FR 3150294 A1 20241227 FR 2306607 A 20230623 Procédé de détermination d’une quantité (C j , C j (x,y,z)) d’un absorbant neutronique dans un objet (3), le procédé comportant a) disposition de l’objet entre une source de neutrons (2) et un détecteur (10), le détecteur comportant au moins un pixel (10 i ), chaque pixel comportant une première couche de détection (11) formée d’un premier matériau, le premier matériau étant un scintillateur dopé avec un isotope propice à une capture d’un neutron thermique, chaque pixel étant configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection, le ou chaque pixel étant relié à une unité de traitement (20) paramétrée pour discriminer une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un neutron d’une impulsion résultant d’une interaction d’un photon γ ; b) irradiation de l’objet par des neutrons émis par la source de neutrons ; c) au cours de l’irradiation, détermination d’au moins un taux de comptage (TC i (n,E’)) représentatif de neutrons thermiques détectés par unité de temps par le ou chaque pixel ; d) à partir de chaque taux de comptage résultant de c), détermination de la quantité de l’absorbant neutronique dans l’objet. Dispositif et procédé de détermination d’un absorbant neutronique dans un objet Le domaine technique de l’invention est la détermination d’une teneur d’un objet en au moins un absorbant neutronique, et cela au moyen d’une mesure non destructive. ART ANTERIEUR Certains isotopes sont propices à l’absorption de neutrons. Il s’agit par exemple d’isotopes de cadmium ( 113 Cd), de bore ( 10 B), de lithium, de gadolinium ( 157 Gd, 155 Gd), d’Argent ( 107 Ag) ou d’Indium ( 113 In ou 115 In). Ces isotopes sont désignés, par la suite, « absorbants neutroniques ». Dans le domaine du nucléaire, des absorbants neutroniques sont intégrés dans des composants neutrophages, ces derniers pouvant être des barres de contrôles ou des écrans destinés à la radioprotection. Il peut être nécessaire de contrôler l’effet neutrophage de ces absorbants, en déterminant la quantité des éléments absorbants les neutrons qu’ils contiennent. Ce type de contrôle peut intervenir lors de la fabrication de ces composants, à des fins de contrôle qualité. Il peut être également utile de déterminer la quantité d’absorbants neutroniques dans un déchet nucléaire. En effet, la mise en œuvre de mesures nucléaires, destinées à estimer l’activité radiologique de déchets, peut comprendre une mesure de neutrons émis par les déchets. Ce type de mesure est par exemple mis en œuvre lorsque les déchets sont susceptibles de contenir certains radionucléides émetteurs de neutrons. La présence d’absorbants neutroniques dans le déchet peut induire une erreur d’interprétation des mesures. Afin de corriger ce type d’erreur, on peut estimer la quantité d’absorbants neutroniques présents dans le déchet. La détermination de la quantité d’absorbants neutroniques peut être effectuée sur des échantillons prélevés et analysés en laboratoire, de façon destructive. Se pose alors la question de la représentativité statistique de l’échantillonnage. De plus, les mesures en laboratoire nécessitent un transport de l’échantillon. Elles supposent également un certain délai entre le prélèvement de l’échantillon et l’obtention du résultat d’analyse. Les publications Basturk M. « Analysis of neutron attenuation in boron-alloyed stainless steel with neutron radiography and JEN-3 gauge”, Journal of Nuclear Material 341 (2005), 189-200, et Makil H.“Quality control of neutron-absorber materials for the nuclear fuel cycle, Principe of the JEN-3 neutron backscattering gauge”, ICARST 2017, décrivent une méthode de determination d’une quantité d’absorbants neutroniques, dans une configuration de rétrodiffusion, à l’aide d’une sonde dite « JEN-3 ». Cette sonde met en œuvre des compteurs neutroniques de type 3 He ainsi qu’une source neutronique de 252 Cf. Le recours à une telle source neutronique présente certains inconvénients, en particulier sa faible période radioactive (2.64 ans). Ainsi, le nombre de neutrons émis par la source par unité de temps varie rapidement avec le temps, ce qui nécessite une fréquente réactualisation. Par ailleurs, le recours à des compteurs de type 3 He rend la méthode coûteuse. De plus, un tel détecteur ne permet de détecter que des neutrons, sans possibilité d’obtenir des mesures spatialement résolues. Les inventeurs proposent un dispositif permettant d’améliorer les performances de la sonde JEN-3, en permettant notamment une mesure multimodale, c’est-à-dire adressant différents types de particules. Le dispositif peut également permettre d’effectuer des mesures spatialement résolues, de façon à établir une cartographie de la quantité d’absorbant neutronique dans l’objet caractérisé. Un premier objet de l’invention est un Procédé de détermination d’une quantité d’un absorbant neutronique dans un objet, le procédé comportant : a) disposition de l’objet entre une source de neutrons et un détecteur, le détecteur comportant au moins un pixel, le ou chaque pixel comportant une première couche de détection formée d’un premier matériau, le premier matériau étant un scintillateur dopé avec un isotope propice à une capture d’un neutron thermique, chaque pixel étant configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection, le ou chaque pixel étant relié à une unité de traitement paramétrée pour discriminer entre : une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un neutron ; et une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un photon γ ; b) irradiation de l’objet par des neutrons émis par la source de neutrons ; c) au cours de l’irradiation, détermination d’au moins un taux de comptage représentatif de neutrons thermiques détectés par unité de temps par le ou chaque pixel ; d) à partir de chaque taux de comptage résultant de c), détermination de la quantité de l’absorbant neutronique dans l’objet. L’unité de traitement peut être paramétrée pour déterminer un taux de comptage représentatif d’une quantité de photons γ détectés, par le ou chaque pixel, par unité de temps pour différentes amplitudes desdites interactions. Selon une possibilité, le ou chaque pixel comporte une deuxième couche de détection formée d’un deuxième matériau, le deuxième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau, la deuxième couche de détection étant superposée à la première couche de détection, la deuxième couche de détection s’étendant entre la première couche de détection et l’objet, la deuxième couche de détection étant plus fine que la première couche de détection; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ ayant interagi dans la première couche de détection. Selon une possibilité, lequel le ou chaque pixel comporte une troisième couche de détection formée d’un troisième matériau, le troisième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau et du deuxième matériau, la troisième couche de détection étant superposée à la deuxième couche de détection, la troisième couche de détection s’étendant entre la deuxième couche de détection et l’objet, la troisième couche de détection étant plus fine que la deuxième couche de détection ; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule α dans la troisième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’une particule α ayant interagi dans la troisième couche de détection. Selon un mode de réalisation, le détecteur comporte plusieurs pixels adjacents les uns aux autres ; l’objet est virtuellement segmenté en différents volumes élémentaires ; l’étape d) comporte une détermination de la quantité l’absorbant neutronique dans les différents volumes élémentaires de l’objet. Selon une possibilité, l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi de la première couche de détection, d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ ayant interagi dans la première couche de détection. Selon une possibilité, un matériau thermalisant, propice à la thermalisation des neutrons, est disposé autour d’un espace comportant la source, l’objet et le détecteur ou entre la source et l’objet. L’étape d) peut comporter une prise en compte d’une fonction de calibration, établissant une relation entre au moins un taux de comptage résultant d’un pixel et la quantité de l’absorbant neutronique. Un deuxième objet de l’invention est un dispositif, configuré pour estimer une quantité d’un absorbant neutronique dans un objet, le dispositif comportant : une source de neutrons; un détecteur, comportant au moins un pixel, le ou chaque pixel comportant une première couche de détection formée d’un premier matériau, le premier matériau étant un scintillateur dopé avec un isotope propice à une capture d’un neutron thermique, chaque pixel étant configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection; une unité de traitement, configurée pour discriminer entre: une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un neutron ; et une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un photon γ ; le dispositif étant configuré pour disposer l’objet entre la source de neutrons et le détecteur ; le dispositif étant tel que : l’unité de traitement est programmée pour déterminer au moins un taux de comptage représentatif d’une quantité de neutrons thermiques détectés par unité de temps par le ou chaque pixel ; le dispositif comporte une unité de calcul configurée pour estimer une quantité de l’élément absorbant neutronique dans l’objet à partir des taux de comptage résultant de l’unité de traitement. Selon un mode de réalisation : le détecteur comporte une deuxième couche de détection formée d’un deuxième matériau, le deuxième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau, la deuxième couche de détection étant superposée à la première couche de détection, la deuxième couche de détection s’étendant entre la première couche de détection et l’objet, la deuxième couche de détection étant plus fine que la première couche de détection; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection, d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection. Selon une possibilité : le ou chaque pixel comporte une troisième couche de détection formée d’un troisième matériau, le troisième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau et du deuxième matériau, la troisième couche de détection étant superposée à la deuxième couche de détection, la troisième couche de détection s’étendant entre la deuxième couche de détection et l’objet, la troisième couche de détection étant plus fine que la deuxième couche de détection; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule α dans la troisième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’une particule α dans la troisième couche de détection. Le détecteur peut comporter plusieurs pixels adjacents les uns des autres. L’unité de traitement peut être programmée pour déterminer une quantité de l’élément absorbant neutronique dans différents volumes élémentaires de l’objet à partir des taux de comptage résultant de l’unité de traitement. Le matériau scintillateur formant la première couche peut être un scintillateur organique ou un scintillateur inorganique. L'invention sera mieux comprise à la lecture de l'exposé des exemples de réalisation présentés, dans la suite de la description, en lien avec les figures listées ci-dessous. FIGURES La schématise un dispositif selon l’invention. La représente un détecteur pixelisé monocouche. Les figures 1C et 1D représentent des variantes du dispositif décrit en lien avec les figures 1A et 1B. La schématise une impulsion résultant d’une interaction d’un neutron dans un matériau scintillateur. La schématise un détecteur monocouche pixelisé. La montre un détecteur bicouches pixelisé La montre un détecteur tri-couches pixelisé. Les figures 4A à 4D représentent des sections efficaces de capture neutronique en fonction de l’énergie pour différents absorbants neutroniques, respectivement 155 Gd, 157 Gd, ( ), 113 Cd ( ), 10 B ( ), 113 In et 115 In ( ). L’axe des abscisses correspond à l’énergie (MeV) et l’axe des ordonnées correspond à la section efficace (barn). La schématise les principales étapes d’un procédé de détermination d’une teneur en absorbant neutronique. Les figures 6A et 6B représentent une configuration modélisée. La montre une fonction de calibration, établissant une relation entre une quantité de neutrons thermiques détectés, dans un scintillateur organique et une quantité de 10 B dans une plaque. La montre la fonction de calibration décrite sur la , ainsi qu’une autre fonction de calibration établissant une relation entre un nombre de particules α atteignant un détecteur bicouches et la quantité de 10 B dans la plaque. La montre une distribution spatiale de la quantité de 10 B dans différents volumes élémentaires d’une plaque. La montre une quantité de neutrons thermiques détectés dans les pixels un scintillateur organique pixelisé respectivement situés face à chaque volume élémentaire de la plaque. La montre une distribution spatiale de la quantité de différents absorbants neutroniques dans différents volumes élémentaires d’une plaque. La montre un pixel modélisé d’un détecteur. La représente, pour différents absorbants neutroniques (axe des abscisses), les quantités de différents types de particules générées par capture neutronique lors de l’exposition de l’absorbant à un neutron émis par une source neutronique de type Am/Be. La montre une distribution en énergie de particules α détectées par un détecteur lors de l’exposition d’un échantillon formé de bore à une source neutronique. L’axe des abscisses correspond à un nombre de particules détectées par neutron émis par la source. La montre une distribution en énergie de photons γ détectés par un détecteur lors de l’exposition d’un échantillon formé de bore, à une source neutronique. L’axe des abscisses correspond à un nombre de photons γ détectés par neutron émis par la source. La est l’équivalent de la en considérant un échantillon de gadolinium. La est l’équivalent de la en considérant un échantillon de cadmium. La est l’équivalent de la en considérant un échantillon d’indium. La montre une distribution