FR3033900A1

FR3033900A1 - DEVICE FOR DETECTING THERMAL NEUTRONS, COMPRISING A PLASTIC SCINTILLATOR SHELL ENVELOPING A GADOLINIUM OR CADMIUM HEART, AND THERMAL NEUTRON COUNTER DEVICE THEREFOR

Info

Publication number: FR3033900A1
Application number: FR1552110A
Authority: FR
Inventors: Jonathan Dumazert; Frederick Carrel; Romain Coulon; Matthieu Hamel
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA; Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 2015-03-16
Filing date: 2015-03-16
Publication date: 2016-09-23
Anticipated expiration: 2035-03-16
Also published as: FR3033900B1

Abstract

Dispositif de détection de neutrons thermiques, comportant une coquille de scintillateur plastique enveloppant un coeur de gadolinium ou de cadmium, et dispositif de comptage de neutrons thermiques associé. Selon l'invention, ce dispositif de détection comprend un cœur (2), riche en gadolinium ou en cadmium, une coquille en scintillateur plastique (4) enveloppant le cœur, et un dispositif de conversion de photons (12), présentant une interface avec la coquille et convertissant les photons de scintillation, issus de la coquille, en un signal représentatif de ceux-ci. Le dispositif de comptage comprend le dispositif de détection et un dispositif de traitement de signal (16) fournissant un signal de comptage de neutrons thermiques à partir du signal représentatif des photons de scintillation. L'invention s'applique notamment à la détection de matière radiologique, à la radioprotection nucléaire et au suivi de la criticité neutronique d'infrastructures nucléaires.Thermal neutron detection device comprising a plastic scintillator shell enclosing a gadolinium or cadmium core, and associated thermal neutron counting device. According to the invention, this detection device comprises a core (2), rich in gadolinium or cadmium, a plastic scintillator shell (4) surrounding the core, and a photon converting device (12), having an interface with the shell and converting the scintillation photons, derived from the shell, into a representative signal thereof. The counting device includes the sensing device and a signal processing device (16) providing a thermal neutron count signal from the signal representative of the scintillation photons. The invention applies in particular to the detection of radiological material, nuclear radiation protection and monitoring the neutron criticality of nuclear infrastructures.

