FR 2767926 A1 19990305 FR 9810784 A 19980827 Cette invention est relative à un procédé non destructeur pour mesurer le contenu en plutonium et autres matériaux fissiles de déchets solides radioactifs avant leur évacuation. L'invention est particulièrement relative à un perfectionnement apporté à un procédé de mesure non destructrice de matériaux fissiles dans des déchets solides radioactifs. qui est connu couramment sous la désignation de procédé à neutrons actifs. Lorsque des neutrons rapides sont dispersés dans des déchets solides radioactifs et ralentis pour devenir des neutrons thermiques, ils provoquent une fission de matériaux presque fissiles pour générer des neutrons de fission. L'invention crée un procédé qui permet une mesure sélective de tels neutrons de fission. L'invention est aussi relative à un système pour accroître la sensibilité de mesure de tels neutrons de fission. Un procédé à neutrons actifs (procédé d'interrogation de neutrons) est connu, de manière courante, en tant que technique par l'intermédiaire de laquelle les quantités de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs peuvent être mesurées d'une manière non destructrice. Dans ce procédé, des neutrons rapides de 14 MeV, générés par un accélérateur de génération de neutrons, peuvent bombarder un graphite réflecteur de modération de neutrons dans un système de détection, de telle sorte qu'ils sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques qui sont admis dans les déchets pour induire une réaction de fission de nucléides fissiles dans les déchets et les neutrons de fission résultants sont détectés, afin de mesurer le contenu en nucléides dans les déchets. La figure 1 représente un système classique de mesure par le procédé à neutrons actifs. Le système comprend un conteneur cylindrique 101 de déchets solides radioactifs qui est entouré par du graphite 102 modérateur de neutrons et un réflecteur en polyéthylène 103 de neutrons. Le tube 104 générateur de neutrons émet des neutrons rapides de 14 MeV, qui sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques lorsqu'ils passent par le graphite modérateur dans divers trajets, I'un d'entre eux étant représenté en 105 sur la figure 1 , les neutrons thermiques sont admis dans le conteneur cylindrique de telle sorte qu'ils bombardent le noyau atomique 106 d'un matériau fissile contenu dans les déchets solides radioactifs dans le conteneur cylindrique et les neutrons de fission résultants sont détectés avec un détecteur 108 de 3He après avoir suivi divers trajets, I'un d'entre eux étant représenté en 107 sur la figure 1. Une partie des neutrons érnis par le tube 104 générateur de neutrons se dirige directement vers le détecteur 108 de 3He sur divers trajets, I'un d'entre eux étant représenté en 109 sur la figure 1. Par conséquent, le signal de sortie du détecteur 108 de 3He contient deux composantes de détection, I'une pour les neutrons de fission et l'autre pour les neutrons provenant directement du tube 104 générateur de neutrons. Afin de séparer ces deux composantes de signal, la mesure est soumise à une commande temporaire et les signaux de détection sont traités de telle sorte que seule la composante de détection pour les neutrons de fission peut être saisie pour une évaluation sélective. Le système de mesure représenté sur la figure 1 comporte aussi une unité de commande 110 qui alimente une source d'alimentation 111 avec un signal de déclenchement sous la forme d'une instruction pour générer une tension élevée à impulsion, à la suite de quoi la source d'alimentation 111 applique une tension à impulsion d'environ 10 kV x 10 ,us, au tube générateur de neutrons. A la suite de cela, environ un million de neutrons rapides ayant une énergie de 14 MeV sont émis vers l'extérieur du tube générateur de neutrons en un laps de temps de 10 ,us. Comme il a déjà été mentionné, les neutrons rapides émis sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques qui provoquent une fission des matériaux fissiles contenus dans le conteneur cylindrique et une partie des neutrons de fission résultants est détectée avec le détecteur 108 de 3hue, par ailleurs, une autre partie des neutrons rapides en provenance du tube générateur de neutrons se dirige directement vers le détecteur 108 de 3He sans contribuer à la fission des matériaux fissiles qui se trouvent dans le conteneur cylindrique. Le signal pour la détection des neutrons, en provenance du détecteur 108 de 3He, est envoyé à un circuit électronique 112 d'amplification/mise en forme de forme d'onde, dans lequel le signal de détection est amplifié et sa forme d'onde est mise en forme et le signal résultant amplifié et mis en forme est envoyé à une section 113 de comtpage de temps et d'intégration. Simultanément à l'envoi par l'unité de commande 110 d'un signal de déclenchement qui fournit une instruction à la source d'alimentation 111 pour générer une tension élevée à impulsion, la section 113 de