FR 3154846 A1 20250502 FR 2311655 A 20231026 P rocédé d e contrôle de l’uniformité de la composition d’un crayon de combustible nucléaire La présente invention concerne un procédé (400) de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal (X) d'un crayon de combustible nucléaire (15) à tester, le procédé comprenant un premier balayage (401) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) à l'aide d'un premier détecteur (20) de rayonnement gamma sans excitation préalable, le premier balayage produisant un premier profil gamma ; un deuxième balayage (402) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) à l'aide d'un deuxième détecteur (25) de rayonnement gamma après excitation au moyen d’une source de neutrons (30), le deuxième balayage produisant un deuxième profil gamma; l’obtention d’un troisième profil gamma par soustraction du premier profil au deuxième profil ; et l’évaluation (403) de l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long de l’axe principal (X) du crayon à tester (15) à partir du troisième profil gamma. Figure pour l'abrégé : Figure 4 Procédé de contrôle de l’uniformité de la composition d’un crayon de combustible nucléaire La présente invention concerne un procédé de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d'un axe principal d’un crayon de combustible nucléaire à tester. La présente invention concerne aussi le dispositif de contrôle correspondant. La présente invention concerne enfin un crayon de combustible nucléaire étalon. Les réacteurs nucléaires utilisent l’énergie libérée par les réactions de fission nucléaire qui se produisent lors du bombardement d’un combustible nucléaire fissile par des neutrons. Le combustible nucléaire contient en général de l’uranium enrichi en isotope 235 à une teneur qui dépend de l’utilisation ultérieure et du procédé d’enrichissement. Cette teneur est par exemple comprise entre 3% et 5%. La composition du combustible nucléaire peut toutefois varier en fonction de la technologie mise en œuvre dans le réacteur nucléaire et/ou des sources de combustible nucléaire utilisées pour approvisionner ce réacteur. La préparation du combustible nucléaire comprend le plus souvent une étape de pastillage par frittage d’une poudre de combustible nucléaire, comprenant par exemple des oxydes d’uranium ou des oxydes mixtes d’uranium et de plutonium. Le pastillage est suivi d’une étape de crayonnage, au cours de laquelle les pastilles de combustible nucléaire sont placées dans une enveloppe métallique cylindrique pour former un crayon de combustible nucléaire. Un crayon a typiquement un diamètre de l’ordre de 10 mm et une longueur de l’ordre de 5 m. Les crayons de combustible nucléaire sont enfin arrangés dans un réseau de mailles appropriées, pour former un assemblage combustible solidaire mécaniquement, qui pourra être introduit dans le réacteur nucléaire pour sa combustion. Le bon contrôle de la réaction nucléaire dans le réacteur nucléaire, notamment en termes de puissance énergétique fournie, de gestion de la température au sein du réacteur nucléaire, et de rendement d’utilisation de la matière fissile, se traduit par des exigences élevées sur la qualité des pastilles, des crayons et de l’assemblage combustible. Notamment, il est important que la composition en isotopes fissiles soit le plus uniforme possible le long des crayons de combustible. Les crayons de combustible subissent donc en général une étape de contrôle de leur composition en isotopes fissiles sur toute leur longueur, étape à l’issue de laquelle ils sont soit qualifiés pour être insérés dans un assemblage, soit mis au rebut. La demande de brevet US4822552 décrit un procédé de détermination de l'uniformité d'enrichissement d’une barre de combustible nucléaire. Le procédé comprend le déplacement de la barre de combustible le long d'un parcours linéaire ; la détection répétée du rayonnement gamma naturel, c’est-à-dire sans excitation préalable, de tronçons successifs de la barre au fur et à mesure que la barre se déplace ; et le contrôle de la valeur moyenne d'enrichissement de la barre de combustible afin de détecter les écarts par rapport à une valeur spécifiée d'enrichissement, et/ou la détection des écarts de valeurs d'enrichissement des tronçons successifs de la barre qui sont supérieurs à un pourcentage prédéterminé. Le procédé décrit par le document US4822552 est décrit comme particulièrement adapté pour les combustibles comprenant des absorbeurs de neutrons, pour lesquels les procédés de l’art antérieur basés sur une détection du rayonnement gamma induit par une source de neutrons sont inapplicables. Toutefois, dans certains cas, notamment si le crayon de combustible est préparé au moins en partie d’uranium recyclé, les inventeurs ont constaté que la composition en isotope fissile le long du crayon n’est pas toujours correctement évaluée au moyen d’un procédé passif tel que celui décrit par le document US4822552, de sorte que les conclusions sur l’homogénéité de l’enrichissement peuvent être fausses dans une fraction significative de cas. Le but de l’invention est alors de proposer un procédé de détermination permettant de contrôler l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d'un axe principal d’un crayon de combustible nucléaire à tester avec un bon niveau de confiance quelle que soit l’origine du combustible présent dans le crayon et/ou quels que soient ses composants autres que l’isotope fissile, y compris dans le cas où le crayon à tester est préparé à partir d’isotope fissile recyclé. A cet effet, l’invention a pour objet un procédé de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal d'un crayon de combustible nucléaire à tester, le procédé comprenant les étapes suivantes : - premier balayage du crayon à tester selon l’axe principal à l'aide d'un premier détecteur de rayonnement gamma sans excitation préalable du crayon à tester, le premier balayage produisant un premier profil gamma du crayon à tester ; - deuxième balayage du