Brevet FR3163738A1 — publié le 20251226

Dispositif (1) pour mesurer une concentration d’un absorbant neutronique dans un fluide (3), le dispositif étant destiné à être disposé face à une conduite (2) du fluide, le dispositif comportant : une cavité (10), délimitée par une coque (11), la cavité comportant une extrémité avant, destinée à être disposée face à la conduite ; une source de neutrons (13), s’étendant entre la coque et l’extrémité avant ; au moins un détecteur de neutrons (14), disposé dans la cavité, générant un signal de détection dépendant de l’irradiation de la cavité par les neutrons ; le dispositif étant caractérisé en ce qu’il comporte un réflecteur de neutrons (15), la source de neutrons étant disposée entre l’extrémité avant et le réflecteur de neutrons, le réflecteur de neutrons étant configuré pour renvoyer des neutrons, émis par la source de neutrons, vers l’extrémité avant de la cavité. Dispositif de détection d’une concentration d’absorbant neutronique dans un circuit primaire. Le domaine technique de l’invention est la mesure d’un absorbant neutronique dans un fluide, une application visée étant la détermination de la concentration de bore (ou autre isotope absorbant) dans l’eau du circuit primaire d’un réacteur nucléaire. ART ANTERIEUR Dans un réacteur nucléaire, refroidi par eau, la réactivité doit être contrôlée afin de prévenir la survenue d’une situation de criticité. La réactivité, dans le circuit primaire, est ajustée par l’adjonction d’un isotope présentant une importante absorption neutronique. Un tel isotope absorbant peut être du 10 B, ajouté dans l’eau sous la forme d’acide borique (H 3 BO 3 ). Dans les réacteurs à eau pressurisée, l’ajustement de la concentration de bore dans l’eau du circuit primaire est effectuée par le circuit de contrôle chimique et volumétrique, usuellement désigné par l’acronyme RCV, ou la désignation anglosaxone CVCS (Chemical and Volume Control System). La concentration de bore peut être augmentée ou diminuée par l’ajout d’eau borée (eau comportant de l’acide borique) ou d’eau déminéralisée. Le circuit RCV est un circuit auxiliaire du circuit primaire. La concentration de bore dans le circuit primaire est un paramètre important de pilotage des réacteurs nucléaires. A cette fin, des dispositifs de mesure de la concentration de bore, désignés comme « boremètres», ou BCMS (Boron Concentration Measuring Systems) sont utilisés. Ces dispositifs sont basés sur l’absorption de neutrons par le bore. Une source de neutrons irradie une conduite, généralement au niveau du circuit RCV, dont le diamètre est de l’ordre de 10 cm. Un détecteur de neutrons est disposé à proximité d’une conduite du circuit RCV. Le détecteur est positionné de façon à être exposé à des neutrons émis par la source, et ayant traversé la conduite avant d’interagir dans le détecteur. Plus la concentration de bore dans le circuit primaire est élevée, plus l’absorption des neutrons dans le circuit primaire est importante, et plus la quantité de neutrons détectés par le détecteur est faible. Un exemple de dimensionnement d’un système de type BCMS a été décrit dans la publication Nouhaila Tabti, Adrien Sari, and Dominique Tromson, Toward the enhancement of nuclear reactor safety: physical phenomena involved in the measurement accuracy of boron concentration online monitoring systems. IEEE Transactions on Nuclear Science , vol. 71, no. 5, pp. 1010-1018, 2024, doi: 10.1109/TNS.2024.3351481. La publication Tabti N. et al « Exploring Boron monitoring solutions in pressurized water reactors for enhanced loss of coolant accidents mitigation » décrit la possibilité de disposer un système de mesure de Bore disposé autour d’une conduite du circuit primaire d’un réacteur à eau pressurisée. En effet, la possibilité de mesurer l’évolution temporelle de la concentration de Bore, au sein du circuit primaire, peut avoir un intérêt, en particulier durant un accident induisant une perte d’eau du circuit primaire. Ce type d’accident est usuellement désigné « Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) », ou « Loss of Coolant Accident (LOCA) ». A cet effet, les inventeurs ont conçu un dispositif permettant un suivi de la concentration de bore, ou autre absorbant neutronique dilué dans un fluide caloporteur, dans le circuit primaire d’un réacteur. Un premier objet de l’invention est un dispositif pour mesurer une concentration d’un absorbant neutronique dans un fluide, le dispositif étant destiné à être disposé face à une conduite du fluide, le dispositif comportant : une cavité, délimitée par une coque, la cavité comportant une extrémité avant, destinée à être disposée face à la conduite ; une source de neutrons, s’étendant entre la coque et l’extrémité avant ; au moins un détecteur de neutrons, disposé dans la cavité, générant un signal de détection dépendant de l’irradiation de la cavité par les neutrons ; une unité de traitement, configurée pour estimer la concentration de l’absorbant neutronique dans le fluide à partir du signal de détection ; le dispositif étant caractérisé en ce qu’il comporte un réflecteur de neutrons, la source de neutrons étant disposée entre l’extrémité avant et le réflecteur de neutrons, le réflecteur de neutrons étant configuré pour renvoyer des neutrons, émis par la source de neutrons, vers l’extrémité avant de la cavité. Autrement dit, le réflecteur de neutrons est configuré pour renvoyer les neutrons, par rétrodiffusion, vers la conduite. Cela permet d’augmenter la quantité de neutrons émis par la source et se propageant à l’intérieur de la conduite. La source de neutrons est disposée dans la cavité. La cavité peut être creuse, c’est-à-dire remplie d’air, ou remplie d’un matériau propice à une rétrodiffusion des neutrons, formant un réflecteur. Selon une possibilité, le dispositif comporte un écran avant, disposé entre le ou chaque détecteur de neutrons et l’extrémité avant, et configuré pour atténuer au moins 75% d’un rayonnement gamma d’énergie 1 MeV émis par la conduite. L’écran avant peut être disposé au niveau de l’extrémité avant. La cavité peut être délimitée d’une part par la coque, d’autre part par l’écran avant. La source de neutrons peut être entourée par l’écran