comptage de temps et d'intégration reçoit un signal de déclenchement pour commencer l'opération de comptage. A des intervalles de temps spécifiés, à savoir environ tous les 20 cils, à partir de l'instant de réception d'un signal de déclenchement, la section 113 de comptage de temps et d'intégration compte les signaux de détection de neutrons lorsqu'ils sortent du circuit électronique 112 d'amplification/mise en forme de forme d'onde de signal et stocke les comptes pendant des intervalles de temps successifs de 20 lls. Une telle mesure se répète par la mise en service du tube générateur de neutrons, à une cadence approximative de 50 cycles par seconde, et se poursuit pendant une période d'environ I - 10 minutes en fonction des quantités de matériaux fissiles qui se trouvent dans le conteneur cylindrique, pendant ce temps, tous les comptes du signal de détection de neutrons pour des intervalles de temps successifs d'environ 20 ps, sont intégrés pour obtenir des données de mesures. Les données de mesure résultantes, ou les comptes intégrés pour des intervalles de temps successifs d'environ 20 us sont représenté(e)s graphiquement sous la forme des données représentées en 201 sur la figure 2, en fonction du temps, par intervalles de 20 ,us, pour réaliser l'enveloppe de courbe qui est indiquée en 202. Les neutrons de fission libérés par la fission des matériaux fissiles contenus dans le conteneur cylindrique, doivent être séparés des données résultantes de mesure 202. A cette fin, les données 202 sont décomposées en trois composantes, comme représenté sur la figure 3a, à savoir des neutrons rapides 301 qui ont été émis par le tube générateur de neutrons et qui se sont dirigés directement vers le détecteur 108 de 3He sans apporter de contribution à une fission nucléaire, une composante de fond 302 et des neutrons de fission rapides 303 qui sont détectés avec le détecteur 108 de Ite après avoir été libérés lorsque les neutrons rapides emis par le tube générateur de neutrons ont été ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans le réflecteur de modération de neutrons et admis dans le conteneur cylindrique, où ils bombardent les noyaux atomiques des matériaux fissiles pour provoquer leur fission. Les neutrons de fission 303, lorsqu'ils sont séparés des autres composantes, produisent des données comme représenté sur la figure 3b, qui sont intégrées pour obtenir le nombre total 304 de neutrons de fission 303. Le nombre total 304 est proportionnel au nombre de fissions nucléaires qui se sont produites lorsque les neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons ont été ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans le réflecteur de modération de neutrons et qui ont pu entrer en collision avec les matériaux fissiles qui se trouvent dans le conteneur cylindrique. Ainsi, en fonction des quantités de matériaux fissiles qui se trouvent dans le conteneur cylindrique, le nombre total finalement déterminé de neutrons de fission varie comme indiqué par 304a ou 304b sur la figure 4. Dans l'art antérieur, la valeur de 304a ou 304b est utilisée comme base pour l'évaluation des quantités de matériaux fissiles contenus dans le conteneur cylindrique. Des déchets contenant des métaux, des cendres d'incinération, de la boue liquide de déchets, et autres, qui ont été contaminés avec du plutonium et d'autres matériaux fissiles, sont généralement solidifiés en béton et placés dans des conteneurs cylindriques pour un stockage permanent. Puisque la charge en béton de chaque conteneur cylindrique est d'au moins 80 %, le béton comprend la majeure partie des déchets à évacuer. En outre, le béton est principalement composé de Si, Ca, O et H, et si des neutrons thermiques entrent en collision avec les noyaux atomiques de ces éléments, ils sont en outre ralentis ou absorbés par lesdits noyaux. Parmi les éléments mentionnés ci-dessus, H est un agent d'absorption de neutrons thermiques particulièrement bon et, par conséquent, du béton contenant environ 15 % d'eau est un agent d'absorption efficace de neutrons thermiques. Dans le procédé classique à neutrons actifs, les neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques lorsqu'ils passent par le modérateur de neutrons dans le système de détection et les neutrons thermiques sont admis dans les déchets, où ils peuvent bombarder les noyaux atomiques des matériaux fissiles qui se trouvent dans les déchets. Cependant, pour la raison donnée ci-dessus, les neutrons thermiques admis dans les déchets sont souvent absorbés par l'eau et les autres substrances d'absorption de neutrons dans le béton, avant de rencontrer les matériaux fissiles. Par conséquent, la probabilité selon laquelle les neutrons thermiques admis dans le conteneur cylindrique peuvent provoquer une fission nucléaire réelle est un facteur qui dépend de la position et qui est influencé par la position des matériaux fissiles dans le conteneur cylindrique. La figure 5 est une relation, prise à titre d'exemple, entre la position d'un échantillon de matériau fissile (à savoir du plutonium) contenu dans le conteneur cylindrique et le nombre total de neutrons de fission, déterminé par une mesure réelle par le procédé classique à neutrons actifs. Lors de la mesure, le conteneur cylindrique a été rempli d'une masse de béton simulant des déchets réels. Naturellement, étant donné l'absorption différentielle des neutrons thermiques, I'incidence de la détection des neutrons de fission générés par le matériau fissile diffère d'un facteur d'environ 120 entre les zones situées au centre et à la surface du conteneur cylindrique. A cause de cette importante dépendance de la position de l'incidence des fissions nucléaires, le procédé de l'art antérieur de mesure du contenu de matériaux fissiles souffre d'une affectation de la précision de quantification et de la fiabilité des données mesurées. La présente invention a été réalisée afin de résoudre ces problèmes de l'art antérieur. Conformément à son premier aspect, la présente invention crée un procédé non destructeur de mesure d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs sur la base d'une analyse des données de mesure obtenues par un procédé à neutrons actifs, dans lequel les neutrons rapides, émis par un tube générateur de neutrons, sont dispersés dans les déchets solides en cours d'analyse et ralentis pour devenir des neutrons thermiques, lesdits neutrons thermiques pouvant bombarder les noyaux du matériau fissile contenu dans lesdits déchets solides, afin de provoquer sa fission et le nombre de neutrons de fission libérés est extrait sélectivement et intégré par rapport au temps pour donner un nombre total qui est utilisé en tant que mesure de la quantité totale du matériau fissile contenu dans les déchets solides en cours d'analyse. Dans un mode de réalisation du moyen de résolution des problèmes de l'art antérieur, le nombre de neutrons de fission libérés par un processus selon lequel les neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans un réflecteur de modération de neutrons et les neutrons thermiques sont admis dans les déchets solides en cours d'analyse et peuvent bombarder les noyaux du matériau fissile contenu dans les déchets solides, ainsi que le nombre de neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons qui sont détectés sans apporter de contribution à la fission nucléaire dans les déchets solides et le nombre de fond, sont éliminés des données de mesure obtenues par le procédé à neutrons actifs et les autres données sont substituées au nombre de neutrons de fission qui ont été libérés par un processus selon lequel les neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons sont dispersés dans les déchets solides en cours d'analyse et ralentis pour devenir des neutrons thermiques, lesdits neutrons thermiques pouvant bombarder les noyaux du matériau fissile contenu dans lesdits déchets solides, afin de provoquer sa fission. Conformément à son deuxième aspect, la présente invention crée un appareil pour une mesure non destructrice d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs, dans lequel le graphite modérateur de neutrons est éliminé d'un réflecteur de modération de neutrons dans un système de mesure par un procédé à neutrons actifs. Dans un mode de réalisation du troisième moyen de résolution des problèmes de l'art antérieur, du polyéthylène chargé avec un agent d'absorption de neutrons est substitué au réflecteur en polyéthylène de neutrons qui reste après que le graphite modérateur de neutrons est éliminé du réflecteur modérateur de neutrons dans le système de mesure par le procédé à neutrons actifs. Conformément à son deuxième aspect, la présente invention crée aussi un appareil de mesure non destructrice d'un matériau fissile contenu dans des déchets solides radioactifs, dans lequel le réflecteur de modération de neutrons, dans un système de mesure par un procédé à neutrons actifs, est remplacé par un écran à neutrons, qui se présente généralement sous la forme d'un bloc de béton d'épaisseur appropriée. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture de la description suivante faite à la lumière des dessins annexés dans lesquels La figure I est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs par le procédé classique à neutrons actifs la figure 2 est un graphique représentant la façon dont le nombre total, ou les nombres intégrés de signaux de détection de neutrons, pendant des intervalles de temps successifs de 20 lls, varie(nt) avec le temps, la figure 3 représente la façon dont des composantes du nombre de neutrons de fission libérés par la fission nucléaire d'un matériau fissile contenu dans un conteneur cylindrique, sont séparées des donnéees de mesure obtenues, la figure 4 est un schéma représentant la façon dont les composantes séparées du nombre de neutrons de fission varient avec la quantité de matériau fissile contenu dans les