en énergie de particules β - détectées par un détecteur lors de l’exposition à une source neutronique d’un échantillon formé de bore, ou de gadolinium, ou de cadmium, ou d’indium. La montre une distribution en énergie de particules α détectées par un détecteur lors de l’exposition à une source neutronique d’un échantillon formé de bore, ou de gadolinium, ou de cadmium, ou d’indium. Sur les figures 10B à 10H, l’axe des abscisses correspond à l’énergie. L’axe des ordonnées représente un nombre de particules détectées pour un neutron émis par la source neutronique. EXPOSÉ DE MODES DE REALISATION PARTICULIERS La schématise un dispositif 1 permettant une mise en œuvre de l’invention. Le dispositif comporte une source neutronique 2, configurée pour émettre des neutrons. La source neutronique peut être un générateur de neutrons ou une source comportant un mélange de radionucléides émettant des neutrons, par exemple une source 241AmBe. Le recours à une source de type 252Cf, produisant des neutrons par fission spontanée, est possible mais présente l’inconvénient d’une période radioactive courte, comme décrit en lien avec l’art antérieur. Il est donc nécessaire de prendre en compte la décroissance radioactive de la source dans le traitement des mesures. Le dispositif est destiné à caractériser une quantité d’au moins un absorbant neutronique dans un objet 3. Dans cet exemple, l’objet 3 est une plaque. D’autres géométries peuvent être envisagées. Le dispositif 1 est configuré de façon que l’objet 3 est disposé entre la source neutronique et un détecteur 10, selon une configuration dite en transmission. L’objet 3 peut par exemple être maintenu sur un support. De préférence, la distance entre l’objet 3 et le détecteur 10 est faible, par exemple inférieure à 10 cm. L’objet 3 peut être disposé au contact ou au quasi-contact du détecteur. Par quasi-contact, on entend une distance de l’ordre du cm, ou inférieure à 1 cm, sans contact entre l’objet 3 et le détecteur 10. Le dispositif comporte un détecteur 10, relié à une unité de traitement 20 et une unité de calcul 30. Le détecteur comporte au moins une première couche de détection 11 d’un premier matériau, de type scintillateur. La première couche 11 est optiquement couplée à au moins un photodétecteur 15. Sous l’effet d’une interaction d’une particule ionisante (α, β - , gamma) ou d’un neutron, des photons de scintillation sont générés dans la première couche, formant une impulsion lumineuse. Le, ou chaque, photodétecteur 15 est configuré pour convertir l’impulsion lumineuse en impulsion électrique. Chaque photodétecteur 15 peut être de type photomultiplicateur silicium (SiPM) ou photomultiplicateur à tube ou photodiode, par exemple une photodiode à avalanche. Généralement l’amplitude de chaque impulsion électrique est corrélée avec la quantité d’énergie déposée par le rayonnement ionisant lors de l’interaction dans le matériau scintillateur. Ainsi, sous l’effet d’une interaction avec un rayonnement ionisant, en l’occurrence un neutron ou un photon gamma, la première couche 11 émet une impulsion lumineuse, dont l’amplitude dépend d’une énergie déposée par le neutron ou le photon γ lors de l’interaction. Au moins un photodétecteur 15 détecte l’impulsion lumineuse et génère une impulsion électrique dont l’amplitude dépend de l’amplitude de l’impulsion lumineuse, cette dernière dépendant de l’énergie déposée par le neutron ou le photon γ lors de l’interaction. La relation entre l’énergie déposée par la particule et l’amplitude de l’impulsion correspond à une fonction d’étalonnage en énergie. Cette dernière peut être obtenue expérimentalement et/ou numériquement. Dans l’application visée, la première couche 11 est essentiellement destinée à la détection de neutrons thermiques. Mais elle peut également être utilisée pour la détection de photons gamma, et notamment dans certaines bandes d’énergie. Le volume de la première couche 11 doit être suffisant pour que la sensibilité de détection soit acceptable. Ainsi, l’épaisseur de la première couche est supérieure à 1 cm, et de préférence supérieure à 2 cm ou 5 cm. L’épaisseur est considérée selon l’axe de propagation des neutrons émis par la source et atteignant la première couche 11. De façon avantageuse, le matériau scintillateur formant la première couche de détection est un scintillateur organique. Un avantage des scintillateurs organiques est qu’il est possible d’obtenir des volumes de détection élevés, typiquement supérieurs à 1 dm 3 voire à 10 dm 3 ou plusieurs dizaines de dm 3 . Ainsi, la première couche 11 peut s’étendre, face à la source de neutrons, selon une surface de quelques dizaines de cm 2 . Le détecteur 10 est de préférence pixelisé, c’est-à-dire un segmenté en portions, chaque portion étant optiquement couplée à un photodétecteur 15. Le nombre de photodétecteurs 15 détermine le nombre de pixels. La couche de détection 11 peut être homogène. Cependant, il est préférable que la première couche de détection 11 soit segmentée en portions séparées les unes des autres par une cloison 16 étanche à la lumière, par exemple une fine cloison de type PTFE (polytétrafluoroéthylène). De préférence, chaque cloison 16 est réfléchissante, de façon à augmenter la quantité de lumière de scintillation atteignant le photodétecteur. Chaque portion est optiquement couplée à un photodétecteur 15, ce qui forme un pixel 10 i . L’indice i est un entier correspondant à un rang assigné à un pixel. Le nombre de photodétecteurs 15 détermine le nombre de pixels. Le recours à un scintillateur organique facilite la fabrication d’un détecteur pixelisé, c’est-à-dire un détecteur segmenté en portions, chaque portion étant optiquement couplée à un photodétecteur 15. La couche pixelisée 11 peut être obtenue par moulage : le scintillateur organique est versé dans un moule de PTFE à l’état liquide. Il est ensuite solidifié Le scintillateur peut être obtenu par usinage dans la masse, de façon à former des pixels. Cela peut permettre parallélépipèdes, de préférence cubique, chaque parallélépipède formant un pixel. De façon usuelle dans le domaine des scintillateurs, le détecteur 10 est préférentiellement enveloppé d’une feuille d’un matériau étanche à la lumière, par exemple du Mylar (marque déposée). De façon alternative, le premier matériau scintillateur formant la première couche 11 peut être un scintillateur inorganique, par exemple en iodure de sodium dopé au lithium, usuellement désigné NAIL. De préférence, le premier matériau scintillateur, formant la première couche 11, a préalablement subi une adjonction d’un isotope de capture, propice à une capture neutronique, entraînant une émission d’une particule chargée. Une telle adjonction a été décrite dans FR3083622. La capture neutronique peut notamment être une capture de type (n,α). L’isotope de capture peut par exemple être 6 Li ou 10 B. L’adjonction de l’isotope de capture permet une détection des neutrons thermiques (énergie inférieure à 0,5 eV) ou épithermiques (énergie entre 0,5 et 500 keV). L’isotope de capture ajouté permet une émission d’une particule chargée, dans le premier matériau scintillateur, sous l’effet de la capture d’un neutron thermique ou épithermique. Lorsque l’isotope de capture est 6 Li, la capture d’un neutron entraîne une émission d’une particule α et d’un triton (noyau de 3 H). La fraction massique de l’isotope de capture est de préférence comprise entre 0.05 % et 20 %. Plus la fraction massique est élevée, plus le détecteur est sensible aux neutrons thermiques ou épithermiques. De façon alternative à 6 Li l’isotope de capture peut être choisi parmi un isotope des éléments suivants : Gd, B, , Cd, cette liste n’étant pas limitative. De préférence l’unité de traitement 20 comporte un analyseur multicanal 22, usuellement désigné par l’acronyme MCA (Multi-Channel Analyser) de façon à traiter les impulsions résultant de chaque photodétecteur. Dans les figures 1A, 1C et 1D, on a représenté un analyseur multicanal relié à chaque photodétecteur 15. De façon alternative, un même MCA peut être relié à plusieurs photodétecteurs 15. De façon connue, le MCA permet d’établir un spectre d’amplitude des impulsions détectées au cours d’une période de mesure. Le spectre d’amplitude est usuellement désigné spectre d’énergie Sp, l’amplitude de chaque impulsion étant corrélée avec l’énergie déposée, dans le matériau détecteur, par une interaction ayant générée ladite impulsion. Le spectre d’énergie Sp est usuellement représenté sous la forme d’un histogramme, représentant une quantité d’impulsions détectées pour chaque canal d’amplitude, chaque canal d’amplitude correspondant à une bande d’énergie. Le MCA 22 est généralement précédé d’un circuit 21 d’amplification et de mise en forme des impulsions. L’unité de traitement 20 peut également comporter un analyseur de la forme d’impulsions 23, couplé à un discriminateur 24, le discriminateur effectuant une classification des impulsions en fonction de leur forme. Le détecteur 10 est sensible aux rayonnements ionisants ainsi qu’aux neutrons. Plus particulièrement, la première couche 11 est susceptible d’être exposée à des photons et à des neutrons. Chaque interaction détectée, générée par un neutron ou un photon, donne lieu à une impulsion électrique, résultant d’un photodétecteur 15. La forme de l’impulsion dépend du rayonnement ayant interagi avec le premier matériau détecteur. La figure 2 schématise une impulsion détectée respectivement suite à une interaction d’un photon dans le premier matériau détecteur (courbe en trait plein) ou suite à une interaction d’un neutron dans le premier matériau détecteur (courbe en pointillés). Dans ce dernier cas, l’impulsion est affectée d’une « queue », ou « traîne », usuellement désignée par le terme anglosaxon « tail ». Pour chaque impulsion détectée, on peut déterminer un paramètre de forme, par exemple un ratio , où : correspond à la charge totale détectée, c’est-à-dire à l’intégrale de l’impulsion ; correspond à la proportion de correspondant à l’impulsion sans la traîne : cf. partie hachurée de la . La mesure des paramètres et , de chaque interaction permet une discrimination entre les photons gamma et les neutrons. Les photons gamma forment une zone distribuée en énergie ( variable), avec un ratio élevé. Cela traduit le fait que les impulsions résultant d’interactions de photons γ dans un scintillateur organique sont relativement symétriques. Elles sont généralement fortement distribuées en amplitude. Les impulsions résultant d’interactions de neutrons dans le scintillateur organique sont plus dissymétriques. Le ratio est plus faible que celui des impulsions résultant d’une interaction d’un photon gamma. Afin de pouvoir séparer efficacement les impulsions dues aux photons et les impulsions dues aux neutrons, l’unité de traitement 20 comporte un analyseur de forme 23, permettant une détermination de la charge totale détectée par chaque impulsion ainsi que la partie correspondant à l’impulsion sans la traîne. L’analyseur de forme permet de déterminer le paramètre de forme de chaque impulsion. Sur la base de et de , l’impulsion est assignée soit à un photon, soit à un neutron par le discriminateur 24 précédemment décrit. Lorsque le scintillateur organique est dopé avec un isotope de capture, de type 6 Li, l’amplitude des impulsions générées suite à la capture d’un neutron thermique ou intermédiaire correspond à l’énergie de la particule ionisante, en l’occurrence une particule α, émise suite à la capture du neutron par l’isotope de capture. Ainsi, une impulsion dissymétrique et dont l’amplitude correspond à une bande d’énergie E’ représentative de la particule α émise, dans le scintillateur, par la capture, est la signature d’une interaction d’un neutron thermique dans le détecteur. La schématise le détecteur 10, segmenté en pixels 10 i . La montre une configuration dans laquelle la source et le détecteur sont entourés d’un matériau thermalisant 5. Le matériau thermalisant peut être du PEHD (Polyéthylène haute densité). Le matériau thermalisant permet de thermaliser des neutrons entre la source de neutrons 2 et l’objet 3. Cela permet d’augmenter le nombre de neutrons thermiques susceptibles d’être absorbés par l’objet. Le matériau thermalisant peut également être disposé autour de la source de neutrons, ou entre la source de neutrons et l’objet, une telle configuration étant représentée sur la . Sur la , on a représenté une coupe d’un détecteur pixelisé 10, comportant une seule couche 11, dite première couche, telle que décrite en lien avec les figures 1A à 1D. Un tel détecteur permet d’effectuer une mesure de neutrons thermiques et de photons γ de différentes énergies. Sur la , on a représenté un autre mode de réalisation, dans lequel le détecteur comporte une deuxième couche 12, superposée à la première couche 11, et optiquement couplée à cette dernière. La deuxième couche 12 est formée d’un deuxième matériau scintillateur, propice à la détection de particules chargées, de type α ou β-. Le deuxième matériau scintillateur est différent du premier matériau scintillateur. La deuxième couche 12 peut être formée d’une fine couche (épaisseur inférieure ou égale à 1 ou 2 mm) de scintillateur de type ZnS, auquel cas elle est principalement sensible aux particules α. La deuxième couche 12 peut être plus épaisse, auquel cas elle est sensible aux particules α et β - . Une partie des photons de scintillation formés dans la deuxième couche se propage à travers la première couche 11 et sont détectés par un photodétecteur 15. Les premier et deuxième matériaux scintillateurs étant différents, la forme des impulsions résultant des première et deuxième couches est différente. La différence peut par exemple provenir du temps de décroissance de l’impulsion. L’analyseur de forme 23 et le discriminateur 24 de l’unité de traitement 20 permettent de séparer les impulsions générées dans la première couche 11, qui sont principalement des impulsions résultant de photons et de neutrons, de celles générées dans la deuxième couche 12, ces dernières étant principalement des impulsions dues à des particules chargées. La deuxième couche 12 s’étend entre la première couche 11 et l’objet 3. Au sein de la deuxième couche 12, la discrimination entre les impulsions respectivement générées par des particules α et des particules β - peut être effectuée par discrimination d’amplitude, l’amplitude des interactions dues aux particules α étant souvent supérieure à l’amplitude des interactions dues aux particules β-. Les principes de détection d’un scintillateur multicouches a été décrit dans WO2022263449. Sur la , on a représenté un autre mode de réalisation, dans lequel le détecteur comporte une troisième couche 13, formée d’un troisième matériau scintillateur, superposée à une deuxième couche 12, formée d’un deuxième matériau scintillateur, cette dernière étant superposée à la première couche 11. La troisième couche 13 est une fine couche, d’épaisseur inférieure ou égale à 1 ou 2 mm. Le troisième matériau scintillateur est propice à la détection de particules chargées, de type α. Le troisième matériau scintillateur est différent du deuxième matériau scintillateur, ce dernier étant différent du premier matériau scintillateur. La deuxième couche 12 est destinée à la détection de particules β - ayant traversé la troisième couche 13. Son épaisseur est de préférence inférieure à 1 cm. Ainsi, selon cette configuration, la première couche 11 est destinée à la détection des neutrons ou des photons γ, la deuxième couche 12 est destinée à la détection des particules β - et la troisième couche 13 est destinée à la détection des particules α. Les trois couches 11, 12 et 13 sont optiquement couplées. Les photons de scintillation créés dans chaque couche sont détectés par un photodétecteur 15. Les impulsions résultant de ce dernier sont ensuite traitées par l’unité de traitement 20. Les trois matériaux scintillateurs étant différents les uns des autres, il est possible de discriminer les impulsions générées respectivement dans chacun d’entre eux, comme décrit en lien avec la . En fonction de la configuration du détecteur 10 et de l’unité de traitement 20, cette dernière permet de déterminer différents taux de comptage, pour différents types de particules. Pour une même particule (par exemple α, β - , γ, neutron rapide), l’unité de traitement 20 peut être configurée pour établir un taux de comptage par bande d’énergie, par le recours à un MCA. Les taux de comptage résultant de l’unité de traitement 20 sont ensuite utilisés par l’unité de calcul 30 pour quantifier, à partir de l’absorption neutronique, la quantité d’absorbant neutronique. L’unité de calcul peut être configurée pour identifier un ou plusieurs absorbants neutroniques, et déterminer leurs quantités respectives dans l’objet. L’unité de traitement 20 peut comporter des moyens analogiques ou numériques. L’unité de calcul 30 comporte de préférence un microprocesseur, programmé pour exécuter des instructions permettant d’estimer une quantité d’absorbant neutronique. Lorsque le détecteur est pixelisé, comme schématisé sur les figures 3A à 3C, le dispositif permet d’estimer une quantité d’un absorbant neutronique dans différentes parties de l’objet. On obtient ainsi une mesure spatialement résolue, ce qui est particulièrement avantageux. Cela suppose toutefois une certaine proximité entre l’objet 3 et le détecteur 10 : plus la distance entre l’objet et le détecteur est faible, meilleure est la résolution spatiale. Les figures 4A à 4D représentent des sections efficaces de capture neutronique en fonction de l’énergie pour différents absorbants neutroniques, respectivement 155 Gd, 157 Gd, ( ), 113 Cd ( ), 10 B ( ), 113 In et 115 In ( ). Sur chacune de ces figures, l’axe des abscisses correspond à l’énergie des neutrons (unité MeV) et l’axe des ordonnées correspond à la section efficace de capture (unité barn). On observe que l’invention peut être mise en œuvre pour la détection de neutrons de faible énergie, c’est-à-dire d’énergie comprise entre 10 keV (0.01 MeV) et quelques eV ou quelques dizaines de meV. Le tableau 1 donne des exemples de réactions nucléaires de capture, de sections efficace de capture et d’abondance naturelle de certains isotopes. On observe que la capture neutronique, dans l’objet caractérisé, peut s’accompagner d’une émission de particules, par exemple des α ( 10 B), des β - ( 155 Gd), des photons γ dans des bandes d’énergies prédéterminées (par exemple 0.48 MeV pour 10 B). Ces émissions constituent une signature de la capture neutronique dans l’objet à caractériser, qui dépend de l’isotope absorbant les neutrons. Ainsi, la détection des particules émises suite à la capture neutronique, dans l’objet caractérisé, peut permettre d’identifier l’absorbant neutronique. Il est donc pertinent de recourir à un détecteur pouvant permettre la détection et la discrimination de différents types de particules : γ / neutrons (cf. ), α, γ et neutrons ( ) et α, β-¸γ et neutrons (cf ). Le recours à un MCA permet d’obtenir des mesures spectrométriques, c’est-à-dire une connaissance de l’énergie libérées par les particules dans le détecteur. Les photons γ sont émis selon des énergies discrètes. Leur détection, par la première couche de détection, peut être modélisée, ce qui permet d’assigner, à chaque absorbant neutronique, une ou plusieurs bandes d’énergies dans lesquelles des photons γ sont détectés. La fonction spectrométrique permet également d’identifier, parmi les neutrons détectés, les neutrons ayant l’énergie E’ libérée dans le scintillateur par une particule chargée, au cours de la capture d’un neutron thermique par l’isotope de capture. Cela permet une quantification du nombre de neutrons thermiques détectés. Isotope Réaction nucléaire Section efficace (barns) Abondance naturelle (%) 10 B 10 B + n → 7 Li (0,84 MeV) + α (1,47 MeV) + γ (0,48 MeV) [94%] 10 B + n → 7 Li (1,02 MeV) + α (1,78 MeV) [6%] 3845 (25,3 meV) 19,9 113 Cd 113 Cd + n → 114 Cd (1,02 MeV) + γ’s (9 MeV) 19970 (25,3 meV) 12,23 155 Gd 155 Gd + n → 156 Gd + e - + γ’s (8,536 MeV) 60737 (25,3 meV) 14,80 157 Gd 157 Gd + n → 158 Gd + e - + γ’s (7,937 MeV) 252912 (25,3 meV) 15,65 107 Ag 107 Ag + n → 108 Ag + γ 1770 (16,3 eV) 51,83 113 In 113 In + n → 114 In + γ’s 1720 (1,80 eV) 4,29 115 In 115 In + n → 116 In + γ’s 29350 (1,45 eV) 95,72 [Tableau 1] La notation γ’s suivie de la parenthèse désigne le fait qu’il y a plusieurs photons γ émis à des énergies distribuées selon un spectre d’émission. La valeur d’énergie dans la parenthèse correspond à l’énergie moyenne du spectre. La résume les principales étapes de l’invention. Au cours d’une étape 100, l’objet à caractériser 3 est interposé entre la source 2 et le détecteur 10. Au cours d’une étape 110, l’objet 3 est irradié par la source 2 et l’unité de traitement 20 génère des taux de comptage TC i pour différents types de particules, voire différentes énergies, et cela pour chaque pixel 10 i . En fonction de la configuration du détecteur 10, l’unité de traitement 20 peut générer les taux de comptage TC i (α), TC i (β - ), TC i (γ), TC i (γ,E), TC i (n , E). TC i (p,E) désigne un taux de comptage généré par le pixel i pour la particule p, éventuellement dans