La présente invention propose un procédé et un système de détermination d’une quantité de matière fissile présentant de bonnes performances, applicable dans des environnements très irradiants, non destructive, et permettant de disposer les équipements électroniques de mesure en dehors des zones irradiantes. Ce système comporte : - un dispositif d’activation neutronique (3) adapté pour être placé dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, typiquement en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique, - un dispositif de spectrométrie gamma (5) adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et - un dispositif informatique (7) configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile. Figure pour l'abrégé : Fig. 1 Procédé, système et dispositif de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation La présente invention concerne un système, un dispositif et un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, et plus particulièrement dans une installation à démanteler. Etat de la technique antérieure La présente invention s’applique à la détermination non destructive de la masse de matière fissile dans une installation ou un équipement, dans un environnement pouvant être très irradiant, plus particulièrement avant démantèlement. Cette détermination est basée sur la mesure du flux neutronique in situ qui est de faible amplitude dans de telles conditions. Le flux neutronique est émis en général par des émetteurs alpha α tels que le Plutonium mais également les actinides mineurs tels que le Curium et l’Américium ; la contribution de chacun d’eux devra être nécessairement prise en compte lors de l’interprétation de la mesure. Actuellement, pour la mesure des flux neutroniques in situ, les détecteurs mis en œuvre sont le plus souvent des compteurs cylindriques de type proportionnel remplis d’Helium-3 sous 4 bar qui détectent les neutrons préalablement thermalisés par un bloc en polyéthylène haute densité PEHD. Ces détecteurs très sensibles au rayonnement gamma doivent nécessairement être protégés par un blindage, par exemple en plomb, si l’ambiance radiologique dépasse 0,01 Gy/h. Si le débit du rayonnement gamma devient trop élevé, il est possible d’utiliser des compteurs à dépôt de bore pouvant fonctionner correctement jusqu’à environ 1 Gy/h mais au détriment d’une efficacité de détection significativement plus faible. Pour des valeurs encore supérieures de débit de dose, des chambres à fission à l’uranium-235 peuvent être mises en œuvre mais dans ce cas l’efficacité de détection des neutrons thermiques est très réduite. Plus récemment, pour répondre à la pénurie d’approvisionnement en Helium-3, de nouvelles techniques ont été développées sur la base de matériaux scintillants dopés au Lithium-6 ou au Bore-10, mais ces matériaux sont encore plus sensibles au rayonnement gamma que l’Helium-3 pour une sensibilité neutronique inférieure. Actuellement, dans le cadre de projets de démantèlement, l’utilisation de compteurs proportionnels pour la mesure neutronique in situ requiert la mise en œuvre de dispositifs relativement complexes et coûteux. Les adaptations correspondantes sur les opérations de démantèlement nécessitent, pour chaque point de contrôle, l’installation au plus près de l’équipement d’un bloc en polyéthylène (éventuellement protégé par du plomb) dont les dimensions sont très significatives. De plus, pour les zones les moins accessibles, des tubes de guidage doivent être installés selon des règles spécifiques respectant des caractéristiques précises concernant par exemple, le rayon de courbure. Chaque détecteur doit être câblé à un appareillage électronique d’amplification à haute tension, localisé à distance. Par ailleurs, les sensibilités de détection (en général, de l’ordre de quelques dizaines de g de Plutonium) sont très dépendantes des conditions d’environnement, en particulier du bruit de fond lié à l’’irradiation gamma, qui peuvent varier significativement d’un point de contrôle à l’autre. Ainsi, les compteurs neutroniques proportionnels utilisés dans les opérations de démantèlement présentent une sensibilité de détection relativement faible, une sensibilité au rayonnement gamma et une variabilité des performances selon l’environnement du point de mesure. De plus, ces dispositifs sont coûteux et complexes à mettre en œuvre surtout dans les environnements très irradiants. L’objet de la présente invention est par conséquent de proposer un système et un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation remédiant aux inconvénients précités, en particulier en permettant une détermination efficace et à faible coût des masses de matière fissile dans des zones très irradiantes. Présentation de l’invention La présente invention concerne un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant les étapes successives suivantes : - positionner au moins un dispositif d’activation neutronique dans une zone à caractériser pendant une durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, intégrant au moins une cible d’activation neutronique, - extraire à la fin de la durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation de la zone à caractériser, - mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone, - calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et - déterminer la quantité de matière fissile en fonction du flux neutronique calculé et en utilisant des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile. Le matériau thermaliseur de neutrons est typiquement du polyéthylène haute densité (PEHD) mais peut également être un autre matériau hydrogéné tel que la paraffine, préférence étant donnée au PEHD. Ce procédé permet une détermination efficace et à faible coût des masses de matière fissile dans des zones très irradiantes où les techniques à base de compteurs proportionnels sont beaucoup plus complexes voire impossibles à mettre en œuvre. De plus, les cibles peuvent être réutilisées après une phase limitée de décroissance. En outre, une mise en œuvre