déchets la figure 5 est un graphique représentant la dépendance de la position, des mesures faites avec du plutonium déplacé entre le centre et la zone de surface d'un conteneur cylindrique rempli de béton, la figure 6 est un schéma représentant schématiquement le processus de l'invention de détection de neutrons de fission libérés lors de la fission nucléaire d'un matériau fissile contenu dans des déchets solides radioactifs, qui est provoquée par des neutrons thermiques produits dans les déchets la figure 7 est un graphique représentant la dépendance de la position de mesures, avec du plutonium déplacé entre le centre et la zone de surface d'un conteneur cylindrique rempli de béton, conformément à la présente invention, la figure 8 représente la façon dont des composantes du nombre de neutrons de fission libérés par la fission nucléaire d'un matériau fissile contenu dans un conteneur cylindrique, sont séparées des données de mesure obtenues conformément à la présente invention, la figure 9 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs par le procédé à neutrons actifs, sans utiliser de graphite modérateur, mais en utilisant un revêtement de réflecteur en polyéthylène de neutrons, seul, conformément à la présente invention, la figure 10 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs par le procédé à neutrons actifs, sans utiliser de graphite modérateur, mais en utilisant un revêtement d'agent d'absorption en polyéthylène de neutrons, seul, qui est chargé avec un matériau d'absorption de neutrons, conformément à la présente invention, la figure 11 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs par le procédé à neutrons actifs en substitutant un écran à neutrons au réflecteur de modération de neutrons qui est couramment utilisé dans le procédé classique à neutrons actifs la figure 12 est une vue en coupe du système de mesure dans un exemple de travail de la présente invention, une source de radiation de plutonium étant déplacée depuis le centre vers l'extérieur d'un conteneur cylindrique rempli de béton, la figure 13 représente la façon dont les données réelles de mesure sont analysées avec une source de radiation de plutonium placée au centre d'un conteneur cylindrique rempli de béton la figure 14 est un graphique comparant les résultats de mesure du procédé de la présente invention avec ceux du procédé classique, en particulier par rapport à la dépendance de la position d'un spécimen de plutonium, la figure 15 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs par le procédé à neutrons actifs sans utiliser le graphite modérateur de neutrons qui est couramment utilisé dans le procédé classique à neutrons actifs, la figure 16 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs en utilisant une enceinte faite d'un agent d'absorption de neutrons en polyéthylène chargé au bore, conformément à la présente invention , et la figure 17 est un schéma représentant schématiquement un système de détection de matériaux fissiles contenus dans des déchets solides radioactifs en utilisant l'installation d'un bloc de béton d'épaisseur appropriée en tant qu'écran à neutrons, conformément à la présente invention. Les passages représentés sur la figure I ne sont pas les seuls trajets établis dans la présente invention pour la détection de neutrons. D'autres passages qui peuvent etre établis dans un système de mesure par le procédé à neutrons actifs, sont représentés sur la figure 6 , des neutrons rapides libérés par le tube générateur de neutrons sont admis dans le cylindre 101 contenant les déchets solides radioactifs à analyser et lorsqu'ils passent, par exemple, par l'intermédiaire du trajet 601, les neutrons rapides sont dispersés dans les déchets solides radioactifs, pour être finalement ralentis en devenant des neutrons thermiques , lorsque les neutrons thermiques peuvent bombarder le noyau atomique 106 du matériau fissile contenu dans les déchets, il se produit une fission pour libérer des neutrons de fission qui passent, par exemple, par le trajet 602, pour être éventuellement détectés avec le détecteur 108 de 3He. Les nombres de ces neutrons de fission qui ont été détectés après passage par tous les trajets mis en oeuvre, sont extraits sélectivement des données de mesure et sont intégrés par rapport au temps pour donner un nombre total. Par rapport au nombre total représenté sur la figure 5, qui est obtenu par le procédé classique à neutrons actifs, le nombre total obtenu conformément à la présente invention dépend moins de la position radiale dans le cylindre (voir figure 7) et ceci contribue à résoudre le problème le plus important de l'art antérieur, à savoir le fait que la précision et la fiabilité dans la quantification de matériaux fissiles, sont affectées par l'importante dépendance de la position de l'incidence relative des fissions nucléaires. Les neutrons destinés à etre comptés, dans la présente invention, sont ceux produits par la fission nucléaire