FR 2937149 A1 20100416 FR 0856922 A 20081013 DISPOSITIF DE MESURE EN LIGNE D'UN FLUX DE NEUTRONS RAPIDES ET EPITHERMIQUES DESCRIPTION Domaine technique et art antérieur La présente invention concerne un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques sur un intervalle d'énergie [Emin, Emax A titre d'exemple non limitatif, l'invention s'applique de façon particulièrement avantageuse à la mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques dans un coeur de réacteur, avec 15 les contraintes suivantes : û le flux neutronique global est élevé (par exemple 1E14 n/cm2/s ou plus) ; û la contribution des neutrons thermiques au flux neutronique global est importante ; 20 û le rayonnement gamma est intense ; û on veut une mesure en temps réel (en ligne) pour suivre les évolutions temporelles du flux rapide ; û on veut une mesure effectuée en coeur, plus communément appelée mesure � in-core �. 25 Les contraintes mentionnées ci-dessus s'appliquent à l'instrumentation en réacteur d'essai de matériaux, plus généralement désignée sous l'appellation d'instrumentation MTR (MTR pour � Material Testing Reactor �), ou à la surveillance des 30 coeurs de réacteur de puissance (plus généralement 10 désignée sous l'appellation de � surveillance � incore � �). La mesure des flux de neutrons rapides s'effectue actuellement à l'aide de deux classes de détecteurs : les détecteurs par activation et les détecteurs en ligne. Les détecteurs par activation sont des dosimètres dont les matériaux sont convenablement choisis pour fournir la fluence neutronique dans une bande d'énergie d'intérêt. Il s'agit d'une méthode éprouvée (cf. référence [1]) dont les inconvénients sont les suivants . û les dosimètres doivent être retirés du coeur pour être analysés (il s'agit donc d'une mesure a posteriori disponible après la fin du cycle du réacteur) ; û la quantité obtenue est le flux intégré sur la durée de l'irradiation et il n'est alors pas possible d'avoir accès aux évolutions temporelles. Les détecteurs en ligne, contrairement aux détecteurs précédents, permettent une mesure en ligne dans le coeur du réacteur. Selon l'art connu, les détecteurs en ligne sont des chambres à fission à uranium sous écran absorbeur des neutrons thermiques. Les chambres à fission sont des détecteurs neutroniques bien connus et très répandus pour le contrôle neutronique des réacteurs (détecteurs � ex-core � ou � in-core �). Certaines chambres, dites miniatures voire sub-miniatures, se présentent extérieurement sous la forme de cylindres de diamètre de 4mm ou moins, ce qui se prête particulièrement bien à l'instrumentation � in-core �, domaine visé dans la présente demande de brevet. La demande de brevet français déposée, au nom du Commissariat à l'Énergie Atomique, le 29 novembre 1994 et publiée sous le numéro 2 727 526 (cf. référence [2]) donne une description détaillée d'une telle chambre à fission. La détection des neutrons se fait par l'intermédiaire d'un dépôt fissile qui est le siège de fissions nucléaires. Ce dépôt est, dans une très grande majorité de cas, constitué d'uranium U235, ce qui est bien adapté à la mesure des neutrons thermiques ou à la mesure des neutrons rapides en l'absence de composante thermique. Pour la mesure des neutrons rapides avec les contraintes exposées ci-dessus, l'utilisation de l'uranium U238, pour lequel la section efficace de fission présente un seuil, est - a priori - préférentiellement indiquée. Une difficulté s'élève toutefois: sous l'effet des captures des neutrons thermiques, l'uranium U238 se transmute en plutonium Pu239, isotope fissile vis-à-vis des neutrons thermiques. Pour pallier cette difficulté, Y. Kashchuk et al. (cf. référence [3]) ont préconisé l'utilisation d'écrans (B10, Cd, Gd ...) dont le rôle est d'absorber les neutrons thermiques avant qu'ils n'atteignent le détecteur proprement dit. Cette solution soulève toutefois des difficultés majeures : encombrement difficilement compatible avec l'utilisation � incore �, perturbation locale du flux thermique, tenue mécanique, usure sous l'irradiation, échauffement du détecteur. Un autre type de détecteur en ligne est connu de la Demanderesse. Cet autre type de détecteur en ligne est un art antérieur qui est décrit dans une demande de brevet français non encore publiée, déposée par la Demanderesse le 21 décembre 2007 sous le numéro d'enregistrement national 07 60229. Cet autre type de détecteur est constitué par une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99, 5%. Les figures 1A et 1B représentent deux exemples d'une telle chambre à fission et la figure 2 représente un dispositif apte à effectuer le dépôt de plutonium Pu242 dans ces chambres à fission. L'avantage d'une telle chambre à fission est de répondre aux besoins définis précédemment sans utiliser d'écran aux neutrons thermiques. La figure 1A représente un premier exemple de chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%. En termes de structure mécanique, cette chambre à fission est identique à celle décrite dans la demande de brevet publiée sous le numéro 2 727 526. La référence 20 désigne un tube, de diamètre extérieur sensiblement égal, par exemple, à 1,5mm et qui sert à la fois d'enveloppe à la chambre à fission et, pour au moins une partie désignée par la référence 21, de cathode. Ce tube est par exemple en Inconel ou en inox. A l'intérieur de la chambre, deux isolateurs 22, 24, par exemple en rubis, supportent une anode centrale 26 recouverte d'un dépôt fissile à seuil, par exemple du plutonium Pu242, dont le pourcentage de pureté est au moins égal à 99,5 %. Le tube 20 est fermé à une de ses extrémités 23 par un bouchon 28, par exemple en inox. Lors de son utilisation, la chambre est remplie d'un gaz neutre, par exemple de l'argon ou de l'argon additionné d'une faible teneur d'azote (par exemple 4%) à une pression de quelques bars (par exemple 5 bars), et le bouchon 28 sert à la fois au remplissage et à l'étanchéité de la chambre. L'anode 26 est reliée à des éléments conducteurs 32, 36 pour transmettre un signal électrique vers l'extérieur de la chambre. Ces éléments conducteurs 32, 36 sont eux-mêmes reliés à l'élément conducteur 44 d'un câble 11 de liaison qui relie l'ensemble à un dispositif de connexion comme cela est décrit dans la demande de brevet 2 727 526. Le conducteur 32 est relié à l'extrémité 35 du conducteur 36, à l'intérieur du tube 20 qui délimite la chambre de fission, tandis que l'autre extrémité 37 du conducteur 36 qui traverse le bouchon 34, en alumine de grande pureté, est reliée au conducteur 44 à l'intérieur du prolongement du fourreau métallique extérieur 30 du câble 11. Le bouchon 34 est serti, au moins en partie, dans une gaine métallique 38 pouvant être soudée sur l'extrémité 40 du tube 20. La figure 1B représente un deuxième