FR 3088445 A1 20200515 FR 1860485 A 20181114 Procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon par spectrométrie gamma et dispositif associé La présente invention concerne un procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon de minerai par spectrométrie gamma. L'uranium est présent naturellement sous la forme de trois isotopes : l'238U, l'235U et l'234U, ce dernier étant issu de la chaîne de désintégration de l'238U. L'238U est très largement majoritaire et représente plus de 99,2 % de l'uranium total. L'238U et l'235U se désintègrent successivement en différents éléments chimiques appelés éléments fils jusqu'à ce que l'élément chimique obtenu soit stable. Chaque désintégration s'accompagne le plus souvent de l'émission de photons de haute énergie encore appelés rayonnements X ou gamma dont le spectre énergétique est typiquement compris entre quelques dizaines de keV et plus de 2000 keV. L'unité de mesure du rayonnement s'exprime en coups par unité de temps, par exemple en coups par seconde. Il est possible d'utiliser le type de procédé précité en exploration et exploitation minières pour caractériser la teneur en uranium d'échantillons de roche. Dans le cas de la prospection minière, ces mesures sont réalisées in-situ ou sur des échantillons de roches par exemple provenant de forages. Ces mesures permettent typiquement de caractériser le potentiel uranifère d'une région. En exploitation minière, le procédé peut par exemple être utilisé à l'usine pour opérer un tri du minerai en fonction de sa teneur en uranium et ainsi adapter le traitement du minerai en conséquence. Les normes NE M60-790-3 et NF ISO 18589-3 décrivent par exemple une mesure par spectrométrie gamma haute résolution reposant sur la détection d'une raie énergétique à 1001 keV d'un descendant de la chaîne de l'uranium, le 234mPa. Cependant la faible intensité de cette raie conduit à des temps de mesure longs, jusqu'à plusieurs heures pour des échantillons de faible masse (i.e. quelques centaines de grammes) ou de faible teneur en uranium (moins de 1000 ppmu). Le choix de cette raie plutôt que celles beaucoup plus intenses du 214Pb ou du 214Bi, descendants de l'238U situés en fin de chaîne radioactive, provient du risque de déséquilibre dans la chaîne de désintégration de l'238U. En cas de déséquilibre, une mesure de la teneur en uranium basée sur le rayonnement gamma d'un élément fils localisé en fin de chaîne de désintégration conduit à obtenir une valeur erronée, surestimée ou sous-estimée selon le type de déséquilibre (ratio d'activité des radioéléments en début et fin de chaîne inférieur ou supérieur à l'unité, respectivement), de la teneur réelle en uranium. Ce déséquilibre est généralement constaté pour les gisements de faible teneur en uranium sujet à des phénomènes de lixiviation différentielle (e.g. gisement d'uranium de type « roll fronts ») qui constituent une part importante des gisements d'uranium exploités dans le monde. 2 Pour pallier cet inconvénient, d'autres raies énergétiques peuvent être utilisées comme la raie énergétique à 92 keV issue du 234Th ou à 98 keV de la fluorescence X. Ceci permet de réduire de façon significative les temps de comptage. Les Demanderesses ont déposé une demande FR 18 51744 portant sur un procédé de 5 détermination de la concentration massique en uranium d'un échantillon de minerai d'uranium exploitant à la fois la raie énergétique à 92 keV et la raie énergétique à 98 keV qui utilise un détecteur au germanium coûteux et nécessite un refroidissement du cristal. Domingos et Melo (1967) dans « Determination of uranium and thorium ores using gamma spectrometry >>, Nuclear Instruments and Methods 48, 28-32 proposent d'utiliser 10 un détecteur à iodure de sodium (Nal) en spectrométrie basse résolution, ce qui permet de réduire les coûts engendrés par ces mesures. La méthode décrite repose sur une décomposition spectrale en trois zones d'énergie distinctes : - de 52 keV à 108 keV pour mesurer la