avant. La cavité peut comporter une ouverture au niveau de l’extrémité avant. Le réflecteur de neutrons est de préférence formé d’un matériau dont l’albédo est supérieur à 0.7, l’albédo étant un ratio entre un flux neutronique incident au matériau et un flux neutronique rétrodiffusé par le matériau. Le réflecteur de neutrons est par exemple formé d’un matériau comportant du carbone et/ou de l’oxygène et/ou de l’hydrogène et/ou du béryllium. Le réflecteur de neutrons peut comporter un matériau choisi parmi MgO, Graphite, Zr 3 Si 2 , MgAl 2 O 4 , Y 3 Al 5 O 12 , SIC, ZrC, TiC, V-4Ti-4Cr, acier, UO 2 . Selon une possibilité, le réflecteur de neutrons s’étend à une distance de la source de neutrons inférieure à 20 cm. Selon une possibilité, la cavité s’étend autour d’un centre, positionné à égale distance entre la coque et l’extrémité avant, le centre de la cavité étant disposé à moins de 20 cm de l’extrémité avant. Le réflecteur de neutrons peut s’étendre, dans ou le long de la coque, selon une épaisseur supérieure à 2 cm et inférieure à 20 cm. Selon une possibilité, le ou chaque détecteur de neutrons s’étend entre la source de neutrons et la coque. Le réflecteur peut s’étendre dans la coque ou le long de la coque. Selon une possibilité, le dispositif comporte au moins un détecteur auxiliaire configuré pour générer un signal de détection auxiliaire dépendant du niveau d’irradiation gamma, l’unité de traitement étant configurée pour : estimer un niveau d’irradiation gamma à partir à partir du signal de détection auxiliaire ; à partir du niveau d’irradiation gamma, déterminer une composante du signal de détection, résultant du ou de chaque détecteur, relatif à l’irradiation gamma ; à partir de ladite composante, extraire une composante du signal de détection, résultant du ou de chaque détecteur, relatif à l’irradiation neutronique. L'invention sera mieux comprise à la lecture de l'exposé des exemples de réalisation présentés, dans la suite de la description, en lien avec les figures listées ci-dessous. FIGURES La FIG. 1 schématise les principaux éléments d’un circuit primaire d’un réacteur à eau pressurisée. La FIG. 2 montre un premier mode de réalisation d’un dispositif selon l’invention. Les figures 3A et 3B illustrent deux dispositions de détecteurs du dispositif, les détecteurs étant respectivement écartés l’un de l’autre selon deux valeurs d’angles différentes. La FIG. 3 représente le taux de réaction (n,α) en fonction de la valeur de l’angle entre les deux détecteurs. La FIG. 3 montre le pouvoir de résolution d’une mesure en fonction de la valeur de l’angle entre les deux détecteurs. La FIG. 4 montre l’évolution du taux de réaction (n, α) en fonction de la concentration de bore pour différentes températures du fluide caloporteur (T f ) et des détecteurs (T d ). La FIG. 4 représente l’évolution du pouvoir de résolution en fonction de la concentration de bore pour les différentes configurations décrites en lien avec la FIG. 4 . La FIG. 5 montre l’évolution des sensibilités thermiques ou neutroniques en fonction de la concentration de bore dans le fluide caloporteur. La FIG. 6 montre l’évolution du taux de réaction, en fonction de la concentration de bore, en utilisant différents types de source. La FIG. 6 représente l’évolution du pouvoir de résolution en fonction de la concentration de bore pour les différentes configurations décrites en lien avec la FIG. 6 . La FIG. 7 illustre une rétrodiffusion de neutrons par un réflecteur. La FIG. 8 montre l’évolution du taux de réaction, en fonction de la concentration de bore, en l’absence de réflecteur ou en présence de différents types de réflecteurs. La FIG. 8 représente l’évolution du pouvoir de résolution en fonction de la concentration de bore dans les différentes configurations décrites en lien avec la FIG. 8 . Les figures 9A, 9B et 9C illustrent trois configurations de dispositifs selon l’invention. La FIG. 9 montre l’évolution du taux de réaction (n, α), en fonction de la concentration de bore, pour les différentes configurations schématisées sur les figures 9A à 9C. La FIG. 9 montre l’évolution du pouvoir de résolution, en fonction de la concentration de bore, pour les différentes configurations schématisées sur les figures 9A à 9C. Les figures 10A et 10B illustrent deux configurations de dispositifs selon l’invention. La FIG. 10 montre l’évolution du taux de réaction (n, α), en modifiant la position du centre de la cavité par rapport à la conduite, comme représenté sur les figures 10A et 10B. La FIG. 10 montre l’évolution du pouvoir de résolution, en fonction en modifiant la position du centre de la cavité par rapport à la conduite, comme représenté sur les figures 10A et 10B. Les figures 11A et 11B illustrent deux configurations de dispositifs selon l’invention. La FIG. 11 montre l’évolution du taux de réaction (n, α), en fonction d’une position du centre de la cavité par rapport à la conduite, pour des configurations telles que schématisées sur les figures 11A et 11B. Les figures 12A et 12B illustrent deux configurations de dispositifs selon l’invention. La FIG. 12 montre l’évolution du taux de réaction (n, α), en fonction du rayon de la cavité, pour des configurations telles que schématisées sur les figures 12A et 12B. La FIG. 12 montre l’évolution du pouvoir de résolution, en fonction du rayon de la cavité, pour des configurations telles que schématisées sur les figures 12A et 12B. La FIG. 12 montre l’évolution de la durée d’acquisition, en fonction de l’épaisseur d’un réflecteur en MgO, pour obtenir une mesure dont la précision est inférieure ou égale à un seuil prédéterminé. La FIG. 13 montre un deuxième mode de réalisation d’un dispositif selon l’invention. Les figures 14A, 14B, 14C et 14D illustrent quatre configurations de mesure. Les figures 14A et 14B correspondent au premier mode de réalisation. Les figures 14C et 14D correspondent au deuxième mode de réalisation. La FIG. 14 montre l’évolution du taux de réaction (n, α), en fonction de la concentration de bore, pour les configurations schématisées sur les figures 14A à 14D. La FIG. 14 montre l’évolution du pouvoir de résolution, en fonction de la concentration de bore, pour les configurations