exemple de chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%. Il comporte un corps de chambre 1, en un matériau électriquement conducteur, qui est l'enveloppe extérieure du dispositif. On peut également réaliser l'enceinte en un tout autre matériau et déposer une couche de matériau électriquement conducteur sur l'intérieur des parois de l'enceinte pour former l'électrode externe 1. Des moyens 2, également en un matériau électriquement conducteur, forment un support, sur lequel est déposée une fine couche 120 de radioélément, soit, conformément à la présente invention, du plutonium 242 de pureté au moins 99,5 %. En fonctionnement, ces moyens 2 formeront par exemple une anode, le corps 1 formant cathode. Entre cathode et anode sera emprisonné un gaz ionisable, par exemple de l'argon à 1,5 bar. Un passage étanche 3 (métal et alumine) maintient le substrat 2 et permet la connexion électrique vers l'extérieur tout en assurant l'étanchéité d'une extrémité de la chambre. Une vis 4 permet de bloquer le substrat sur le passage étanche. La référence 5 désigne un bouchon, et la référence 6 une surépaisseur soudée sur le fil du passage étanche pour faciliter la connexion électrique. Une telle chambre à fission peut avoir, par exemple, un diamètre externe de l'ordre de 4mm. Quel que soit le mode de réalisation de la chambre à fission au plutonium Pu242, une fine couche de matière fissile comprenant du plutonium Pu242 est déposée sur l'une des électrodes ou sur les deux électrodes. L'enceinte est transparente à la transmission des neutrons, c'est-à-dire qu'elle laisse passer les neutrons à travers ses parois. En d'autres termes, le matériau constitutif de la paroi de l'enceinte présente une faible section efficace de capture neutronique. Les électrodes sont soit réalisées totalement en matériau électriquement conducteur, soit revêtues d'une couche de matériau électriquement conducteur. La couche de plutonium Pu242 peut être réalisée par électrodéposition, par exemple à l'aide d'un dispositif tel que celui représenté en figure 2. Le plutonium Pu242 à déposer peut se présenter sous forme d'une solution liquide 100, placée dans un bécher 102, dans une solution d'électrolyse comprenant un mélange d'acide nitrique et d'oxalate d'ammonium. L'électrode ou le support 120 sur laquelle/lequel le dépôt est à réaliser est maintenu(e) par deux embouts 111, 113 en téflon, à l'extrémité d'une tige 116, par exemple en platine recouvert d'un film en téflon. L'ensemble est placé dans la solution. Celle-ci peut être agitée pour rester homogène, par exemple en plaçant un barreau aimanté 104 au fond du bécher 102 et en plaçant ce dernier sur un agitateur magnétique 106. Un fil 105, en un matériau électriquement conducteur (par exemple en platine), est placé dans la solution 102. Des moyens d'alimentation 107 permettent de faire circuler un courant électrique dans ce fil et dans la solution. Ce courant va faire se déplacer le plutonium de la solution, qui vient se fixer sur l'électrode ou le support 120. On peut éventuellement mettre l'électrode ou le support 120 en rotation, à l'aide d'un moteur 110, de manière à obtenir un dépôt homogène sur toute la surface en contact avec la solution d'électrolyse. Par exemple, on peut faire tourner l'électrode interne à 60 tours/min, comme indiqué par la flèche 108. Ce procédé peut s'appliquer aussi bien à l'électrode interne qu'à l'électrode externe. Si l'on souhaite que le plutonium ne soit déposé que sur les parois intérieures de l'électrode externe (celle-ci ayant alors par exemple une forme cylindrique), on recouvre la paroi externe de l'électrode externe d'une couche de matériau de protection, par exemple une couche de téflon. Dans les cas présentés ci-dessus, en faisant circuler un courant d'environ 350mA pendant deux heures, on peut déposer 90 à 95 % du plutonium présent dans la solution d'électrolyse sur l'électrode ou le support 120. Un problème de la chambre à fission au plutonium Pu242 est la présence d'impuretés fissiles (Pu239 et Pu241) dans le dépôt qui confère à la chambre une sensibilité aux neutrons thermiques, laquelle présence, même si elle est faible, ne peut pas être totalement négligée. De plus, la production d'isotopes fissiles par transmutations successives, même si elle est considérablement inférieure à celle observée pour l'uranium U238, contribue à accroître cette sensibilité thermique au cours de l'irradiation. La chambre à fission au plutonium Pu242 ne peut donc être utilisée sans écran que dans des circonstances bien particulières, à savoir un flux thermique pas trop élevé ou des irradiations de courtes durées. Il existe donc un réel besoin de réaliser un système de mesure permettant de discriminer, dans le signal produit par une chambre à fission à seuil, la contribution due aux neutrons rapides (grandeur d'intérêt) de celle due aux neutrons thermiques. Exposé de l'invention Pour répondre aux besoins mentionnés ci-dessus, l'invention propose un dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques cp1(tn) à des instants tn sur un intervalle d'énergie [Emin, Emax], caractérisé en ce qu'il comprend . un détecteur de neutrons rapides (DNR) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides; un détecteur de neutrons thermiques (DNT) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques; un premier circuit électronique qui délivre, aux instants tn, un signal numérique VR (tn) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons rapides; û un second circuit électronique qui délivre, aux instants tn, un second signal numérique VT(tn) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons thermiques ; des moyens aptes à déterminer, aux instant tn, la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons rapides et la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons thermiques ; des moyens aptes à déterminer, aux instants tn, à partir desdites compositions isotopiques, la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I11(tn) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I12(tn) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I21(tn) du détecteur de neutrons thermiques et la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I22(tn) du détecteur de neutrons thermiques, des moyens de calcul, aux instants tn, du flux de neutrons rapides et épithermiques cpl (tn) et d'un flux de neutrons thermiques cp2(tn), à partir du système d'équations . VR (tn) = KR x I11 (tn) x cpl (tn) + KR x I12 (tn) x cp2 (tn) , et VT (tn) = KT x I21 (tn) x cpl (tn) + KT x I22 (tn) x cp2 (tn) où KR et KT sont, respectivement, un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons rapides et un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons thermiques. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le dispositif de mesure comprend, en outre, des moyens pour calculer un flux neutronique complet cp (tn, E) à l'aide de l'équation : (pK, E) = (p1(tn) ' f,(E) + (p2(t) • f2 (E, O) , où f1 (E) = ffiss (E) + a fepi (E), et f2(E, e) = fmxw (E, e), ffiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, fep1(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, fmxw(E, e) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et a étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le dispositif de mesure comprend, en outre, des moyens pour calculer, sur l'intervalle [Emin, Emax], Nr résultats intégraux aux instants tn, Nr étant un nombre entier supérieur ou égal à 1, un résultat intégral de rang k (k=l, 2, ..., Nr) étant donné par l'équation : Rk (tn) = mk1 • (p1 (tn) + mk2(0) • (p2 (tn ) avec mu = Jfl(E) • Yk (E) dE , et Em;n mk2 =f f2 (E, 00 ) .Yk(E) dE , où Em;n f1 (E) ffiss (E) + a fep1 (E), et f2(E, e) = fmxw (E, e), ffiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, fep1(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, fmxw(E, e) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et a étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons, et où Yk(E) est une fonction de réponse qui caractérise le résultat intégral de rang k. Selon une caractéristique particulière de l'invention, la fonction de réponse Yk(E) est une fonction d'identification d'une bande d'énergie d'intérêt [Ea, En] qui coïncide avec l'intervalle [Emin, Emax] ou qui est comprise dans l'intervalle [Emin, Emax] telle que : Yk (E) =l si Ea particulière de l'invention, la fonction de réponse Yk(E) est une section efficace macroscopique de réaction Er(E) telle que : Ir(E) = 1 Ni • a (E), où Ni' est un nombre d'atomes d'un isotope i présent dans un milieu et 6;(E) est une section efficace microscopique de l'isotope i vis-à-vis d'une réaction r dans le milieu, de telle sorte que Rk(tn) est un taux de la réaction r dans le milieu, à savoir : Rk(tn) = fE 1P (p(tn, E) 1,r(E)dE la réaction r étant, par exemple, une réaction de fission ou de capture ou de diffusion ou d'endommagement. Selon une caractéristique supplémentaire du dispositif de mesure de l'invention, le détecteur de neutrons rapides et le détecteur de neutrons thermiques étant des chambres à fission, les sensibilités évolutives Iii (tn) , I12 (tn) , I21 (tn) et I22 (tn) s'écrivent respectivement : Il (tn) = ENi (tn)J fi(E) 6f (E) dE 112(0) = Ni (tn) E f2(E,B) 6f (E) dE f Emin où Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant tn d'un isotope i du matériau apte à détecter25 principalement des neutrons rapides et a/(E) est la section efficace de l'isotope i ; et I(th)=IN.( t )fEm fi(E) o (E) dE J n Emin 122 (tn) _ Ni (t) L f2 (E, 8) (E) dE où Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant tn d'un isotope j du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et G E) est la section efficace de l'isotope j. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons thermiques est une chambre à fission contenant de l'Uranium U235. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons rapides étant une chambre à fission et le détecteur de neutrons thermiques étant un collectron, les sensibilités évolutives I11 (tn) , I12 (tn) , 121 (tn) et I22 (tn) s'écrivent, respectivement : 11(0 =(tn) f fi(E)6f(E)dE, et Emv I12(tn) = Ni(tn) ' f2(E,O) 6f (E) dE Emin où Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant tn d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et 6(E) est la section efficace de l'isotope i ; et I21(0 =U[W(tn)]J f1(E)sRh(E)dE Emin I22(tn) = U [w(tn)]r f2(E,8) sRh(E) dE où U [(tn)] est une fonction d'usure du collectron tabulée en fonction de la fluence thermique à l'instant tn i (tn) du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et SRh(E) est la sensibilité du collectron. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons thermiques est un collectron au Rhodium ou au Vanadium ou à l'Argent. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission avec un dépôt fissile à seuil, par exemple une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, la chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5% comprend : * une enceinte apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons, * une première et une seconde électrode, isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée, * une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, et * un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, le premier circuit électronique comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VR (tn) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons rapides. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le second circuit électronique comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VT (t,) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons thermiques. Selon une autre caractéristique supplémentaire de l'invention, le second circuit électronique est un circuit numérique de conversion courant-tension. De façon préférentielle, le dispositif de mesure de l'invention rejette la composante du signal due au rayonnement gamma. Des essais réalisés en réacteur d'irradiation montrent en effet que le rayonnement gamma peut être responsable de plus de la moitié du courant moyen produit par une chambre à fission à seuil. Il est recommandé, dans ce cas, d'exploiter la chambre à fission en mode dit de � fluctuation � ou de � Campbell �. Cela consiste à s'intéresser à la variance du courant produit par la chambre à fission plutôt qu'à sa moyenne. La contribution du rayonnement gamma peut alors être négligée car cette contribution ne représente que quelques pourcents, tout au plus, de la variance. Dans le cadre du mode de réalisation préférentiel de l'invention selon lequel la contribution du rayonnement gamma est rendue négligeable, un dispositif de mesure particulièrement avantageux de l'invention comprend, par exemple, les éléments essentiels suivants: • Un détecteur neutronique sensible principalement aux neutrons rapides tel que, par exemple, une chambre à fission au plutonium Pu242 contenant de l'argon additionné de 4% d'azote ; • une électronique de traitement permettant d'exploiter en mode fluctuation le signal délivré par la chambre à fission au plutonium Pu242 ; • une liaison par câble compatible d'une utilisation en mode fluctuation et qui relie la chambre à fission au plutonium Pu242 à l'électronique de traitement qui exploite le signal délivré par la chambre à fission, (l'impédance caractéristique du câble est alors adaptée à l'impédance d'entrée de l'électronique de traitement) ; • un détecteur neutronique sensible principalement aux neutrons thermiques tel que, par exemple, un collectron (SPND pour � Self Powered Neutron Detector � en Anglais) ou une chambre à fission à l'uranium U235 ; • des codes de