Description

1 DISPOSITIF DE DETECTION DE NEUTRONS THERMIQUES, COMPORTANT UNE COQUILLE DE SCINTILLATEUR PLASTIQUE ENVELOPPANT UN COEUR DE GADOLINIUM OU DE CADMIUM, ET DISPOSITIF DE COMPTAGE DE NEUTRONS THERMIQUES ASSOCIE DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention concerne un dispositif de détection de neutrons thermiques ainsi qu'un dispositif de comptage de neutrons thermiques utilisant ce dispositif de détection. Elle est donc dédiée au comptage des neutrons thermiques, neutrons dont l'énergie cinétique est inférieure à 1 eV, et trouve notamment des applications dans les domaines suivants : - la détection de matière radiologique (notamment pour la lutte contre la menace de type « bombe sale » et contre la prolifération d'armements nucléaires), en mettant plus particulièrement en oeuvre l'invention dans les balises de sécurité qui sont installées aux frontières et dans les lieux publics ; - le suivi opérationnel du débit de dose neutronique en radioprotection nucléaire (l'invention constituant alors une alternative aux systèmes du type des sphères de Bonner à hélium-3) ; - le suivi de criticité neutronique sur les infrastructures nucléaires, notamment dans la fabrication et le conditionnement de la matière fissile, destinée aux chaudières nucléaires (par exemple celles qui sont utilisées pour la production d'électricité ou la propulsion navale). L'isotope 157 du gadolinium, présent à 15,68% dans le gadolinium naturel, présente la plus grande section efficace d'absorption des neutrons thermiques qui soit répertoriée dans l'inventaire des isotopes stables, à savoir 255000 barns. L'isotope 155 du gadolinium, présent à 14,7%, offre quant à lui une section efficace d'absorption de 61000 barns. La présente invention résout le problème de l'exploitation de cette section efficace dans le domaine d'énergie dit thermique. En effet, la nature des 3033900 2 particules résultant de la capture d'un neutron thermique par un noyau de gadolinium 155 ou 157, à savoir des photons X et des photons gamma ainsi que des électrons de conversion interne et des électrons Auger, n'autorise pas la discrimination entre rayonnements neutronique et photonique, discrimination qui est fondée sur la forme des 5 impulsions (PSD pour : Pulse Shape Discrimination). Toutefois, au cours de la désexcitation d'un noyau absorbeur, des rayonnements gamma de haute énergie sont émis et peuvent conduire à un dépôt d'énergie supérieur à 3 MeV à l'intérieur d'un scintillateur plastique convenablement dimensionné. Or, un seuil d'amplitude énergétique de 3 MeV permet de s'affranchir de l'ambiance photonique de la 10 radioactivité naturelle, en outrepassant la valeur relative aux rayons gamma les plus énergétiques de la chaîne du thorium 232. Dans la présente invention, le cadmium naturel ou de préférence le cadmium-113, dont la section efficace de capture radiative des neutrons thermiques vaut 20600 barns, et dont l'isotopie représente 12% du cadmium naturel, peut servir 15 d'alternative au gadolinium. Indiquons dès à présent que la conception d'un système dual conforme à l'invention, dans lequel un coeur chargé en élément gadolinium, sous forme de métal, d'oxyde, d'alliage, de cristal ou de complexe organo-métallique, où le gadolinium est présent suivant son isotopie naturelle ou est enrichi en isotope 155 et/ou 157, plein ou 20 creux (et dans ce dernier cas, contenant par exemple et non exhaustivement (s'il n'est pas vide) un certain volume de thermaliseur hydrogéné, de scintillateur plastique ou de scintillateur inorganique) est placé au centre d'une sphère de scintillateur plastique, permet à la fois la thermalisation des neutrons incidents par la sphère, la capture des neutrons thermalisés par le coeur, et le dépôt d'une énergie comprise entre un seuil 25 permettant de s'affranchir de la radioactivité naturelle et l'énergie d'émission de rayonnements gamma de haute énergie, laquelle énergie, quantifiée par scintillation, permet l'identification d'une interaction neutronique et, par conséquent, le comptage. La présente invention repose principalement sur la géométrie mise en oeuvre pour lire la signature photonique de haute énergie des captures neutroniques, et comporte deux modes de réalisation principaux : 3033900 3 - une première configuration dans laquelle le coeur riche en gadolinium est soit plein, soit creux et contient alors autre chose qu'un volume de scintillateur ; et - une deuxième configuration dans laquelle le coeur riche en gadolinium est creux, et contient un volume de scintillateur de quelque nature que ce soit (principalement 5 un scintillateur plastique ou inorganique). ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE La détection et le comptage de neutrons constituent un défi technologique en raison de la nature indirectement ionisante d'un tel rayonnement : les particules secondaires, générées par interaction entre un neutron et un atome du 10 capteur, sont chargées et ce sont elles qui constituent la signature du passage neutronique. En outre, au moment de la détection, il est nécessaire de s'affranchir du signal généré par les particules secondaires résultant de l'interaction entre les photons X et gamma et les électrons des atomes du capteur. Par conséquent, des capteurs physiques présentant une faible densité de charge, tels que les gaz et les milieux 15 organiques, ainsi que des atomes possédant une section efficace d'interaction avec les neutrons la plus élevée possible et émettant des particules chargées postérieurement à l'interaction, sont de bons candidats pour la détection neutronique. Parmi les détecteurs spécifiquement dédiés aux neutrons de faible énergie, neutrons dits thermiques, les compteurs proportionnels à hélium-3, exploitant 20 une réaction de type (n,p) qui sera détaillée par la suite et pour laquelle la section efficace s'élève à 5327 barns, sont les plus répandus. Le capteur physique est typiquement intégré dans des systèmes conciliant la thermalisation des neutrons incidents, au sein d'un matériau modérateur, par exemple dans une sphère de Bonner, sous la forme d'une coquille, dont l'épaisseur et la géométrie sont optimisées en fonction de l'application et 25 d'un coeur riche en hélium-3, dans lequel les neutrons thermalisés sont capturés, cette capture autorisant la détection et le comptage par suite de la génération de particules chargées. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [1] US 2011/0049380, Neutron energy spectrometer, invention de J. Dubeau.TECHNICAL FIELD The present invention relates to a device for detecting thermal neutrons and to a device for detecting thermal neutrons. thermal neutron counting system using this detection device. It is therefore dedicated to the counting of thermal neutrons, neutrons whose kinetic energy is less than 1 eV, and finds particular applications in the following areas: - the detection of radiological material (in particular for the fight against the "bomb-type" threat dirty "and against the proliferation of nuclear weapons), putting more particularly into practice the invention in the security beacons that are installed at borders and in public places; - the operational monitoring of the neutron dose rate in nuclear radiation protection (the invention thus constituting an alternative to the systems of the type of Bonner spheres with helium-3); - Neutron criticality monitoring on nuclear infrastructures, in particular in the manufacture and packaging of fissile material, intended for nuclear boilers (for example those used for electricity generation or naval propulsion). The gadolinium isotope 157, present at 15.68% in natural gadolinium, has the largest thermal neutron absorption cross section that is recorded in the stable isotope inventory, 255000 barns. The isotope 155 of gadolinium, present at 14.7%, offers an effective absorption section of 61000 barns. The present invention solves the problem of the exploitation of this cross section in the so-called thermal energy field. Indeed, the nature of the particles resulting from the capture of a thermal neutron by a 155 or 157 gadolinium nucleus, namely X photons and gamma photons as well as internal conversion electrons and Auger electrons, does not allow discrimination between neutron and photon radiation, discrimination which is based on the shape of pulses (PSD for: Pulse Shape Discrimination). However, during the de-excitation of an absorber core, high energy gamma radiation is emitted and can lead to an energy deposition of greater than 3 MeV within a suitably sized plastic scintillator. However, an energy amplitude threshold of 3 MeV makes it possible to overcome the photonic environment of natural radioactivity, bypassing the value relative to the most energetic gamma rays of the thorium-232 chain. In the present invention, natural cadmium or preferably cadmium-113, whose thermal neutron radiative capture cross section is 20600 barns, and whose isotopy is 12% of natural cadmium, may serve as an alternative to gadolinium. Let us indicate immediately that the design of a dual system according to the invention, in which a core loaded gadolinium element, in the form of metal, oxide, alloy, crystal or organometallic complex, where gadolinium is present according to its natural isotopy or is enriched in isotope 155 and / or 157, solid or hollow (and in the latter case, containing for example and not exhaustively (if not empty) a certain volume of hydrogenated thermalizer, plastic scintillator or inorganic scintillator) is placed in the center of a sphere of plastic scintillator, allows both the thermalization of neutrons incident by the sphere, the capture of neutrons thermalised by the heart, and the deposition of an energy between a threshold 25 to overcome the natural radioactivity and the emission energy of high energy gamma radiation, which energy, quantified by scintillation, allows the identification of a neutron interaction and, therefore, counting. The present invention is based mainly on the geometry used to read the high-energy photon signature of the neutron captures, and comprises two main embodiments: a first configuration in which the gadolinium-rich core is either solid or hollow; and then contains something other than a volume of scintillator; and a second configuration in which the gadolinium-rich core is hollow, and contains a scintillator volume of any kind (mainly a plastic or inorganic scintillator). STATE OF THE PRIOR ART Neutron detection and counting is a technological challenge because of the indirect ionizing nature of such radiation: the secondary particles, generated by interaction between a neutron and a sensor atom, are charged and are they which constitute the signature of the neutronic passage. In addition, at the time of detection, it is necessary to overcome the signal generated by the secondary particles resulting from the interaction between the X and gamma photons and the electrons of the sensor atoms. Consequently, physical sensors having a low charge density, such as gases and organic media, as well as atoms having the highest possible neutron interaction cross-section and emitting charged particles subsequent to the interaction, are good candidates for neutron detection. Among the detectors specifically dedicated to low-energy neutrons, so-called thermal neutrons, the helium-3 proportional counters, exploiting a reaction of the type (n, p) which will be detailed later and for which the effective cross section amounts to 5327 barns, are the most widespread. The physical sensor is typically integrated in systems reconciling the thermalization of incident neutrons, within a moderating material, for example in a Bonner sphere, in the form of a shell, the thickness and geometry of which are optimized in This is a function of the application and of a helium-3 rich core, in which the thermalized neutrons are captured, this capture allowing the detection and counting as a result of the generation of charged particles. In this regard, reference will be made to the following document: [1] US 2011/0049380, Neutron energy spectrometer, invention of J. Dubeau.