schématisées sur les figures 14A à 14D. La FIG. 15 montre l’évolution des sensibilités thermiques ou neutroniques en fonction de la concentration de bore dans le fluide caloporteur pour une configuration dite de référence. Les figures 16A et 16B montrent un troisième mode de réalisation d’un dispositif selon l’invention. EXPOSE DE MODES DE REALISATION PARTICULIERS La FIG. 1 schématise les principaux éléments du circuit primaire d’un réacteur nucléaire de type réacteur à eau pressurisée. Dans cet exemple, le réacteur comporte une cuve V reliée à plusieurs boucles de refroidissement, formant le circuit primaire dans lequel circule un fluide caloporteur. Dans cet exemple, le fluide caloporteur 3 est de l’eau pressurisée: l’eau est maintenue sous pression, par exemple à 155 bars, de façon à rester liquide jusqu’à une température supérieure à 300 °C. Chaque boucle de refroidissement comporte une portion chaude H et une portion intermédiaire I de part et d’autre d’un générateur de vapeur GV. La portion intermédiaire I s’étend jusqu’à une pompe P. La portion intermédiaire I comporte une branche en U, s’étendant entre le générateur de vapeur GV et la pompe P. La portion froide s’étend entre la pompe P et la cuve V. Le circuit primaire est formé de conduites 2, s’étendant entre plusieurs composants de type GV, pompe, certains composants n’étant pas représentés (pressuriseur, circuits d’injection…). Dans ce type de réacteur, la concentration de 10 B varie généralement entre 1000 ppm et 3000 ppm selon que le réacteur est en opération ou en arrêt. Dans cet exposé, on considère que la concentration de 10 B varie entre 0 et 5000 ppm. La FIG. 2 représente un exemple d’un premier mode de réalisation d’un dispositif 1 selon l’invention. Le dispositif 1 est agencé pour être disposé face à une conduite 2 du circuit primaire, et de préférence au contact du circuit primaire. Le dispositif peut notamment être disposé au niveau de la branche en U. Le dispositif 1 est destiné à estimer une concentration d’un isotope 4 dans le fluide caloporteur 3. L’isotope 4 est un isotope absorbeur de neutrons. Dans cet exemple, l’isotope est le 10 B. Dans cet exemple, le fluide caloporteur 3 est de l’eau borée (mélange eau et acide borique). Le diamètre de la conduite 2 est typiquement compris entre 80 et 100 cm. Le dispositif est disposé face à la conduite 2, et de préférence au contact de cette dernière. Le placement du dispositif 1 face au circuit primaire comporte plusieurs avantages, par rapport à la configuration de l’art antérieur, selon laquelle on dispose un système de mesure de bore autour d’une conduite du circuit RCV : une mesure de la concentration de bore effectuée en temps réel, directement sur le circuit primaire, et non sur un circuit auxiliaire comme le circuit RCV. On dispose ainsi d’une connaissance en temps réel de la teneur du fluide caloporteur en absorbant neutronique, y compris en cas d’indisponibilité du circuit RCV, par exemple suite à une fermeture d’une vanne dudit circuit RCV; une détection plus rapide de la survenue d’une éventuelle anomalie de fonctionnement, par exemple d’un accident de dilution de bore, qu’il soit homogène ou hétérogène, causé par une anomalie susceptible d’entraîner un fonctionnement en dehors du référentiel de sûreté. Un exemple d’anomalie est un accident de perte de réfrigérant primaire (APRP) induisant un phénomène de dilution hétérogène inhérent au transitoire accidentel. Cependant, le fait d’être couplé au circuit primaire s’accompagne de difficultés techniques, parmi lesquelles la grande taille des conduites du circuit primaire, généralement comprise entre 80 cm et 100 cm. Il s’agit de diamètres bien supérieurs à ceux des conduites du circuit RCV, qui sont généralement inférieurs à 10 cm. A cela s’ajoute un rayonnement γ pouvant être important, du fait de la présence d’isotopes émetteurs γ dans le circuit primaire : ces isotopes correspondent à des produits d’activation présents dans le caloporteur (par exemple 60 Co), auxquels peuvent potentiellement s’ajouter des produits de fission (par exemple 137 Cs). Une autre contrainte est une potentielle variation de température : Dans un réacteur à eau pressurisée, durant les phases d’arrêts, la température de l’eau du circuit primaire peut être d’environ 50°C. Durant le fonctionnement, la température de l’eau peut atteindre ou dépasser 280°C(en entrée du cœur) et 330°C (en sortie du cœur). Le dispositif comporte une cavité 10, qui est, dans cet exemple, remplie d’air. La cavité 10 s’étend entre une coque 11 et une extrémité avant 12. La coque 11 s’étend à l’opposé de l’extrémité avant 12. L’extrémité avant 12 est destinée à être disposée face à la conduite 2, Dans cet exemple, la cavité 10 présente une ouverture avant, au niveau de l’extrémité avant 12, débouchant sur la conduite 2. Dans cet exemple, la cavité prend une forme sensiblement hémisphérique. La cavité peut s’étendre selon un diamètre (ou une plus grande diagonale) compris entre 10 cm et 30 cm, et de préférence entre 10 cm et 20 cm. Le dispositif comporte une source de neutrons 13. Il peut s’agir d’une source isotopique, comportant un ou plusieurs isotopes, permettant l’émission de neutrons. Dans cet exemple, la source isotopique est une source de type Am-Be, dont l’émission neutronique est basée sur une réaction de type (α, n). D’autres types de sources, basées sur le même principe, sont envisageables, par exemple 241 Am-Li ou 244 Cm-Be. La source de neutrons 13 peut être une source de type fission spontanée, les isotopes les plus courants étant 252 Cf ou 242 Cm. Il peut également s’agir d’un générateur de neutrons. Le recours à un générateur de neutrons permet un contrôle précis de l’émission neutronique, au détriment d’un encombrement important, et de difficultés liées à la sûreté pour une utilisation au sein d’un bâtiment réacteur. Dans la suite de la description, la source de neutrons utilisée est une source de type Am-Be, sauf lorsqu’il en est disposé autrement. Le dispositif comporte au moins un détecteur 14, s’étendant entre la coque 10 et l’extrémité avant 12. Dans l’exemple représenté, le dispositif comporte deux détecteurs 14, s’étendant dans la cavité 10. Une utilisation de