simultanée de plusieurs dispositifs d’activation permet de réduire le niveau d’incertitude lors d’un contrôle. Avantageusement, ladite au moins une cible est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine thermique (dénommée « cible thermique » dans la suite de la description), une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible. Avantageusement, ladite au moins une cible est constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence Tantale. Avantageusement, la mesure de l’activité de ladite au moins une cible est réalisée par spectrométrie gamma à haute résolution. Ceci augmente la sensibilité de la mesure. Selon un premier mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une première cible d’activation neutronique, ladite première cible étant intégrée dans une section entre des faces avant et arrière de ladite matrice et selon une première distance prédéterminée de la face arrière de la matrice. Selon un deuxième mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une deuxième cible thermique, ladite deuxième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à celui de la première cible et selon une deuxième distance prédéterminée de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée. Ceci permet d’estimer la localisation de la matière fissile par la mesure spectrométrique des deux cibles thermiques. Avantageusement, le rapport entre les première et deuxième distances prédéterminées est de l’ordre de 1 à 4. Avantageusement, le procédé comporte une détermination de la localisation de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les première et deuxième cibles. Avantageusement, la matière est identique pour les première et deuxième cibles. En particulier, une cible en Tantale Ta, Argent Ag, ou Terbium Tb est avantageuse à utiliser compte tenu de la période radioactive de leur isotope fils, dans des zones nécessitant des opérations de télémanipulation de durée significative, en particulier des zones d’accès complexes. Le Tantale est préféré car il présente en outre une sensibilité optimale liée à une grande section efficace et une concentration isotopique de l’isotope cible. Selon un troisième mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une troisième cible d’activation neutronique dans le domaine rapide (dénommée « cible rapide » dans la suite de la description), ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles. Cette mise en œuvre couplée de cibles mesurant le flux de neutrons thermiques et le flux de neutrons rapides permet d’identifier la forme chimique de la matière fissile. Avantageusement, lesdites deuxième et troisième cibles sont intégrées en juxtaposition sur la face avant de ladite matrice. Avantageusement, le procédé comporte une détermination de la forme chimique de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les deuxième et troisième cibles. Avantageusement, ladite troisième cible est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine rapide, une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible. Avantageusement, ladite troisième cible est sélectionnée dans un matériau choisi parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel. Ces cibles présentent des sections efficaces significatives pour l’activation dans le domaine des neutrons rapides. En particulier, le Nickel est préféré car il présente une section efficace plus élevée que le Zinc. Avantageusement, la mesure de l’activité est réalisée depuis chacune des faces des cibles. L’invention vise également un dispositif d’activation neutronique, comportant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en PEHD, et une première cible thermique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale intégrée dans une section entre des faces avant et arrière de ladite matrice et selon une première distance prédéterminée de la face arrière de la matrice. Avantageusement, le dispositif comporte une deuxième cible d’activation neutronique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale intégrée dans un plan parallèle à celui de la première cible et selon une deuxième distance prédéterminée de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée. Avantageusement, le dispositif comporte une troisième cible d’activation neutronique constituée d’un matériau sélectionné parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel, ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles. L’invention vise aussi un système de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant : - un dispositif d’activation neutronique adapté pour être placé dans une zone à caractériser pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible d’activation neutronique, - un dispositif de spectrométrie gamma adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et - un dispositif informatique configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile. Un des avantages essentiels procuré par l’invention est que les cibles d’activation neutronique ne sont pas sensibles aux flux d’irradiation gamma pour les niveaux d’énergies rencontrés lors des opérations de démantèlement, permettant ainsi une mise en œuvre du dispositif de l’invention dans des environnements très irradiants. Brève description des figures D'autres particularités et avantages du dispositif et du procédé selon l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description faite ci-après, à titre indicatif mais non limitatif, en référence aux dessins annexés sur lesquels : illustre de manière schématique un système de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, selon un mode de réalisation de l’invention ; illustre de manière schématique un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation en relation avec la , selon un mode de réalisation de l’invention ; illustre le spectre gamma d’une cible en Cobalt irradiée sur une durée d’environ deux mois par une source d’actinide, selon l’invention ; illustrent de manière schématique un dispositif d’activation neutronique, selon différents modes de réalisation de l’invention ; illustre un système expérimental d’activation neutronique adapté pour calibrer la réponse du dispositif à l’effet de la source neutronique, selon un mode de réalisation de l’invention ; et illustrent les spectres gamma des première et troisième cibles relatives au Tantale et au Nickel respectivement, selon l’invention ; et et illustrent le niveau d’activation selon la profondeur dans les première, troisième et deuxième cibles en mm pour une source placée à l’avant et à l’arrière du dispositif de détection respectivement, selon l’invention. Procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant les étapes successives suivantes : - positionner au moins un dispositif d’activation neutronique (3) dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le au moins un dispositif d’activation neutronique (3) comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique, - extraire à la fin de la durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation (3) de la zone à caractériser (31), - mesurer l’activité de ladite au moins une cible (11) hors de ladite zone, - calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et - déterminer la quantité de matière fissile en fonction du flux neutronique calculé et en utilisant des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite au moins une cible (11) est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine thermique, une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible. Procédé selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que ladite au moins une cible (11) est constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence Tantale. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la mesure de l’activité de ladite au moins une cible (11) est réalisée par spectrométrie gamma à haute résolution. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que ledit au moins un dispositif d’activation comporte une première cible (111) d’activation neutronique, ladite première cible étant intégrée dans une section entre des faces avant (33) et arrière (35) de ladite matrice (9) et selon une première distance prédéterminée (d1) de la face arrière de la matrice (9). Procédé selon la revendication 5, caractérisé en ce que ledit au moins un dispositif d’activation (3) comporte une deuxième cible (112) d’activation neutronique dans le domaine thermique, ladite deuxième cible étant intégrée dans ladite matrice (9) dans un plan parallèle à celui de la première cible (111) et selon une deuxième distance prédéterminée (d2) de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée. Procédé selon la revendication 6, caractérisé en ce que les première et deuxième cibles (111, 112) sont constituées d’une matière identique. Procédé selon la revendication 6, caractérisé en ce que le rapport entre les première et deuxième distances prédéterminées est de l’ordre de 1 à 4. Procédé selon l’une quelconque des revendications 6 à 8, caractérisé en ce qu’il comporte une détermination de la localisation de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les première et deuxième cibles. Procédé selon l’une quelconque des revendications 6 à 9, caractérisé en ce que ledit au moins un dispositif d’activation (3) comporte une troisième cible (113) d’activation neutronique dans le domaine rapide, ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice (9) dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles (111, 112). Procédé selon la revendication 10, caractérisé en ce que lesdites deuxième et troisième cibles (112, 113) sont intégrées en juxtaposition sur la face avant (33) de ladite matrice (9). Procédé selon la revendication 10 ou 11, caractérisé en ce qu’il comporte une détermination de la forme chimique de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les troisième et deuxième cibles. Procédé selon l’une quelconque des revendications 10 à 12, caractérisé en ce que ladite troisième cible (113) est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine rapide, une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible. Procédé selon l’une quelconque des revendications 10 à 13, caractérisé en ce que ladite troisième cible (113) est constitué d’un matériau sélectionné parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel. Procédé selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la mesure de l’activité est réalisée depuis chacune des faces des cibles. Dispositif d’activation neutronique, comportant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité et une première cible (111) d’activation neutronique dans le domaine thermique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale, intégrée dans une section entre des faces avant et arrière de ladite matrice et selon une première distance prédéterminée de la face arrière de la matrice. Dispositif selon la revendication 16, caractérisé en ce qu’il comporte une deuxième cible (112) d’activation neutronique dans le domaine thermique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale, intégrée dans un plan parallèle à celui de la première cible et selon une deuxième distance prédéterminée de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée. Dispositif selon la revendication 17, caractérisé en ce qu’il comporte une troisième cible (113) d’activation neutronique dans le domaine rapide constituée d’un matériau sélectionné parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel, ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice (9) dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles. Système de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant : - un dispositif d’activation neutronique (3) adapté pour être placé dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, , intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique, - un dispositif de spectrométrie gamma (5) adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et - un dispositif informatique (7) configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre de données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile.