appareil, objet de l'invention, le système électronique est apte à déterminer le profil d'enrichissement en résolvant un système d'équations linéaires reliant les signaux fournis par le détecteur, aux enrichissements des pastilles qui émettent le rayonnement. L'appareil peut comprendre en outre au moins un collimateur, pour collimater le détecteur. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : - la figure 1 est une vue schématique d'un appareil connu, permettant d'effectuer la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire et utilisant, pour ce faire, une source isotopique ; - la figure 2 montre divers chronogrammes relatifs à l'utilisation d'un générateur de neutrons à fonctionnement pulsé : en A, les impulsions de neutrons rapides, fournies par le générateur ; en B, les impulsions des neutrons thermiques résultant de la thermalisation des neutrons rapides ; en C, le flux 7 total de neutrons thermiques ; en D, le taux total des fissions résultant de l'interaction des neutrons thermiques avec des pastilles d'un crayon de combustible nucléaire ; et en E, le taux des événements prompts, disponibles entre les impulsions, pour la mesure ; - la figure 3 est une vue schématique d'un mode de réalisation particulier de l'appareil, objet de l'invention ; et - la figure 4 est une vue schématique et partielle d'un mode de réalisation préféré de l'appareil, objet de l'invention. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Revenons tout d'abord sur l'appareil classique, utilisant une source isotopique, généralement à base de californium. Cet appareil est constitué de deux parties qui sont traversées par le ou les crayons de 20 combustible contrôlés. La première partie comprend la source isotopique, immergée au sein d'un thermaliseur (par exemple paraffine, graphite ou eau) qui va thermaliser les neutrons rapides, issus de la source, et créer un 25 � bain � de neutrons thermiques que va traverser le crayon. Lors de cette traversée, les neutrons thermiques vont provoquer des fissions de l'uranium 235 contenu dans les pastilles du crayon. La deuxième partie comprend un ensemble de 30 détection qui est placé à quelques dizaines de centimètres après la source. Du fait du déplacement du 15 8 crayon, les pastilles ayant subi les fissions dans le bain de neutrons thermiques se présentent quelques secondes ou quelques fractions de seconde plus tard devant des détecteurs constituant l'ensemble de détection. Ces détecteurs, en pratique des détecteurs gamma à base de scintillateurs, vont détecter les � événements retardés � (en anglais, delayed events) de la fission, à savoir des photons gammas retardés (en anglais, delayed gamma photons) dans l'exemple considéré, dont la quantité par pastille va dépendre du niveau d'enrichissement de celle-ci. En variante, on peut utiliser des détecteurs de neutrons et l'on détecte alors les neutrons retardés (en anglais, delayed neutrons) émis lors de la fission, dont la quantité par pastille dépend aussi du niveau d'enrichissement de celle-ci. Tout ceci est schématiquement illustré par la figure 1 où l'on voit un crayon de combustible 2 qui est déplacé par des moyens symbolisés par une flèche 4 et qui traverse le bain de neutrons thermiques puis les détecteurs gamma 6. On voit aussi le thermaliseur 8 qui engendre ces neutrons thermiques à partir des neutrons fournis par la source isotopique 10 (source de 252Cf) qui est placée dans le thermaliseur. Le nombre des événements retardés de fission qui sont détectés est proportionnel à la teneur en uranium 235 des pastilles (non représentées) du crayon. L'enregistrement du taux de comptage des détecteurs par des moyens appropriés (non représentés) 9 va donner directement le profil d'enrichissement du crayon 2. L'appareil connu, représenté sur la figure 1, est très simple mais nécessite une source intense de neutrons : l'intensité de la source de 252Cf 10 est typiquement de l'ordre de quelques milliards de neutrons par seconde. La vitesse du crayon est quant à elle de l'ordre de quelques dizaines de centimètres par seconde. On considère ci-après un appareil de mesure de profil d'enrichissement que l'on peut former à partir d'un générateur de neutrons. Les générateurs de neutrons qui utilisent la fusion de l'hydrogène comme principe de fonctionnement (réaction deutérium-tritium (DT) produisant des neutrons de 14 MeV ou réaction deutérium-deutérium (DD) produisant des neutrons de 2,45 MeV) peuvent être employés à la place de la source isotopique. Leur capacité de fonctionner