Brevet FR3110253A1 — publié le 20211119

La présente invention fournit un procédé d'estimation et un système de surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques. En effectuant des corrections de l'effet d'absorption de la multiplication des neutrons, de la différence de spectre entre des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée, et de la différence de rendement de détection entre des neutrons sources de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, sur un système d'équations d'un modèle ponctuel, les résultats calculés du comptage des coïncidences neutroniques par un système d'équations d'un modèle ponctuel amélioré permettent de représenter avec précision un résultat de mesure du comptage des coïncidences neutroniques d'un système de détection de neutrons à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution, estimant ainsi avec précision la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution. [FIG. 3] PROCÉDÉ D'ESTIMATION ET SYSTÈME DE SURVEILLANCE DE LA CONCENTRATION DE PLUTONIUM DANS UN SYSTÈME D'URANIUM ET DE PLUTONIUM EN SOLUTION SUR LA BASE DU COMPTAGE DES COÏNCIDENCES NEUTRONIQUES Référence croisée à des demandes apparentées La présente demande revendique la priorité de la demande de brevet d'invention n° 2020104115993 déposée auprès de l'Administration Nationale de la Propriété Intellectuelle de Chine le 15 mai 2020, dont l'intégralité est reprise ici à titre de référence. La présente invention relève d'une technologie de surveillance et d'analyse des teneurs en matières fissiles à l'extérieur d'un réacteur, est applicable au domaine de l'estimation et de la surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution, et concerne en particulier un procédé d'estimation et un système de surveillance de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques. Art antérieur Au cours de la détection de neutrons d'un système d'uranium et de plutonium en solution, la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution peut être calculée ou déduite de manière inverse à partir d'un taux de comptage neutronique total et d'un taux de comptage des coïncidences neutroniques mesuré par un détecteur de neutrons, ce procédé étant connu sous le nom de procédé d'Analyse Non Destructive (NDA) et ne nécessitant pas de sources de neutrons supplémentaires. Un système d'équations d'un "modèle ponctuel" établi par Boehnel (voir Research on Application of Neutron Coincidence Counting in Attribute Determination of Plutonium. Shi Xueming, Liu Chengan. Nuclear Physics Review. 2004. 9) a été utilisé comme algorithme principal dans l'estimation de la concentration de plutonium : (1) (2) où S représente le taux de comptage neutronique total, D représente le taux de comptage des coïncidences neutroniques, ε représente un rendement de détection, représente un taux de fission spontanée du 240 Pu, représente une masse effective de 240 Pu, M représente un facteur de multiplication de fuite de neutrons, c'est-à-dire un rapport entre le nombre de neutrons de fuite qui peuvent éventuellement s'échapper du système d'uranium et de plutonium en solution et le nombre de neutrons sources produits dans le système d'uranium et de plutonium en solution après multiplication et absorption de neutrons sources de fission spontanée et de neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution, et α représente un rapport entre le nombre de neutrons sources (α, n) et le nombre de neutrons sources de fission spontanée. et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons sources de fission spontanée du 240 Pu. et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite. est un facteur d'utilisation de porte. Un procédé de mesure de coïncidences temporelles est utilisé dans le comptage des coïncidences neutroniques, et les objets mesurés sont des événements de coïncidence, c'est-à-dire deux ou plusieurs événements qui se produisent simultanément ou qui se produisent à des moments associés les uns aux autres. Pour un échantillon de plutonium, la multiplicité signifie qu'une pluralité de neutrons indiscernables sont libérés presque simultanément pendant la fission spontanée du plutonium, le nombre de neutrons libérés à chaque fois étant aléatoire mais suivant une loi statistique, et la distribution du nombre de neutrons libérés à chaque fois étant désignée sous le nom de distribution de multiplicité des neutrons. Le système d'équations du "modèle ponctuel" est utilisé pour calculer la multiplicité des neutrons sur la base des hypothèses suivantes : (1) tous les neutrons de fission induite sont libérés presque en même temps que les neutrons sources de fission spontanée et les neutrons sources (α, n), et la longueur d'une chaîne de fission n'est pas prise en compte ; (2) le rendement de détection des neutrons et la probabilité de fission sont volumétriquement uniformes dans l'échantillon ; (3) les neutrons sources de fission spontanée et les neutrons sources (α, n) ont le même spectre d'énergie, et par conséquent, le rendement de détection, la probabilité de fission et la multiplication de fission induite sont tous identiques ; (4) la probabilité de capture non fissile des neutrons est négligeable ; (5) la multiplicité des neutrons et l'énergie des neutrons ne sont pas corrélées ; et (6) le temps d'extinction des neutrons dans l'échantillon/le détecteur n'est pas pris en compte. Ces hypothèses sont fondamentalement plausibles pour un échantillon de plutonium métallique ou d'oxyde de plutonium de petit volume, et le taux de comptage neutronique total S et le taux de comptage des coïncidences neutroniques D calculés par le système d'équations du "modèle ponctuel" coïncident bien avec les résultats calculés lors d'une