deux détecteurs permet de bénéficier d’une redondance des mesures. On peut ainsi déceler un disfonctionnement affectant l’un des deux détecteurs. Le dispositif peut comporter un nombre de détecteurs supérieur à 2. Chaque détecteur 14 est configuré pour fournir un taux de comptage TC correspondant à un nombre de neutrons détectés par seconde. Dans cet exemple, chaque détecteur 14 est un compteur proportionnel gazeux à dépôt de bore. Ce type de compteur est usuel. Sous l’effet d’une irradiation par un flux neutronique, des particules chargées (α ou 7 Li) sont formées par capture (n,α). Les particules chargées sont détectées par des électrodes polarisées par des ionisations secondaires dans le détecteur. Dans les exemples qui suivent, chaque détecteur neutronique est un compteur proportionnel de type Photonis CPNB64, dont le rendement de détection est de 25 coups.cm -2 (ou coups par seconde par neutron par cm² par seconde). Chaque détecteur 14 est relié à une unité de traitement 20, par une liaison filaire et de préférence robuste au rayonnement neutronique et photonique. L’unité de traitement 20 peut comporter un microprocesseur. L’unité de traitement 20 est programmée pour mettre en œuvre une estimation d’une concentration de 10 B dans le fluide 3 à partir des taux de comptage TC i respectivement mesuré par chaque détecteur 14. L’unité de traitement 20 est programmée calculer un taux de comptage TC, résultant d’un détecteur 14. La présence de différents détecteurs introduit une redondance, ce qui permet d’identifier un éventuel dysfonctionnement de l’un des détecteurs. A partir du taux de comptage, la concentration de 10 B est estimée, en prenant en compte la température T f de l’eau du circuit primaire. Par exemple, une base de calibration a été préalablement mémorisée dans l’unité de traitement. La base de calibration comporte, pour différentes valeurs de la concentration de 10 B, et pour différentes valeurs de la température T, des valeurs de taux de comptage TC. La température T f de l’eau peut être obtenue par un thermocouple dédié au dispositif 1 ou par des moyens de mesure externes. Certaines expressions analytiques sont proposées dans la littérature, qui établissent une relation entre la concentration de bore et le taux de comptage. Par exemple, la publication Pirat P « Boronline, a new generation of boron meter », 2 nd International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurements Methods and their Applications, 2011, IEEE, pp 1-2 » décrit une expression de type : (1) Où , et sont des paramètres d’ajustements : il s’agit de réels qui dépendent de la température du fluide caloporteur, du détecteur utilisé et de la configuration dans laquelle se trouve le détecteur, prenant par exemple en compte la présence ainsi que la géométrie et la nature d’un matériau modérateur à proximité du détecteur. On peut également mettre en œuvre une équation, dite de Shinkori, bien adaptée aux concentrations de Bore élevées. Cette équation est issue de la publication Si Hyeong Sung and Hee Reyoung Kim “Experimental characterization of the accuracy of multidetector boron meter for operational safety of reactors.” International Journal of Energy Research , 42(8):2701–2709, 2018. Selon cette équation : (1’) ou (1’’) Les paramètres et sont des réels qui dépendent de la température du fluide caloporteur, du détecteur utilisé et de la configuration dans laquelle se trouve le détecteur. On a simulé différentes dispositions pour les détecteurs 14 dans la cavité 10 pour une même position de la source de neutrons 13 et en faisant varier un angle θ entre deux segments reliant chaque détecteur au centre de la conduite 2. La conduite 2 s’étendait selon des rayons internes et externes respectivement égaux à 35 cm et 41 cm, soit une conduite de diamètre externe 82 cm et d’épaisseur 6 cm. La FIG. 3 correspond à une configuration en transmission, selon laquelle la valeur de l’angle θ est supérieur à 180°. Dans cette configuration, les détecteurs sont exposés à un flux de neutrons ayant traversé la conduite, en subissant une atténuation due à la présence de 10 B dans le caloporteur. La FIG. 3 correspond à une configuration en rétrodiffusion, selon laquelle la valeur de l’angle θ est inférieur à 180°. Dans cette configuration, les détecteurs sont exposés à un flux de neutrons ayant été rétrodiffusés par le caloporteur. On a estimé le taux de comptage pour différentes valeurs de l’angle θ. Pour cela, on a calculé le taux de réaction τ(n,α), qui correspond à un nombre de réactions de capture neutronique dans le détecteur de type compteur proportionnel Photonis CPNB64 à dépôt de bore, par neutrons émis par une source de neutrons d’énergie 2.5 MeV. La FIG. 3 montre différentes valeurs de τ(n,α) pour différentes valeurs de l’angle θ, la concentration de 10 B dans le caloporteur étant de 0 ppm. On observe que le taux de réaction est bien plus élevé dans des configurations de rétrodiffusion, en particulier pour des angles θ inférieurs à 90°, et plus particulièrement pour des angles θ inférieurs à 30°. On a également déterminé, pour différents angles θ, le C R, cf FIG. 3 , le pouvoir de résolution étant défini par : (2) Où et sont les taux de comptage lorsque la concentration de 10 B est respectivement égale à 0 ppm et x ppm. Pour chaque angle θ, on a calculé le pouvoir de résolution R avec = 5000 ppm. Chaque taux de comptage correspond au moins au premier ordre, au taux de réaction multiplié par le rendement de détection du détecteur et par l’intensité d’émission de la source de neutrons. Ainsi, le taux de comptage est proportionnel au taux de réaction. On observe que lorsque θ On a estimé le taux de réaction τ(n,α), tel que précédemment défini, pour différentes températures T f de l’eau du circuit primaire, et pour différentes températures T d des détecteurs. La température T d des détecteurs correspond à la température du milieu ambiant, c’est-à-dire du milieu 5 entourant la conduite 2. La figure 4A montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes concentrations de 10 B (axe des abscisses). La figure 4B montre le pouvoir de résolution R, en prenant en compte = 5000 ppm, (axe des ordonnées), défini dans (2), pour chaque