en mode pulsé (alternance d'émissions de neutrons et d'absences d'émission), avec une fréquence variable, ou en mode continu, permet d'envisager d'autres méthodes d'interrogation que la méthode classique, mentionnée plus haut, qui utilise la source isotopique. Cette méthode classique, fondée sur la mesure des événements retardés et utilisée dans un système à source isotopique, peut être aussi mise en oeuvre à l'aide d'un générateur de neutrons, ou tube neutronique, qui émet les neutrons par une réaction DD ou DT. Il suffit de remplacer la source par ce tube neutronique dans le thermaliseur. Mais cela pose un problème : le niveau d'émission à atteindre est très élevé (plus élevé que le niveau usuel des générateurs courants, encore que cela reste faisable), de sorte qu'en pratique se posent des problèmes de coût et de durée de vie. Ceci est accentué par le fait que la thermalisation des neutrons va se faire moins facilement que dans le cas de la source isotopique : cette dernière peut être bien confinée dans la matière du thermaliseur, alors que le tube neutronique représente un volume vide non négligeable qui va entraîner des fuites de neutrons. Notons que le choix d'un générateur de neutrons de 2,45 MeV (cette énergie étant très proche de l'énergie des neutrons du 252Cf) paraît plus opportun que celui d'un générateur de 14 MeV mais présente des difficultés accrues du point de vue de la faisabilité du niveau d'émission : la section efficace de création des neutrons est cent fois plus grande pour la réaction DT que pour la réaction DD. Ainsi, l'atteinte d'un même niveau d'émission conduit à un générateur de neutrons par réaction DD qui est beaucoup plus compliqué, lourd et coûteux qu'un générateur de neutrons par réaction DT. On considère ci-après une technique utilisant les phénomènes prompts (en anglais, prompt phenomena). Seule la méthode des � événements retardés � est accessible à un appareil utilisant une 11 source telle que le californium 252. En effet, utiliser les événements prompts, c'est-à-dire ceux qui se produisent directement lors des fissions, nécessiterait de positionner les détecteurs à proximité de l'endroit où se produisent ces fissions, et donc à proximité de l'endroit où se trouve la source. Il y aurait un bruit trop intense. L'utilisation des événements retardés, compte tenu de leur délai d'apparition après la fission, permet en fait le transport des pastilles suffisamment loin de la source pour que ce bruit s'éteigne. Evidemment, le prix à payer est une diminution du signal : les événements retardés sont moins nombreux que les événements prompts. Cette dernière remarque est très intéressante : on comprend qu'un appareil utilisant les événements prompts exigerait normalement moins de fissions, et donc moins de neutrons, qu'un appareil utilisant les événements retardés, ces derniers étant beaucoup moins nombreux que les événements prompts. Le générateur de neutrons permet d'avoir un � fonctionnement pulsé � : il émet une impulsion de neutrons, puis fait une pause, puis émet une nouvelle impulsion, et ainsi de suite. Pendant une impulsion, le générateur émet des neutrons rapides dont l'énergie vaut 2,45 MeV ou 14 MeV. Dès leur émission, ils perdent de l'énergie par chocs et collisions successifs dans la matière du thermaliseur, et finissent leur parcours sous la forme 12 de neutrons thermiques, dont la durée de vie excède largement la durée des impulsions. Cela conduit à obtenir un niveau à peu près constant pour le flux des neutrons thermiques dans l'appareil si la fréquence des impulsions est assez élevée. Ces neutrons thermiques provoqueront les réactions de fission de l'uranium 235 et ces réactions auront donc aussi un niveau constant. Si l'on met les détecteurs à côté du tube neutronique, on pourra inhiber ces détecteurs pendant une impulsion de neutrons rapides, qui est une source de bruit intense, puis les utiliser uniquement entre les impulsions de neutrons. La capacité de pulser le tube neutronique permet de profiter du délai de thermalisation des neutrons, délai qui décale l'émission des neutrons thermiques et l'effet de ces neutrons thermiques sur la matière des pastilles de combustible. Ce délai joue le même rôle que le délai séparant les événements prompts (en anglais, prompt events) des événements retardés dans l'appareil classique, qui utilise la source isotopique. Tout ceci est schématiquement illustré par la figure 2 qui montre divers chronogrammes relatifs à l'utilisation d'un générateur de neutrons à