3033900 4 Devant la pénurie mondiale et les enjeux stratégiques, attachés au tritium, des alternatives compétitives à la technologie de l'hélium-3 sont activement recherchées, au premier rang desquelles figurent les scintillateurs organiques, liquides et plastiques. L'homme de l'art a ainsi étendu la géométrie sphérique, appliquée à la 5 coquille thermalisante mentionnée ci-dessus, dite sphère de Bonner, au cas où le coeur d'hélium-3 est remplacé par un scintillateur inorganique d'iodure de lithium-6. Il est alors fait usage de la section efficace du lithium-6, égale à 950 barns, pour la capture (n,a) des neutrons thermiques. L'atout majeur de l'isotope du lithium est qu'il permet de discriminer le signal dû au neutron du signal dû au photon gamma, en conduisant une 10 analyse de la forme des impulsions (PSD). Toutefois, la section efficace de capture du lithium-6 est, largement inférieure à celle de l'hélium-3. Il est donc difficilement envisageable, en termes de taux de détection neutronique, de concurrencer directement la technologie gazeuse en se fondant sur cet isotope. Pour la capture radiative (n,y) des neutrons thermiques, le gadolinium 15 présente une section efficace égale à 48890 barns dans le cas d'un mélange isotopique naturel. Cette section efficace s'élève à 255000 barns pour l'isotope 157 seul et à 61000 barns pour l'isotope 155 seul. Le gadolinium est mis en oeuvre pour la détection et le comptage neutronique par scintillation, par exemple dans des scintillateurs inorganiques de type lithium-gadolinium-bore. Une alternative à de tels cristaux peut se 20 présenter sous la forme de cristaux céramiques dans lesquels est inséré un oxyde de gadolinium. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [2] US 2012/0049118, Ceramic scintillator body and scintillation device, B.C. LaCourse et al.3033900 4 In view of the worldwide shortage and the strategic stakes attached to tritium, competitive alternatives to helium-3 technology are actively sought, with organic, liquid and plastic scintillators at the forefront. Those skilled in the art have thus extended the spherical geometry, applied to the thermalising shell mentioned above, called the Bonner sphere, in the case where the helium-3 core is replaced by an inorganic scintillator of iodide of lithium-6. The 950 lithium cross-section is then used for the capture (n, a) of thermal neutrons. The major advantage of the lithium isotope is that it makes it possible to discriminate the signal due to the neutron from the signal due to the gamma photon, by conducting a pulse shape analysis (PSD). However, the capture cross-section of lithium-6 is much lower than that of helium-3. It is therefore difficult to envisage, in terms of neutron detection rates, directly competing with gaseous technology on the basis of this isotope. For the radiative capture (n, y) of thermal neutrons, gadolinium has an effective cross section equal to 48890 barns in the case of a natural isotopic mixture. This cross section is 255000 barns for isotope 157 alone and 61000 barns for isotope 155 alone. Gadolinium is used for neutron scintillation detection and counting, for example in inorganic lithium-gadolinium-boron scintillators. An alternative to such crystals may be in the form of ceramic crystals into which a gadolinium oxide is inserted. In this regard, reference is made to the following document: [2] US 2012/0049118, Ceramic scintillator body and scintillation device, B.C. LaCourse et al.