contribution de l'uranium dans le spectre grâce aux émissions gamma à 63 keV et à 92 keV du 234Th. Cette zone est aussi 15 influencée potentiellement par le 232Th avec l'émission de nombreuses raies X et d'un rayonnement gamma à 84 keV du 228Th dans sa chaîne de filiation ; - de 560 à 660 keV pour mesurer la contribution de fin de chaîne de l'uranium. Cette zone est dominée par l'émission gamma du 21413i à 609 keV ; - de 2.46 à 2.76 MeV afin de prendre en compte de façon très sélective le 232Th 20 grâce à l'émission d'un rayonnement gamma du 20811 à 2614 keV (non interféré par d'autres rayonnements à cette énergie). A chaque zone correspond un taux de comptage qui est supposé être une combinaison linéaire de la teneur en uranium et en thorium de l'échantillon, et du facteur de déséquilibre de la chaîne de filiation entre l'uranium et le radium. 25 En utilisant des échantillons de référence pour lesquels la teneur en uranium, la teneur en thorium et le déséquilibre sont connus, il est possible, par exemple par avec la méthode des moindres carrés, de déterminer les coefficients de chacune des combinaisons linéaires et ainsi d'obtenir des relations empiriques pour la teneur en uranium et en thorium. 30 Cependant, cette méthode présente un inconvénient majeur. Pour obtenir des estimations fiables de la teneur en uranium, les échantillons à analyser doivent tous présenter des caractéristiques physiques similaires aux échantillons de référence. L'invention a pour but de proposer un procédé d'évaluation plus rapide et plus précis de la concentration massique en uranium d'un échantillon de minerai, notamment 35 pour des échantillons présentant des caractéristiques variables en termes de teneur en 3 uranium, de déséquilibre radioactif, de minéralogie, de géométrie (hauteur de remplissage du conteneur) et de densité. A cet effet, l'invention concerne un procédé du type précité, l'échantillon de matériau uranifère présentant une densité et une hauteur, comprenant les étapes 5 suivantes : - acquisition d'un spectre énergétique de rayonnement gamma de l'échantillon à l'aide d'un détecteur scintillateur, le spectre énergétique comprenant au moins une première bande d'énergie comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie comprise entre 10 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d'énergie comportant au moins une raie énergétique à 609 keV du 21413i, - calcul d'une concentration massique initiale en uranium en utilisant l'aire de la première bande d'énergie, l'aire de la deuxième bande d'énergie, et l'aire nette de la raie énergétique à 609 keV du 214Bi, 15 - mesure d'un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon, - calcul d'un coefficient correctif en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon, le paramètre représentatif de la densité de l'échantillon, et la concentration massique initiale en uranium, 20 - calcul d'une concentration massique en uranium corrigée en utilisant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif. Ainsi, le procédé selon l'invention permet de déterminer la concentration massique en uranium d'un échantillon d'un matériau uranifère en tenant compte de ses caractéristiques physiques et ainsi, d'obtenir des valeurs de concentrations plus précises. 25 L'utilisation de la première bande d'énergie comprise entre 87 keV et 110 keV est particulièrement stable vis-à-vis des hétérogénéités et de l'auto-atténuation à forte teneur en uranium en comparaison de la bande 53 keV - 108 keV utilisée par le procédé de Domingos et Melo (1967), l'atténuation accrue du rayonnement gamma à 92 keV du 234Th dans de tels cas étant en effet contrebalancée par l'accroissement de la fluorescence X 30 de l'uranium et par suite de la raie X à 98 keV. Elle est également plus stable vis-à-vis d'autres causes d'incertitudes comme la méconnaissance de la minéralogie précise du matériau uranifère, étant donné qu'elle n'incorpore pas l'émission gamma à 63 keV du 234Th dont l'auto-absorption