concentration de 10 B (axe des abscisses). Sur les figures 4A et 4B, trois configurations ont été testées : T f = 277°C et T d = 327°C ; T f = 277°C et T d = 20°C ; T f = 20°C et T d = 20°C. On observe que la variation de température ambiante a peu d’effet sur le taux de réaction ainsi que sur le pouvoir de résolution. Par contre, les performances neutroniques de la mesure sont influencées par la température T f du caloporteur : plus la température du caloporteur augmente, plus la section efficace de capture diminue, de même que la densité de l’eau, ce qui augmente la quantité de neutrons rétrodiffusés, et donc la quantité de neutrons détectés. A partir des valeurs de taux de réaction τ(n,α) modélisées, on a estimé la sensibilité thermique et la sensibilité neutronique à 277°C et à 20°C. La sensibilité thermique est définie par (3). Elle quantifie la variation du taux de comptage, à concentration de 10 B constante, sous l’effet d’une variation de température. La sensibilité neutronique est définie par (4). Elle quantifie la variation du taux de comptage, à température constante, sous l’effet d’une variation de concentration de 10 B. Sur la FIG. 5 , on a représenté la sensibilité thermique (courbe a – unité : s -1 .°C -1 ), ainsi que les sensibilités neutroniques pour des températures de caloporteur de 277°C (courbe b) et de 20 °C (courbe c). L’unité des sensibilités neutroniques est s -1 .ppm - 1 . Cela signifie que la réponse du dispositif est davantage influencée par une variation de la température du caloporteur que par une variation de la concentration de 10 B. Il est donc utile de disposer d’une valeur de la température du caloporteur afin d’obtenir une estimation fiable de la concentration de 10 B, et cela sur la plage de concentration variant entre 0 et 5000 ppm. Source de neutrons On a modélisé le recours à trois sources de neutrons différentes : une source Am-Be, un générateur de neutrons de type D-D (Deutérium-Deutérium), produisant des neutrons d’énergie 2.5 MeV, et un générateur de neutrons de type D-T (Deutérium-Tritium), produisant des neutrons d’énergie 14 MeV. La FIG. 6 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes concentrations de 10 B (axe des abscisses). La FIG. 6 montre le pouvoir de résolution R (axe des ordonnées), défini dans (2), pour chaque concentration de 10 B (axe des abscisses). Sur les figures 6A et 6B, les courbes a), b) et c) correspondent respectivement à la source Am-Be, ainsi qu’aux générateurs de neutrons aux énergies d’émission 2.5 MeV et 14 MeV. On observe que les performances de détection neutroniques sont assez similaires s’agissant de la source Am-Be et du générateur de neutrons de type D-D. Coque La coque 11 délimitant la cavité 10 peut avantageusement comporter un blindage 16 de façon à former un écran, pour chaque détecteur 14, vis-à-vis du rayonnement γ ambiant. Le blindage 16 est de préférence formé à partir d’un métal dont le numéro atomique Z est de préférence supérieur à 60, voire à 80, et dont la densité est élevée, de préférence supérieur à 10 g.cm -3 . Il peut notamment s’agir de plomb ou d’un alliage de tungstène. L’épaisseur du blindage peut par exemple être égale à 10 cm. Elle est de préférence comprise entre 2 cm et 20 cm. Une épaisseur de 2 cm de Pb permet d’absorber plus de 75% d’un rayonnement gamma d’énergie 1 MeV. Une augmentation de l’épaisseur peut entraîner une masse trop importante de la coque. Une fine couche de cadmium 17, d’épaisseur comprise entre 0.5 mm et 2 mm, peut recouvrir le blindage 16, pour des raisons de radioprotection, le cadmium présentant une absorption élevée des neutrons. Un aspect important de l’invention est le recours à un réflecteur 15. Par réflecteur, on entend un composant permettant une rétrodiffusion des neutrons de façon à maximiser la quantité de neutrons se propageant dans la conduite. Les neutrons rétrodiffusés sont des neutrons initialement émis dans une direction opposée à la conduite, puis subissant une ou plusieurs diffusions successives dans le réflecteur, de façon à se propager vers la conduite. Le pouvoir de rétrodiffusion peut être caractérisé par un albedo β, qui correspond à un ratio entre le flux traversant une surface S, dans un sens opposé à un flux incident à ladite surface . Ainsi, (5) L’albédo d’un réflecteur peut être aisément estimé, par modélisation, en fonction du matériau formant le réflecteur et de son épaisseur. La modélisation peut être effectuée par un code de transport de particules de type MCNP. Il est préférable que les caractéristiques du réflecteur (matériau, épaisseur) soient telles que l’albédo (par rapport aux neutrons) est supérieur à 0.7, voire supérieur à 0.8. Il est souvent considéré qu’un bon réflecteur de neutrons a un albédo compris entre 0.7 et 0.9. La FIG. 7 schématise la rétrodiffusion d’un neutron, émis par un réflecteur 15. Sur cette figure, la surface S, formant l’interface entre la cavité 10 et le réflecteur 15, a été considérée comme plane. Le réflecteur 15 peut s’étendre selon une épaisseur comprise entre 2 cm et 20 cm, ou entre 2 cm et 15 cm. On a testé différents matériaux pouvant former un réflecteur : Graphite : albédo 0.937 – densité 1.6 g.cm -3 ; MgO : oxyde de magnésium : albédo 0.859 - densité 3.58 g.cm -3 ; Siliciure de zirconium (Zr 3 Si 2 ) : albédo 0.833 - densité 5.88 g.cm -3 . D’autres matériaux peuvent former un réflecteur, en particulier des matériaux comportant des atomes légers, propices à une diffusion élastique des neutrons, par exemple C ou O ou H ou Béryllium. Le réflecteur peut être formé par un polymère, par exemple du polyéthylène. Outre les matériaux précédemment cités, le réflecteur peut être formé d’au moins un des matériaux choisis parmi : MgAl 2 O 4 , Y 3 Al 5 O 12 , SIC (carbure de silicium), ZrC, TiC, ou des alliages de type V-4Ti-4Cr, acier, ou encore UO 2 (avec U appauvri). On a modélisé le recours à trois réflecteurs différents, d’épaisseur 5 cm respectivement formés de Graphite, MgO et Zr 3 Si 2 . Au cours de la modélisation, on a pris en compte une épaisseur de blindage de Pb d’épaisseur 3.5 cm. La FIG. 8 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes concentrations de 10 B (axe des abscisses). La FIG. 8 montre le