25 Les limites associées aux scintillateurs inorganiques, notamment en termes de coûts de fabrication et de difficultés de montée en échelle et de modifiabilité, suffisent à justifier l'exploration de voies alternatives. On connaît ainsi des structures présentant des réseaux de fibres incluant du verre de gadolinium de façon à permettre un gain d'échelle sans excéder le coût d'un compteur à hélium-3. A ce sujet, on se reportera 30 au document suivant : 3033900 5 [3] US 7,233,007, Radiation detectors and methods of detecting radiation, R.G. Downing et al. Reprenant une géométrie sphérique semblable à celle des sphères de Bonner, des détecteurs de neutrons ont été conçus dans lesquels le compteur à hélium-3 5 est remplacé par un scintillateur liquide dopé au gadolinium. Les scintillateurs liquides posent toutefois des problèmes de sûreté, en raison d'un point éclair bas et des risques de fuite de matière toxique. En raison des limitations imposées aux technologies concurrentes, l'homme de l'art a été conduit à explorer la voie des scintillateurs organiques plastiques, 10 peu coûteux, flexibles en termes de taille et de géométrie, présentant un point éclair plus élevé que leurs homologues liquides. On connaît ainsi des dispositifs à base de nanoscintillateurs, dans lesquels est inséré du gadolinium notamment sous forme de grenat, d'halogénure ou d'oxyde. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [4] US 2012/0286166, Thermal neutron detectors based on 15 gadolinium-containing nanoscintillators, M.A. Osinski et al. Il est également connu de disperser le gadolinium dans la matrice plastique, sous forme de sphères cristallines, ou, plus classiquement, de le superposer sous forme de feuilles à des blocs de plastique scintillant. Les feuilles de gadolinium utilisées pour la capture radiative des neutrons thermiques sont mises en oeuvre suivant 20 une géométrie qui permet la réalisation de systèmes de grandes dimensions par concaténation. On connaît ainsi le principe de feuilles de gadolinium enroulées autour de tubes de scintillateur inorganique par le document suivant : [5] EP 1 403 661, Scintillation detector with gadolinium based sidewall axial restraint and compliance assembly, W.J. Richard.The limits associated with inorganic scintillators, in particular in terms of manufacturing costs and scalability and modifiability, are sufficient to justify the exploration of alternative routes. Structures having fiber gratings including gadolinium glass are thus known so as to allow a gain of scale without exceeding the cost of a helium-3 counter. In this regard, reference is made to the following document: US Pat. No. 7,233,007, Radiation Detectors and Methods of Detecting Radiation, R. G. Downing et al. Using a spherical geometry similar to that of the Bonner spheres, neutron detectors were designed in which the helium-3 counter is replaced by a gadolinium doped liquid scintillator. Liquid scintillators, however, pose safety problems because of a low flash point and the risk of leakage of toxic material. Due to limitations on competing technologies, those skilled in the art have been led to explore the path of plastic organic scintillators, which are inexpensive, flexible in size and geometry, having a higher flash point than their counterparts. liquids. Devices based on nanoscintillators are thus known, in which gadolinium is inserted in particular in the form of a garnet, a halide or an oxide. In this regard, reference is made to the following document: [4] US 2012/0286166, Thermal neutron detectors based on gadolinium-containing nanoscintillators, M. A. Osinski et al. It is also known to disperse gadolinium in the plastic matrix, in the form of crystalline spheres, or, more conventionally, to superpose it in the form of sheets to scintillating plastic blocks. The gadolinium sheets used for the radiative capture of thermal neutrons are implemented in a geometry which allows the realization of large systems by concatenation. The principle of gadolinium sheets wound around inorganic scintillator tubes is thus known from the following document: [5] EP 1 403 661, Scintillation detector with gadolinium based axial sidewall restraint and compliance assembly, W.J. Richard.

25 Et ce principe a été adapté dans des structures où le scintillateur prend la forme de barres de scintillateur plastique. De même, on connaît des systèmes se présentant sous la forme de lignes de scintillateurs inorganiques au lithium-6 insérés entre des blocs de matière hydrogénée jouant un simple rôle de thermaliseur de 30 neutrons. A ce sujet, on se reportera au document suivant : 3033900 6 [6] US 2005/02224719, Neutron detector with layered thermal neutron scintillator and dual function light guide and thermalizing media, R.M. Pelichar et al. Ces systèmes connus trouvent leur analogue dans un prototype connu, intitulé « Gadolinium-lined plastic scintillator detector ». Dans ce dernier, des feuilles 5 recouvertes de gadolinium sont intercalées entre des blocs de scintillateur plastique dont les épaisseurs respectives sont optimisées. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [7] SCINTILLA : A European project for the development of scintillation detectors and new technologies for nuclear security, A. Alemberti, M. Battaglieri, E.And this principle has been adapted in structures where the scintillator takes the form of plastic scintillator bars. Likewise, systems are known in the form of lines of inorganic 6-lithium scintillators inserted between blocks of hydrogenated material playing a simple role of neutron thermizer. In this regard, reference will be made to the following document: US Pat. No. 5,633,900. [6] US 2005/02224719, Neutron detector with thermal neutron scintillator and dual function light guide and thermalizing media, R. M. Pelichar et al. These known systems find their analog in a known prototype, entitled "gadolinium-lined plastic scintillator detector". In the latter, sheets 5 coated with gadolinium are interposed between plastic scintillator blocks whose respective thicknesses are optimized. In this regard, reference is made to the following document: [7] SCINTILLA: A European project for the development of scintillation detectors and new technologies for nuclear security, A. Alemberti, M. Battaglieri, E.