calcul (code d'évolution CE et code de calcul PMM (PMM pour � Processus de Modélisation des Mesures �) ; et • un calculateur. Brève description des figures D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture d'un mode de réalisation préférentiel fait en référence aux figures jointes parmi lesquelles : - les figures lA-lB représentent deux exemples de chambre à fission susceptibles d'être utilisées pour réaliser un dispositif de mesure conforme à l'invention ; - la figure 2 représente un dispositif apte à déposer de la matière fissile dans les chambres à fission représentées sur les figures lA et lB ; - la figure 3 représente un schéma de principe de dispositif de mesure conforme à l'invention ; - la figure 4 représente un diagramme temporel qui illustre le fonctionnement du dispositif de mesure de l'invention de la figure 3 ; - la figure 5 représente un schéma de principe d'un circuit particulier qui participe au dispositif de mesure de l'invention ; - la figure 6 illustre la contribution au signal de mesure issu d'une chambre à fission au plutonium Pu242 des différents isotopes formés par transmutations successives (captures thermiques) ; Sur toutes les figures, les mêmes repères désignent les mêmes éléments. Exposé détaillé de modes de réalisation particuliers de l'invention Les figures lA, lB et 2 ont été décrites précédemment. Il est donc inutile d'y revenir. La figure 3 représente un schéma de principe de dispositif de mesure en ligne de flux de neutrons rapides et épithermiques conforme à l'invention et la figure 4 rassemble des diagrammes temporels utiles à la compréhension du fonctionnement du dispositif de mesure de l'invention représenté en figure 3. Le dispositif comprend un détecteur DNR pour la mesure de neutrons rapides, un premier circuit électronique Cl de conditionnement et de traitement du signal issu du détecteur DNR, un détecteur DNT pour la mesure de neutrons thermiques, un second circuit électronique C2 de conditionnement et de traitement du signal issu du détecteur DNT, un code d'évolution CE, un code de calcul PMM et un calculateur CALC. Le détecteur DNR délivre un courant iR(t) et le détecteur DNT délivre un courant iT(t). Les courants iR(t) et iT(t) sont transmis, respectivement, au circuit de conditionnement et de traitement Cl et au second circuit de conditionnement et de traitement C2 qui délivrent, respectivement, un signal numérique VR (tn) et un signal numérique VT (t,) à des instants discrets tn. Comme cela apparaîtra ci-dessous, le signal numérique VR(tn) est, préférentiellement, la variance numérique du courant iR(t). L'invention concerne toutefois des signaux numériques autres que la variance du courant, comme, par exemple, la valeur moyenne du courant. Les signaux numériques VR(tn) et VT(tn) sont transmis au calculateur CALC. Le calculateur CALC calcule, à chaque instant tn, au moins un résultat intégral Rk(tn) (k=l, 2, ..., NR) sur un intervalle d'énergie choisi [Emin, Emax] à partir des signaux numériques VR (tn) et VT (t,) et de données délivrées par le code d'évolution CE et le code de calcul PMM. L'indice k est un indice courant variant de 1 à NR, NR représentant un nombre maximal de résultats intégraux calculés au même instant tn. Le calcul des résultats Rk(tn) va maintenant être décrit. A chaque instant tn, le calculateur CALC reçoit les signaux de mesure VR(tn) et VT(tn) et effectue les calculs suivants : 1) Calcul d'une composante de flux de neutrons rapides et épithermiques cpl(tn) et d'une composante de flux de neutrons thermiques cp2 (tn) telles que : (p1(t) = h11 • VR(tn) +h12 • VT(tn ) (p2(t) = h21 • VR(tn) + h22 .VT(t) 2) Calcul d'au moins un résultat Rk(tn) = J 1P (p(tn, E) Yk(E)dE à l'aide de l'équation : E Rk(tn) = mkl `Yl(tn) + mk2(6) (p2(tn) Les grandeurs mkl et mk2 étant données par les équations respectives : m = kl ~m fl (E) .Yk(E) dE , ~Emn mk2 =fEm f2(E,60) •Yk(E) dE Em,n où Yk(E) est une fonction de réponse définie sur le support énergétique [Emin,Em ] et qui caractérise le résultat intégral Rk (tn) . A titre d'exemple non limitatif, pour le calcul d'un flux de neutrons rapides, la fonction de réponse Yk(E) correspond à un support énergétique [Es, Emax], l'énergie ES étant une valeur de seuil au-delà de laquelle les neutrons sont considérés comme étant des neutrons rapides. La valeur de seuil ES peut être égale, par exemple, à 100keV ou 1Mev. Il vient: Yk(E) = 1 pour E > ES, et Yk(E) = 0 pour E 10 1.1) Calcul de la matrice M On calcule mu et mk2 grâce à un algorithme d'intégration numérique. Il vient : Em mu _ fl(E) • Yk (E) dE , k =1,..., NR Em;n Em mka = Em f 2 (E, 00 ) Yk (E) dE , k =1, ..., NR 15 La température du modérateur 0o est soit saisie par l'utilisateur (elle est alors supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée au démarrage du système. Comme cela a été précisé auparavant, les 20 Yk(E) sont des fonctions de réponse qui définissent le résultat intégral choisi. On rappelle que : Rk(tn)�(tn,E)•Yk(E)dE Comme cela a été mentionné précédemment, les deux fonctions f1(E) et f2(E, e) sont données par : 25 fl (E) = ffiss (E) + a • fep, (E) f2(E, 0) = f.,(E, 0) , où les composantes de fission ffuss, épithermique fepi et maxwellienne fmxw sont des grandeurs connues en soi.5 A titre d'exemple non limitatif, la composante de fission dépend de l'énergie avec la fonction de forme suivante : E ffisc(E)=Kfis, •exp -- •sinh( 7'), a où les paramètres a et b dépendent du type de combustible utilisé dans le réacteur. Pour la composante épithermique, il vient, par exemple : E2 -E2 0Kep` E•(E2 ùEô) si Eo E 1 Kep~ si ElEE2 fepi (E) _ E E2 ù E 32 'ce?' E • (Ez ù E3 ) si Ea Le résultat de ce calcul d'évolution qui se réduit à un calcul de décroissance (flux nul) est la composition isotopique du dépôt à to : Étape 2 : Calcul des sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission On rappelle que les sensibilités I~1 d'une chambre à fission se définissent comme le rapport entre le taux de fission RDA et la composante de flux considérée, soit : RD A = h1 • (p1 + Ii2 . (p2 Le PMM calcule alors les coefficients de sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission : I,1 = L, N; (to ) m f1(E) • 6; (E) dE Em;,, Em Ii2 =(to)' f2(E,0o) (E) dE Emh, La température du modérateur 0o est soit saisie par l'utilisateur (elle est alors supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée 15 au démarrage du système. Les données d'entrées 6;(E) définies sur le support énergétique [Emin,Ems] désignent les sections efficaces de fission des isotopes i. Elles sont généralement issues de bibliothèques de données 20 nucléaires normalisées (type JEF, ENDF, etc.). 