simulation par programme de Monte Carlo tridimensionnel. Cependant, ces hypothèses ne sont pas toujours adaptées au système d'uranium et de plutonium en solution. Un grand nombre de matériaux modérateurs des neutrons et de matériaux d'absorption des neutrons sont présents dans le système d'uranium et de plutonium en solution, de sorte que la probabilité de capture non fissile des neutrons ne peut être négligée. Il existe une grande différence entre les spectres d'énergie des neutrons sources de fission spontanée et des neutrons sources (α, n) (comme le montre la ), de sorte qu'une différence existe également en ce qui concerne la multiplication de fission induite. De plus, pour le système d'uranium et de plutonium en solution de grand volume, étant donné que la fission induite se produit de manière volumétriquement non uniforme, les rendements de détection des neutrons sources de fission spontanée et des neutrons de fission induite sont différents. En un mot, le système d'uranium et de plutonium en solution diffère grandement des hypothèses de base du système d'équations du "modèle ponctuel" ; et si le système d'équations est directement adopté pour estimer la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution, un écart important apparaîtra dans les résultats calculés. D'après une enquête portant sur les applications nationales et étrangères du comptage des coïncidences neutroniques dans le domaine de la surveillance de la masse de plutonium, aucun chercheur n'a proposé de procédé d'estimation de la masse de plutonium/concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du système d'équations du "modèle ponctuel" de Boehnel. Du point de vue des applications d'ingénierie, du fait de la complexité du processus de traitement, de la forte radioactivité et des exigences de sécurité critiques élevées d'une installation de retraitement des combustibles usés, un contrôle des processus et une surveillance de la sécurité qui soient efficaces et opportuns sont nécessaires pendant le fonctionnement de l'installation de retraitement. Il est nécessaire de surveiller la masse de plutonium/la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution à des endroits clés de l'installation de retraitement. La présente invention a pour objet de fournir un procédé d'estimation et un système de surveillance de la concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques, qui permettent de répondre aux exigences des processus de traitement clés d'une installation de retraitement des combustibles usés pour la surveillance en ligne de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution. La présente invention fournit un procédé d'estimation d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques. Le procédé d'estimation consiste à : établir un modèle de calcul tridimensionnel pour le système d'uranium et de plutonium en solution afin de calculer des paramètres caractéristiques lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; calculer un rendement de détection d'un système de détection de neutrons à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte et un facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, et calculer simultanément un spectre d'énergie de neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, sous la forme d'un spectre de référence pour étalonner le rendement de détection du système de détection de neutrons ; déterminer des facteurs de correction, comprenant un facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée et un facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, le facteur de correction de différence de spectre étant un rapport entre un rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire , et le facteur de correction de différence de rendement de détection est un rapport entre un rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fission induite ayant fui du système d'uranium et de plutonium en solution et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire ; introduire les paramètres caractéristiques calculés, le rendement de détection , le facteur d'utilisation de porte et les facteurs de correction et déterminés dans un système d'équations d'un modèle ponctuel amélioré pour corriger un résultat de mesure de comptage des coïncidences neutroniques du système de détection de neutrons ; et obtenir une masse effective de 240 Pu, par itération, et estimer la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution en association avec un volume du système d'uranium et de plutonium en solution. Dans le procédé d'estimation, le système d'équations du modèle ponctuel amélioré est le suivant : (3) (4) où : S représente un taux de comptage neutronique total ; D représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques ; représente un taux de fission spontanée du plutonium-240 ; représente le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; α représente un rapport entre le nombre de neutrons sources (α, n) et le nombre de neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission spontanée du plutonium-240 ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources de fission spontanée dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; est le facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons, qui représente un rapport entre les taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours de durées de porte t g et ∞, respectivement ; et représente la masse effective de 240 Pu. Dans le procédé d'estimation, à partir de la valeur calculée de ainsi que du rapport de composition isotopique du plutonium et du volume du système d'uranium et de plutonium en solution, les masses et les concentrations des isotopes du plutonium (plutonium 238, plutonium 