une plage d’énergie E. La plage d’énergie E est particulièrement utile lorsque la particule est un photon γ ou un neutron. Le taux de comptage de neutrons thermiques correspond au taux de comptage TC i (n , E’) dans la bande d’énergie E’. Cette dernière correspond à l’énergie de la particule chargée émise, dans le premier matériau scintillateur, par l’isotope de capture. Au cours d’une étape 120, à partir du ou des taux de comptage générés par l’unité de traitement 20, l’unité de calcul 30 identifie chaque absorbant neutronique en fonction de sa signature spectrale, et estime la quantité C j de chaque absorbant neutronique identifié. La signature spectrale de différents absorbants a préalablement été mémorisée. Par signature spectrale, on entend par exemple une liste d’énergies d’émission (valeur du spectre à des bandes d’énergies prédéterminées) ou un ratio entre des valeurs du spectre à différentes formes d’énergie ou une forme du spectre L’objet peut être virtuellement discrétisé en différents volumes élémentaires centrés autour d’une coordonnée (x,y,z). L’unité de calcul 30 est alors paramétrée pour estimer une quantité C j (x,y,z) pour chaque volume élémentaire. Les volumes élémentaires peuvent être distribués, dans l’objet, selon un maillage bidimensionnel ou tridimensionnel. L’étape 120 suppose une étape de calibration 90, de façon à établir une correspondance entre chaque taux de comptage TC i (p,E) résultant de l’unité de traitement 20 et la quantité C j (x,y,z) de chaque absorbant neutronique j dans un volume élémentaire de l’objet centré autour de la coordonnée (x,y,z). Lorsque le détecteur n’est pas pixelisé, ce dernier est considéré comme ne comportant qu’un seul pixel. Dans ce cas, on obtient une quantité moyenne C j de l’absorbant neutronique dans l’objet. Les figures 6A et 6B illustrent une configuration de mesure simulée. On a simulé un détecteur scintillateur 10 monocouche formé de 144 pixels répartis selon une matrice de 12 pixels par 12 pixels. Le détecteur scintillateur modélisé était un scintillateur plastique dopé à moins de 1% en 6 Li. Le détecteur scintillateur modélisé est décrit dans la publication Frangville C, « Nanoparticles-loaded plastic scintillators for fast/thermal neutrons/gamma discrimination : Simulation and results », Nuclear Inst. And Methods in Physics Research, A 942 (2019). Chaque pixel mesurait 3 mm de côté. L’épaisseur du scintillateur était de 4 mm. L’objet simulé était une plaque d’acier boré d’épaisseur 1 mm. On a simulé différentes concentrations de bore, variant entre 0 et 7500 ppm. Le dispositif utilisé était tel que celui schématisé sur la : une coque de PEHD d’épaisseur 12.5 cm était ménagée autour de l’ensemble formé par la source, l’objet et le détecteur. On a simulé l’utilisation d’une source de type Am-Be, émettant des neutrons à des énergies distribuées selon un spectre d’émission, l’énergie moyenne étant de 4.05 MeV. La distance entre la source et la plaque était de 4.5 cm. Les figures 6A et 6B représentent respectivement une coupe du dispositif perpendiculairement au plan du détecteur et dans le plan du détecteur. On a utilisé le code de transport de particules MCNP (Monte Carlo N particles) pour déterminer le taux de réaction de neutrons thermiques dans le scintillateur. Le taux de réaction correspond au nombre de captures neutroniques (n,t) dans le matériau scintillateur par seconde. La capture est notée (n,t) car, outre la particule α, elle génère un noyau de tritium noté t. Sur la , l’axe des abscisses correspond à la concentration de 10B dans la plaque (unité ppm). L’axe des ordonnées correspond au taux de réaction (n,t) par neutron émis par la source. On observe que plus la concentration de 10B est élevée, plus le taux de réaction diminue, du fait de l’absorption des neutrons thermiques dans la plaque. La correspond à une fonction de calibration, permettant d’établir une relation entre la quantité d’absorbant neutronique (en l’occurrence 10B) et le taux de réaction par neutron émis par la source. Dans cet exemple, la fonction de calibration peut être modélisée par un polynôme d’ordre 2 avec un facteur de corrélation de 99.98%. Comme décrit en lien avec le tableau 1, la capture de neutrons par 10 B génère des particules α (E = 1.47 MeV à 94% - E = 1.78 MeV à 6%). L’émission de particules α peut être détectée sous réserve que l’objet soit disposé au contact ou quasi-contact d’un détecteur multicouches, tel que décrit en lien avec la : une première couche 11 permet la détection de photons et de neutrons, tandis qu’une deuxième couche 12, superficielle, permet la détection des particules α. On a modélisé une première couche 11 tel que décrite dans l’exemple précédent, recouverte d’une fine couche de scintillateur inorganique ZnS(Ag), formant la deuxième couche. L’épaisseur de la deuxième couche 12 varie typiquement entre 10 µm et 500 µm. On a déterminé le nombre de particules α atteignant la deuxième couche 12 par unité de temps. La correspond à la : même axe des abscisses, même axe des ordonnées de gauche. L’axe des ordonnées de droite correspond au nombre de particules α atteignant la deuxième couche 12 par neutron émis par la source (marques triangles). On observe que plus la quantité de 10B augmente, plus la quantité de particules α atteignant le détecteur augmente, cette dernière étant proportionnelle au taux de comptage α résultant du détecteur. La montre que la teneur en 10 B peut être obtenue en utilisant deux fonctions de calibration différentes : l’une appliquée à un taux de comptage des neutrons thermiques dans la première couche 11, l’autre appliquée à un taux de comptage des α dans la deuxième couche 12. Le taux de comptage correspond à un nombre de particules détectées par seconde. Cela démontre l’intérêt de disposer d’un détecteur 10 multicouches, permettant de déterminer, outre les taux de comptage de neutrons thermiques, des taux de comptages relatifs à la détection d’autres types de particules. Ainsi, outre le taux de comptage des neutrons thermiques détectés dans la première couche 11, le taux de comptage α détectés dans la deuxième couche 12 peut permettre de quantifier ou confirmer la teneur en 10 B de l’objet. Un écart trop important entre les taux de comptages respectifs peut indiquer la présence d’un autre absorbant neutronique dans l’objet. L’utilisation de deux taux de comptage relatifs à des particules différentes, en utilisant deux fonctions de calibration différentes, permet d’améliorer la confiance dans l’estimation de la quantité d’absorbant neutronique. Les figures 8A et 8B illustrent la capacité du dispositif à établir une distribution spatiale de la teneur en un absorbant neutronique, grâce à la pixellisation du détecteur. Sur la , on représenté une modélisation d’une plaque neutrophage, d’épaisseur 1 mm, segmentée en huit volumes élémentaires. On a indiqué la teneur en 10B dans chaque volume élémentaire (unité ppm). Dans le plan de la plaque, chaque volume élémentaire s’étend selon une section de 25 cm². On a modélisé le taux de comptage de neutrons thermiques dans