fonctionnement pulsé. Le temps t est porté en abscisse et les diverses grandeurs portées en ordonnée sont exprimées en unités arbitraires (en fonction du temps). On a porté en ordonnée : 13 sur la partie A de la figure 2, l'amplitude AR des impulsions de neutrons rapides, fournies par le générateur, - sur la partie B, l'amplitude AT des impulsions de neutrons thermiques résultant de la thermalisation des neutrons rapides, - sur la partie C, le flux total FT des neutrons thermiques (somme de toutes les impulsions), - sur la partie D, le taux total TT des fissions résultant de l'interaction des neutrons thermiques avec des pastilles d'un crayon de combustible nucléaire, et - sur la partie E, le taux TP d'événements prompts qui sont disponibles entre les impulsions de neutrons rapides, pour la mesure de profil d'enrichissement. Pour ce qui concerne la détection des événements prompts, plusieurs options se présentent. Elles sont décrites dans la littérature et dépendent de la nature des particules détectées (neutrons ou photons gamma), de la caractérisation de ces particules, de la nature des détecteurs, et de la manière de traiter les signaux émis par ces derniers. Une option intéressante consiste à détecter la fission par un critère de coïncidence avec la détection des particules : la fission ayant pour propriété d'éjecter plusieurs particules en même temps, alors que peu d'autres phénomènes ont cette caractéristique, la détection simultanée de particules est le signe de l'occurrence d'un phénomène de fission. 14 Un aspect important pour le traitement de ces événements prompts est la résolution spatiale que l'appareil de mesure doit atteindre pour pouvoir vérifier chaque pastille, individuellement ou non. Dans le cas de l'appareil utilisant les événements retardés, l'approche est simple : la réponse de chaque pastille est obtenue en collimatant correctement les détecteurs. Dans le cas d'un appareil utilisant les événements prompts, le problème est plus difficile à résoudre : la collimation peut affecter seulement la détection (les détecteurs ne voient alors qu'une pastille à chaque instant) ou peut affecter, plus facilement, à la fois la détection et l'interrogation neutronique. On en arrive ainsi à un mode de réalisation particulier de la présente invention : grâce à la mise en place d'un matériau neutrophage, constituant un écran vis-à-vis des neutrons thermiques, seule la pastille interrogée reçoit des neutrons thermiques. Cet écran peut être par exemple réalisé en gadolinium, en cadmium ou en lithium, de préférence en lithium 6 (6Li) . La figure 3 est une vue schématique d'un mode de réalisation particulier de l'appareil, objet de l'invention. L'appareil de la figure 3 est destiné à mesurer le profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire 12 à l'aide de neutrons thermiques, ce crayon 12 comprenant un empilement 15 longitudinal (non représenté) de pastilles faites du combustible nucléaire. L'appareil comprend un générateur de neutrons 14, apte à émettre des neutrons rapides en mode pulsé (les moyens de commande de ce générateur ne sont pas représentés), et un thermaliseur de neutrons 16, par exemple fait de paraffine, apte à produire des neutrons thermiques à partir des neutrons rapides émis par le générateur de neutrons. L'appareil comprend aussi un dispositif 18 conforme à l'invention, comprenant un écran 20 qui est fait d'un matériau neutrophage et par rapport auquel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure. Les moyens de déplacement (non représentés) du crayon sont symbolisés par une flèche 22. L'écran 20 est prévu pour protéger, à tout instant lors de la mesure, une zone longitudinale de l'empilement des pastilles vis-à-vis des neutrons thermiques, sauf l'une des pastilles qui sont incluses dans la zone longitudinale. Dans l'exemple de la figure 3, l'écran 20 forme un tube qui est interrompu dans une section, pour définir une ouverture 23, et dans lequel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure. La longueur de l'ouverture 23 est égale à la longueur d'une pastille (typiquement environ 1 cm), ou de l'ordre de grandeur de cette dernière. Ainsi, seule cette pastille de l'empilement reçoit les neutrons thermiques. Par interaction avec ces derniers, elle émet notamment des photons gamma. 16 L'appareil comprend aussi un détecteur 24 pour détecter ces photons gamma et fournir des signaux représentatifs de l'enrichissement de la pastille. Comme on le voit sur la figure 3, le dispositif 18 est placé entre le détecteur 24 et le générateur de neutrons 14, et ce générateur de neutrons 14, le détecteur 24 et chaque partie de l'écran, qui est située en regard de la zone longitudinale de l'empilement, sont placés dans le thermaliseur de neutrons 16. L'appareil comprend en outre un système électronique 26, apte à déterminer le profil d'enrichissement du crayon de combustible nucléaire à partir des signaux fournis par le détecteur 24. Ce système 26 est muni de moyens 28 d'affichage du profil ainsi déterminé. En outre, dans l'exemple de la figure 3, l'appareil comprend un collimateur 30, par exemple en plomb, qui est aussi placé dans le thermaliseur 16 et qui est destiné à collimater le détecteur 24. L'appareil illustré par la figure 3 est donc fondé sur un détecteur collimaté qui observe une pastille dans une fenêtre d'écran neutrophage. Cet appareil fonctionne. Cependant, ses performances ne sont pas optimales en termes de débit (vitesse du crayon) ou de flux neutronique. On a intérêt à augmenter le nombre de détecteurs. Mais alors se pose un problème de volume total des collimateurs, qui réduit le volume utile à la thermalisation des neutrons. 17 On a aussi intérêt à augmenter la longueur L de la fenêtre autorisant les neutrons thermiques à rejoindre le crayon de combustible (la longueur L étant comptée suivant la longueur du crayon 12). Cette augmentation de la longueur de la fenêtre permet d'augmenter le taux de comptage mais dégrade la résolution spatiale : au même moment, plusieurs pastilles sont irradiées et l'on ne peut discerner leurs réponses individuelles sauf par une technique de déconvolution. C'est pourquoi, selon un mode de réalisation préféré de l'invention, qui est schématiquement et partiellement représenté sur la figure 4, on forme plusieurs fenêtres, ou trous, dans le matériau neutrophage tubulaire qui est traversé par le crayon. Ces fenêtres sont disposées selon un motif particulier, se prêtant bien à une opération mathématique d'inversion de matrice (voir plus loin). Plus précisément, dans l'exemple de la figure 4, le dispositif 32, objet de l'invention, comprend encore un écran 34 en matériau neutrophage. Mais cet écran forme un tube qui est interrompu dans plusieurs sections, pour définir plusieurs ouvertures 36, ou fenêtres, et dans lequel on déplace encore le crayon de combustible nucléaire 12 (par les moyens symbolisés par la flèche 22) lors de la mesure. On voit aussi un générateur de neutrons 38, que l'on fait fonctionner en mode pulsé par des moyens non représentés, et un détecteur de photons gamma 40. L'écran 34 est encore placé entre ce dernier et le générateur 38. 18 On précise que le détecteur 40 s'étend en regard de l'ensemble des fenêtres 36, comme on le voit sur la figure 4. Suivant la longueur de cet ensemble (par exemple 10 cm), on peut être amené à utiliser seulement un ou au contraire plusieurs détecteurs de photons gamma adjacents (par exemple des détecteurs en NaI). On n'a pas représenté le thermaliseur dans lequel sont placés le générateur 38, le ou les détecteurs et au moins la portion longitudinale de l'écran dans laquelle sont formées les ouvertures. Mais on voit le système électronique 42, prévu pour traiter les signaux fournis par le ou les détecteurs, ainsi que les moyens d'affichage 44 associés au système. Les neutrons rapides, engendrés lors du fonctionnement du générateur en mode pulsé, sont thermalisés. Sur la figure 4, on voit un � nuage � 46 de neutrons thermiques résultant de cette thermalisation. Ces neutrons thermiques peuvent franchir les fenêtres 36. Ainsi, dans le crayon 12, les fissions ne sont provoquées que sur les pastilles 48 qui sont placées en regard de ces fenêtres. A un instant donné, le ou les détecteurs ne collectent donc que les photons gamma 50 provenant des pastilles placées au droit des fenêtres 36. A chaque instant, le signal fourni par l'ensemble de détection (un ou plusieurs détecteurs) est la somme de tous les signaux élémentaires résultant de tous les photons gamma ainsi collectés. Comme le matériau neutrophage est fixe par rapport au générateur 38 et au détecteur 40, les 19 coefficients pondérant les signaux photoniques individuels, respectivement issus des pastilles placées au droit des fenêtres 36, sont constants. Si l'on suppose par exemple qu'il y a quatre fenêtres, on obtient l'équation linéaire suivante a un instant t : R(t)=A1.E(fl) + A2.E(n2) + A3.E(n3) + A4.E(n4) Où - R(t) est le signal collecté, - Ai représente le � rendement � de l'une i des quatre fenêtres (où i varie de 1 à 4), c'est-à-dire la combinaison (1) du flux de neutrons thermiques qui caractérise cette fenêtre i (car le flux neutronique est stable dans le temps) et (2) de l'efficacité de détection du détecteur 40 pour les signaux qu'il émet, les quatre valeurs Al, A2, A3 et A4 étant connues a priori, grâce à une calibration de l'appareil (en faisant passer dans ce dernier un crayon dont le profil d'enrichissement est connu - mais on peut aussi mettre en oeuvre un code de calcul approprié, permettant la détermination des coefficients Ai et évitant ainsi une telle calibration), - E(ni) représente l'enrichissement de la pastille qui est, à l'instant t, en regard de la fenêtre associée au coefficient Ai (1 En outre, dans les exemples donnés, la longueur de chaque ouverture peut être égale à la longueur des pastilles de combustible nucléaire. Elle peut aussi lui être inférieure. Mais elle peut aussi lui être supérieure ; alors il est encore possible de déterminer l'enrichissement de chaque pastille en utilisant une technique de convolution pour traiter les signaux fournis par le ou les détecteurs (on se référera à la technique dite � du masque codé �). En pratique, l'écran à fenêtres, en matériau neutrophage, peut être formé à partir de 22 bagues ou de tubes de cadmium, gadolinium, bore, ou lithium, c'est-à-dire des matériaux à haute section efficace de capture neutronique. Parmi tous ces matériaux, les meilleurs sont ceux qui engendrent le moins de bruit possible dans l'appareil, en émettant peu de signaux lorsqu'ils interceptent un neutron. Dans cette perspective, les matériaux à base de lithium 6 sont très intéressants puisque la capture d'un neutron par ces derniers n'induit pas d'événement gamma susceptible d'être détecté par le ou les détecteurs de l'appareil. Comme on le voit sur la figure 4, l'écran en matériau neutrophage peut être formé sur un support tubulaire 52 qui absorbe moins de 10%, de préférence moins de 1%, des neutrons thermiques qu'il reçoit. On déplace alors le crayon 12 dans ce support tubulaire 52 lors de la mesure. Cet exemple donné pour l'écran s'applique également à l'appareil de la figure 3. La matière du support tubulaire 52 peut être choisie, par exemple, parmi le zircalloy, le polychlorure de vinyle, le graphite et l'aluminium. On indique ci-après des avantages de la présente invention. En utilisant le matériau neutrophage avec un certain motif, on augmente considérablement la longueur utile d'inspection tout en conservant une résolution spatiale qui permet l'analyse de l'enrichissement de chaque pastille. Le gain est en fait linéaire avec l'accroissement de longueur : en passant d'une fenêtre 30 23 ayant une longueur d'environ 1 cm à un ensemble de fenêtres ayant par exemple une longueur totale de 10 cm (cumul des longueurs des fenêtres 36 dans l'exemple de la figure 4), on gagne un facteur 10 sur la quantité de signal. Ce gain peut être directement utilisé pour réduire la puissance du générateur, ce qui a plusieurs conséquences intéressantes : la diminution des contraintes de radioprotection, l'allongement de la 10 durée de vie du tube neutronique utilisé et la réduction des coûts. Ce gain peut aussi être utilisé pour accroître la vitesse des crayons lors de leur mesure, et accroître la capacité d'une installation de de production de ces crayons. Par rapport aux appareils existants, qui utilisent le californium 252, l'invention permet un passage encore plus facile aux générateurs de neutrons et à l'utilisation de sources neutroniques moins intenses. On précise que l'épaisseur de l'écran en matériau neutrophage (exemples des figures 3 et 4) peut être déterminée par l'homme du métier en fonction du matériau choisi, de manière à absorber quasiment tous les neutrons qui lui parviennent, par exemple 90%, de 25 préférence 99,9%, de ces neutrons. On peut par exemple utiliser un écran en gadolinium dont l'épaisseur vaut moins de 1 mm, par exemple environ 0,3 à 0,4 mm, ou un écran fait d'un composé riche en lithium (par exemple une résine 30 chargée en lithium) dont l'épaisseur vaut moins de 10 mm, par exemple environ 3 à 4 mm. 15 20 24 De plus, dans les exemples de l'invention donnés plus haut, on a utilisé des détecteurs de photons gamma mais on pourrait tout aussi bien utiliser des détecteurs de neutrons pour détecter les neutrons émis par les pastilles de combustible lorsque celles-ci reçoivent les neutrons thermiques. On exploiterait alors le signal fourni par ces détecteurs de neutrons pour déterminer le profil d'enrichissement