240 et plutonium 242) sont obtenues par l'équation (5) : (5) où 238 Pu, 240 Pu et 242 Pu sont respectivement les masses du plutonium-238, du plutonium-240 et du plutonium-242. Dans le procédé d'estimation, le coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ou le coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte est défini comme étant un rapport entre le nombre de neutrons de fuite et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption de neutrons sources, lequel est calculé comme suit : (6) Le coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ou le coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte est défini comme étant un rapport entre le nombre de neutrons produits et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption de neutrons sources, lequel est calculé comme suit : (7) où est une probabilité de provoquer une fission induite par un neutron source, est une probabilité de capture (à l'exclusion de la capture de fission), et est le premier moment de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite, tous ces paramètres pouvant être calculés par un programme de Monte Carlo tridimensionnel. L'indice 1 ou 2 pour chaque paramètre indique le cas où seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ou seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte. Dans le procédé d'estimation, les premier et deuxième moments et de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources de fission spontanée dans le système d'uranium et de plutonium en solution, les premier et deuxième moments et de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution, le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, le facteur d'utilisation de porte , le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée, et le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée sont calculés pour une concentration représentative d'une solution d'uranium et de plutonium avec un rapport de masse isotopique représentatif. Dans le procédé d'estimation, le rendement de détection est estimé par une réactivité neutronique corrigée avec le coefficient de multiplication de fuite , et est calculé comme suit : (8) où représente une réactivité moyenne à l'intérieur d'un volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte. Le facteur d'utilisation de porte est calculé comme suit : (9) où représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours d'une durée de porte t g , et représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours d'une durée de porte ∞. Dans le procédé d'estimation, , et sont calculés comme suit : ; ; et ; où représente une réactivité moyenne à l'intérieur d'un volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente une réactivité moyenne à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; est une réactivité moyenne de neutrons de fission induite à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons ; et est un coefficient de multiplication de fuite de neutrons de fission induite. La présente invention fournit en outre un système de surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques, dans lequel le système de surveillance comprend une station de travail d'analyse de données et une pluralité de canaux de surveillance des neutrons, dans lequel la station de travail d'analyse de données comprend un module de collecte de données, un module d'analyse de données et de sortie de résultats et un module d'alarme, et dans lequel le module d'analyse de données et de sortie de résultats comprend un logiciel de traitement d'analyse de données qui analyse et traite des données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques à l'aide du procédé d'estimation décrit ci-dessus. Dans le système de surveillance, chacun des canaux de surveillance des neutrons comprend un ensemble de détection de neutrons, un circuit de coïncidence neutronique et un dispositif d'affichage in situ, dans lequel des signaux impulsionnels originaux détectés par l'ensemble de détection de neutrons sont traités en temps réel par le circuit de coïncidence neutronique pour produire les données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques, les données de mesure sont affichées en temps réel sur le dispositif d'affichage in situ et transmises à la station de travail d'analyse de données, collectées et traitées par une pluralité de canaux de collecte de données du module de collecte de données, puis calculées et analysées par le logiciel de traitement d'analyse de données, et dans lequel l'ensemble de détection de neutrons comprend un détecteur de neutrons ainsi qu'un modérateur et un blindage conçus pour le détecteur de neutrons. Dans le système de surveillance, le module d'alarme envoie un signal d'alarme lorsque le logiciel de traitement d'analyse de données détermine que la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution dépasse un seuil prédéfini. La présente invention présente les effets avantageux suivants : Le procédé d'estimation et le système de surveillance de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques de la présente invention effectuent des corrections de la différence de spectre entre des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée, et de la différence de rendement de détection entre des neutrons sources de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, sur le système d'équations du modèle ponctuel, de sorte que les résultats calculés du comptage des coïncidences neutroniques par le système d'équations du modèle ponctuel amélioré permettent de représenter avec précision le résultat de mesure de comptage des coïncidences neutroniques du système de détection de neutrons à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution, et