pouvoir de résolution R, (axe des ordonnées) défini par l’équation (2), pour chaque concentration de 10 B (axe des abscisses). Sur les figures 8A et 8B, les courbes a), b) et c) correspondent respectivement à des réflecteurs de type graphite, MgO et Zr 3 Si 2 . Une configuration sans réflecteur a également été modélisée : la courbe d). On observe que le recours à un réflecteur entraîne une augmentation significative du taux de réaction τ(n,α), tout en réduisant, modérément, le pouvoir de résolution R. Ainsi, le recours aux réflecteurs de type graphite ou MgO entraîne une augmentation du taux de réaction d’environ un facteur 6. Le recours à un réflecteur de type Zr 3 Si 2 entraîne une augmentation du taux de réaction d’environ un facteur 4. Le meilleur compromis entre l’augmentation du taux de réaction et la baisse du pouvoir de résolution est obtenu avec un réflecteur de type MgO. On a modélisé trois configurations différentes, combinant un blindage 16 de Pb, d’épaisseur 3.5 cm, un réflecteur 15 d’épaisseur 5 cm formé de MgO. Dans ces trois configurations, on a modifié les positions de la source de neutrons et des détecteurs dans la cavité. configuration a) : détecteurs 14 centrés dans la cavitje é 10, la source de neutrons 13 étant disposée entre les détecteurs et la coque 11 : cf. FIG. 9 configuration b) : détecteurs 14 centrés dans la cavité 10 et disposés entre la source de neutrons 13 et la coque 11: cf. FIG. 9 configuration c) : détecteurs 14 décentrés dans la cavité 10, en étant placés à proximité de l’extrémité avant 12 de façon que les détecteurs et la source 13 soient disposés contre la conduite, ou à une faible distance ( 5 cm ou 2 cm ou 1 cm) de cette dernière : cf. FIG. 9 . La FIG. 9 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes concentrations de 10 B (axe des abscisses). La FIG. 9 montre le pouvoir de résolution R (axe des ordonnées), défini dans (2), pour chaque concentration de 10 B (axe des abscisses). On observe que les configurations les plus favorables sont celles dans lesquelles la source de neutrons 13 est disposée entre les détecteurs 14 et la conduite 2 ( FIG. 9 ). Il est optimal de placer les détecteurs 14 et la source 13 au plus près de la conduite. Ainsi, les détecteurs 14 sont de préférence disposés le plus proche possible, voire au niveau de l’extrémité avant 12 de la cavité, par exemple à une distance inférieure à 5 cm ou 2 cm ou 1 cm de l’extrémité avant 12 de la cavité. L’éloignement des détecteurs 14 et de la source de neutrons 13, par rapport à la conduite 2, induit une dégradation du taux de réaction et du pouvoir de résolution. Il peut être utile de prévoir un léger retrait des détecteurs et/ou de la source de neutrons par rapport à la conduite, de façon à éviter une exposition à une température trop élevée ou à des vibrations trop importantes. Dans un réacteur à eau pressurisée, la température de la conduite peut atteindre 300°C. En se basant sur la configuration de la FIG. 9 , on a modifié la position du centre O de la cavité par rapport à l’extrémité avant 12 de la cavité, au contact de la conduite . Dans ces modélisations, on a considéré que l’interface entre la cavité et la coque suit un contour circulaire de diamètre 28 cm. On a modélisé des distances, par incréments de 2 cm, entre le centre de la cavité O et le centre de la conduite, respectivement comprises entre 36 cm cf. FIG. 10 et 54 cm cf. FIG. 10 . Cela revient à faire varier l’épaisseur du matériau remplissant la cavité, dans cet exemple de l’air, à l’arrière des détecteurs. Dans la configuration représentée sur la FIG. 10 , le centre de la cavité O est déporté de 5 cm vers l’intérieur de la conduite, à partir de l’extrémité distale 12. La FIG. 10 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes distances (axe des abscisses). La FIG. 10 montre le pouvoir de résolution R (axe des ordonnées), défini dans (2), en prenant x = 5000 ppm, pour chaque distance (axe des abscisses). On observe que le taux de réaction diminue en fonction de la distance, tandis que le pouvoir de résolution reste relativement stable. Il est donc préférable de maintenir une distance entre les détecteurs et l’extrémité avant 12 aussi faible que possible, la source étant disposée entre les détecteurs et l’extrémité avant, de façon à être disposée au plus près de la conduite. En se basant sur la configuration de la FIG. 10 , on a fait varier le rayon de la cavité entre 10 cm ( FIG. 11 ) et 20 cm ( FIG. 11 ), par incréments de 2 cm. La FIG. 11 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différents rayons (axe des abscisses). On observe que l’influence du rayon de la cavité, sur le taux de réaction, est faible. Par la suite, on a pris en compte une cavité de rayon 12 cm. En prenant en compte une cavité de rayon 12 cm, remplie d’air, et des détecteurs disposés au niveau de l’extrémité avant de la cavité, donc au contact de la conduite, on a modélisé l’effet de la variation de l’épaisseur d’un réflecteur MgO sur les performances de détection. On a modélisé une épaisseur du réflecteur variant entre 2 cm (cf. FIG. 12 ) et 16 cm (cf. FIG. 12 ), par incréments de 2 cm. La FIG. 12 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes épaisseurs (axe des abscisses). La FIG. 12 montre le pouvoir de résolution R (axe des ordonnées), défini par l’équation (2), pour chaque épaisseur, en prenant x = 5000 ppm. Dans les configurations représentées sur les figures 12A et 12B, l’épaisseur du blindage de plomb 16 est de 3.5 cm. Pour chaque épaisseur, on a estimé une durée d’acquisition pour obtenir une précision de la quantification de 10 B de 2% (à ± 2σ), en utilisant une source de neutrons de type Am-Be dont l’intensité d’émission est de 10 7 n.s -1 . L’incertitude sur le taux de comptage peut être déterminée, à partir de la durée d’acquisition , par l’équation (6) étant un réel positif prédéterminé, par exemple k = 2 si l’on souhaite une précision à 2σ. A partir des valeurs , en utilisant (1’’), on calcule pour les différentes périodes d’acquisition considérées. On cherche ensuite la valeur de pour laquelle On comprend que la valeur de 0.02 correspond à une erreur relative arbitraire, pouvant être diminuée (ce qui augmente la valeur de