qui s'est produite lorsque les neutrons rapides libérés par le tube générateur de neutrons ont été directement admis dans les déchets solides radioactifs en cours d'analyse, en outre, par rapport aux neutrons qui pénètrent à nouveau dans les déchets solides radioactifs après ralentissement pour devenir des neutrons thermiques à l'extérieur des déchets solides, dans l'art antérieur, ceux qui sont directement admis dans les déchets, dans la présente invention, se rapprochent du centre des déchets en cours d'analyse avec une plus grande facilité, ce qui réduit la dépendance de la position du nombre total de neutrons à évaluer. La dépendance de la position du nombre total, obtenue conformément à la présente invention, est représentée sur la figure 7, les données représentées sur la figure 7 ont été obtenues dans les mêmes conditions de mesure que dans le cas représenté sur la figure 5. Naturellement, la dépendance de la position du nombre total de neutrons détectés par la présente invention est 75 fois inférieure à celle du cas de l'art antérieur. Conformément à la présente invention, comme représenté sur la figure 8a, les trois composantes suivantes du nombre sont rejetées des données de mesure 202 qui ont été obtenues par une mesure par le procédé à neutrons actifs la composante 301 qui est le nombre de neutrons rapides qui ont été émis par le tube de génération de neutrons et qui ont été directement détectés sans apporter de contribution à la fission nucléaire dans les déchets solides, la composante 302 qui est le nombre de fond, et la composante 303 qui est le nombre de neutrons de fission libérés lorsque les neutrons rapides émis par le tube de génération de neutrons ont été ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans le réflecteur de modération de neutrons et admis dans les déchets solides en cours d'analyse, où ils bombardent les noyaux atomiques du matériau fissile contenu dans les déchets solides pour provoquer leur fission. La composante restante est représentée en 801 sur la figure 8b et ces données constituent le nombre de neutrons de fission qui ont été libérés lorsque les neutrons rapides émis par le tube de génération de neutrons ont été dispersés et ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans les déchets solides en cours d'analyse, où ils bombardent les noyaux atomiques du matériau fissile dans les déchets pour provoquer leur fission. Un autre mode de réalisation de la présente invention est représenté schématiquement sur la figure 9. Le système de détection n'utilise pas de graphite modérateur mais il est revêtu uniquement avec le réflecteur en polyéthylène 103 de neutrons. Le cylindre 101 contenant les déchets solides radioactifs à analyser est placé dans le système de détection et est irradié avec des neutrons rapides de 14 MeV, émis par le tube 104 générateur de neutrons. Les neutrons rapides admis dans le cylindre sont dispersés et ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans les déchets solides radioactifs, où ils bombardent les noyaux atomiques du matériau fissile contenu dans les déchets solides radioactifs, les neutrons de fission résultants sont détectés avec le détecteur 108 de 3He. Dans la présente invention, le nombre de neutrons dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides pour provoquer une fission nucléaire, doivent être rejetés comme une composante non souhaitée, mais en l'absence du graphite modérateur, la proportion de ce nombre est très faible dans le mode de réalisation représenté sur la figure 9. Par conséquent, le nombre de neutrons de fission, qui est nécessaire dans l'invention et qui apparaît lorsque les neutrons thermiques dus à la dispersion et au ralentissement de neutrons rapides dans des déchets solides radioactifs en cours d'analyse qui peuvent bombarder les noyaux du matériau fissile dans les déchets solides pour provoquer une fission, comprend la majeure partie des données pour permettre une mesure très précise. Encore un autre mode de réalisation de la présente invention est représenté sur la figure 10. Le système de détection n'utilise pas de graphite modérateur mais il est revêtu uniquement d'un agent d'absorption de neutrons en polyéthylène 1001 contenant un matériau d'absorption de neutrons. Le cylindre 101 contenant les déchets solides radioactifs à analyser est placé dans le détecteur et est irradié avec des neutrons rapides de 14 MeV émis par le tube 104 générateur de neutrons. Les neutrons rapides admis dans le cylindre sont dispersés et ralentis pour devenir des neutrons thermiques contenus dans les déchets solides radioactifs, où ils peuvent bombarder les noyaux atomiques du matériau fissile dans les déchets solides, et les neutrons de fission résultants sont détectés avec le détecteur 108 de 3He. Dans la présente invention, les neutrons dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides pour provoquer une fission nucléaire, doivent être rejetés comme une