donc d'estimer avec précision la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution. Ce procédé d'estimation permet une surveillance et une analyse non destructives de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution, et constitue un procédé d'estimation perfectionné de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution et présentant une faisabilité technique. La présente invention résout efficacement le problème de l'inadéquation du système d'équations du modèle ponctuel d'origine pour le système d'uranium et de plutonium en solution. Compte tenu des différences entre les hypothèses de base du système d'équations du modèle ponctuel et le système d'uranium et de plutonium en solution, on introduit un coefficient de multiplication net pour corriger l'effet de la multiplication et de l'absorption des neutrons, un facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée afin de corriger la différence de spectre entre des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée, et on introduit un facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée pour corriger la différence de rendement de détection entre des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, de sorte qu'un résultat prédit du taux de comptage des coïncidences neutroniques obtenu par le système d'équations du modèle ponctuel amélioré concorde sensiblement avec les résultats calculés par la simulation par programme de Monte Carlo tridimensionnel. Le procédé est applicable à l'estimation de la masse de plutonium/concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution, et résout ainsi un problème clé du comptage des coïncidences neutroniques dans l'estimation de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution. Brève description des figures représente un diagramme de comparaison des spectres d'énergie de neutrons sources de fission spontanée et de neutrons sources (α, n) générés par un système d'uranium et de plutonium en solution représentatif en soi ; représente un schéma d'un mode de réalisation d'un procédé d'estimation d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques ; représente un organigramme d'un mode de réalisation du procédé d'estimation de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques ; et représente un schéma fonctionnel structurel d'un mode de réalisation d'un système de surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques. Description détaillée des modes de réalisation Des mises en œuvre de la présente invention vont être décrites ci-après en détail en référence à des dessins et à des modes de réalisation qui les accompagnent. Dans le cas présent, un réservoir de solution 1 (en tant que dispositif de fourniture de solution) contenant une solution d'uranium et de plutonium est pris comme exemple pour illustrer comment la présente invention est appliquée à l'estimation et à la surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution. Le système d'uranium et de plutonium en solution comprend le réservoir de solution 1 et la solution d'uranium et de plutonium contenue dans le réservoir de solution 1. Comme le montre la , le réservoir de solution 1 a une hauteur de 10 cm, un diamètre intérieur de 12 cm et se présente sous la forme d'un récipient en acier inoxydable ayant une épaisseur de paroi de 3 mm. Le réservoir de solution 1 est rempli d'une solution mixte de nitrate d'uranyle et de nitrate de plutonium (c'est-à-dire la solution d'uranium et de plutonium). Vingt-quatre détecteurs de BF3 311, dont chacun est revêtu de polyéthylène 312 (en tant que modérateur), sont agencés autour du réservoir de solution 1, et une couche de blindage en cadmium (Cd) 313 est déposée à l'extérieur du polyéthylène 312. De manière générale, un système de détection de neutrons est prévu à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution. Le système de détection de neutrons est un système intégré de structures matérielles et logicielles qui surveillent la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution. Dans le cas présent, le volume ou la capacité du réservoir de solution 1 et le nombre de détecteurs 311 sont indiqués à simple titre d'exemple et ne constituent pas une limitation de la présente demande. De plus, l'agencement des détecteurs 311 n'est pas limité à celui qui est représenté sur la . Comme le montre la FIG. 3, un procédé d'estimation d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques selon la présente invention consiste à : établir un modèle de calcul tridimensionnel pour le système d'uranium et de plutonium en solution afin de calculer des paramètres caractéristiques lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte (étape 100) ; calculer un rendement de détection d'un système de détection de neutrons à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte et un facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, et calculer simultanément un spectre d'énergie de neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, sous la forme d'un spectre de référence pour étalonner le rendement de détection du système de détection de neutrons (étape 200) ; déterminer des facteurs de correction, comprenant un facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée et un facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, dans lequel le facteur de correction de différence de spectre est un rapport entre un rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire , et le facteur de correction de différence de rendement de détection est un rapport entre le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fission induite ayant fui du système d'uranium et de plutonium en solution et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire (étape 