est très sensible à ce paramètre. Le procédé selon l'invention permet une évaluation rapide de la concentration 35 massique en uranium de l'échantillon de matériau uranifère. Les mesures sont peu onéreuses car le procédé ne nécessite pas un détecteur semi-conducteur en germanium 4 hyper pur, un « simple » détecteur à scintillation en iodure de sodium permet d'obtenir des mesures fiables et précises. Suivant des modes particuliers de réalisation, le procédé selon l'invention comprend l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises isolément ou selon 5 toutes les combinaisons techniques possibles : - la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant un ratio entre l'aire de la première bande d'énergie et l'aire de la deuxième bande d'énergie ; - l'échantillon présente un déséquilibre radioactif U/Rn, la concentration massique initiale en uranium étant calculée en utilisant un paramètre représentatif du déséquilibre 10 radioactif U/Rn ; - la concentration massique initiale en uranium est en outre calculée en utilisant au moins deux coefficients de calibration ; - les coefficients de calibration sont déterminés expérimentalement en utilisant une pluralité d'échantillons étalons ou par simulation numérique. 15 - la concentration massique en uranium initiale est calculée en utilisant deux eu coefficients de calibration et un ratio cR" , ledit ratio étant représentatif d'un déséquilibre a radioactif U/Rn de l'échantillon ; - la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant l'équation suivante : Cmuo ru/u(238) X 106 X M(2eU) X T 1(2MU) fl 2 Sn (609 keV) CRn X X E f f 609 keV X 1609 keV(2131Bi) X Tc ln(2) X NA X Mech 20 avec : ru/t,(238) : le ratio massique (235U+238U)/238U dans l'uranium naturel valant 1,0072 ; NA: la constante d'Avogadro ; M(2 U) : la masse molaire de l'238U ; (2MU) : le temps de demi-vie de l'238U ; 2 25 In : le logarithme népérien ; Medi, : la masse de l'échantillon ; 4(609 keV): l'aire nette dans la raie à 609 keV ; E 1-609 keV : l'efficacité du détecteur scintillateur (14) à 609 keV ; 1609 keV (2M1B : l'intensité d'émission du 214Bi à 609 keV; 30 Tc : le temps de comptage actif corrigé du temps mort du détecteur scintillateur. 5 - la concentration massique en uranium corrigée est calculée en multipliant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif ; - le coefficient correctif est calculé en utilisant une équation de la forme : K(d,h,Cmuo) ao+ Cmuo + a2xd+a3xh+a4xdxh +as xdxhx Cmuo + a6 Cmuo3 + a, x h3 5 avec ci le paramètre représentatif de la densité, h le paramètre représentatif de la hauteur, ao à a, des coefficients. L'invention concerne également un dispositif d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon d'un matériau uranifère, l'échantillon présentant une densité et une hauteur, le dispositif comprenant : 10 - un module d'acquisition d'un spectre énergétique de rayonnement gamma de l'échantillon à l'aide d'un détecteur, le spectre énergétique comprenant au moins une première bande d'énergie comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d'énergie comportant une raie énergétique à 609 keV du 214Bi, 15 - un module de calcul d'une concentration massique initiale en uranium en utilisant l'aire de la première bande d'énergie, l'aire de la deuxième bande d'énergie, et l'aire nette de la raie énergétique à 609 keV du 214Bi, - un module d'obtention de d'une mesure d'un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon, 20 - un module de calcul d'un coefficient correctif, en utilisant un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon, un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon, et la concentration massique initiale en uranium calculée par le module de calcul, - un module de calcul d'une concentration massique en uranium corrigée en 25 utilisant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif, respectivement calculés par le module de calcul et le module de calcul. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple, et faite en se référant aux dessins parmi lesquels : - la figure 1 est une représentation schématique d'un dispositif d'évaluation de la 30 concentration massique en uranium d'un échantillon de minerai selon l'invention ; - la figure 2 est une représentation schématique d'un échantillon utilisé dans le dispositif de la figure 1 ; - la figure 3 est un exemple de spectre énergétique gamma acquis par le dispositif de la figure 1 ; et 35 - la figure 4 est une représentation schématique d'un procédé selon l'invention. 6 Dans la suite de la description, les termes « concentration massique » et « teneur » sont considérés comme synonymes. Les termes « raie », « raie énergétique », « pic » ou « pic énergétique » sont également considérés comme synonymes. Un dispositif 10 d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un 5 échantillon 12 d'un matériau uranifère est représenté de manière schématique sur la figure 1. Le dispositif 10 comprend un détecteur scintillateur 14. Le détecteur scintillateur 14 comprend par exemple un cristal 16 à iodure de sodium (Nal). Le cristal 16 est par exemple un cristal 3"x3", c'est-à-dire que le cristal 16 10 présente un diamètre de 3" et une longueur de 3". L'échantillon 12 de matériau uranifère est par exemple obtenu à partir d'une carotte de forage ou du minerai concassé issu de l'exploration ou de l'exploitation d'une mine. L'échantillon de matériau uranifère est disposé dans un conteneur 18 fournissant un lit de matériau de hauteur h. Le conteneur 18 est par exemple en PVC. 15 La figure 2 présente la géométrie du conteneur 18 et de l'échantillon 12. Le conteneur 18, ici de forme tronconique, comprend une paroi latérale 20 et un fond 22 définissant un volume de réception 24 de l'échantillon 12 concassé. La paroi 20 du conteneur 18 a par exemple un millimètre d'épaisseur. Comme représenté sur la figure 1, le fond 22 du conteneur 18 est destiné à être 20 mis en contact avec le détecteur scintillateur 14 lors de l'acquisition du spectre énergétique gamma. L'échantillon 12 est de préférence concassé finement pour obtenir une taille de grain inférieur au millimètre pour limiter les incertitudes de mesure liées à la présence d'hétérogénéités. 25 L'échantillon 12 est avantageusement homogénéisé. Par « homogénéisé », on entend qu'il n'existe pas un granoclassement particulier dans l'échantillon de minerai. Par exemple, l'échantillon 12 est concassé en utilisant un broyeur à anneaux. Le matériau uranifère est disposé à l'intérieur du conteneur 18 sans tassement. Un échantillon type est utilisé comme échantillon de référence dans le procédé 30 selon l'invention. Par exemple l'échantillon type est de densité apparente d = 1,3 et la hauteur du lit de l'échantillon type est h = 5 cm. Par « densité apparente », on entend la densité de l'échantillon sans tassement. L'échantillon type comprend du dioxyde de silicium (Si02). 35 La teneur en uranium de l'échantillon type est par exemple de 1000 ppmu, c'est-à- dire de 1000 milligrammes d'uranium par kilogramme d'échantillon. 7 Le dispositif 10 comprend en outre une enceinte de blindage 26, par exemple cylindrique à base circulaire. L'enceinte de blindage 26 définit un logement 28, par exemple cylindrique à base circulaire, destiné à recevoir le conteneur 18 avec l'échantillon 12 et une partie du 5 détecteur scintillateur 14. L'enceinte de blindage 26 est destinée à recouvrir la paroi latérale 20 du conteneur 18 et une partie du détecteur scintillateur 14, afin de s'affranchir du bruit de fond provenant de la salle de mesure. L'enceinte de blindage 26 est préférentiellement en plomb. L'épaisseur de 10 l'enceinte 26 est par exemple de 4,5 cm. L'enceinte de blindage 26 est préférentiellement tapissée d'une couche de cuivre, par exemple de 3 mm, pour absorber les rayons X de fluorescence du plomb. L'enceinte de blindage 26 est fermée par un chapeau 30, préférentiellement fait de plomb, disposé sur une partie supérieure de l'enceinte de blindage 26. 