crayon à tester selon l’axe principal à l'aide d'un deuxième détecteur de rayonnement gamma après excitation du crayon à tester au moyen d’une source de neutrons, le deuxième balayage produisant un deuxième profil gamma du crayon à tester ; - obtention d’un troisième profil gamma du crayon à tester par soustraction du premier profil au deuxième profil ; - évaluation de l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long de l’axe principal du crayon à tester à partir du troisième profil gamma. Le premier profil est obtenu sans excitation préalable du crayon. Il est donc représentatif de l’émission gamma spontanée le long du crayon, due à tous les émetteurs gamma spontanés qui sont présents dans chaque segment de crayon successivement scanné. Le deuxième profil est obtenu avec excitation préalable du crayon par une source de neutrons. L’absorption des neutrons par les noyaux fissiles présents dans le crayon conduit à la fission de ces noyaux et à l’émission de rayonnements gamma par les noyaux excités produits, rayonnements non observés dans le premier profil. Simultanément, les noyaux émetteurs gamma spontanés émettent des rayonnements gamma de la même manière que pour le premier balayage. L’obtention du troisième profil par soustraction du premier profil au deuxième profil permet donc de s’affranchir de la composante du signal non représentative de l’isotope fissile d’intérêt dans le deuxième profil et ainsi de tirer des conclusisons correctes sur l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long du crayon, même en présence de radionucléides émetteurs gamma spontané. Ceci est particulièrement avantageux lorsque le crayon est un crayon d’uranium comprenant de l’uranium recyclé. L’isotope fissile d’intérêt est alors l’uranium 235. Le crayon comprend alors aussi de l’uranium 232, qui est un produit de décroissance radioactive du plutonium 236 formé lors d’une combustion préalable au recyclage de l’uranium, et qui est émetteur gamma spontané. Suivant d’autres aspects avantageux de l’invention, le procédé comprend une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises isolément ou suivant toutes les combinaisons techniquement possibles : - l’obtention du premier profil comprend une étape de correction de mesures du premier détecteur obtenues lors du premier balayage par application d’un facteur multiplicatif de correction caractéristique de l’ensemble formé par le premier détecteur et le deuxième détecteur ; - le procédé comprend avant le premier balayage et le deuxième balayage, une détermination du facteur de correction, cette détermination comprenant : * la fourniture d’un crayon de combustible nucléaire étalon, comprenant l’isotope fissile d’intérêt et au moins un autre isotope d’un élément chimique émetteur gamma spontané, et dont les compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long d’un axe principal du crayon étalon sont connues ; * la production d’un premier profil gamma de référence par un premier balayage préalable du crayon étalon à l’aide du premier détecteur sans excitation préalable du crayon étalon et d’un deuxième profil gamma de référence par un deuxième balayage préalable du crayon étalon à l’aide du deuxième détecteur après excitation préalable du crayon étalon au moyen de la source de neutrons ; * la fourniture d’une valeur du facteur de correction à partir du premier profil gamma de référence et du deuxième profil gamma de référence, ainsi que des compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long de l’axe principal du crayon étalon ; - le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage préalable et le deuxième balayage préalable et le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage et le deuxième balayage sont séparés par une durée inférieure à une période d’étalonnage prédéterminée ; - le crayon à tester comprend un combustible nucléaire recyclé ; - l’isotope fissile d’intérêt est l’uranium et l’isotope émetteur gamma est l’uranium ; - pour le deuxième balayage, la source de neutrons comprend du californium ; - le combustible nucléaire est choisi parmi un uranium non recyclé enrichi, un uranium recyclé enrichi et leurs mélanges ; et - le crayon étalon est constitué d’au moins deux pastilles comprenant de l’uranium, la teneur en uranium d’au moins une première pastille étant connue et égale à une composition nominale et la teneur en uranium d’au moins une deuxième pastille étant connue et différente de la composition nominale ; L’invention concerne également un dispositif de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal d'un crayon de combustible nucléaire à tester, le dispositif comprenant : - un premier détecteur de rayonnement gamma, configuré pour produire un premier profil gamma du crayon à tester sans excitation préalable du crayon à tester à l’issue d’un premier balayage du crayon à tester selon l’axe principal ; - un deuxième détecteur de rayonnement gamma comprenant une source de neutrons et configuré pour produire un deuxième profil gamma du crayon à tester à l’issue d’un deuxième balayage du crayon à tester selon l’axe principal après excitation du crayon à tester au moyen de la source de neutrons ; - un dispositif de traitement des données configuré pour déterminer un troisième profil gamma du crayon à tester par soustraction du premier profil au deuxième profil et évaluer l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long de l’axe principal du crayon à tester à partir du troisième profil gamma. Suivant d’autres aspects avantageux de l’invention, le dispositif comprend une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises isolément ou suivant toutes les combinaisons techniquement possibles : - le dispositif comprend en outre un crayon de combustible nucléaire étalon, comprenant l’isotope fissile d’intérêt et au moins un autre isotope d’un élément chimique émetteur gamma spontané, et dont les compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long d’un axe principal du