les différents pixels d’un scintillateur monocouche similaire à celui décrit en lien avec la , la surface des pixels étant de 25 cm². Chaque pixel coïncidait avec un volume élémentaire de l’objet. La montre le taux de réaction (n,t), correspondant au nombre de particules détectées par neutron émis par la source, dans chaque pixels du scintillateur par pixel. L’axe des abscisses correspond à la concentration de 10 B dans chaque volume élémentaire. La représente un autre échantillon modélisé. Il comporte quatre parties différentes, comportant respectivement du bore, du gadolinium, de l’indium et du cadmium. Ces éléments sont des absorbants neutroniques. On a modélisé un détecteur tel que représenté sur la , dont chaque pixel est disposé au contact de chaque partie de l’échantillon. Les épaisseurs des couches 11, 12 et 13 étaient respectivement 4 mm, 300 µm et 30 µm. La montre, pour chaque absorbant neutronique (axe des abscisses), l’efficacité de détection, cette dernière correspondant à un nombre de particules détectées pour 1 neutron émis par la source de neutrons. L’efficacité de détection correspond à l’axe des ordonnées. On a déterminé des efficacités de détection pour différents types de particules : neutrons thermiques n th , neutrons rapides n f , γ, β, α. La montre des disparités quant à la détection des différentes particules pour les différents absorbants neutroniques. On comprend que la comparaison des taux de comptage détectés, respectivement pour différents types de particules, permet une identification d’un élément absorbant neutronique. Ainsi, pour 10 B, les réactions d’absorption neutronique sont 10 B + n → 7 Li (0,84 MeV) + α (1,47 MeV) + γ (0,48 MeV) [94%] 10 B + n → 7 Li (1,02 MeV) + α (1,78 MeV) [6%] Cela explique la détection de α, dans la , dans la partie de la figure correspondant au bore. On a simulé la distribution en énergie des particules α détectées. Cf. . On observe des pics autour de 1.47 MeV et autour de 1.78 MeV. Ces pics sont encerclés sur la . Les énergies observées à partir de 1000 keV correspondent à des particules α ayant perdu une partie de leur énergie entre l’objet et le détecteur. On a simulé la distribution en énergie des particules γ détectées. Cf. . On observe des pics autour de 308 keV, 86 keV et 32 keV. Précisons que les particules γ détectées ont très majoritairement interagi dans la première couche de détection 11, qui est constituée d’un scintillateur organique. La probabilité d’absorption par effet photoélectrique est faible. L’interaction prédominante est la diffusion Compton. Ainsi, les énergies détectées correspondent à des énergies libérées dans la première couche de détection lors d’une interaction Compton. La modélisation permet d’identifier des pics d’énergie caractéristiques, qui ne correspondent pas forcément aux énergies d’émission des particules γ compte tenu de la composition de la première couche de détection. On a simulé la distribution en énergie des particules γ détectées par le pixel placé à l’aplomb de la partie de l’échantillon comportant du gadolinium. Cf. . On observe des pics caractéristiques, à des énergies différentes de celles observées sur la . Ainsi, la détermination de l’énergie de pics dans un spectre γ peut permettre d’identifier un absorbant neutronique présent dans l’échantillon. Cela constitue une partie de la signature spectrale de l’absorbant neutronique. On a simulé la distribution en énergie des particules γ détectées par le détecteur placé à l’aplomb de la partie de l’échantillon comportant du cadmium (Cf. ) et de l’Indium (cf. ). De même que les figures 10C et 10D, on observe que la connaissance de l’énergie des particules γ détectées constitue une signature spectrale de l’absorbant neutronique présent dans l’échantillon. On observe, sur les figures 10D, 10E et 10F, un pic centré sur l’énergie 308 keV. Ce pic correspond à une détection d’un photon γ émis par l’absorption d’un neutron par 10 B. Ce pic est bien visible sur la , et apparaît atténué sur les figures 10D, 10E et 10F. Il s’agit d’un pic de diaphonie (cross talk), correspondant à la détection d’un photon γ caractéristique de l’absorption de 10 B par des pixels de détection adjacents du pixel situé face à la partie de l’échantillon comportant du bore. Les différents pixels sont séparés les uns des autres par une épaisseur d’un matériau optiquement isolant, par exemple le téflon, dont l’épaisseur est ajustée de façon à minimiser la diaphonie. Sur les figures 10B à 10F, l’axe des ordonnées correspond à un nombre de photons détectés pour un neutron émis par la source. L’axe des abscisses est l’énergie. En utilisant un scintillateur inorganique à la place du scintillateur organique, les spectres détectés seraient différents, avec la présence de pics photoélectriques correspondant aux énergies des photons γ émis. Les énergies des différents pics photoélectriques constituent une partie de la signature de chaque absorbant neutronique présent dans l’échantillon. La représente des spectres d’énergie des interactions détectées dans la deuxième couche de détection. L’axe des abscisses correspond à l’énergie et l’axe des ordonnées correspond à l’efficacité de détection, c’est-à-dire au nombre de particules pour 1 neutron émis par la source. On rappelle que la deuxième couche de détection est, compte tenu de son épaisseur et de sa position, essentiellement sensible aux particules β - . On observe que le nombre de particules β - détectées est beaucoup plus important pour le pixel du détecteur disposé face à la partie de l’échantillon comportant du gadolinium. Cela est dû au fait que la capture de neutrons par Gd entraîne l’émission de particules β - par les réactions de capture, comme décrit en lien avec le tableau 1. La montre le spectre des énergies des particules détectées par la troisième couche de scintillation pour chaque pixel du détecteur. On sait que la capture d’un neutron par 6 Li libère un noyau de tritium t, d’énergie 2.73 MeV par la réaction 6Li(n,α)t, ainsi qu’une particule α d’énergie 2.055 MeV. Le noyau de tritium t, dit triton, est une particule chargée, au même titre qu’une particule α. Sur la , on observe deux pics, correspondant respectivement aux énergies du triton (2.73 MeV) et de la particule α (2.055 MeV). L’invention pourra être mise en œuvre pour la caractérisation, après fabrication, d’éléments de pilotage de réacteurs, par exemple des barres de contrôle, à des fins de contrôle qualité. Elle peut également être appliquée à des écrans neutrophages, utilisés pour la radioprotection. Elle peut aussi être utilisée pour caractériser des déchets résultant d’opérations de démantèlement, par exemple béton boré, alliages d’acier ou d’aluminium. Procédé de détermination d’une quantité (C j , C j (x,y,z)) d’un absorbant neutronique dans un objet (3), le procédé comportant a) disposition de l’objet (3) entre une source de neutrons (2) et un détecteur (10), le détecteur comportant au moins un pixel (10 i ), le ou chaque pixel comportant une première couche de détection (11) formée d’un premier matériau, le premier matériau étant un scintillateur dopé avec un isotope propice à une capture d’un neutron thermique, chaque pixel étant configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection, le ou chaque pixel étant relié à une unité de traitement (20) paramétrée pour discriminer entre : une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un neutron ; et une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un photon γ ; b) irradiation de l’objet par des neutrons émis par la source de neutrons ; c) au cours de l’irradiation, détermination d’au moins un taux de comptage (TC i (n,E’)) représentatif de neutrons thermiques détectés par unité de temps par le ou chaque pixel ; d) à partir de chaque taux de comptage résultant de c), détermination de la quantité de l’absorbant neutronique dans l’objet. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l’unité de traitement est paramétrée pour déterminer un taux de comptage (TC i (γ,E)) représentatif d’une quantité de photons γ détectés, par le ou chaque pixel, par unité de temps pour différentes amplitudes desdites interactions. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le ou chaque pixel comporte une deuxième couche de détection (12) formée d’un deuxième matériau, le deuxième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau, la deuxième couche de détection étant superposée à la première couche de détection, la deuxième couche de détection s’étendant entre la première couche de détection et l’objet, la deuxième couche de détection étant plus fine que la première couche de détection; le ou chaque pixel (10 i ) est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection ; l’unité de traitement (20) est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ ayant interagi dans la première couche de détection. Procédé selon la revendication 3, dans lequel le ou chaque pixel comporte une troisième couche de détection (13) formée d’un troisième matériau, le troisième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau et du deuxième matériau, la troisième couche de détection étant superposée à la deuxième couche de détection, la troisième couche de détection s’étendant entre la deuxième couche de détection et l’objet, la troisième couche de détection étant plus fine que la deuxième couche de détection ; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule α dans la troisième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’une particule α ayant interagi dans la troisième couche de détection. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le détecteur comporte plusieurs pixels (10 i ) adjacents les uns aux autres ; l’objet est virtuellement segmenté en différents volumes élémentaires ; l’étape d) comporte une détermination de la quantité l’absorbant neutronique (C j (x,y,z)) dans les différents volumes élémentaires de l’objet. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’unité de traitement (20) est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée ayant interagi de la première couche de détection, d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ ayant interagi dans la première couche de détection. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel un matériau thermalisant (5) propice à la thermalisation des neutrons, est disposé autour d’un espace comportant la source, l’objet et le détecteur ou entre la source et l’objet. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’étape d) comporte une prise en compte d’une fonction de calibration, établissant une relation entre au moins un taux de comptage résultant d’un pixel et la quantité de l’absorbant neutronique. Dispositif (1), configuré pour estimer une quantité d’un absorbant neutronique dans un objet, le dispositif comportant : une source de neutrons (2); un détecteur (10), comportant au moins un pixel (10 i ), le ou chaque pixel comportant une première couche de détection (11) formée d’un premier matériau, le premier matériau étant un scintillateur dopé avec un isotope propice à une capture d’un neutron thermique, chaque pixel étant configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection; une unité de traitement (20), configurée pour discriminer entre: une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un neutron ; et une impulsion, formée dans ledit pixel, résultant d’une interaction d’un photon γ ; le dispositif étant configuré pour disposer l’objet entre la source de neutrons et le détecteur ; le dispositif étant tel que : l’unité de traitement (20) est programmée pour déterminer au moins un taux de comptage représentatif d’une quantité de neutrons thermiques détectés par unité de temps par le ou chaque pixel ; le dispositif comporte une unité de calcul (30) configurée pour estimer une quantité de l’élément absorbant neutronique dans l’objet à partir des taux de comptage résultant de l’unité de traitement. Dispositif selon la revendication 9, dans lequel : le détecteur comporte une deuxième couche de détection (12) formée d’un deuxième matériau, le deuxième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau, la deuxième couche de détection étant superposée à la première couche de détection, la deuxième couche de détection s’étendant entre la première couche de détection et l’objet, la deuxième couche de détection étant plus fine que la première couche de détection; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection, d’une impulsion d’un neutron ou d’un photon γ dans la première couche de détection. Dispositif selon la revendication 10, dans lequel : le ou chaque pixel comporte une troisième couche de détection (13) formée d’un troisième matériau, le troisième matériau étant un matériau scintillateur différent du premier matériau et du deuxième matériau, la troisième couche de détection étant superposée à la deuxième couche de détection, la troisième couche de détection s’étendant entre la deuxième couche de détection et l’objet, la troisième couche de détection étant plus fine que la deuxième couche de détection; le ou chaque pixel est configuré pour former une impulsion suite à une interaction d’une particule α dans la troisième couche de détection ; l’unité de traitement est paramétrée pour discriminer, dans le ou chaque pixel, une impulsion d’une particule chargée dans la deuxième couche de détection d’une impulsion d’une particule α dans la troisième couche de détection. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 9 à 11, dans lequel le détecteur comporte plusieurs pixels adjacents les uns des autres. Dispositif selon la revendication 12, dans lequel l’unité de traitement est programmée pour déterminer une quantité de l’élément absorbant neutronique dans différents volumes élémentaires de l’objet à partir des taux de comptage résultant de l’unité de traitement. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 9 à 13, dans lequel le matériau scintillateur formant la première couche est un scintillateur organique. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 9 à 13, dans lequel le matériau scintillateur formant la première couche est un scintillateur inorganique.