300) ; introduire les paramètres caractéristiques calculés, le rendement de détection , le facteur d'utilisation de porte et les facteurs de correction et déterminés dans un système d'équations d'un modèle ponctuel amélioré pour corriger un résultat de mesure de comptage des coïncidences neutroniques du système de détection de neutrons (étape 400) ; et obtenir une masse effective de 240 Pu, par itération, et estimer la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution en association avec un volume du système d'uranium et de plutonium en solution (étape 500). Le système d'équations du modèle ponctuel amélioré est donné par : (3) (4) où : S représente un taux de comptage neutronique total ; D représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques ; représente un taux de fission spontanée du plutonium-240 ; représente le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; α représente un rapport entre le nombre de neutrons sources (α, n) et le nombre de neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission spontanée du plutonium-240 ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources de fission spontanée dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; est le facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons, qui représente un rapport entre les taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours de durées de porte t g et ∞, respectivement ; et représente la masse effective de 240 Pu. Si l'on se réfère à des manuels portant sur les matériaux nucléaires, le taux de fission spontanée du 240 Pu, et le premier moment et le deuxième moment de la distribution de multiplicité des neutrons sources de fission spontanée sont respectivement des valeurs fixes de 475,276 fission/(g•s), 2,156 et 3,825. En premier lieu, à l'étape 100, un modèle de calcul tridimensionnel est établi pour le système d'uranium et de plutonium en solution en utilisant un programme de Monte Carlo tridimensionnel pour calculer des paramètres caractéristiques lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte. Dans le cas présent, les paramètres caractéristiques requis sont calculés en prenant comme exemple l'un d'une concentration d'uranium, d'une concentration de plutonium, d'un rapport de masse d'isotopes de l'uranium et d'un rapport de masse d'isotopes du plutonium, le coefficient de multiplication de fuite M étant un rapport entre le nombre de neutrons de fuite et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption des neutrons sources, le coefficient de multiplication net M' étant un rapport entre le nombre de neutrons produits et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption des neutrons sources, et ces paramètres pouvant être calculés par les équations (6) et (7). (6) (7) , et sont respectivement une probabilité de provoquer une fission induite par un neutron source, une probabilité de capture (à l'exclusion de la capture de fission), et le premier moment de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite, qui peuvent tous être calculés par le programme de Monte Carlo tridimensionnel. et peuvent être calculés par les équations (6) et (7), et peuvent également être obtenus par calcul sur la base de la modélisation par programme de Monte Carlo. Les résultats calculés de ces paramètres caractéristiques sont présentés dans le Tableau 1. [Tableau 1] Résultats calculés des paramètres caractéristiques Seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte Seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte 2,8878 2,8951 6,8804 6,9214 0,0586 0,0380 0,0878 0,0604 1,0275 1,0130 1,1331 1,0809 Après cela, à l'étape 200, le programme de Monte Carlo tridimensionnel est utilisé pour calculer le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte et le facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, et un spectre d'énergie de neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte est calculé simultanément sous la forme d'un spectre de référence pour étalonner le rendement de détection du système de détection de neutrons. Le rendement de détection est estimé à partir d'une réactivité neutronique (par exemple, une réactivité (n, α) pour un détecteur de BF 3 ) corrigée avec le coefficient de multiplication de fuite , et est calculé par l'équation (8). (8) Le facteur d'utilisation de porte est défini comme étant le rapport entre les taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours de durées de porte t g et ∞, respectivement, et est calculé par l'équation (9). (9) t g représente une fenêtre temporelle dans laquelle le comptage des coïncidences neutroniques est considéré comme étant effectif, laquelle fenêtre temporelle ne doit être ni trop courte, sous peine de réduire le rendement de détection, ni trop longue, sous peine de ne pas pouvoir distinguer efficacement un comptage occasionnel de coïncidences neutroniques. Par conséquent, t g est une durée déterminée en fonction des circonstances réelles d'une situation d'application spécifique. Une réactivité moyenne à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons et les taux de comptage des coïncidences neutroniques pour les durées de porte t g et ∞ peuvent tous être calculés par le programme de Monte Carlo tridimensionnel. Il convient de noter que le rendement de détection, le facteur d'utilisation de porte et les exigences d'étalonnage du système de détection de neutrons calculés ici concernent le cas où seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte. Les exigences d'étalonnage du système de détection de neutrons peuvent être satisfaites en calculant le spectre d'énergie de neutrons de fuite qui fuient du dispositif de solution (le système d'uranium et de plutonium en solution), sous la