10 Botta, R. DeVita, E. Fanchini, G. Firpo, WSPC - Proceedings, Avril 2014. On se reportera aussi au document suivant : [8] Update on T2.4: Gd-Lined plastic scintillator detector, R. De Vita, INFN, Novembre 2012.10 Botta, R. DeVita, F. Fanchini, G. Firpo, WSPC - Proceedings, April 2014. Reference is also made to the following document: [8] Update on T2.4: Gd-Lined Plastic Scintillator Detector, R. De Vita , INFN, November 2012.

15 Ce document [8] divulgue un système de détection neutronique mettant en oeuvre la capture radiative de neutrons thermalisés dans des couvertures fines et planes de gadolinium, intercalées entre des volumes parallélépipédiques rectangles de plastique scintillant. Le détecteur final se présente alors sous la forme d'un empilement 20 constitué de l'alternance de telles couches, dont les dimensions respectives font l'objet d'une étude d'optimisation. La géométrie adoptée permet alors d'augmenter la surface active de gadolinium par concaténation de blocs scintillateur plastique-dépôt de gadolinium-scintillateur plastique, et d'insérer ce système connu dans de volumineuses balises de détection dédiées à la lutte contre le risque connu sous le sigle NRBC-E (pour : 25 nucléaire, radiologique, biologique, chimique et explosif). A l'opposé d'une telle approche, la présente invention, du moins dans son premier mode de réalisation (première configuration), autorise une montée en masse de gadolinium dans le coeur, tout en garantissant la portabilité du dispositif de comptage. Sa géométrie, déployant une coquille de scintillateur plastique et un coeur riche en gadolinium qui sont de préférence 30 sphériques et concentriques, est spécifiquement conçue pour favoriser lesdites montées 3033900 7 en masse et portabilité, tout en permettant, notamment en géométrie sphérique, de limiter les biais d'anisotropie. En effet, l'invention peut être adaptée à des applications de lutte contre le risque NRBC-E, mais elle est surtout conçue pour répondre à des problématiques de dosimétrie en radioprotection, domaine où il est essentiel d'avoir une 5 thermalisation maximale et un encombrement minimal. De même, sachant que le système connu par le document [8] utilise des couvertures de gadolinium, la forme chimique riche en gadolinium est contrainte par cette nécessité d'un dépôt, tandis que dans la présente invention, le coeur peut aussi bien être cristallin ou sous forme de complexe organo-métallique que directement sous la forme d'un oxyde ou d'un métal 10 pur. Lors de la mise en oeuvre du gadolinium, notamment de ses isotopes 155 et 157, la difficulté technique essentielle réside dans la discrimination des signaux de scintillation dus aux électrons de la cascade radiative (n,y) des signaux de scintillation induits par les électrons de diffusion Compton (voire générés par effet photoélectrique) 15 engendrés par des rayonnements d'ambiance avec une énergie comparable. A bas taux de comptage gamma, une simple discrimination par un seuil d'énergie compris entre 3 et 5 MeV assure un comptage neutronique fiable dans le système connu par le document [8] et dans la présente invention. En revanche, à fort taux de comptage gamma, l'empilement est à l'origine de comptages gamma de haute énergie, de même amplitude 20 que le signal utilisé pour la détection. Afin d'éviter d'élever le seuil pour s'affranchir de ce bruit photonique, ce qui dégraderait fortement l'efficacité de détection du système, les auteurs du document [8] mettent en oeuvre une parade exploitant la coïncidence temporelle entre les signaux recueillis à la sortie de blocs de plastique scintillant adjacents : si deux événements d'amplitude compatibles avec une capture neutronique 25 sont détectés dans une même fenêtre temporelle de largeur optimisée (typiquement, pour les dimensions retenues, entre 1 ns et 10 ns), un coup est enregistré. Cette méthode de coïncidence temporelle, si elle permet de rendre la mesure robuste à haut taux de comptage gamma sans entraîner de dégradation rédhibitoire de l'efficacité de détection, reste vulnérable aux impulsions induites dans la même fenêtre par certains 30 rayonnements photoniques de haute énergie. Le système connu par le document [8] 3033900 8 impose en outre l'utilisation, aussi bien coûteuse qu'encombrante, de deux systèmes de conversion à gain des photons de scintillation en électrons de signal, en l'occurrence des photomultiplicateurs, pour recueillir les impulsions issues des deux blocs. EXPOSÉ DE L'INVENTION 5 La présente invention vise à remédier aux inconvénients de la technique divulguée par le document [8]. Elle permet tout d'abord une exploitation de la coïncidence temporelle entre deux voies, si l'on adopte la deuxième configuration mentionnée plus haut. Dans ce dernier cas, le coeur riche en gadolinium est creux et contient un certain volume de 10 scintillateur ; et l'on peut alors utiliser, par exemple, un dépôt d'épaisseur donnée, optimalement arrêtée, de gadolinium métallique ou sous forme d'oxyde, sur un volume prédimensionné dudit scintillateur. Si le scintillateur placé à l'intérieur de l'épaisseur de gadolinium est de même nature que la coquille extérieure à cette épaisseur de gadolinium, la détection s'appuiera sur une coïncidence temporelle à l'intérieur d'une 15 fenêtre déterminée de dépôts de grande énergie, respectivement dans les deux scintillateurs plastiques, et nécessitera un dispositif de conversion de photons pour chaque voie. On précise que le signal généré dans le volume intérieur de scintillateur peut être extrait au moyen d'une fibre optique ou tout simplement en surface, si un guide pour les photons, réalisé au moyen de réflecteurs et d'isolants, a été prévu lors de la 20 réalisation du dispositif. Si un scintillateur plastique ayant une constante de temps de décroissance significativement différente de celle de la coquille extérieure (rapport de l'une des constantes à l'autre au moins égal à 2, de préférence au moins égal à 8) a été employé, ou si l'on a utilisé un scintillateur inorganique, une discrimination par la forme 25 des impulsions sera possible entre les deux voies, et l'économie d'un dispositif de conversion pourra être faite. Au cas où un scintillateur organique est utilisé, la densité permettra en outre de conserver un dispositif conforme à l'invention ayant des dimensions modestes pour la portabilité et possédant une probabilité de dépôt élevée aussi bien pour les photons gamma de haute énergie de la cascade radiative, que pour les 3033900 9 photons de matérialisation à 511 keV, lesquels sont inexploitables par les auteurs du document [8]. La présente invention repose sur les trois points clés suivants. 