composante non souhaitée, mais en l'absence de graphite modérateur, la proportion de ce nombre est très faible dans le mode de réalisation représenté sur la figure 10. En outre, les neutrons rapides en provenance du tube générateur de neutrons, qui ont été admis dans l'agent d'absorption de neutrons en polyéthylène, sont captés par le matériau absorbeur de neutrons lorsqu'ils sont dispersés et ralentis dans ledit agent d'absorption de neutrons, et par conséquent, il n'y a qu'une faible probabilité que de tels neutrons rapides soient transformés en neutrons thermiques et soient admis dans le cylindre 101. Ceci est une autre raison du très faible niveau du nombre de neutrons non souhaités dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides et qui provoquent une fission nucléaire. Un autre mode de réalisation de la présente invention est représenté sur la figure 11. Le réflecteur modérateur de neutrons utilisé dans le procédé classique à neutrons actifs est supprimé du système de détection et est remplacé par un écran 1101 à neutrons. En l'absence du réflecteur de modération de neutrons, aucun des neutrons en provenance du tube générateur de neutrons ne sera ralenti pour etre transformé en neutrons thermiques qui pénètrent dans le cylindre 101 et, par conséquent, il n'y a aucune probabilité d'apparition de neutrons non souhaités dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides pour provoquer une fission nucléaire. En tant qu'autre avantage, les neutrons admis dans l'écran 1101 à neutrons sont absorbés par le matériau absorbeur de neutrons dans celui-ci et ne s'échappent pas comme des neutrons thermiques. Ainsi, L'écran 1101 à neutrons élimine non seulement la fuite potentielle de neutrons vers l'extérieur du système de mesure en tenant compte de la suppression du réflecteur de modération de neutrons, mais aussi les neutrons non souhaités dus à l'entrée de neutrons thermiques dans les déchets solides dans le cylindre 101 pour provoquer une fission nucléaire. Exemples spécifiques La figure 12 représente un montage expérimental pour une mesure qui peut mettre en oeuvre le premier et le deuxième moyens de résolution des problèmes de l'art antérieur, afin de démontrer leur efficacité. La figure correspond à une vue en coupe transversale du système de détection représenté sur la figure 1 en tant que système de mesure par le procédé à neutrons actifs. La différence est que deux tubes 104a et 104b générateurs de neutrons sont utilisés et que 28 détecteurs de 3He sont groupés en deux séries 108a et 108b, consistant chacune en 14 unités. Comme représenté, les deux séries de détecteurs de 3He sont disposées dans différentes zones. Lors de l'expérience, une source 1201 de radiation de plutonium simulant le matériau fissile dans les déchets solides radioactifs à analyser, a été placée dans le cylindre 101 rempli de béton et déplacée dans un trou allant du centre 1203 à l'extérieur de la surface, à des intervalles de 2,5 cm. Au niveau des positions individuelles du déplacement, des neutrons rapides ont été émis par les tubes l 04a et 104b et le nombre total de neutrons détectés avec tous les détecteurs de ;He a été mesuré à des intervalles de temps de 20 ms. La mesure consistant en 100 répétitions de ce cycle par seconde, s'est poursuivie pendant 100 secondes. Le résultat de la mesure a été obtenu à un profil temporel du nombre total de neutrons qui a déjà été décrit en référence à la figure 2. Les données réelles obtenues dans le cas où la source 1201 de radiation de plutonium a été placée au centre 1203 du cylin été dispersés et ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans les déchets solides en cours d'analyse, où ils bombardent les noyaux atomiques du matériau fissile contenu dans les déchets pour provoquer leur fission. Le nombre total de ces données est indiqué en 1306 sur la figure 13c. Sur la figure 14, le nombre total 1306 est comparé précisément avec le nombre total 1304 (voir figure 13b) qui a été obtenu par une mesure, conformément au procédé à neutrons actifs de l'art antérieur. Naturellement, le nombre total obtenu au centre des déchets solides radioactifs dans le cylindre, conformément à la présente invention, était environ 100 fois supérieur à la valeur obtenue par le procédé de l'art antérieur. Par conséquent, on a vérifié que le procédé de l'invention est environ 100 fois plus sensible, en ce qui concerne la détection du matériau fissile, au centre des déchets solides radioactifs et, par conséquent, les erreurs statistiques qui se développent au cours d'une mesure sont suffisamment faibles pour assurer une grande précision de détection. La dépendance des données expérimentales sur la position de l'échantillon de plutonium est indiquée par les courbes 1401 et 1402 de la figure 14. La courbe 1401 se réfère au résultat obtenu par le procédé de l'art antérieur à neutrons actifs et la courbe 1402 se réfère au résultat obtenu par le procédé de l'invention. On