1.2.2 Cas où le détecteur DNR est une chambre à fission et où le détecteur DNT est un collectron (SPND) La différence entre un collectron et une 25 chambre à fission tient au fait que les phénomènes d'autoprotection et d'autoabsorption dans le matériau détecteur massif d'un collectron ne peuvent pas être négligés comme on le fait pour une chambre à fission 10 dont le dépôt est extrêmement fin (masse surfacique inférieure à 1 mg/cm2). Il s'ensuit que les calculs d'évolution sous flux sont plus complexes et ne peuvent pas être effectués en ligne. Ils sont donc réalisés à l'avance et les résultats sont tabulés sous forme d'une fonction d'usure dépendant de la fluence thermique intégrée par le collectron, comme cela sera explicité plus loin. Soit un collectron, par exemple au rhodium (Rh), repéré par l'indice j. On rappelle que les sensibilités d'un collectron se définissent comme le rapport entre le taux de capture RDA et la composante de flux considérée, soit : RD A = Iii • (pi + I;2 • (p2 Les données d'entrée sont ici : ù yJi(tinl) : Fluence thermique initiale intégrée par le collectron (intégrale temporelle du flux thermique). Cette fluence donnée à l'instant t;n Les calculs de SR,, et U sont décrits, par exemple, dans la publication mentionnée en référence bibliographique [6]. Le PMM calcule directement les sensibilités rapide et thermique du collectron à l'aide des équations: E hi û U (W, (t~,)) • f max fi (E) • SR,, (E) dE Em;n haùU(W,(tini))• fEE fz(E,0)•SR1,(E)dE m;n La température du modérateur 0 est soit saisie par l'utilisateur (et supposée constante tout au long de l'expérience), soit mesurée au démarrage du système. 1.2.3) Calcul de Ho Le PMM procède à une inversion de matrice 2x2 : Kl•122 Ho = Le coefficient d'étalonnage Ki est le rapport entre la grandeur VV transmise au calculateur et le taux d'interaction (fission ou capture) RDA dans le détecteur j (Vi =Ki•RDA) . 2) MISE A JOUR DES MATRICES M ET H 2.1) Synchronisation temporelle du calculateur CALC et 25 du PMM La synchronisation temporelle du calculateur CALC et du PMM est illustrée sur la figure 4. Le PMM lance un calcul de mise à jour de M et H à des instants notés T (cf. To, Tlr T2, T3, ... sur la figure 4). Le calcul terminé, le PMM transmet les nouvelles matrices notées MP et HP au calculateur afin qu'il les utilise en lieu et place des matrices précédentes notées MP1 et HP_1. Le calculateur prend en compte MP et HP à l'instant TP > Tn . La durée (TP ùTn) peut varier, il faut simplement choisir les instants Tn de telle sorte que T En pratique, on choisit un O P = P ù p =Q•dt constant et le plus faible possible, en fonction des performances de calcul permises par le processeur en charge du PMM. D'autres critères de cadencement du PMM sont envisageables, mais ils ne présentent pas d'intérêt particulier par rapport à celui que nous avons choisi. Remarque : si les mesures sont constantes au voisinage de l'instant TP, le changement de matrices d'interprétation introduit cependant un léger saut Ep (cf. E1, C2, C3 sur la figure 4) dans les résultats : ~R \ i R NR 2 ~VR = M • H • ~VT Le saut Ep correspond en fait au rattrapage de l'erreur de sensibilité qui s'est accrue (lentement) depuis le dernier calcul PMM à p 1• Cette erreur restera négligeable si (pù T1) est suffisamment court (en fait, tant que la fluence intégrée par les détecteurs dans cet intervalle de temps est suffisamment faible). 2.2) Calcul des mesures moyennes Le PMM utilise les mesures VR et VT pour mettre à jour les matrices d'interprétation M et H utilisées par le calculateur. Si la température du modérateur 0 est mesurée, elle est également utilisée dans ce processus, sinon le PMM utilise la température saisie par l'utilisateur et supposée constante tout au long de l'irradiation des détecteurs. Entre les instants T1 et Tp, le PMM accumule les mesures VR, VT et éventuellement 0 qui lui sont transmises par le calculateur à chaque instant tn, dans le but d'en calculer les valeurs moyennes : T, VR(p) ù 1 VR(tn) Np enùTp_1 T, VT(T) ù 1 VT(tn ) Np enùTp_1 TP 0(Tp)= 1 2 0(tn)si 0 est mesurée, NP enùTP_, 0( p)=0 si 0 est saisie. Np est le nombre de mesures transmises au PMM entre les instants p et p T : Np z (T ùT ) / dt 2.3) Calcul du flux neutronique moyen à l'instant Tp Les mesures moyennes sont interprétées par le PMM comme le fait le calculateur en utilisant la matrice H. On calcule tout d'abord : /VR(T H p) puis ~1(1T) VT(T) 10 le flux neutronique moyen par : `p(Tp, E) = `Yl(Tp) fl(E) + `P2(Tp) f2(E, 0(Tp) ) Remarque 1 : le flux moyen sert à calculer Hp. Le PMM utilise donc Hp_1 pour calculer Hp, il s'agit donc d'un 15 algorithme itératif. Remarque 2 : il est légitime d'utiliser le flux moyen dans les étapes qui vont suivre, car on suppose que l'intervalle de temps entre deux calculs PMM est aussi court que possible. 20 2.4) Mise à jour de la matrice M Il n'y a rien à faire si la température 0 est saisie par l'utilisateur et supposée constante : Mp =Mo . 25 Si la température 0 est mesurée, seule la seconde colonne de M doit être mise à jour. On procède comme pour Mo en remplaçant 0o par 0(T): ;n 2(E,B(P)) Yk(E)dE, k=1,...,NR Em 2.5) Mise à jour de la matrice H Le calcul de Hp diffère de celui de Ho par le fait que le flux neutronique n'est plus nul et que les calculs d'évolution doivent tenir compte de l'interaction des neutrons avec les matériaux détecteurs. 2.5.1 Calcul de la sensibilité des chambres à fission Soit une chambre à fission repérée par l'indice j (j=1 pour la chambre à fission DNR et j=2 pour la chambre à fission DNT). Étape 1 : calcul de la composition isotopique Les données d'entrée sont : ù La composition isotopique N;(P1) du dépôt de la chambre à fission (nombre d'atomes de chaque isotope i) à l'instant T1, N;(T0)=N;(to) étant calculé par le PMM en phase d'initialisation, et ù Le flux neutronique moyen cp(E, P) . Avec ces données d'entrée, le PMM lance un calcul d'évolution sous flux neutronique grâce au code d'évolution CE qui s'appuie, en outre, sur des données nucléaires DN (sections efficaces, constantes de décroissance radioactive, etc.) issues de bibliothèques normalisées (type JEF, ENDF, etc.). Le résultat de ce calcul d'évolution est la composition isotopique du dépôt à l'instant P : N;(TP). Étape 2 : Calcul des sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission On rappelle que les sensibilités I~ d'une chambre à fission se définissent comme le rapport entre le taux de fission et la composante de flux considérée, soit : RDA=hi•(pi+I;2•(P2 Le PMM peut calcule alors les coefficients de sensibilités rapide et thermique de la chambre à fission à l'instant Tp : Em I;( P)=~,; P) fi(E)•61(E)dE Emh, m 1 (P)=~,Ni(p)•JEE.n f2(E,O(P)) o (E) dE Les données d'entrées 6;(E) définies sur le support énergétique [Emin,Em 1 désignent les sections efficaces de fission des isotopes i. Elles sont issues de bibliothèques de données nucléaires normalisées (type JEF, ENDF, etc.). 2.5.2 Calcul de la sensibilité du collectron (cas où le détecteur DNT est un collectron) Soit un collectron, par exemple au rhodium (Rh), repéré par l'indice j. On procède en deux étapes. Étape 1 : calcul de la fluence thermique intégrée par le collectron On procède de manière itérative : Wj( p)ùWj( p1)+(sPND(p)•( P p1) , et W, (To) = W, (to ) où cpsPND(p) est le flux thermique déduit de cp(E, p) suivant la même convention que celle utilisée lors des calculs des fonctions SRh(E) et U(yJ). En pratique, un expert qui a réalisé les calculs des fonctions SRh(E) et U(NJ) a défini deux paramètres a1 et a2 tels que : - (T =a1 - (T 2(T ) Étape 2 : Calcul des sensibilités rapide et thermique du collectron Les données d'entrée sont : yJ.(p) la fluence thermique intégrée par le collectron (intégrale temporelle du flux thermique) SRh(E) : la sensibilité du collectron, par exemple au rhodium (Rh), tenant compte de la section efficace de capture, de l'autoprotection de l'émetteur et de l'autoabsorption des électrons émis (calcul effectué par un expert). U(y) : la fonction d'usure, tabulée en fonction de la fluence thermique yJ (calcul effectué par un expert ou retour d'expérience expérimental). Le PMM calcule directement les sensibilités rapide et thermique du collectron à l'aide des équations . I;1(p)=U(y (p))•JE~n~f1(E)•SRh(E)dE I2(Tn)=U(W~(p� fE n f2(E,a( ,�.SRh(E)dE 2.5.3) Calcul de Hp Le PMM procède à une inversion de matrice 2x2 : / K1. I11(p) K1 . I12 (T) K2'I21(p) K1'I22(p) Le coefficient d'étalonnage Ki est le rapport entre la grandeur VV transmise au calculateur et le taux d'interaction (fission ou capture) RDA dans le détecteur j (Vi=Ki•RDA) . 2.6) Transmission des matrices M et H Le PMM transmet les matrices Mp et Hp au calculateur CALC qui les substitue aux matrices d'interprétation M et H à l'instant Tp > p . Selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention, le détecteur DNR est une chambre à fission ayant un dépôt fissile à seuil. Une telle chambre à fission est représentée, par exemple, sur les figures lA et lB. Le dépôt fissile à seuil peut être un dépôt de plutonium Pu242, comme cela a été mentionné précédemment. Le dépôt fissile à seuil peut également être un dépôt d'uranium U238 ou de neptunium Np237 ou encore de thorium Th232. Dans le cadre du mode de réalisation préférentiel de l'invention, un câble de liaison relie le détecteur DNR au circuit Cl. Ce câble de liaison est utilisé pour, à la fois, polariser H P = électriquement le détecteur et transmettre le signal délivré par la chambre à fission vers le circuit de traitement Cl. La partie du câble soumise au flux neutronique doit être à isolant minéral (alumine, silice, magnésie). Le câble est préférentiellement intégré au détecteur et son diamètre extérieur est inférieur à celui du détecteur. Ce câble doit, en outre, avoir des propriétés électriques compatibles avec une exploitation de la chambre à fission en mode fluctuation, à savoir: une faible capacité linéique, une impédance caractéristique proche de l'impédance d'entrée de l'électronique (typiquement 5052) et une faible impédance de transfert pour garantir une forte immunité aux parasites. On utilise, à cette fin, du câble à conducteur et blindage en cuivre, avec une enveloppe en inox ou en inconel pour assurer une bonne tenue mécanique en réacteur. Le câble a, par exemple, un diamètre sensiblement compris entre 2mm et 2,2mm pour une chambre à fission de 3mm de diamètre et sensiblement égal à 1,3mm pour une chambre à fission de 1,5mm de diamètre (optimisation de l'impédance de transfert). La figure 5 représente un schéma de principe qui détaille le circuit de conditionnement et de traitement Cl selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention. Le circuit Cl comprend un préamplificateur PA, un convertisseur analogique/numérique CAN, un processeur numérique de calcul de variance VAR et un générateur de haute tension HT. Le détecteur DNR est relié au circuit Cl par un câble CAB. Le préamplificateur PA convertit le courant iR(t) qu'il reçoit, via le câble CAB, en une tension analogique Va(t) qui est transmise au convertisseur analogique/numérique CAN. La haute tension T délivrée par le générateur de haute tension HT transite, via le préamplificateur PA et le câble CAB, vers le détecteur DNR. Le convertisseur analogique/numérique CAN convertit la tension analogique Va(t) en une tension numérique V,(tn) échantillonnée aux instants discrets tn = n•dt (dt est la période d'échantillonnage, typiquement dt = 1 ps, et n est un entier représentant l'indice temporel de l'échantillon) qui est transmise au processeur numérique de calcul de variance VAR, lequel délivre la variance numérique VR(tn). De façon préférentielle, l'électronique de traitement du signal met en oeuvre le mode fluctuation basé sur le théorème de Campbell (cf. référence [4]). Ce théorème démontre que le signal électrique produit par un empilement d'impulsions dans une chambre à fission a des propriétés statistiques intéressantes. La moyenne et la variance de ce signal sont en effet toutes deux proportionnelles au flux de neutrons incident, mais tandis que la moyenne est également proportionnelle à la charge moyenne Q créée dans le gaz pour chaque neutron détecté, la variance est quant à elle proportionnelle à cette charge élevée au carré. De façon connue en soi, il est dit qu'une chambre à fission est exploitée en � mode courant �, lorsqu'on s'intéresse à la moyenne du courant qu'elle produit. La sensibilité d'une chambre à fission en mode courant est proportionnelle à Q. La charge créée par un neutron étant généralement 100 fois plus élevée que celle produite par un photon gamma, il en ira de même des sensibilités relatives respectivement aux flux neutronique et gamma. Cette propriété fait de la chambre à fission un détecteur neutronique généralement bien adapté à la mesure des neutrons en présence d'un rayonnement gamma intense (situation typique des mesures en réacteur). Dans certaines circonstances, la réjection du rayonnement gamma en mode courant peut cependant s'avérer insuffisante : soit parce que le rayonnement gamma est très intense (en réacteur d'irradiation notamment), soit parce que la sensibilité aux neutrons est réduite (c'est le cas des chambres à fission au Pu242 dont la sensibilité aux neutrons rapides est de deux ordres de grandeur inférieure à celle des chambres à fission classiques à U235 vis-à- vis des neutrons thermiques). Le signal � mode courant � doit alors être corrigé en lui soustrayant celui produit par une chambre à fission voisine dépourvue de dépôt fissile (donc sensible exclusivement aux rayonnements gamma). Il faut alors mettre en oeuvre deux détecteurs pour accéder au flux neutronique. Exploiter la chambre à fission en � mode fluctuation � est, dans ce cas, une alternative intéressante. La sensibilité dépendant de la quantité Q2, la sensibilité au rayonnement gamma se trouvera donc environ 10 000 fois plus faible que celle observée vis-à-vis des neutrons. On peut alors obtenir, avec une seule chambre à fission, une réjection des gamma suffisamment efficace, y compris dans des circonstances assez difficiles. Avec les chambres à fission au plutonium Pu242, les inventeurs de la présente demande de brevet ont observé que, en réacteur d'irradiation, la contribution du rayonnement gamma passe d'environ 50% en mode courant à environ 0,6% en mode fluctuation. C'est la raison pour laquelle, les inventeurs de la présente demande de brevet ont choisi, préférentiellement, de développer une électronique de traitement numérique du signal pour exploiter la chambre en mode fluctuation. Le signal électrique issu de la chambre à fission est, après amplification et conditionnement (préamplificateur PA), numérisé à l'aide du convertisseur analogique-numérique CAN. Le calcul de la variance est alors réalisé de manière numérique, à l'aide d'un circuit d'électronique numérique, par exemple de type FPGA (FPGA pour � Field Programmable Gate Array � ou Réseau Prédiffusé Programmable par l'Utilisateur) ou à l'aide d'un processeur. Le circuit CAN échantillonne, avec une fréquence d'échantillonnage Fe=l/dt, le signal analogique Va(t) en un signal numérique VR(tn) avec t, = n•dt. La fréquence Fe est, par exemple, égale à 1 MHz. Le signal numérique Vn(tn) est alors traité par le processeur numérique VAR. Le processeur VAR calcule la variance numérique VR(tn) sur un horizon glissant de N échantillons correspondant à une durée Th telle que : Th = N dt La durée Th est égale, par exemple, à 100 ms. Il vient : 1 N-1 3 0 VR(tn) Vn(to û k dt)2 N ù 1 k=o La variance numérique VR(tn) peut éventuellement être décimée (jusqu'à un facteur N) puisque sa bande passante est inférieure à celle du signal d'origine Vn(tn). La chaîne de mesure produit ainsi une valeur numérique de la variance proportionnelle au flux de neutrons incidents, par exemple toutes les 100 ms. La mesure des neutrons thermiques est réalisée à l'aide d'un collectron (SPND), par exemple au rhodium, ou à l'aide d'une chambre à fission à l'uranium U235 également exploitée, de façon préférentielle, en mode fluctuation (réjection du rayonnement gamma). La mesure des neutrons thermiques sert à évaluer l'évolution de la composition isotopique du dépôt de la chambre à fission sous flux. En effet, sous l'effet d'un flux thermique intense, il se forme des isotopes fissiles par transmutations successives du plutonium Pu242, rendant la chambre à fission au plutonium Pu242 de plus en plus sensible aux neutrons thermiques. La figure 6 illustre, à titre d'exemple non limitatif pour des flux thermiques et rapides de 1E15 n/cm2/s, le taux de fission total (courbe KS sur la figure 6) et la contribution au taux de fission total des différents isotopes formés par transmutations successives, à savoir le plutonium Pu242 (courbe K1 sur la figure 6), le plutonium Pu241 (courbe K2 sur la figure 6), l'américium AM243 (courbe K3 sur la figure 6), le curium CM244 (courbe K4 sur la figure 6) et le curium CM245 (courbe K5 sur la figure 6). Comme cela apparaît clairement, le plus gênant des isotopes fissiles qui apparaissent par transmutations successives est le Cm245 (courbe K5), à partir d'une fluence thermique de l'ordre de 1021n/cm2. Dans le cadre de l'invention, le circuit électronique de conditionnement et de traitement C2 (non représenté sur les figures) est avantageusement identique au circuit Cl si le détecteur DNT est une chambre à fission à U235. Si le détecteur thermique DNT est un collectron, le circuit C2 est un circuit numérique de conversion courant - tension. Cette fonction peut, par exemple, être assurée par un voltmètre digital qui mesure la chute de tension aux bornes d'une résistance (par exemple de 10 kS2 à 1%) dans laquelle circule le courant généré par le collectron. Références bibliographiques [1] D. Beretz et al. :� French PWR Vessel Surveillance Program Dosimetry Experience Feedback from More than a Hundred Capsules �, Reactor Dosimetry ASTM STP 1398, West Conshohocken, PA, 2000 [2] G. Bignan et J-C. Guyard :� Chambre à fission subminiature avec passage étanche � brevet français, N° enregistrement 9414293, N° publication 2727526. [3] Y. Kashchuk et al. : � Monitoring the Fast Neutron Flux Density and Fluence in a RBMK Core Using a Threshold Fission Chamber in a Screen-Absorber �. Atomic Energy, Vol. 98, 4, (2005), 249. [4] G.F. Knoll. � Radiation Detection and Measurement � 3rd Edition, John Wiley & Sons, 1999. [5] A. Tsilanizara et al. DARWIN : � An evolution code system for a large range of applications �. J. Nucl. Sci. Technol. 37 (2000) 845. [6] L. Vermeeren : � Absolute on-line in-pile measurement of neutron fluxes using self-powered neutron detectors �, 5th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Org. European Nuclear Society, Aix-la-Chapelle, Allemagne, 1-3 avril 2001. REVENDICATIONS1. Dispositif de mesure en ligne d'un flux de neutrons rapides et épithermiques cp1(tn) à des instants tn sur un intervalle d'énergie [Emin, Emax] , caractérisé en ce qu'il comprend : ù un détecteur de neutrons rapides (DNR) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides; ù un détecteur de neutrons thermiques (DNT) contenant un matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques; ù un premier circuit électronique (Cl) qui délivre, aux instants tn, un signal numérique VR (tn) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons rapides; ù un second circuit électronique (C2) qui délivre, aux instants tn, un second signal numérique VT(tn) à partir d'un signal de détection délivré par le détecteur de neutrons thermiques ; ù des moyens (PMM, CE) aptes à déterminer, aux instant tn, la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons rapides et la composition isotopique du matériau détecteur de neutrons thermiques ; ù des moyens (PMM, CE) aptes à déterminer, aux instants tn, à partir desdites compositions isotopiques, la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I11(tn) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I12(tn) du détecteur de neutrons rapides, la sensibilité évolutive aux neutrons thermiques I21(tn) du détecteur de neutronsthermiques et la sensibilité évolutive aux neutrons rapides I22(tn) du détecteur de neutrons thermiques, des moyens de calcul (CALC), aux instants tn, du flux de neutrons rapides et épithermiques cpl(tn) et d'un flux de neutrons thermiques cp2(tn), à partir du système d'équations : VR (tn) = KR x I11 (tn) x cpl (tn) + KR x I12 (tn) x cp2 (tn) , et VT (tn) = KT x I21 (tn) x cpl (tn) + KT x I22 (tn) x cp2 (tn) où KR et KT sont, respectivement, un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons rapides et un coefficient d'étalonnage du détecteur de neutrons thermiques. 