15 Le dispositif 10 comprend un calculateur 32 pour l'évaluation de la concentration massique en uranium de l'échantillon 12, une unité d'affichage 34 connectée au calculateur 32 pour afficher les résultats fournis par le calculateur 32 et une interface homme-machine 36. Le calculateur 32 comprend une base de données 38. 20 La base de données 38 est destinée à enregistrer les résultats fournis par le calculateur 32. Le calculateur 32 comprend un processeur 40 et une mémoire 42 recevant des modules logiciels. Le processeur 40 est capable d'exécuter les modules logiciels reçus dans la mémoire 42 et de mettre en oeuvre le procédé selon l'invention. 25 La mémoire 42 comprend un module d'acquisition 50 d'un spectre énergétique de rayonnement gamma de l'échantillon 12 à l'aide du détecteur scintillateur 14. La figure 3 présente un exemple de spectre énergétique 100 acquis par le module d'acquisition 50. Le spectre énergétique 100 comprend au moins une première bande d'énergie 30 110 comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie 120 comprise entre 560 keV et 660 keV. La deuxième bande d'énergie 120 comporte une raie énergétique 130 à 609 keV du 21Bi. La mémoire 42 comprend en outre un module de calcul 55 d'une concentration massique initiale en uranium Cmuo en utilisant l'aire Cu de la première bande d'énergie 35 110, l'aire CR, de la deuxième bande d'énergie 120, et l'aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi. 8 L'aire nette à 609 keV provient uniquement de l'émission gamma du 214Bi, après soustraction du fond continu Compton, par exemple effectuée de manière ad hoc en utilisant un logiciel de traitement de spectres énergétiques. Les aires de la première bande d'énergie 110 Cu et de la deuxième bande 5 d'énergie 120 CRn correspondent aux aires brutes sans correction du fond continu Compton. La durée d'acquisition dépend du déséquilibre radioactif U/Rn (Uranium/Radon) de l'échantillon de matériau uranifère et de la teneur moyenne en uranium de l'échantillon 12. Elle est typiquement comprise entre moins d'une minute et 25 minutes. 10 Il est rappelé que l'équilibre séculaire est une situation où l'activité d'un radio- isotope reste constante du fait que son taux de production (dû à la désintégration d'un isotope-parent) est égal à son taux de désintégration. Dans le cas contraire on parle de déséquilibre radioactif. Cet état de déséquilibre est notamment observé entre le 222Rn et l'uranium 236U en raison de la volatilité du radon. 15 La mémoire 42 comprend un module d'obtention 60 d'une mesure d'un paramètre représentatif de la hauteur « h » du lit de l'échantillon 12 et d'un paramètre représentatif de la densité « d » de l'échantillon 12. Les paramètres représentatifs de la hauteur « h » du lit de l'échantillon 12 et de la densité « d » de l'échantillon 12 sont par exemple mesurés manuellement par un 20 opérateur et renseignés dans le module 60 du dispositif 10. La mémoire 42 comprend un module de calcul 65 d'un coefficient correctif K, en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon 12, le paramètre représentatif de la densité de l'échantillon 12, et la concentration massique initiale en uranium Cmuo calculée par le module de calcul 50. 25 La mémoire 42 comprend un module de calcul 70 d'une concentration massique en uranium corrigée Cmu en utilisant la concentration massique initiale en uranium Cmuo et le coefficient correctif K, respectivement calculés par le module de calcul 55 et le module de calcul 65. Les modules 50, 55, 60, 65 et 70 sont programmés pour mettre en oeuvre le 30 procédé selon l'invention, décrit dans ce qui suit. La figure 4 présente les étapes d'un procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon 12 selon l'invention. Le procédé comprend une étape d'acquisition 200 d'un spectre énergétique 100 de rayonnement gamma de l'échantillon 12 à l'aide d'un détecteur scintillateur 14. Le 35 détecteur 14 est de préférence du type décrit ci-dessus. Comme mentionné plus haut, le détecteur scintillateur 14 comprend par exemple un cristal 16 d'iodure de sodium (Nal). 