Procédé, système et dispositif de détermination d'une quantité de matière fissile dans une installation

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 The present invention relates to a method and a system for determining an amount of fissile material in a facility, which has good performance, can be used in highly irradiating environments, is non-destructive, and allows the electronic measuring equipment to be placed outside the irradiating areas. This system comprises: - a neutron activation device (3) suitable for being placed in an area (31) of the facility for a predetermined irradiation time, the neutron activation device comprising a matrix (9) of a neutron thermalizing material, preferably of high density polyethylene, incorporating a first neutron activation target (111) in a section between front (33) and rear (35) faces of said matrix (9) and at a first predetermined distance (d1) from the rear face of the matrix (9); - a gamma spectrometry device (5) suitable for measuring the activity of said first target (111) outside said area; and - a computer device (7) configured to calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the activity measurement, and to determine the amount of fissile material on the basis of said neutron flux, further using predetermined data relating to the isotopic composition of said fissile material.