2. Dispositif de mesure selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend, en outre, des moyens (CALC) pour calculer un flux neutronique complet (p(tn,E) à l'aide de l'équation : (p(tn, E) = (P1(tn) ' fi (E) + (P2(t) • f2 (E, O) , ou f1 (E) = ffiss (E) + a fepi (E), et f2(E, e) = fmxw(E, e), ffiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, fepi(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, fmxw(E, e) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et a étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons. 3. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend, en outre, des moyens (CALC) pour calculer, sur l'intervalle [Emin, Emax] , Nrrésultats intégraux aux instants tn, Nr étant un nombre entier supérieur ou égal à 1, un résultat intégral de rang k (k=l, 2, ..., Nr) étant donné par l'équation : Rk(tn) = mkl .(('nn1(tn) + mk2(e) • '2(tn) avec mu= En fl(E)•Yk(E)dE, et mka =J: f2(E,Oo).Yk(E)dE, où - f1 (E) = ffiss (E) + a fepi (E), et ù f2(E, e) = fmxw (E, e), ffiss(E) étant une composante de fission du flux de neutrons, fep1(E) étant une composante épithermique du flux de neutrons, fmxw(E, e) étant une composante maxwellienne du flux de neutrons et a étant un coefficient de proportionnalité entre la composante épithermique du flux de neutrons et la composante de fission du flux de neutrons, et où ù Yk(E) est une fonction de réponse qui caractérise le résultat intégral de rang k. 4. Dispositif de mesure selon la revendication 3, dans lequel la fonction de réponse Yk(E) est une fonction d'identification d'une bande d'énergie d'intérêt [Ea, Et)] qui coïncide avec l'intervalle [Emin, Emax] ou qui est comprise dans l'intervalle [Emin, Emax] telle que : Yk (E) =l si Ea 5. Dispositif de mesure selon la revendication 3, dans lequel la fonction de réponse Yk(E) est une section efficace macroscopique de réaction Er(E) telle que : Ir (E) = 1 Ni ' 6i (E) , où Ni' est un nombre d'atomes d'un isotope i présent dans un milieu et 6;(E) est une section efficace microscopique de l'isotope i vis-à-vis d'une réaction r dans le milieu, de telle sorte que Rk(tn) est un taux de la réaction r dans le milieu, à savoir : Rk(tn) = fX (p(tn, E) 1r(E)dE E 1P 6. Dispositif de mesure selon la revendication 5, dans lequel la réaction r est une réaction de fission ou de capture ou de diffusion ou d'endommagement. 7. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le détecteur de neutrons rapides et le détecteur de neutrons thermiques étant des chambres à fission, les sensibilités évolutives I ii (te) , I12 (te) , I21 (te) et I22 (tn) s'écrivent respectivement : Emm, h~(tn) = Ni (tn)J f (E) (E) dE Emm, I12(tn) = Ni(tn)J f2(E,a) 6i (E) dE Eminoù Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant tn d'un isotope i du matériau apte à détecter principalement des neutrons rapides et a (E) est la section efficace de l'isotope i ; et 121(tn) = ~N;(tn) f E~n fi(E) 6: (E) dE 122 (tn) =() f f2 (E, 0) (E) dE où Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant t, d'un isotope j du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et G E) est la section efficace de l'isotope j. 8. Dispositif de mesure selon la revendication 7, dans lequel le détecteur de neutrons thermiques est une chambre à fission contenant de l'Uranium U235. 9. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 1 à 6 dans lequel, le détecteur de neutrons rapides étant une chambre à fission et le détecteur de neutrons thermiques étant un collectron, les sensibilités évolutives I11 (tn) , I12 (tn) , I21 (tn) et I22 (tn) s'écrivent, respectivement : I11(tn) = Ni(tn) Jf1(E) 6i (E) dE , et 112(0) = Ni(tn) E f2(E,8) 6i (E) dE Emin où Ni(tn) est la composition isotopique à l'instant tn d'un isotope i du matériau apte à détecter 10 15 20 25principalement des neutrons rapides et 6f(E) est la section efficace de l'isotope i ; et Emmx I21(tn) =U [w(tn)]J f1(E) sRh(E) dE Emin 122(tn) = U [W(tn)]J f2(E,O) sRh(E) dE Emin où U [(tn)] est une fonction d'usure du collectron tabulée en fonction de la fluence thermique à l'instant tn i (tn) du matériau apte à détecter principalement des neutrons thermiques et SRh(E) est la sensibilité du collectron. 10. Dispositif de mesure selon la revendication 9 dans lequel le détecteur de neutrons thermiques est un collectron au Rhodium ou au Vanadium ou à l'Argent. 11. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 7 à 10, dans lequel le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission avec un dépôt fissile à seuil. 12. Dispositif de mesure selon la revendication 11, dans lequel la chambre à fission est une chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5%. 13. Dispositif de mesure selon la revendication 12, dans lequel la chambre à fission contenant du plutonium Pu242 pur à au moins 99,5% comprend :* une enceinte (1, 20) apte à contenir un gaz de détection sous pression et dont les parois laissent passer les neutrons, * une première et une seconde électrode (21, 26, 120), isolées électriquement l'une de l'autre, entre lesquelles une tension peut être appliquée, * une matière fissile, comportant du plutonium 242 pur à au moins 99,5 % atomique, disposée sur l'une au moins des deux électrodes, et * un gaz de détection, inclus dans l'enceinte sous pression, ionisable par des produits de fissions. 14. Dispositif de mesure selon la revendication 13, dans lequel l'une parmi les première et seconde électrodes fait partie de l'enceinte, les électrodes étant alors appelées électrode externe (1) et électrode interne (2). 15. Dispositif de mesure selon la revendication 14, dans lequel la matière fissile (3) est disposée sur une paroi de l'électrode interne. 16. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 13 à 15, dans lequel le gaz de détection est de l'argon additionné de 4% d'azote. 17. Dispositif de mesure selon la revendication 11, dans lequel le détecteur de neutrons rapides est une chambre à fission contenant duNeptunium Np237, ou de l'Uranium U238, ou du Thorium Th232. 18. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le premier circuit électronique (Cl) comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VR (tn) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons rapides. 19. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le second circuit électronique (C2) comprend un processeur numérique de calcul de variance qui délivre le signal numérique VT (tn) sous la forme d'une variance numérique du signal délivré par le détecteur de neutrons thermiques. 20. Dispositif de mesure selon l'une quelconque des revendications 1 à 18, dans lequel le second circuit électronique (C2) est un circuit numérique de conversion courant-tension.