forme d'un spectre de référence pour étalonner le rendement de détection du système de détection de neutrons. Pour le mode de réalisation décrit ci-dessus, est calculé comme suit : = 1,59966%/1,02746 = 1,55691% ; lorsque = 64 μs, est calculé comme suit : = 8,7373×10 -5 /2,9236×10 -4 = 0,2889. De plus, à l'étape 300, il est également nécessaire de déterminer le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée et le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons sources de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée. En premier lieu, , et sont calculés comme suit : et ; où représente une réactivité moyenne à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente une réactivité moyenne à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; est une réactivité moyenne de neutrons de fission induite à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons ; et est un coefficient de multiplication de fuite de neutrons de fission induite. Après cela, le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée est calculé par l'équation (10). (10) Par ailleurs, le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée est calculé par l'équation (11). (11) Le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte peuvent être calculés en définissant différents éléments sources de neutrons et en se référant à l'équation (8). Le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite de fission induite du système d'uranium et de plutonium en solution est obtenu en calculant une différence entre des résultats obtenus en fermant et en ouvrant un interrupteur destiné à produire des neutrons de fission induite. Selon le procédé décrit ci-dessus, les résultats suivants sont obtenus : , et / Après cela, à l'étape 400, le résultat de mesure de comptage des coïncidences neutroniques du système de détection de neutrons est corrigé avec les paramètres caractéristiques calculés, le rendement de détection , le facteur d'utilisation de porte et les facteurs de correction déterminés (en particulier le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée et le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons sources de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée). En raison de l'absence de mesures réelles de S et D, on utilise comme résultats de comptage du système de détection de neutrons des résultats prédits par le programme de Monte Carlo tridimensionnel, et lorsque , S = 1500,62/s, D = 2,82/s. En introduisant les résultats calculés pour les paramètres ci-dessus, tels que les paramètres caractéristiques, le rendement de détection, les facteurs de correction ( et les paramètres calculés ) dans le système d'équations du modèle ponctuel amélioré comprenant les équations (3) et (4), on obtient par calcul que = 21,437g (voir équation (12)), soit un écart de seulement 0,02% par rapport à la masse effective de 240 Pu de 21,441g adoptée pour la simulation réelle par le programme de Monte Carlo tridimensionnel, cela mettant en évidence une grande précision de l'estimation. (12) Enfin, à l'étape 500, la masse effective de 240 Pu est obtenue par itération à l'aide des équations (3) et (4), et la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution est estimée en association avec le volume du dispositif de solution (c'est-à-dire le volume du système d'uranium et de plutonium en solution). En revanche, si la concentration de plutonium est estimée à l'aide du système d'équations du modèle ponctuel original comprenant les équations (1) et (2), les paramètres caractéristiques obtenus lorsque des neutrons sources de fission spontanée et des neutrons sources (α, n) sont simultanément pris en compte sont les suivants : = 2,8934, = 6,9120, M = 1,0163, 1,5475, = 0,3004, et on obtient = 38,673 g (voir équation (13)), soit un écart allant jusqu'à 80% par rapport à la masse effective de 240 Pu de 21,441 g adoptée pour la simulation réelle par le programme de Monte Carlo tridimensionnel, cela révélant un écart notable affectant le résultat estimé. (13) De plus, à partir de la valeur calculée de , ainsi que du rapport de composition isotopique du plutonium et du volume du système d'uranium et de plutonium en solution, qui sont connus, les masses et les concentrations des isotopes du plutonium, à savoir du plutonium-238, du plutonium-240 et du plutonium-242, peuvent en outre être obtenues à l'aide de l'équation (5). (5) Il est à noter que lors de l'estimation de la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution, la masse effective de 240 Pu et la concentration de plutonium sont calculées à l'aide des équations (3) et (4), et à ce stade, une valeur de α est déterminée en fonction de valeurs mesurées de S et D ; et lors de l'évaluation de la précision des résultats estimés, cela peut être fait en introduisant directement les résultats estimés dans l'équation (12) pour vérification, et à ce stade, il n'est pas nécessaire de déterminer la valeur de α. Il convient en outre de noter que lors de la modélisation tridimensionnelle et de la simulation numérique du système d'uranium et de plutonium en solution, on prend comme exemple aux fins de la description le programme de Monte Carlo (procédé de simulation statistique basé sur un échantillonnage aléatoire). Cependant, la mise en œuvre des solutions techniques de la présente invention ne dépend pas du programme ou de l'algorithme de calcul numérique sélectionné. À titre d'exemple, le procédé d'estimation de la présente invention peut également être mis en œuvre par un programme de Las Vegas qui est également basé sur un échantillonnage aléatoire. La présente invention fournit en outre un système de surveillance 10 d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques, qui