crayon étalon sont connues, le dispositif de traitement des données étant de plus configuré pour déterminer une valeur d’un facteur de correction à partir d’un premier profil gamma de référence du crayon étalon produit par le premier détecteur sans excitation préalable du crayon étalon et d’un deuxième profil gamma de référence du crayon étalon produit par le deuxième détecteur après excitation préalable du crayon étalon au moyen de la source de neutrons, ainsi que des compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long de l’axe principal du crayon étalon, le dispositif étant configuré pour multiplier des mesures obtenues lors du premier balayage par le facteur de correction pour la production du premier profil ; et - le premier détecteur comprend des moyens de déplacement du crayon à tester selon un premier axe de balayage et le deuxième détecteur comprend des moyens de déplacement du crayon à tester selon un deuxième axe de balayage différent du premier axe de balayage. L’invention concerne également un crayon de combustible nucléaire étalon comprenant : - au moins une pastille comprenant un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique dans une première teneur connue et dépourvue de radio-isotope émetteur gamma, et - au moins une pastille comprenant l’isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique dans une deuxième teneur connue et au moins un radio-isotope émetteur gamma d’intérêt dans une troisième teneur connue, les positions de chacune des pastilles le long d’un axe principal selon lequel s’étend le crayon étalon étant connues. L’invention apparaîtra plus clairement à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple non limitatif, et faite en référence aux dessins dans lesquels : FIG. 1 la FIG. 1 représente schématiquement un dispositif de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal d'un crayon de combustible nucléaire à tester selon l’invention. FIG. 2 la FIG. 2 est un exemple de premier profil (courbe A2), deuxième profil (courbe B2) et troisième profil (courbe C2) obtenus pour le crayon de combustible nucléaire représenté schématiquement sur la partie basse de la FIG. 2 , l’excitation étant réalisée pour l’obtention du deuxième profil avec une source neutronique d’environ 500 µg de 252 Cf. Le taux de comptage N est porté sur l’axe des ordonnées, l’abscisse X représente la position le long du crayon testé. FIG. 3 la FIG. 3 est un exemple de deuxième profil (courbe B3) et troisième profil (courbe C3) obtenus pour le crayon de la FIG. 2 , l’excitation étant réalisée pour l’obtention du deuxième profil avec une source neutronique d’environ 1000 µg de 252 Cf. Le taux de comptage N est porté sur l’axe des ordonnées, l’abscisse X représente la position le long du crayon testé. FIG. 4 la FIG. 4 représente sous forme de logigramme un mode de réalisation particulier du procédé de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal d'un crayon de combustible nucléaire à tester selon l’invention. FIG. 5 la FIG. 5 est un exemple de premier profil (courbe A5), deuxième profil (courbe B5) obtenus et troisième profil (courbe C5) attendu pour le crayon étalon représenté schématiquement sur la partie basse de la FIG. 5 , l’excitation étant réalisée pour l’obtention du deuxième profil avec une source neutronique d’environ 500 µg de 252 Cf. Le taux de comptage N est porté sur l’axe des ordonnées, l’abscisse X représente la position le long du crayon à tester. Le dispositif 10 de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique A le long d’un axe principal X d'un crayon de combustible nucléaire 15 à tester, dont un mode de réalisation est représenté schématiquement sur la FIG. 1 , comprend un premier détecteur de rayonnement gamma 20, un deuxième détecteur de rayonnement gamma 25 comprenant une source de neutrons 30 et un dispositif de traitement des données 35 échangeant des données avec le premier détecteur 20 et le deuxième détecteur 25. Le crayon 15 comprend une enveloppe métallique, par exemple cylindrique, dans laquelle sont placées des pastilles de combustible nucléaires. La composition du crayon 15 peut être connue à priori ou non. L’isotope fissile d’intérêt est avantageusement l’uranium 235 ( 235 U). Dans ce cas, l’élément chimique A est donc l’uranium ( 92 U). Le crayon 15 peut comprendre des isotopes non fissiles de l’élément chimique A, notamment des radio-isotopes émetteurs gamma de cet élément chimique A. Dans le cas où l’isotope fissile d’intérêt est l’uranium 235 ( 235 U), le crayon 15 comprend avantageusement de l’uranium recyclé comprenant de l’uranium 232 ( 23 2 U). Le crayon 15 peut aussi comprendre d’autres éléments chimiques que l’élément A, notamment des produits de décroissance radioactive de l’uranium 232. Le premier détecteur 20 comprend des moyens de déplacement du crayon 15 avec une vitesse de déplacement donnée entre une entrée 20A et une sortie 20B du premier détecteur 20, ainsi que des moyens de détection et de comptage des photons gamma émis par une fraction du crayon 15 qui se trouve dans une zone de détection 20C à l’intérieur du premier détecteur 20. Les moyens de déplacement du crayon 15 sont avantageusement configuré pour déplacer le crayon 15 en continu. Les moyens de détection et de comptage sont par exemple un détecteur à scintillation. Le premier détecteur 20 est configuré pour fournir un premier profil gamma du crayon 15. Le premier profil comprend, pour chaque fraction de crayon 15 successivement passée dans la zone de détection 20C, un taux de comptage N des photons gamma émis spontanément (c’est-à-dire sans excitation préalable) par la fraction de crayon 15 respective. Un exemple de premier profil peut être observé sur la courbe A2 de la FIG. 2 , obtenue pour un crayon modèle 40 comprenant en alternance périodique des groupes de pastilles d’uranium non recyclé 40A enrichi à 5,0 % en uranium 235 et des groupes de pastilles d’uranium recyclé 40B enrichi à 4,0 % en uranium 235. Un autre exemple de