1. La coquille de scintillateur plastique joue, dans un premier temps, un 5 rôle de thermaliseur des neutrons de fission incidents, provenant d'une source de tels neutrons, placée à une distance quelconque du dispositif conforme à l'invention. Or, cette thermalisation est un préalable à la mise en oeuvre de la capture radiative des neutrons par les noyaux de gadolinium présents dans le coeur du scintillateur. 2. Les neutrons thermalisés interagissent avec les noyaux de gadolinium 155 10 et 157 présents dans le coeur qui est riche en de tels noyaux, avec une probabilité d'autant plus grande que le coeur est volumineux et riche en isotopes 155 et 157. Pour une taille et une composition chimique et atomique du coeur données, cette probabilité peut être maximisée par le choix d'un certain volume de coquille de scintillateur plastique. En effet, au-delà d'un certain volume de la coquille, la thermalisation des 15 neutrons incidents, qui est un facteur adjuvant, est concurrencée par la dispersion des neutrons thermalisés qui atteignent alors le coeur riche en gadolinium avec une plus faible probabilité. 3. Ultérieurement à la capture radiative, des rayonnements photoniques de haute énergie sont générés avec une certaine probabilité. Tout rayonnement photonique 20 qui peut donner lieu à des dépôts d'énergie dans la coquille, par effet photoélectrique, effet Compton ou effet de création de paires, dépôts qui sont supérieurs à un seuil fixé de façon à exclure les dépôts d'énergie dans la coquille, dus aux photons de radioactivité tombant sur le détecteur (le seuil étant typiquement supérieur à 3 MeV), est pertinent pour la détection. Les photons gamma de 6,75011 MeV, émis théoriquement avec une 25 probabilité de 18,6% dans la cascade radiative du gadolinium 158 excité, sont tout particulièrement pertinents pour cette détection. Lorsqu'un tel rayonnement photonique est émis, la probabilité qu'il dépose dans la coquille de scintillateur plastique une énergie supérieure au seuil fixé augmente avec le volume de ladite coquille, si bien que finalement, le dimensionnement de la coquille, pour une taille et une composition 30 données du coeur riche en gadolinium, résulte d'une optimisation, ou d'un compromis 3033900 10 entre la probabilité de capture des neutrons incidents par le coeur et le taux de dépôt, dans le scintillateur, des photons gamma de haute énergie, qui sont produits dans le coeur par capture radiative desdits neutrons. En ce qui concerne les moyens techniques pour la mise en oeuvre de 5 l'invention, en plus du coeur riche en gadolinium et du scintillateur plastique, une estimation des comptages associés à la source neutronique est nécessaire. Les photons de scintillation générés dans la coquille sont convertis en un signal électronique par l'intermédiaire d'un système de conversion à gain, par exemple un photomultiplicateur ; puis le signal électronique est dirigé séparément vers un bloc électronique d'adaptation 10 et de traitement qui délivre en sortie une information de comptage neutronique. Le mérite essentiel de la présente invention réside dans la conception d'un système de simple discrimination par amplitude ou aire, permettant d'utiliser la section efficace de Gd-155, et surtout celle de Gd-157, au moyen d'une technologie fondée sur les scintillateurs plastiques, en vue d'un comptage neutronique. Les atouts de 15 ces scintillateurs, en termes de coût, de taille, de résistance mécanique et de versatilité de la morphologie ont été mentionnés plus haut. De façon précise, la présente invention a pour objet un dispositif de détection de neutrons thermiques, caractérisé en ce qu'il comprend : -un coeur, riche en gadolinium ou en cadmium, 20 -une coquille en scintillateur plastique, qui enveloppe le coeur, et -un dispositif de conversion de photons qui présente une interface avec la coquille et qui convertit les photons de scintillation, issus de la coquille, en un signal représentatif de ceux-ci. Le gadolinium peut être sous forme naturelle ou enrichie en gadolinium 25 155 et/ou en gadolinium 157. De plus, il peut être utilisé sous forme de métal pur ou d'oxyde ou d'alliage ou de complexe organo-métallique ou sous forme cristalline. Le cadmium peut être sous forme naturelle ou enrichie en cadmium 113. De plus, il peut être utilisé sous forme de métal pur ou d'oxyde ou d'alliage ou sous forme cristalline.This document [8] discloses a neutron detection system using the radiative capture of thermalized neutrons in thin, flat gadolinium blankets sandwiched between rectangular parallelepipedal volumes of scintillating plastic. The final detector is then in the form of a stack consisting of the alternation of such layers, the respective dimensions of which are the subject of an optimization study. The adopted geometry then makes it possible to increase the active surface of gadolinium by concatenation of plastic scintillator-plastic gadolinium-scintillator deposit blocks, and to insert this known system into large detection beacons dedicated to the fight against the risk known under the abbreviation NRBC-E (for: 25 nuclear, radiological, biological, chemical and explosive). In contrast to such an approach, the present invention, at least in its first embodiment (first configuration), allows a mass increase of gadolinium in the core, while ensuring the portability of the counting device. Its geometry, deploying a plastic scintillator shell and a gadolinium-rich core which are preferably spherical and concentric, is specifically designed to promote said mass and portability rises, while allowing, in particular in spherical geometry, to limit through anisotropy. In fact, the invention can be adapted to NRBC-E risk-control applications, but it is especially designed to respond to dosimetry problems in radiation protection, a field where it is essential to have maximum thermalization and minimal footprint. Similarly, knowing that the system known from the document [8] uses gadolinium covers, the gadolinium-rich chemical form is constrained by this need for a deposit, while in the present invention, the core can also be crystalline. or as an organometallic complex that directly in the form of an oxide or a pure metal. During the implementation of gadolinium, in particular its isotopes 155 and 157, the essential technical difficulty lies in the discrimination of the scintillation signals due to the electrons of the radiative cascade (n, y) of the electron-induced scintillation signals. Compton scattering (even generated by photoelectric effect) generated by ambient radiation with comparable energy. At a low gamma counting rate, a simple discrimination by an energy threshold of between 3 and 5 MeV ensures reliable neutron counting in the system known from document [8] and in the present invention. On the other hand, at a high gamma counting rate, the stack is at the origin of high energy gamma counts of the same amplitude as the signal used for the detection. In order to avoid raising the threshold to overcome this photonic noise, which