présente une structure logique telle que représentée sur la . Le système de surveillance 10 représenté sur la comprend une station de travail d'analyse de données 20 et une pluralité de canaux de surveillance des neutrons 30. La station de travail d'analyse de données 20 comprend un module de collecte de données 21, un module d'analyse de données et de sortie de résultats 22 et un module d'alarme 23. Le module d'analyse de données et de sortie de résultats 22 comprend un logiciel de traitement d'analyse de données qui analyse et traite des données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques à l'aide du procédé d'estimation décrit ci-dessus. Chacun des canaux de surveillance des neutrons 30 comprend un ensemble de détection de neutrons 31, un circuit de coïncidence neutronique 32 et un dispositif d'affichage in situ 33, ainsi que des supports de montage, des conduites, des câbles, des matériaux de blindage et autres éléments connexes. Des signaux impulsionnels originaux détectés par l'ensemble de détection de neutrons 31 sont traités en temps réel par le circuit de coïncidence neutronique 32 pour obtenir les données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques, et les données de mesure sont affichées en temps réel sur le dispositif d'affichage in situ 33 et transmises à la station de travail d'analyse de données 20, collectées et traitées par le module de collecte de données 21, puis calculées et analysées par le logiciel de traitement d'analyse de données. L'ensemble de détection de neutrons 31 comprend un détecteur de neutrons 311 ainsi qu'un modérateur 312 et un blindage 313 conçus pour le détecteur de neutrons 311, et la structure spécifique est illustrée sur la . Le module de collecte de données 21 comprend une pluralité de canaux de collecte de données qui peuvent respectivement collecter des données pour différents canaux de surveillance des neutrons. Le module d'alarme 23 envoie un signal d'alarme lorsque le logiciel de traitement d'analyse des données détermine que la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution dépasse un seuil prédéfini. Il va de soi que l'homme de l'art pourra apporter diverses modifications et adaptations à la présente invention sans s'écarter de l'esprit et de la portée de la présente invention. Ainsi, ces modifications et adaptations de la présente invention entrent dans le cadre des revendications de la présente invention et de ses équivalents, et la présente invention doit être considérée comme incluant également ces modifications et adaptations. Procédé d'estimation d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques, le procédé d'estimation consistant à : établir un modèle de calcul tridimensionnel pour le système d'uranium et de plutonium en solution afin de calculer des paramètres caractéristiques lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; calculer un rendement de détection d'un système de détection de neutrons à l'extérieur du système d'uranium et de plutonium en solution pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte et un facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, et calculer simultanément un spectre d'énergie de neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, sous la forme d'un spectre de référence pour étalonner le rendement de détection du système de détection de neutrons ; déterminer des facteurs de correction, comprenant un facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée et un facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée, dans lequel le facteur de correction de différence de spectre est un rapport entre un rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire , et le facteur de correction de différence de rendement de détection est un rapport entre un rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fission induite ayant fui du système d'uranium et de plutonium en solution et le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, c'est-à-dire ; introduire les paramètres caractéristiques calculés, le rendement de détection , le facteur d'utilisation de porte et les facteurs de correction et déterminés dans un système d'équations d'un modèle ponctuel amélioré pour corriger un résultat de mesure de comptage des coïncidences neutroniques du système de détection de neutrons ; et obtenir une masse effective de 240 Pu, par itération, et estimer la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution en association avec un volume du système d'uranium et de plutonium en solution. Procédé d'estimation selon la revendication 1, dans lequel le système d'équations du modèle ponctuel amélioré est le suivant : et où : S représente un taux de comptage neutronique total ; D représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques ; représente un taux de fission spontanée du plutonium-240 ; représente le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; représente un coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; α représente un rapport entre le nombre de neutrons sources (α, n) et le nombre de neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée ; représente le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons sources de fission spontanée du plutonium-240 ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources de fission spontanée dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; et représentent les premier et deuxième moments de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution ; est le facteur d'utilisation de porte du système de détection de neutrons, qui représente un rapport entre les taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours de durées de porte tg et ∞, respectivement ; et représente la masse