premier profil peut être observé sur la courbe A5 de la FIG. 5 , obtenue pour un crayon étalon 50 comprenant en alternance des groupes de pastilles d’uranium non recyclé 50A enrichi à 4% en uranium 235 et des groupes de pastilles d’uranium recyclé 50B enrichi à 4% en uranium 235. Dans un mode de réalisation particulier, le taux de comptage N du premier profil correspond au nombre de photons gamma dans une première gamme d’énergie. La première gamme d’énergie est avantageusement choisie pour comprendre une ou plusieurs raies d’émission gamma d’un radio-isotope émetteur gamma présent ou susceptible d’être présent dans le crayon 15. A titre d’exemple, si le crayon 15 comprend ou est susceptible de comprendre de l’uranium 232, la première gamme d’énergie est avantageusement [0, 2 MeV]. Cette première gamme d’énergie comprend des raies de plusieurs produits de décroissance de l’uranium 232, parmi lesquels le thallium 208 ( 2 08 Tl), le plomb 212 ( 2 12 Pb) et le Bismuth 212 ( 2 12 Bi), qui sont les principaux contributeurs au spectre gamma naturel de l’uranium 232. Avantageusement, chaque fraction de crayon 15 a une longueur de l’ordre de quelques millimètres. Dans l’exemple de la FIG. 1 , le deuxième détecteur 25 est placé en aval du premier détecteur 20 dans le sens de déplacement du crayon 15. Le deuxième détecteur 25 comprend des moyens de déplacement du crayon 15 avec une vitesse de déplacement donnée entre une entrée 25A et une sortie 25B du deuxième détecteur 25. Les moyens de déplacement du crayon 15 sont avantageusement configuré pour déplacer le crayon 15 en continu. Le deuxième détecteur 25 comprend une source de neutrons 30 à proximité de l’entrée 25A, configurée pour exciter le crayon 15 avant la détection de photons gamma. La source de neutrons est avantageusement choisie pour induire des réactions de fission de l’isotope fissile d’intérêt de l’élément chimique A. La source de neutrons est avantageusement constituée de 252 Cf. Cette disposition est particulièrement avantageuse dans le cas où l’isotope fissile d’intérêt est l’uranium 235. D’autres sources de neutrons peuvent être envisagées, notamment par exemple une source Américium-Béryllium (Am-Be) ou un générateur de neutrons. Le deuxième détecteur 25 comporte en aval de la source des moyens de détection et de comptage des photons gamma émis par une fraction du crayon 15 qui se trouve dans une zone de détection 25C à l’intérieur du deuxième détecteur 25. Les moyens de détection et de comptage sont par exemple un détecteur à scintillation. Le deuxième détecteur 25 est configuré pour fournir un deuxième profil gamma du crayon 15. Le deuxième profil comprend, pour chaque fraction de crayon 15 successivement passée dans la zone de détection 25C, un taux de comptage N des photons gamma émis par la fraction de crayon 15 respective. Dans le deuxième détecteur 25, l’émission est possiblement à la fois spontanée et induite par l’excitation au moyen de la source de neutrons 30. Aucune discrimination n’est faite entre les deux modes d’émission dans le deuxième détecteur 25. Un exemple de deuxième profil peut être observé sur la courbe B2 de la FIG. 2 et la courbe B3 de la FIG. 3 , obtenues pour un crayon modèle 40, ou encore sur la courbe B5 de la FIG. 5 pour le crayon étalon 50. Dans un mode de réalisation particulier, le taux de comptage N du deuxième profil correspond au nombre de photons gamma dans une deuxième gamme d’énergie. La deuxième gamme d’énergie est avantageusement choisie pour comprendre une ou plusieurs raies d’émission gamma d’au moins un produit de fission de l’isotope fissile d’intérêt présent dans le crayon 15. A titre d’exemple, si le crayon 15 comprend de l’uranium 235, la deuxième gamme d’énergie est avantageusement [0, 9 MeV], de manière préférée [75 keV, 6MeV]. Cette deuxième gamme d’énergie comprend des raies de plusieurs produits de fission de l’uranium 235, parmi lesquels le krypton 93 ( 93 Kr), le rubidium 93 ( 93 Rb) et l’yttrium 93 ( 93 Y), qui sont des contributeurs importants au spectre gamma induit par activation neutronique de l’uranium 235, en sus d’au moins une raie d’un produit de fission de l’uranium 235, notamment Strontium, iode. Le premier détecteur 20 et le deuxième détecteur 25 sont configurés pour échanger des données avec le dispositif de traitement des données 35. Notamment, le dispositif de traitement des données 35 est configuré pour recevoir le premier (respectivement deuxième) profil du premier (respectivement deuxième) détecteur 20 (respectivement 25). Le dispositif de traitement des données 35 est configuré pour générer un troisième profil par soustraction du premier profil au deuxième profil. Un exemple de troisième profil peut être observé sur la courbe C2 de la FIG. 2 , obtenue pour le crayon modèle 40 à partir du premier profil (courbe A2) et du deuxième profil (courbe B2). Le dispositif de traitement des données 35 est configuré pour fournir une évaluation de l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long du crayon à tester à partir du troisième profil gamma. Le procédé de contrôle de cette uniformité est détaillé ci-après. Le procédé 400 de contrôle de l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long du crayon à tester à partir du troisième profil gamma est schématiquement représenté sur la FIG. 4 . Le procédé 400 comprend un premier balayage 401 du crayon 15 à l'aide du premier détecteur 20 sans excitation préalable du crayon 15 à tester pour obtenir un premier profil du crayon 15. Pour cela, le crayon 15 est déplacé à vitesse constante dans le premier détecteur 20 entre son entrée 20A et sa sortie 20B. Le premier profil, comprenant un taux de comptage N des photons gamma émis pour chacune des fractions successives du crayon 15, est ainsi produit par le premier détecteur 20. Le taux de comptage N du premier profil est par exemple le nombre de photons gamma émis dans la première gamme d’énergie. Le procédé 400 comprend deuxième balayage 402 du crayon 15 à l'aide du deuxième détecteur 25. Pour le deuxième balayage 402, le crayon 15 est déplacé à vitesse constante dans le deuxième détecteur 25 entre son entrée 25A et sa sortie 25B. L’excitation du crayon 15 au moyen de la source de neutrons 30 provoque des réactions de fission d’une petite fraction des noyaux de l’isotope fissile d’intérêt, de sorte que des produits de fission de l’isotope fissile sont formés. Au moins une partie de ces produits de fission sont possiblement émetteurs gamma, de sorte que l’émission gamma d’une fraction du crayon 15 qui passe après excitation dans la zone de détection 25C comprend en superposition une éventuelle émission induite par l’excitation et une éventuelle émission spontanée, pour les cas où cette fraction du crayon 15 comprendrait avant excitation des radio-isotopes émetteurs gamma. A titre d’exemple, si le crayon 15 comprend de l’uranium 235, une émission spontanée est observée. Si l’uranium 235 est issu d’un recyclage, le crayon 15 comprend en outre d’autres radio-isotopes sources d’une émission gamma induite par l’excitation qui sera observée en superposition avec l’émission spontanée de l’uranium 235. A l’issue du deuxième balayage 402, le deuxième profil du crayon 15 est obtenu. Le deuxième profil comprend un taux de comptage N des photons gamma émis pour chacune des fractions successives du crayon 15. Le taux de comptage N du deuxième profil est par exemple le nombre de photons gamma émis dans la deuxième gamme d’énergie. On notera que l’ordre d’obtention des premier et deuxième profils n’a pas d’impact sur le procédé 400, et donc que le deuxième balayage 402 peut être effectué après le premier balayage 401 comme représenté sur les figures 1 et 4, ou avant le premier balayage 401 . Avantageusement, si le premier balayage 401 est effectué après le deuxième balayage 402, les deux balayages 401 et 402 sont séparés par une durée prédéterminée, supérieure ou égale à une durée de désactivation d’une fraction du crayon 15 qui a été excitée pour le deuxième balayage 402. Dans un mode de réalisation particulier, les premier et deuxième balayages 401, 402 sont effectués au moyen d’un premier détecteur 20 et d’un deuxième détecteur 25 dont les axes de déplacement du crayon 15 pour le balayage sont différents. Le premier profil et le deuxième profil sont transmis respectivement par le premier détecteur 20 et le deuxième détecteur 25 au dispositif de traitement des données 35. Le dispositif de traitement des données 35 soustrait alors le premier profil au deuxième profil pour produire le troisième profil gamma du crayon 15. Le dispositif de traitement des données 35 peut alors fournir un résultat du contrôle de l’homogénéité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long du crayon 15 à tester à partir du troisième profil gamma. Par exemple, le dispositif de traitement 35 peut tester si l’écart relatif ou absolu entre chacun des taux de comptage du troisième profil pour chaque fraction du crayon 15 testé et la valeur moyenne de ces taux de comptage est inférieur à une valeur seuil. Dans l’affirmative, le résultat du contrôle est positif : la composition en isotope fissile d’intérêt est évaluée comme homogène le long du crayon à tester, à la précision correspondant à la valeur seuil choisie. Dans la négative, le résultat du contrôle est négatif : la composition en isotope fissile d’intérêt d’au moins une fraction dévie de manière excessive de la composition moyenne du crayon testé. Avantageusement, le résultat comprend la localisation de chacune des fractions de crayon dont l’écart relatif ou absolu à la moyenne est supérieur à la valeur seuil. Le procédé 400 selon l’invention permet de contrôler l’homogénéité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long du crayon 15 aussi bien ou mieux que les procédés de l’art antérieur dans tous les cas de crayons 15 à tester. D’une part, dans le cas où le crayon 15 ne comprend pas de radio-isotope émetteur gamma, après filtrage éventuel du bruit ambiant, le procédé fournit un troisième profil identique au deuxième profil. Les conclusions sur l’uniformité de l’enrichissement du crayon 15 seront donc analogues à celles des procédés de l’art antérieur ne mettant en œuvre qu’une étape de balayage actif. D’autre part, dans le cas où le crayon 15 comprend un radio-isotope émetteur gamma, dont un exemple est représenté sur les figures 2 et 3, le deuxième profil peut comprendre des pics correspondant à des taux de comptage particulièrement élevés pour les fractions de crayon dans lesquelles le radio-isotope émetteur gamma est localisé (fractions 40B pour les figures 2 et 3). Si l’uniformité de la composition du crayon 15 en isotope fissile d’intérêt n’est contrôlée qu’à partir du deuxième profil, comme dans les procédés de l’art antérieur ne mettant en œuvre qu’une étape de balayage actif, les conclusions peuvent être erronées. Ainsi, dans le cas de la FIG. 3 , si l’on considère que le taux de comptage N des zones 40A correspond à un enrichissement conforme aux spécifications, il est possible de conclure, sur la base du deuxième profil pris seul (profil B3) correspondant au procédé actif de l’art antérieur, que l’enrichissement des zones 40B est conforme et donc que le crayon 15 peut être qualifié pour une mise en œuvre dans un assemblage combustible. Cette conclusion du procédé de l’art antérieur est inadéquate puisque les zones 40B sont moins riches en uranium 235 (enrichissement 4,0%) que les zones 40A (enrichissement à 5,0%). L’amplitude de l’émission gamma induite par l’excitation est beaucoup plus importante dans le cas de la FIG. 3 que dans la FIG. 2 , l’émission gamma spontanée restant indépendante de l’excitation. En conséquence, l’émission gamma spontanée est masquée par l’émission gamma induite et non observable sur le profil B3. Il est alors possible de conclure, sur la base du deuxième profil pris seul et correspondant au procédé actif de l’art antérieur que, l’enrichissement est parfaitement uniforme puisque le profil B3 est plat. Le procédé actif de l’art antérieur conclurait donc que le crayon 40 peut être qualifié pour une mise en œuvre dans un assemblage combustible. Cette conclusion est erronée puisque les zones 40B sont moins riches en uranium 235 (enrichissement 4,0%) que les zones 40A (enrichissement à 5,0%). Au contraire, le troisième profil de la FIG. 3 (profil C3) selon l’invention est bien représentatif de l’enrichissement du crayon 40, des minima d’enrichissements étant observés au niveau des zones 40B moins riches que les zones 40 A du crayon 40. En outre, si la source de neutrons n’est pas choisie de manière appropriée, les procédés de l’art antérieur ne mettant en œuvre qu’une étape de balayage actif peuvent conduire à un autre type d’erreur observable sur la FIG. 2 . Le deuxième profil de cette FIG. 2 a été obtenu sur le même crayon 40 que pour la FIG. 3 mais avec une excitation avec une source de californium 252 moins massive (environ 500 µg de 252 Cf pour la FIG. 2 contre environ 1000 µg de 252 Cf pour la FIG. 3 ). L’amplitude de l’émission gamma induite par l’excitation est beaucoup moins importante dans le cas de la FIG. 2 que dans la FIG. 3 , l’émission gamma spontanée restant indépendante de l’excitation. En conséquence, l’émission gamma spontanée indique est perturbée par l’émission gamma induite et on observe sur le profil B2 un écart postif alors que les zones 40B sont moins riches en uranium 235. Au contraire, le troisième profil de la FIG. 3 (profil C3) selon l’invention est bien représentatif de l’enrichissement du crayon 40, des minima d’enrichissements étant observés au niveau des zones 40B moins riches que les zones 40 A du crayon 40. Par ailleurs, si l’uniformité de la composition du crayon 15 en isotope fissile d’intérêt n’est contrôlée qu’à partir du premier profil (profil A2 sur la FIG. 2 et profil A5 sur la FIG. 5 ), comme dans les procédés de l’art antérieur ne mettant en œuvre qu’une étape de balayage passif, les conclusions peuvent elles aussi être erronées. Ainsi, dans le cas de la FIG. 5 , si l’on considère que le taux de comptage des zones 50A correspond à un enrichissement conforme aux spécifications, le procédé passif de l’art antérieur aboutirait, sur la base du premier profil (profil A5) pris seul, à conclure que l’enrichissement des zones 50B est excessif et donc que le crayon 15 ne peut pas être qualifié pour une mise en œuvre dans un assemblage combustible. Cette conclusion est inadéquate puisque les zones 50B et les zones 50A présentent le même taux d’enrichissement (enrichissement à 4,0 %). Au contraire, le troisième profil selon l’invention, qui est dans le cas de la FIG. 5 identique au profil C5 attendu, est représentatif de l’enrichissement du crayon 40, un enrichissement identique étant observé au niveau des zones 50B et des zones 5 les zones 50A du crayon 40. On comprend donc que les procédés de l’art antérieur, qu’ils soient basés sur un balayage passif ou sur un balayage actif, ne permettent pas de conclure valablement sur l’homogénéité de l’enrichissement d’un crayon de combustible en isotope fissile d’intérêt dans de nombreux cas. Au contraire, le procédé selon l’invention permet de pallier à ces inconvénients par la combinaison judicieuse du premier profil et du deuxième profil pour obtenir le troisième profil. Avantageusement, le procédé comprend une étape de correction 404 des mesures du premier détecteur. Pour cette étape, un facteur de correction K est fourni à un dispositif de traitement des données du dispositif 10, qui peut être compris dans le premier détecteur 20 ou encore être le dispositif de traitement des données 35. Le facteur de correction K est représentatif de l’ensemble formé par le premier détecteur 20 et le deuxième détecteur 25. Cette disposition permet de tenir compte de la sensibilité du premier détecteur 20 et/ou du deuxième détecteur 25 ainsi que des conditions environnementales s’ils y sont sensibles, notamment à leur température de fonctionnement. De plus, les caractéristiques techniques des premier et deuxième détecteurs, parmi lesquelles l’efficacité du cristal de chacun des détecteurs ou le facteur d’atténuation de la gaine de ces détecteurs ou la configuration matérielle du détecteur, peuvent être relativement différentes de sorte que les amplitudes des signaux mesurés pour former le premier profil et le deuxième profil ne sont pas toujours directement comparables. Il est donc avantageux de procéder à l’étape de correction 404 avant de soustraire le premier profil et le deuxième profil, pour tenir compte du facteur d’échelle entre le premier détecteur 20 et le deuxième détecteur 25. Dans ce cas, le premier profil comprend donc un taux de comptage N des photons gamma émis dans la première gamme d’énergie pour chacune des fractions successives du crayon 15 correspondant au taux de comptage effectivement mesuré par le premier détecteur 20 multiplié par le facteur K. Le facteur K peut être obtenu par simulation et/ou au moyen d’un étalon. Avantageusement, le procédé 400 comprend une détermination 405 du facteur de correction K avant le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage 401 et le deuxième balayage 402. Pour l’étape de détermination 405, on fournit un crayon de combustible nucléaire étalon 50, comprenant l’isotope fissile d’intérêt et au moins un autre isotope d’un élément chimique émetteur gamma spontané présent ou susceptible d’être présent dans un crayon 15 à tester ultérieurement. Plus précisément, un crayon étalon 50 comprend au moins une pastille comprenant l’isotope fissile d’intérêt dans une première teneur connue et dépourvue de radio-isotope émetteur gamma et au moins une pastille comprenant l’isotope fissile d’intérêt dans une deuxième teneur connue et au moins un radio-isotope émetteur gamma d’intérêt dans une troisième teneur connue, et les positions de chacune des pastilles le long de l’axe principal du crayon étalon 50 sont connues Les compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long