ou réduite, en fonction de la spécification d’exploitation du réacteur nucléaire. Le taux de comptage TC est estimé à partir de τ(n,α), multiplié par l’intensité d’émission de la source et du rendement du détecteur. La figure 12E montre la durée d’acquisition en fonction de l’épaisseur du réflecteur. On a mis en œuvre la formule (1’’) avec = 1647.252, = 0.928, = 8.987.10 -4 , = 1.103.10 -8 . S’agissant d’un réflecteur formé de MgO, l’épaisseur de 8 cm est un bon compromis entre la sensibilité de la mesure, qui dépend du taux de réaction, et le pouvoir de résolution. Cela se traduit par une durée d’acquisition la plus faible pour obtenir la précision désirée. D’une façon plus générale, on retiendra que l’épaisseur du réflecteur est de préférence supérieure à 5 cm, et par exemple comprise entre 5 cm et 15 cm ou 20 cm, sachant que l’épaisseur optimale dépend du matériau formant le réflecteur. La FIG. 13 représente un deuxième mode de réalisation, dans lequel le dispositif comporte un écran avant 18, au niveau de l’extrémité avant 12. L’écran avant 18 est formé d’un matériau similaire au matériau formant le blindage 16, c’est-à-dire un matériau dont le numéro atomique et la densité sont suffisamment élevés, par exemple le plomb ou un alliage de tungstène, pour atténuer de façon satisfaisante (au moins 75%, voire 90%, voire davantage) un rayonnement gamma d’énergie élevée, d’énergie 1 MeV. L’écran avant 18 est destiné à protéger les détecteurs 14 du rayonnement γ émanant de la conduite. Ainsi, l’écran avant 18 est interposé soit au niveau de l’extrémité avant 12, soit entre cette dernière et chaque détecteur. On a modélisé quatre configurations différentes. Dans deux configurations, représentées sur les figures 14A et 14B, la coque est entourée par un blindage 16 de Pb, dont les épaisseurs respectives sont 5 cm et 10 cm. Dans deux autres configurations, représentées sur les figures 14C et 14D, la cavité 10 est délimitée par un écran avant 18, interposé entre les détecteurs 14 et l’extrémité avant 12. La coque comporte un blindage 16 en Pb d’épaisseur 10 cm. L’écran avant 18 de Pb est d’épaisseur maximale 9 cm, l’épaisseur maximale de l’écran se trouvant au niveau de l’extrémité avant 12, perpendiculairement à la conduite. Dans les configurations représentées sur les figures 14A, 14B, la cavité est remplie d’air et la coque comporte un réflecteur d’épaisseur 8 cm de MgO. L’épaisseur maximale de la cavité 10 est d’environ 7 cm. Dans la configuration représentée sur les figures 14C, la cavité est remplie d’air et la coque 11 comporte un réflecteur d’épaisseur 5 cm de MgO. L’épaisseur maximale de la cavité 10 est de 8 cm. Dans la configuration représentée sur la FIG. 14 , la cavité 10, dans laquelle se trouvent les détecteurs 14, est formée du matériau réflecteur MgO, l’épaisseur maximale étant de 8 cm. Les détecteurs sont donc noyés dans le matériau formant le réflecteur. La coque 11 est alors uniquement constituée du blindage 16. Dans les configurations représentées sur les figures 14C et 14D, la source de neutrons 13 est disposée au sein de l’écran avant 18, au niveau de l’extrémité avant 12. Elle est placée dans un canal ménagé dans l’écran avant 18. La FIG. 14 montre le taux de réaction τ(n,α) (axe des ordonnées) pour différentes concentrations de 10 B (axe des abscisses). La FIG. 14 montre le pouvoir de résolution R (axe des ordonnées), défini dans (1), pour chaque concentration de 10 B (axe des abscisses). Sur les figures 14E et 14F, les configurations des figures 14A, 14B, 14C et 14D sont respectivement identifiées par les courbes a), b), c) et d). La courbe e) correspond à la configuration de référence telle que décrite en lien avec les figures 12A et 12B, l’épaisseur du réflecteur étant de 8 cm, l’épaisseur du blindage de plomb étant de 3.5 cm, et l’épaisseur maximale de la cavité d’air étant de 7 cm. On observe que l’augmentation de l’épaisseur du blindage 16 se traduit par une diminution du pouvoir de résolution R et d’une augmentation du taux de réaction. Le blindage 16 augmente la quantité de neutrons émis par la source puis rétrodiffusés vers la conduite. La configuration représentée sur la FIG. 14 entraîne une légère diminution du taux de réaction, ce dernier restant toutefois proche de la configuration de référence. Ainsi, la présence de l’écran avant 18, d’épaisseur modérée, typiquement inférieure à 10 cm, ne semble pas avoir une influence néfaste sur le taux de réaction, et donc la sensibilité du dispositif. Cependant, la présence de l’écran avant diminue le pouvoir de résolution. La configuration représentée sur la FIG. 14 s’accompagne d’une augmentation significative du taux de réaction, de l’ordre d’un facteur 3, par rapport à la configuration de référence. Mais cela s’accompagne d’une réduction importante du pouvoir de résolution. Pour chacune des configurations décrites en lien avec les figures 14A à 14D, on a estimé la durée d’acquisition permettant d’obtenir une précision de 2% quant à l’estimation de la concentration de 10 B. Le tableau 1 résume les valeurs des paramètres , , , pour chacune des configurations, ainsi que la durée d’acquisition normalisée par la durée d’acquisition qui correspond à la configuration de référence. secondes. La durée d’acquisition peut être réduite en augmentant l’intensité d’émission de la source de neutrons ou en diminuant l’incertitude. configuration 14A 14B 14C 14D 1985.984 2610.3627 1421.307 4108.3099 1.094 1.495 1.053 3.072 8.634 10 -4 8.313 10 -4 1.044 10 -4 8.531 10 -4 6.710 10 - 9 4.766 10 - 9 1.286 10 - 8 2.407 10 - 9 1.13 1.26 1.67 4.63 Tableau 1 Ce sont les configurations des figures 14A et 14B qui présentent les performances de détection les plus proches de la configuration de référence. Cependant, les configurations décrites en lien avec les figures 14C et 14D, bien que moins performantes, peuvent s’avérer utiles pour effectuer des mesures dans des circuits primaires fortement irradiants. On a effectué une étude des sensibilités thermiques et neutroniques de la configuration dite de référence précédemment décrite, et représentée sur les figures 12A et 12B : épaisseur du blindage de plomb de 3.5 cm, épaisseur du réflecteur MgO de 8 cm. Il s’agit d’une configuration optimisée par rapport à la configuration décrite en lien avec la FIG. 5 , en particulier par la présence du réflecteur, du blindage de plomb, et l’optimisation du positionnement des détecteurs et de la source dans la cavité. La FIG. 15 montre la sensibilité thermique (courbe a – unité : s -1 .