effective de 240 Pu. Procédé d'estimation selon la revendication 2, dans lequel le coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ou le coefficient de multiplication de fuite lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte est défini comme étant un rapport entre le nombre de neutrons de fuite et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption de neutrons sources, lequel est calculé comme suit : le coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ou le coefficient de multiplication net lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte est défini comme étant un rapport entre le nombre de neutrons produits et le nombre de neutrons sources après multiplication et absorption de neutrons sources, lequel est calculé comme suit : où est une probabilité de provoquer une fission induite par un neutron source, est une probabilité de capture, et est le premier moment de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite. Procédé d'estimation selon la revendication 2, dans lequel les premier et deuxième moments et de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources de fission spontanée dans le système d'uranium et de plutonium en solution, les premier et deuxième moments et de la distribution de multiplicité des neutrons de fission induite provoqués par des neutrons sources (α, n) dans le système d'uranium et de plutonium en solution, le rendement de détection du système de détection de neutrons pour des neutrons de fuite lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte, le facteur d'utilisation de porte , le facteur de correction de différence de spectre pour des neutrons sources (α, n) et des neutrons sources de fission spontanée, et le facteur de correction de différence de rendement de détection pour des neutrons de fission induite et des neutrons sources de fission spontanée sont calculés pour une concentration représentative d'une solution d'uranium et de plutonium avec un rapport de masse isotopique représentatif. Procédé d'estimation selon la revendication 4, dans lequel le rendement de détection est estimé par une réactivité neutronique corrigée avec le coefficient de multiplication de fuite , et est calculé comme suit : où représente une réactivité moyenne dans un volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; le facteur d'utilisation de porte est calculé comme suit : où représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours d'une durée de porte t g , et représente un taux de comptage des coïncidences neutroniques au cours d'une durée de porte ∞. Procédé d'estimation selon la revendication 4, dans lequel , et sont calculés comme suit : ; ; et ; où représente une réactivité moyenne à l'intérieur d'un volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources de fission spontanée sont pris en compte ; représente une réactivité moyenne à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons lorsque seuls des neutrons sources (α, n) sont pris en compte ; est une réactivité moyenne de neutrons de fission induite à l'intérieur du volume V du système de détection de neutrons ; et est un coefficient de multiplication de fuite de neutrons de fission induite. Procédé d'estimation selon la revendication 2, dans lequel, à partir de la valeur calculée de ainsi que du rapport de composition isotopique du plutonium et du volume du système d'uranium et de plutonium en solution, les masses et les concentrations des isotopes du plutonium, à savoir du plutonium 238, du plutonium 240 et du plutonium 242, sont en outre obtenues comme suit : où 238 Pu, 240 Pu et 242 Pu sont respectivement les masses du plutonium-238, du plutonium-240 et du plutonium-242. Système de surveillance d'une concentration de plutonium dans un système d'uranium et de plutonium en solution sur la base du comptage des coïncidences neutroniques, dans lequel le système de surveillance comprend une station de travail d'analyse de données et une pluralité de canaux de surveillance des neutrons, dans lequel la station de travail d'analyse de données comprend un module de collecte de données, un module d'analyse de données et de sortie de résultats et un module d'alarme, et dans lequel le module d'analyse de données et de sortie de résultats comprend un logiciel de traitement d'analyse de données qui analyse et traite des données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques à l'aide du procédé d'estimation selon l'une quelconque des revendications 1 à 7. Système de surveillance selon la revendication 8, dans lequel chacun des canaux de surveillance des neutrons comprend un ensemble de détection de neutrons, un circuit de coïncidence neutronique et un dispositif d'affichage in situ, dans lequel des signaux impulsionnels originaux détectés par l'ensemble de détection de neutrons sont traités en temps réel par le circuit de coïncidence neutronique pour obtenir les données de mesure de comptage des coïncidences neutroniques, les données de mesure sont affichées en temps réel sur le dispositif d'affichage in situ et transmises à la station de travail d'analyse de données, collectées et traitées par une pluralité de canaux de collecte de données du module de collecte de données, puis calculées et analysées par le logiciel de traitement d'analyse de données, et dans lequel l'ensemble de détection de neutrons comprend un détecteur de neutrons ainsi qu'un modérateur et un blindage conçus pour le détecteur de neutrons. Système de surveillance selon la revendication 9, dans lequel le module d'alarme envoie un signal d'alarme lorsque le logiciel de traitement d'analyse de données détermine que la concentration de plutonium dans le système d'uranium et de plutonium en solution dépasse un seuil prédéfini.