de l’axe principal du crayon étalon du crayon étalon 50 sont par exemple obtenues par une analyse par spectrométrie gamma détaillée, comprenant l’analyse de chacune des différentes raies du spectre gamma passif du crayon étalon 50 . Un exemple de crayon étalon est représenté sur la partie basse de la FIG. 5 . Dans cet exemple, le crayon étalon comprend une alternance de zones 50A comprenant des pastilles d’uranium non recyclé enrichi à 4,0% en uranium 235, qui est dans ce cas l’isotope fissile d’intérêt et de zones 50B groupes de pastilles d’uranium recyclé enrichi à 4,0% en uranium 235, comprenant 30 parties par milliard en poids d’uranium 232, qui est comme on l’a vu précédemment émetteur gamma. Le nombre de zones 50B comprenant le radio-isotope émetteur gamma, leurs longueurs selon l’axe principal du crayon étalon 50, et leur espacement deux-à-deux peuvent être choisis pour gagner en précision. Avantageusement, l’âge des pastilles constituant les zones 50B comprenant le radio-isotope émetteur gamma est connu. Cet âge est de préférence homogène au sein d’un crayon étalon 50 donné. Avantageusement, si le radio-isotope émetteur gamma est l’uranium 232, l’âge des pastilles constituant les zones 50B est de l’ordre de 10 ans. Dans ce cas, il a été observé que le signal gamma de telles pastilles est stable sur une durée de l’ordre de plusieurs années, ce qui permet d’utiliser le même étalon pour des itérations successives du procédé 400 pendant cette même durée. L’étape de détermination 405 comprend la production d’un premier profil gamma de référence par un premier balayage préalable 405a du crayon étalon 50 à l’aide du premier détecteur 20 sans excitation préalable du crayon étalon 50, de préférence dans les conditions qui seront utilisés pour le premier balayage 401 du crayon 15 à tester ultérieurement. L’étape de détermination 405 comprend aussi la production d’un deuxième profil gamma de référence par un deuxième balayage préalable 405b du crayon étalon 50 à l’aide du deuxième détecteur 25 après excitation préalable du crayon étalon 50 au moyen de la source de neutrons, de préférence dans les conditions qui seront utilisées pour le deuxième balayage 402 du crayon 15 à tester ultérieurement. L’ordre dans lesquels les premier et deuxième profil gamma de référence sont obtenus est indifférent. Avantageusement, si le premier balayage préalable 405a est effectué après le deuxième balayage 405b, les deux balayages préalables 405a et 405b sont séparés par une durée prédéterminée, supérieure ou égale à une durée de désactivation d’une fraction du crayon étalon 50 qui a été excitée pour le deuxième balayage préalable 405b. Le premier profil de référence et le deuxième profil de référence sont transmis à un dispositif de traitement des données, qui est par exemple le dispositif de traitement des données 35, et qui fournit à l’issue d’une étape d’analyse 405c de ces deux profils de référence une valeur du facteur de correction K. Dans la mesure où le crayon étalon 50 est connu, il est possible de générer un troisième profil de référence attendu pour ce crayon étalon 50. Le troisième profil de référence attendu dans l’exemple de la FIG. 5 correspond à la courbe C5 : un signal plat est attendu dans ce cas puisque le crayon étalon 50 a été conçu pour que sa teneur en isotope fissile soit constante sur toute sa longueur. Le dispositif de traitement des données 35 détermine donc le facteur de correction K à appliquer aux valeurs mesurées par le premier détecteur 20 pour former un premier profil de référence tel que la soustraction du premier profil de référence au deuxième profil de référence forme un profil identique au troisième profil de référence attendu. Cette disposition permet de déterminer le facteur de correction K par l’expérience, pour chaque ensemble de premier détecteur 20 et deuxième détecteur 25 particulier. Avantageusement, l’étape de détermination 405 est réalisée de manière itérative, à chaque fois qu’une durée égale à une période d’étalonnage prédéterminée s’est écoulée. La période d’étalonnage est avantageusement inférieure à 24 heures, de préférence inférieure à 10h. Avantageusement, l’étape de détermination 405 est réalisée de manière itérative, à chaque fois que la configuration matérielle du premier détecteur 20 et/ou du deuxième détecteur 25 est modifiée. Ces dispositions permettent de tenir compte des variations environnementales et/ou materielles, notamment de température et d’exposition à la radioactivité du premier détecteur 20 et du deuxième détecteur et donc de l’état de fonctionnement de ces détecteurs peu avant le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage 401 et le deuxième balayage 402 pour le contrôle d’un crayon 15 à tester donné. La précision du procédé 400 est donc encore améliorée. Procédé (400) de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal (X) d'un crayon de combustible nucléaire (15) à tester, le procédé comprenant les étapes suivantes : - premier balayage (401) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) à l'aide d'un premier détecteur (20) de rayonnement gamma sans excitation préalable du crayon à tester (15), le premier balayage produisant un premier profil gamma du crayon à tester (15) ; - deuxième balayage (402) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) à l'aide d'un deuxième détecteur (25) de rayonnement gamma après excitation du crayon à tester (15) au moyen d’une source de neutrons (30), le deuxième balayage produisant un deuxième profil gamma du crayon à tester (15) ; - obtention d’un troisième profil gamma du crayon à tester (15) par soustraction du premier profil au deuxième profil ; et - évaluation (403) de l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long de l’axe principal (X) du crayon à tester (15) à partir du troisième profil gamma. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l’obtention du premier profil comprend une étape de correction (404) de mesures du premier détecteur obtenues lors du premier balayage (401) par application d’un facteur multiplicatif de correction caractéristique de l’ensemble formé par le premier détecteur et le deuxième détecteur. Procédé selon la revendication 1 ou la revendication 2, comprenant, avant le premier balayage (401) et le deuxième balayage (402), une détermination (405) du facteur de correction, cette détermination comprenant : - la fourniture d’un crayon de combustible nucléaire étalon (50), comprenant l’isotope fissile d’intérêt et au moins un autre isotope d’un élément chimique émetteur gamma spontané, et dont les compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long d’un axe principal (X) du crayon étalon (50) sont connues; - la production d’un premier profil gamma de référence par un premier balayage préalable (405a) du crayon étalon (50) à l’aide du premier détecteur (20) sans excitation préalable du crayon étalon (50) et d’un deuxième profil gamma de référence par un deuxième balayage préalable (405b) du crayon étalon (50) à l’aide du deuxième détecteur (25) après excitation préalable du crayon étalon (50) au moyen de la source de neutrons (30) ; - la fourniture (405c) d’une valeur du facteur de correction à partir du premier profil gamma de référence et du deuxième profil gamma de référence, ainsi que des compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long de l’axe principal (X) du crayon étalon (50). Procédé selon la revendication 3, dans lequel le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage préalable (405a) et le deuxième balayage préalable (405b) et le balayage effectué le plus tôt parmi le premier balayage (401) et le deuxième balayage (402) sont séparés par une durée inférieure à une période d’étalonnage prédéterminée. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes dans lequel le crayon à tester (15) comprend un combustible nucléaire recyclé. Procédé selon la revendication 3 dans lequel l’isotope fissile d’intérêt est l’uranium 235 et l’isotope émetteur gamma est l’uranium 232. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes dans lequel, pour le deuxième balayage (402), la source de neutrons comprend du californium 252. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes dans lequel le combustible nucléaire est choisi parmi un uranium non recyclé enrichi (UNE), un uranium recyclé enrichi (URE) et leurs mélanges. Procédé selon la revendication 8 et selon la revendication 3 dans lequel le crayon étalon est constitué d’au moins deux pastilles comprenant de l’uranium, la teneur en uranium 235 d’au moins une première pastille étant connue et égale à une composition nominale et la teneur en uranium 235 d’au moins une deuxième pastille étant connue et différente de la composition nominale. Dispositif (10) de contrôle de l’uniformité de la composition en un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique le long d’un axe principal (X) d'un crayon de combustible nucléaire (15) à tester, le dispositif (10) comprenant : - un premier détecteur (20) de rayonnement gamma, configuré pour produire un premier profil gamma du crayon à tester sans excitation préalable du crayon à tester (15) à l’issue d’un premier balayage (401) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) ; - un deuxième détecteur (25) de rayonnement gamma comprenant une source de neutrons (30) et configuré pour produire un deuxième profil gamma du crayon à tester (15) à l’issue d’un deuxième balayage (402) du crayon à tester (15) selon l’axe principal (X) après excitation du crayon à tester (15) au moyen de la source de neutrons (30) ; - un dispositif de traitement des données (35) configuré pour déterminer un troisième profil gamma du crayon à tester (15) par soustraction du premier profil au deuxième profil et évaluer l’uniformité de la composition en isotope fissile d’intérêt le long de l’axe principal (X) du crayon à tester (15) à partir du troisième profil gamma. Dispositif (10) selon la revendication 10 comprenant en outre un crayon de combustible nucléaire étalon (50), comprenant l’isotope fissile d’intérêt et au moins un autre isotope d’un élément chimique émetteur gamma spontané, et dont les compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long d’un axe principal du crayon étalon (X) sont connues, le dispositif de traitement des données (35) étant de plus configuré pour déterminer une valeur d’un facteur de correction à partir d’un premier profil gamma de référence du crayon étalon (50) produit par le premier détecteur (20) sans excitation préalable du crayon étalon (50) et d’un deuxième profil gamma de référence du crayon étalon (50) produit par le deuxième détecteur (25) après excitation préalable du crayon étalon (50) au moyen de la source de neutrons (30), ainsi que des compositions en isotope fissile d’intérêt et en isotope émetteur gamma le long de l’axe principal du crayon étalon , le dispositif (10) étant configuré pour multiplier des mesures obtenues lors du premier balayage (401) par le facteur de correction pour la production du premier profil. Dispositif selon l’une quelconque des revendications 10 et 11, dans lequel le premier détecteur (20) comprend des moyens de déplacement du crayon à tester selon un premier axe de balayage et le deuxième détecteur (25) comprend des moyens de déplacement du crayon à tester selon un deuxième axe de balayage différent du premier axe de balayage. Crayon de combustible nucléaire étalon (50) comprenant : - au moins une pastille (50A) comprenant un isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique dans une première teneur connue et dépourvue de radio-isotope émetteur gamma, et - au moins une pastille (50B) comprenant l’isotope fissile d’intérêt d’un élément chimique dans une deuxième teneur connue et au moins un radio-isotope émetteur gamma d’intérêt dans une troisième teneur connue, les positions de chacune des pastilles le long d’un axe principal (X) selon lequel s’étend le crayon étalon (50) étant connues.