would greatly degrade the efficiency of detection of the system, the authors of the document [8] implement a parry exploiting the temporal coincidence between the signals collected. at the output of adjacent scintillating plastic blocks: if two amplitude events compatible with a neutron capture 25 are detected in the same optimized width time window (typically, for the retained dimensions, between 1 ns and 10 ns), a shot is saved. This method of temporal coincidence, if it makes the measurement robust at high gamma counting rate without causing a detrimental degradation of the detection efficiency, remains vulnerable to the pulses induced in the same window by certain high energy photon radiations. The system known from document [8] 3033900 8 also imposes the use, both costly and congested, of two conversion systems with gain of scintillation photons in signal electrons, in this case photomultipliers, to collect pulses from both blocks. DISCLOSURE OF THE INVENTION The present invention aims to overcome the disadvantages of the technique disclosed in document [8]. It allows first of all an exploitation of the temporal coincidence between two ways, if one adopts the second configuration mentioned above. In the latter case, the gadolinium-rich core is hollow and contains a certain volume of scintillator; and it is then possible to use, for example, a deposit of a given thickness, optimally arrested, of metallic gadolinium or in the form of oxide, on a pre-sized volume of said scintillator. If the scintillator inside the gadolinium thickness is of the same kind as the outer shell at this thickness of gadolinium, the detection will be based on temporal coincidence within a given window of high energy, respectively in the two plastic scintillators, and will require a photon converting device for each channel. It is specified that the signal generated in the internal volume of scintillator can be extracted by means of an optical fiber or simply at the surface, if a guide for photons, made by means of reflectors and insulators, has been provided during the embodiment of the device. If a plastic scintillator having a decay time constant significantly different from that of the outer shell (ratio of one of the constants to the other of at least 2, preferably at least 8) has been employed, or if an inorganic scintillator has been used, discrimination by the form of the pulses will be possible between the two paths, and the economy of a conversion device can be made. In the case where an organic scintillator is used, the density will also make it possible to retain a device according to the invention having modest dimensions for portability and having a high probability of deposition for high energy gamma photons of the radiative cascade. , that for the 3033900 9 photons of materialization to 511 keV, which are unusable by the authors of the document [8]. The present invention is based on the following three key points. 1. The plastic scintillator shell first acts as a thermalizer for incident fission neutrons from a source of such neutrons placed at any distance from the device according to the invention. However, this thermalization is a prerequisite for the implementation of the radiative capture of neutrons by gadolinium nuclei present in the heart of the scintillator. 2. Thermalised neutrons interact with the gadolinium nuclei 155 and 157 present in the heart which is rich in such nuclei, with a probability all the greater as the heart is bulky and rich in 155 and 157 isotopes. size and a given chemical and atomic composition of the heart, this probability can be maximized by the choice of a certain volume of plastic scintillator shell. Indeed, beyond a certain volume of the shell, the thermalization of the incident neutrons, which is an adjuvant factor, is competing with the dispersion of the thermalized neutrons which then reach the gadolinium-rich core with a lower probability. 3. Subsequent to radiative capture, high energy photon radiation is generated with some probability. Any photon radiation that can give rise to energy deposits in the shell, by photoelectric effect, Compton effect or pair-forming effect, deposits that are above a threshold set so as to exclude energy deposits in the shell. shell, due to radioactivity photons falling on the detector (the threshold being typically greater than 3 MeV), is relevant for detection. 6.75011 MeV gamma photons, theoretically emitted with a probability of 18.6% in the radiative cascade of excited gadolinium 158, are particularly relevant for this detection. When such a photon radiation is emitted, the probability that it deposits in the plastic scintillator shell an energy higher than the fixed threshold increases with the volume of said shell, so that finally, the dimensioning of the shell, for a size and a data composition of the gadolinium-rich core results from an optimization, or a compromise between the probability of capture of the neutrons incident by the core and the rate of deposition, in the scintillator, of high energy gamma photons , which are produced in the core by radiative capture of said neutrons. With regard to the technical means for carrying out the invention, in addition to the gadolinium-rich core and the plastic scintillator, an estimation of the counts associated with the neutron source is necessary. The scintillation photons generated in the shell are converted into an electronic signal via a gain conversion system, for example a photomultiplier; then the electronic signal is directed separately to an electronic matching and processing unit 10 which outputs neutron counting information. The essential merit of the present invention lies in the design of a system of simple discrimination by amplitude or area, making it possible to use the cross section of Gd-155, and especially that of Gd-157, by means of a technology based on on plastic scintillators for neutron counting. The advantages of these scintillators in terms of cost, size, mechanical strength and versatility of the morphology have been mentioned above. Precisely, the subject of the present invention is a device for detecting thermal neutrons, characterized in that it comprises: a core, rich in gadolinium or cadmium, a plastic scintillator shell, which envelops the heart, anda photon converting device which interfaces with the shell and converts the scintillation photons from the shell into a representative signal thereof. The gadolinium may be in natural form or enriched with gadolinium 155 and / or gadolinium 157. In addition, it may be used in the form of a pure metal or an oxide or an alloy or an organometallic complex or in crystalline form. . The cadmium may be in natural form or enriched with cadmium 113. In addition, it may be used in the form of pure metal or oxide or alloy or crystalline form.