9 Le spectre énergétique 100 comprend au moins une première bande d'énergie 110 comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie 120 comprise entre 560 keV et 660 keV. La deuxième bande d'énergie comporte au moins une raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi (figure 3). 5 Le procédé comprend alors une étape 210 de calcul d'une concentration massique initiale en uranium Cmuo en utilisant l'aire Cu de la première bande d'énergie 110, l'aire CR, de la deuxième bande d'énergie 120, et l'aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi. La concentration massique initiale en uranium Cmuo est calculée en utilisant un ratio 10 (Cu/CR,) entre l'aire Cu de la première bande d'énergie 110 et l'aire CRS, de la deuxième bande d'énergie 120, qui est un paramètre représentatif du déséquilibre radioactif U/Rn. La concentration massique initiale Cmuo en uranium est en outre calculée en utilisant deux coefficients de calibration a, /1. Plus particulièrement, la concentration massique initiale en uranium Cmuo, est 15 calculée en utilisant l'équation suivante : ru/u(238) X 106 X M(2MU) X T1(2MU) CU 7 Sn(609 keV) x CRn - ln(2) x NA x Mech Eff609 keV X 1609 keV(2181BO X TT a avec : ru/u(238) : le ratio massique (U235+U238)/238U dans l'uranium naturel qui vaut 1,0072 ; NA: la constante d'Avogadro (6,022 x 1023 M01-1) ; 20 M(2,3e) : la masse molaire de l'238U (238,0507 g.mot1) ; T 1(200 : le temps de demi-vie (période radioactive) de l'238U (4,468 x 109 ans) ; 7 ln : le logarithme népérien ; Mech: la masse de l'échantillon (en grammes) ; Sn(609 keV) : l'aire nette dans la raie à 609 keV (nombre de coups) ; 25 E 1609 keV : l'efficacité du détecteur à 609 keV (sans dimension) ; 1609 keV(27131B): l'intensité d'émission du 214Bi à 609 keV (nombre de photons émis par désintégration) égale à 46,1 % selon la base de données Evaluated Nuclear Structure Data File de l'AIEA) ; Tc : le temps de comptage actif (en secondes) corrigé du temps mort du détecteur Cmuo 30 14. 10 La concentration massique initiale en uranium Cmuo est exprimée ici en ppmu, c'est-à-dire en milligramme d'uranium par kilogramme d'échantillon 12, d'où le facteur de conversion 106 dans l'équation précédente. L'efficacité Effsog keV est calculée par exemple avec le code Monte-Carlo N- 5 Particle (MCNP) qui permet de modéliser le transport des rayonnements X et gamma émis dans l'échantillon jusqu'au détecteur puis leur interaction (dépôts d'énergie) dans le cristal de germanium (« MCNP6TM, User's manual - Version 1.0 - LA-CP-13-00634, Rev. 0, Denise B. Pelowitz». mai-2013). Les coefficients de calibration a, fl sont déterminés expérimentalement en utilisant 10 une pluralité d'échantillons étalons ou par simulation numérique. Les coefficients de calibration a, fi sont reliés à l'aire Cu de la première bande d'énergie 110 et à l'aire CRn de la deuxième bande d'énergie 120 au déséquilibre U/Rn de l'échantillon par l'équation : Cu , 11(2M) CRn P A(2 Bi) a Expérimentalement, les coefficients de calibration a, ,61 sont déterminés en 15 disposant d'une pluralité d'échantillons étalons présentant des déséquilibres U/Rn différents. Dans ce cas, les échantillons étalons présentent des caractéristiques physiques (minéralogie, hauteur et densité) et une teneur en uranium sensiblement identiques à celles de l'échantillon type défini plus haut. Par « sensiblement identique », on entend une hauteur du lit de 5 cm et une 20 densité de 1,3 avec une précision de l'ordre du % (au maximum 3 %), ainsi qu'une minéralogie identique (matériau uranifère de même provenance) et qu'une teneur en uranium de 1000 ppmu avec une tolérance de ± 500 ppmu. Il est à noter que pour la teneur en uranium, l'effet n'est pas significatif jusqu'à quelques milliers de ppmu. 25 La mesure du ratio Cu/CRn en fonction du déséquilibre U/Rn des différents échantillons étalons permet d'obtenir les coefficients de calibration a, fi par exemple par régression linéaire. La valeur des coefficients de calibration a, /3 dépend de la géométrie de mesure, du type de détecteur 14 et des caractéristiques de l'échantillon 12 (hauteur, densité et 30 teneur en uranium). Dans le cas d'un changement de détecteur 12 ou pour une autre géométrie de mesure, une nouvelle détermination des coefficients de calibration est alors nécessaire. 