a démontré que dans toutes les positions testées, la mesure par le procédé de l'invention avait une sensibilité de détection supérieure à la mesure par le procédé de l'art antérieur et, en meme temps, la dépendance de la position (la différence du nombre total entre les parties centrale et de surface) atteinte par le procédé de l'invention était 75 fois inférieure à celle du cas de l'art antérieur. La figure 15 représente un exemple spécifique du troisième moyen de résolution des problèmes de l'art antérieur. Le système est identique au détecteur représenté sur la figure 1 qui effectue des mesures par le procédé à neutrons actifs, sauf que le graphite 102 de modération de neutrons est supprimé du réflecteur de modération de neutrons et que le cylindre 101 contenant les déchets solides radioactifs en cours d'analyse, le tube 104 générateur de neutrons et le détecteur 108 de 3He, sont entourés uniquement du réflecteur 103 de neutrons en polyéthylène En l'absence du graphite modérateur de neutrons, la proportion du nombre de neutrons non souhaités, dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides radioactifs pour provo user une fission nucléaire, est très faible. Par conséquent, le nombre de neutrons de fission, qui est nécessaire dans l'invention et qui apparaît lorsque les neutrons thermiques dus à la dispersion et au ralentissement des neutrons rapides dans les déchets solides radioactifs qui peuvent bombarder les noyaux du matériau fissile dans les déchets solides pour provoquer une fission, comprend la majeure partie des données pour permettre une mesure précise. La figure 16 représente un exemple spécifique du quatrième moyen de résolution des problèmes de l'art antérieur. Le cylindre 101 contenant les déchets solides radioactifs à analyser, le tube 104 générateur de neutrons et le détecteur 108 de 3He, sont entourés par un agent d'absorption 1601 de neutrons en polyéthylène contenant du bore en tant que matériau absorbant les neutrons. Les neutrons rapides en provenance du tube générateur de neutrons qui ont été admis dans l'agent d'absorption 1601 de neutrons en polyéthyléne sont captés par le bore lorsqu'ils sont dispersés et ralentis dans ledit agent d'absorption de neutrons et, par conséquent, il y a seulement une faible probabilité que de tels neutrons rapides soient admis en tant que neutrons thermiques en provenance de l'agent 1601 d'absorption de neutrons dans le cylindre 101, conduisant ainsi à un faible niveau du nombre de neutrons non souhaités dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides pour provoquer une fission nucléaire. Par conséquent, le nombre requis de neutrons de fission, qui apparaissent lorsque les neutrons thermiques, dus à la dispersion et au ralentissement des neutrons rapides dans les déchets solides radioactifs, peuvent bombarder les noyaux du matériau fissile dans les déchets solides pour provoquer une fission, comprend la plus grande partie des données pour permettre une mesure encore plus précise La figure 17 représente un exemple spécifique du cinquième moyen de résolution des problèmes de l'art antérieur. Le réflecteur de modération de neutrons utilisé dans le procédé classique à neutrons actifs est supprimé du système et remplacé par un bloc de béton 1701 d'épaisseur appropriée qui sert d'écran à neutrons. En l'absence du réflecteur de modération de neutrons, aucun des neutrons en provenance du tube générateur de neutrons ne sera ralenti pour devenir des neutrons thermiques qui pénétrent dans le cylindre 101 et, par conséquent, il n'y a aucune probabilité d'apparition du nombre de neutrons non souhaités dus aux neutrons thermiques qui sont admis depuis l'extérieur dans les déchets solides pour provoquer une fission nucléaire. En tant qu'autre avantage, les neutrons admis dans le bloc de béton 1701 sont absorbés par le béton et ne s'échappent pas comme des neutrons thermiques. Ainsi, le bloc de béton 1701 installé comme écran à neutrons supprime non seulement la fuite potentielle de neutrons vers l'extérieur du système de mesure en tenant compte de la suppression du réflecteur de modération de neutrons, mais aussi le nombre de neutrons non souhaités dus à l'entrée de neutrons thermiques dans les déchets solides dans le cylindre 101 pour provoquer une fission nucléaire. Pour améliorer l'effet d'écran à neutrons, le bloc de béton 1701 peut etre remplacé par un bloc de béton contenant du bore. Dans le procédé classique à neutrons actifs, les neutrons rapides émis par le tube générateur de neutrons sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques lorsqu'ils passent par le modérateur de neutrons dans le système de détection et les neutrons thermiques sont admis dans les déchets solides radioactifs, où ils peuvent bombarder les noyaux atomiques du matériau fissile contenu dans les déchets. Cependant, en fait, les neutrons thermiques admis dans les déchets sont souvent absorbés par de l'eau et d'autres