°C -1 ) ainsi que les sensibilités neutroniques (unité s -1 .ppm -1 ) pour des températures de caloporteur de 277°C (courbe b) et de 20 °C (courbe c . On peut apprécier le gain en sensibilité par rapport à la FIG. 5 . Ce gain en sensibilité est dû à la présence du réflecteur, ainsi qu’à la position des détecteurs et de la source de neutrons, au plus près de l’extrémité avant, c’est-à-dire au plus près de la conduite. La FIG. 16 représente un troisième mode de réalisation, dans lequel la cavité comporte des détecteurs auxiliaires 19, formés par des compteurs proportionnels, sans dépôt de Bore. Les détecteurs auxiliaires sont destinés à établir un signal de détection auxiliaire, uniquement représentatif de l’irradiation γ à laquelle les détecteurs 14 sont soumis. Par une calibration, on peut extraire un niveau d’irradiation du signal de détection auxiliaire généré par chaque détecteur 19. On peut alors estimer une contribution de l’irradiation γ dans le signal de détection généré par les détecteurs 14. Cette contribution peut être soustraite du signal de détection généré par chaque détecteur 14, de façon à extraire la contribution du signal de détection due aux neutrons détectés. Cela suppose une connaissance de la réponse de chaque détecteur vis-à-vis du niveau d’irradiation γ. D’autres types de détecteurs auxiliaires peuvent être utilisés, par exemple des détecteurs Geiger Muller ou des détecteurs basés sur des cristaux scintillateurs. Un avantage de cette configuration est qu’elle ne nécessite pas d’écran dense, visant à atténuer l’irradiation gamma. La FIG. 16 illustre une variante, dans laquelle les détecteurs auxiliaires 19 sont disposés à l’extérieur de la cavité. Cela permet de réduire l’encombrement de la cavité. Ainsi, le ou chaque détecteur auxiliaire 19, ainsi que la source de neutrons, peuvent être disposés à l’intérieur de la cavité, ou à l’extérieur de la cavité. L’invention pourra être utilisée pour caractériser la quantité de bore circulant dans le circuit primaire d’un réacteur nucléaire, par exemple un réacteur à eau pressurisée. Dispositif (1) pour mesurer une concentration d’un absorbant neutronique dans un fluide (3), le dispositif étant destiné à être disposé face à une conduite (2) du fluide, le dispositif comportant : une cavité (10), délimitée par une coque (11), la cavité comportant une extrémité avant, destinée à être disposée face à la conduite ; une source de neutrons (13), s’étendant entre la coque et l’extrémité avant ; au moins un détecteur de neutrons (14), disposé dans la cavité, générant un signal de détection dépendant de l’irradiation de la cavité par les neutrons ; une unité de traitement (20), configurée pour estimer la concentration de l’absorbant neutronique dans le fluide à partir du signal de détection ; le dispositif étant caractérisé en ce qu’il comporte un réflecteur de neutrons (15), la source de neutrons étant disposée entre l’extrémité avant et le réflecteur de neutrons, le réflecteur de neutrons étant configuré pour renvoyer des neutrons, émis par la source de neutrons, vers l’extrémité avant de la cavité. Dispositif selon la revendication 1, dans lequel la source de neutrons est disposée dans la cavité. Dispositif selon la revendication 1, comportant un écran avant (18), disposé entre le ou chaque détecteur de neutrons et l’extrémité avant, configuré pour atténuer au moins 75% d’un rayonnement gamma d’énergie 1 MeV émis par la conduite. Dispositif selon la revendication 3, dans lequel l’écran avant est disposé au niveau de l’extrémité avant. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la source de neutrons (13) est entourée par l’écran avant. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la cavité (10) comporte une ouverture au niveau de l’extrémité avant (12). Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réflecteur de neutrons (15) est formé d’un matériau dont l’albédo est supérieur à 0.7, l’albédo étant un ratio entre un flux neutronique incident au matériau et un flux neutronique rétrodiffusé par le matériau. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réflecteur de neutrons est formé d’un matériau comportant du carbone et/ou de l’oxygène et/ou de l’hydrogène et/ou du Berylium. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 1 à 7, dans lequel le réflecteur de neutrons comporte un matériau choisi parmi MgO, Graphite, Zr 3 Si 2 , MgAl 2 O 4 , Y 3 Al 5 O 12 , SIC, ZrC, TiC, V-4Ti-4Cr, acier, UO 2 . Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réflecteur de neutrons s’étend à une distance de la source de neutrons inférieure à 20 cm. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la cavité s’étend autour d’un centre (O), positionné à égale distance entre la coque et l’extrémité avant, le centre de la cavité étant disposé à moins de 20 cm de l’extrémité avant. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réflecteur de neutrons s’étend, le long de la coque, selon une épaisseur supérieure à 2 cm et inférieure à 20 cm. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le ou chaque détecteur de neutrons s’étend entre la source de neutrons et la coque. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réflecteur s’étend dans la coque ou le long de la coque. Dispositif selon l’une quelconque des revendications précédentes, comportant au moins un détecteur auxiliaire (19) configuré pour générer un signal de détection auxiliaire dépendant du niveau d’irradiation gamma, l’ unité de traitement étant configurée pour : estimer un niveau d’irradiation gamma à partir à partir du signal de détection auxiliaire ; à partir du niveau d’irradiation gamma, déterminer une composante du signal de détection, résultant du ou de chaque détecteur, relatif à l’irradiation gamma ; à partir de ladite composante, extraire une composante du signal de détection, résultant du ou de chaque détecteur, relatif à l’irradiation neutronique.