11 Le procédé comprend une étape 220 de mesure d'un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon 12 et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon 12. Selon un mode de réalisation particulier, l'étape 220 est réalisée avant l'étape 5 d'acquisition 200 et/ou de calcul 210. La hauteur de l'échantillon 12 est par exemple mesurée en utilisant une règle graduée ou une méthode optique. La densité de l'échantillon 12 est par exemple mesurée en utilisant n'importe quel protocole connu de l'homme du métier. Par exemple, la masse Meçh de l'échantillon 12 est 10 mesurée avec une balance et le volume Vech de l'échantillon 12 est déterminé en l'immergeant dans l'eau dans une éprouvette graduée. Le ratio M/V permet d'obtenir la densité. Le procédé comprend ensuite une étape 230 de calcul d'un coefficient correctif K en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon 12, le paramètre 15 représentatif de la densité de l'échantillon 12, et la concentration massique initiale en uranium Cmuo- Le coefficient correctif K permet de tenir compte de la variation de la densité de l'échantillon 12, de la hauteur de l'échantillon 12 et de la teneur en uranium Cmuo de l'échantillon 12 et est fonction de ces paramètres physiques. 20 La valeur du coefficient correctif est préférentiellement obtenue en réalisant une étude multiparamétrique par simulation numérique. Par exemple, la réponse spectrale de plus de 800 configurations d'échantillons présentant des hauteurs de remplissage h variant de 1 à 9 cm, des densités d variant de 1 à 1,6 et des teneurs en uranium Cmuo comprises entre 100 ppmu et 100 000 ppmu est 25 simulée. Il est alors possible de calculer un facteur correctif K(d,h,Cmuo) permettant de corriger les variations induites par la hauteur de l'échantillon, la densité et la teneur en uranium, sur les coefficients de calibration a, jf calculés pour l'échantillon type, en utilisant une équation de la forme : 30 K (d, h, Cmuo) = ao+a1) REVENDICATIONS1.- Procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon (12) de matériau uranifère par spectrométrie gamma, l'échantillon (12) présentant une densité et une hauteur, le procédé comprenant les étapes suivantes : a) acquisition (200) d'un spectre énergétique de rayonnement gamma de l'échantillon (12) à l'aide d'un détecteur scintillateur (14), le spectre énergétique (100) comprenant au moins une première bande d'énergie (110) comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie (120) comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d'énergie comportant au moins une raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi, b) calcul (210) d'une concentration massique initiale en uranium (Cmuo) en utilisant l'aire (Cu) de la première bande d'énergie (110), l'aire (CR,) de la deuxième bande d'énergie (120), et l'aire nette de la raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi, c) mesure (220) d'un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon (12) et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon (12), d) calcul (230) d'un coefficient correctif (K) en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon (12), le paramètre représentatif de la densité de l'échantillon (12), et la concentration massique initiale en uranium (Cmuo), e) calcul (240) d'une concentration massique en uranium corrigée (Cmu) en utilisant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K). 2.- Procédé selon la revendication 1, dans lequel, la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant un ratio (Cu/CR,) entre l'aire (Cu) de la première bande d'énergie (110) et l'aire (CF,n) de la deuxième bande d'énergie (120). 