d'une manière analogue à celle qui a été expliquée plus haut. En outre, l'invention peut être mise en oeuvre avec ou sans collimateur : on peut collimater, ou non, le ou les détecteurs utilisés. Par exemple, l'appareil de la figure 4 ne comporte aucun collimateur autour du détecteur 40, mais pourrait en comporter un, afin de ne recevoir que les rayonnements 50 émis par les ouvertures 36. Un tel collimateur peut comporter un seul perçage pour l'ensemble des ouvertures 36 ou, au contraire, plusieurs perçages correspondant respectivement à ces ouvertures. De plus, l'invention ne s'applique pas qu'aux crayons dont les pastilles sont faites d'oxyde d'uranium. Elle s'applique aussi aux crayons dont les pastilles sont faites d'un autre matériau, par exemple un oxyde mixte d'uranium et de plutonium.25 REVENDICATIONS1. Dispositif (18, 32) pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire (12) à l'aide de neutrons thermiques, le crayon comprenant un empilement longitudinal de pastilles (48) faites du combustible nucléaire, le dispositif étant caractérisé en ce qu'il comprend un écran (20, 34) qui est fait d'un matériau neutrophage et par rapport auquel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure, l'écran étant apte à protéger, à tout instant lors de la mesure, une zone longitudinale de l'empilement des pastilles vis-à-vis des neutrons thermiques, sauf une ou plusieurs des pastilles (46) incluses dans la zone longitudinale, en vue de détecter le rayonnement émis par interaction des neutrons thermiques avec cette ou ces pastilles et d'en déduire le profil f'enrichissement. 2. Dispositif selon la revendication 1, dans lequel l'écran (18, 32) forme un tube qui est interrompu dans une ou plusieurs sections, pour définir une ou plusieurs ouvertures (23, 36), et dans lequel on déplace le crayon de combustible nucléaire lors de la mesure. 3. Dispositif selon la revendication 2, dans lequel les ouvertures (36) sont irrégulièrement espacées les unes des autres.30 26 4. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, dans lequel la longueur de chaque ouverture (23, 36) est inférieure ou égale à la longueur d'une pastille (48). 5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel l'écran est formé sur un support tubulaire (52) qui absorbe moins de 10% des neutrons thermiques qu'il reçoit, et dans lequel on déplace le crayon de combustible nucléaire (12) lors de la mesure. 6. Dispositif selon la revendication 5, dans lequel le support tubulaire (52) est fait d'une matière choisie parmi le zircalloy, le polychlorure de vinyle, le graphite et l'aluminium. 7. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, dans lequel le matériau neutrophage est choisi parmi le gadolinium, le cadmium et le lithium, plus particulièrement le lithium 6, ou des composés de ces éléments. 8. Appareil pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucléaire (12) à l'aide de neutrons thermiques, le crayon comprenant un empilement longitudinal de pastilles (48) faites du combustible nucléaire, l'appareil comprenant : - un générateur de neutrons (14, 38), apte à émettre des neutrons rapides en mode pulsé, 27 - un thermaliseur de neutrons (16), apte à produire des neutrons thermiques à partir des neutrons rapides, émis par le générateur de neutrons, - le dispositif (18, 32) selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, au moins un détecteur (24, 40) pour détecter le rayonnement émis par la ou les pastilles qui ont interagi avec les neutrons thermiques et fournir des signaux représentatifs de l'enrichissement de cette pastille ou ces pastilles, le dispositif (18, 32) étant placé entre le détecteur et le générateur de neutrons, le générateur de neutrons (14, 38), le détecteur (24, 40) et au moins chaque partie de l'écran (20, 34), qui est située en regard de la zone longitudinale de l'empilement, étant placés dans le thermaliseur de neutrons (16), et - un système électronique (26, 42), apte à déterminer le profil d'enrichissement du crayon de combustible nucléaire à partir des signaux fournis par le détecteur. 9. Appareil selon la revendication 8, dans lequel le système électronique (26, 42) est apte à déterminer le profil d'enrichissement en résolvant un système d'équations linéaires reliant les signaux fournis par le détecteur (24, 40), aux enrichissements des pastilles qui émettent le rayonnement. 10. Appareil selon l'une quelconque des revendications 8 et 9, comprenant en outre au moins un collimateur (30), pour collimater le détecteur (24).