substances d'absorption de neutrons dans les déchets solides avant qu'ils rencontrent les matériaux fissiles, et ceci contribue à une sensibilité inférieure de mesure. En outre, la sensibilité de mesure est très dépendante de la position dans laquelle le matériau fissile est situé dans le cylindre. Etant donné cette grande dépendance de la position de l'incidence des fissions nucléaires. le procédé de l'art antérieur pose les deux problèmes suivants la précision de quantification du matériau fissile et la fiabilité de mesure sont affectées; et il est pratiquement impossible de mesurer de manière détectable la trace du matériau fissile situé au centre du cylindre Ces problèmes sont résolus par la présente invention qui, non seulement fournit les perfectionnements importants de précision de quantification et de fiabilité d'une mesure non destructrice sur des déchets radioactifs, mais aussi permet de mesurer la trace d'un matériau fissile au centre des déchets, avec une sensibilité élevée. Conformément à un autre avantage de l'invention, les neutrons rapides en provenance du tube générateur de neutrons qui ont été admis dans les déchets solides, soit directement, soit indirectement, sont dispersés dans les déchets solides pour être ralentis au niveau de la région de neutrons thermiques qui ont une opportunité accrue de réagir avec des nucléides presque fissiles, grâce à quoi la probabilité d'apparition de fission nucléaire est suffisamment accrue pour obtenir un perfectionnement marqué dans la réponse à une fission. REVENDICATIONS 1. Procédé non destructeur de mesure d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs sur la base d'une analyse des données de mesure (202) obtenues par un procédé à neutrons actifs, caractérisé en ce que les neutrons rapides émis par un tube (104) générateur de neutrons sont dispersés dans les déchets solides en cours d'analyse et ralentis pour devenir des neutrons thermiques, lesdits neutrons thermiques pouvant bombarder les noyaux (106) du matériau fissile contenu dans lesdits déchets solides, afin de provoquer sa fission et le nombre de neutrons de fission libérés est extrait sélectivement et intégré par rapport au temps pour donner un nombre total (1306), qui est utilisé en tant que mesure de la quantité totale du matériau fissile contenu dans les déchets solides en cours d'analyse. 2. Procédé non destructeur selon la revendication 1, caractérisé en ce que le nombre de neutrons de fission libérés par un processus selon lequel les neutrons rapides émis par le tube (104) générateur de neutrons sont ralentis pour devenir des neutrons thermiques dans un réflecteur (103) de modération de neutrons et les neutrons thermiques sont admis dans les déchets solides en cours d'analyse et peuvent bombarder les noyaux (106) du matériau fissile contenu dans les déchets solides, ainsi que le nombre de neutrons rapides émis par le tube (104) générateur de neutrons qui sont détectés sans apporter de contribution à la fission nucléaire dans les déchets solides et le nombre de fond, sont éliminés des données de mesure (202) obtenues par le procédé à neutrons actifs et les autres données sont substituées au nombre de neutrons de fission qui ont été libérés par un processus selon lequel les neutrons rapides émis par le tube (104) générateur de neutrons sont dispersés dans les déchets solides en cours d'analyse et ralentis pour devenir des neutrons thermiques, lesdits neutrons thermiques pouvant bombarder les noyaux (106) du matériau fissile dans lesdits déchets solides, afin de provoquer sa fission. 3. Appareil pour une mesure non destructrice d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs, pour la mise en oeuvre d'un procédé selon l'une des revendications I et 2, utilisant un système de mesure par procédé à neutrons actifs, caractérisé en ce qu'un graphite (102) modérateur de neutrons est supprimé d'un réflecteur (103) de modération de neutrons du système de mesure par procédé à neutrons actifs. 4. Appareil pour une mesure non destructrice d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs, pour la mise en oeuvre d'un procédé selon l'une des revendications 1 et 2, utilisant un système de mesure par procédé à neutrons actifs, caractérisé en ce que du polyéthylène chargé avec un agent (1001,1601) d'absorption de neutrons est substitué à un réflecteur (103) en polyéthylène de neutrons qui reste après que du graphite (102) modérateur de neutrons est supprimé d'un réflecteur (103) modérateur de neutrons dans le système de mesure par procédé à neutrons actifs. 5. Appareil pour une mesure non destructrice d'un matériau fissile dans des déchets solides radioactifs, pour la mise en oeuvre d'un procédé selon l'une des revendications 1 et 2, utilisant un système de mesure par procédé à neutrons actifs, caractérisé en ce qu'un réflecteur (103) de modération de neutrons du système de mesure par procédé à neutrons actifs est remplacé par un écran (1101) à neutrons.