3.- Procédé selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l'échantillon (12) présente un déséquilibre radioactif U/Rn, la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) étant calculée en utilisant un paramètre représentatif du déséquilibre radioactif U/Rn. 4- Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) est en outre calculée en utilisant au moins deux coefficients de calibration (a, (). 15 5.- Procédé selon la revendication 4, dans lequel les coefficients de calibration (a, 3) sont déterminés expérimentalement en utilisant une pluralité d'échantillons étalons ou par simulation numérique. 6.- Procédé selon la revendication 4 ou 5, dans lequel la concentration massique en uranium initiale (Cmuo) est calculée en utilisant deux coefficients de calibration (a, () et eu. 19 c un ratio Rn , ledit ratio étant représentatif d'un déséquilibre radioactif U/Rn de l'échantillon (12). 7.- Procédé selon la revendication 6, dans lequel la concentration massique initiale en uranium Cmuo, est calculée en utilisant l'équation suivante : ru/U(238) X 106 06 x M(2.3)9U) X Ti 238U Cu P Sn(609 keV) ---Rn. Cmuo x Tc x ln(2) x NA M -ech E 1.609 kW X 1609 keVCIUBL) a avec : rU/U(238) : le ratio massique (235U+238U)/238U dans l'uranium naturel valant 1,0072 ; 15 NA: la constante d'Avogadro ; /1/(2MU) : la masse molaire de l'238U ; Ti (2e) : le temps de demi-vie de l'238U ; In : le logarithme népérien ; M'h : la masse de l'échantillon ; 20 4(609 keV) : l'aire nette dans la raie à 609 keV ; E f609 keV : l'efficacité du détecteur scintillateur (14) à 609 keV ; '609 kev(21-1B0 : l'intensité d'émission du 214Bi à 609 keV; Tc : le temps de comptage actif corrigé du temps mort du détecteur scintillateur (14). 25 8.- Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, dans lequel la concentration massique en uranium corrigée (Cmu) est calculée en multipliant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K). 5 10 30 9.- Procédé selon l'une des revendications précédentes, dans lequel le coefficient correctif K(d,h,Cmuo) est calculé en utilisant une équation de la forme : 16 K (d, h, Cmua) = ao + x Cmuo a2xd+a3xh+a4xdxh +as xdxhx Cmuo + a6 x Cmuo3 + a7 x h3 avec d le paramètre représentatif de la densité, h le paramètre représentatif de la hauteur, ao à a7 des coefficients. 5 10.- Dispositif (10) d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon (12) d'un matériau uranifère, l'échantillon (12) présentant une densité et une hauteur, le dispositif (10) comprenant : - un module d'acquisition (50) d'un spectre énergétique (100) de rayonnement 10 gamma de l'échantillon à l'aide d'un détecteur (14), le spectre énergétique (100) comprenant au moins une première bande d'énergie (110) comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie (120) comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d'énergie (120) comportant une raie énergétique (130) à 609 keV du ziaBi 15 - un module de calcul (55) d'une concentration massique initiale en uranium (Cmuo) en utilisant l'aire (Cu) de la première bande d'énergie (110), l'aire (CF,n) de la deuxième bande d'énergie (120), et l'aire nette de la raie énergétique (130) à 609 keV du ziaBi - un module d'obtention (60) de d'une mesure d'un paramètre représentatif de la 20 hauteur de l'échantillon (12) et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon (12), - un module de calcul (65) d'un coefficient correctif (K), en utilisant un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon (12), un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon (12), et la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) calculée par 25 le module de calcul (55), - un module de calcul (70) d'une concentration massique en uranium corrigée (Cmu) en utilisant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K), respectivement calculés par le module de calcul (55) et le module de calcul (65). 30