3033900 11 En outre, on peut prévoir un dispositif de décalage de longueur d'onde en vue de maximiser la conversion dont le rendement dépend de la longueur d'onde des photons incidents. Selon un mode de réalisation préféré du dispositif de détection, objet de 5 l'invention, le coeur et la coquille sont sensiblement sphériques et sensiblement concentriques. De préférence, ce dispositif comprend en outre un premier ensemble de réflexion et d'isolation vis-à-vis des photons, entre le coeur et la coquille. De préférence, ce dispositif comprend aussi un deuxième ensemble de 10 réflexion et d'isolation vis-à-vis des photons, entourant la coquille, sauf à l'interface entre celle-ci et le dispositif de conversion des photons. A l'extérieur du deuxième ensemble de réflexion et d'isolation, on peut prévoir une protection du scintillateur plastique de la coquille vis-à-vis des photons X et gamma, par exemple un blindage en plomb ; et cette protection peut être complétée par 15 une couverture apte à thermaliser les neutrons incidents. Selon un premier mode de réalisation particulier de l'invention, le coeur est plein, ou le coeur est creux et comporte une première zone interne qui est vide ou contient un matériau thermalisant, pour la thermalisation des neutrons. Ce matériau thermalisant peut être un matériau thermalisant 20 hydrogéné. Selon un deuxième mode de réalisation particulier, le coeur est creux et comporte une deuxième zone interne qui contient un matériau scintillateur. Ce matériau scintillateur peut être notamment un matériau scintillateur plastique ou inorganique.In addition, a wavelength shifting device can be provided in order to maximize the conversion, the efficiency of which depends on the wavelength of the incident photons. According to a preferred embodiment of the detection device according to the invention, the core and the shell are substantially spherical and substantially concentric. Preferably, this device further comprises a first set of reflection and insulation vis-à-vis the photons, between the heart and the shell. Preferably, this device also includes a second set of photon reflection and isolation surrounding the shell, except at the interface between the shell and the photon converting device. Outside the second reflection and isolation assembly, it is possible to provide protection for the plastic scintillator of the shell with respect to X and gamma photons, for example a lead shield; and this protection may be supplemented by a cover capable of thermalizing the incident neutrons. According to a first particular embodiment of the invention, the core is solid, or the core is hollow and has a first internal zone which is empty or contains a thermalising material for the thermalization of neutrons. This thermalising material may be a hydrogenated thermalising material. According to a second particular embodiment, the core is hollow and has a second internal zone which contains a scintillator material. This scintillator material may in particular be a plastic or inorganic scintillator material.

25 De préférence, le dispositif, objet de l'invention, comprend en outre un dispositif de récupération de photons, de préférence un guide de photons, pour récupérer les photons issus du matériau scintillateur, contenu dans la zone interne que comporte le coeur. De préférence, il comprend aussi un troisième ensemble de réflexion et 30 d'isolation vis-à-vis des photons, entre la deuxième zone interne et le reste du coeur.Preferably, the device, object of the invention, further comprises a photon recovery device, preferably a photon guide, for recovering the photons from the scintillator material, contained in the inner zone that includes the core. Preferably, it also comprises a third reflection and photon isolation assembly between the second inner zone and the remainder of the core.

3033900 12 Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, l'une des constantes de temps de décroissance respectives du scintillateur plastique de la coquille et du matériau scintillateur de la deuxième zone interne est au moins deux fois supérieure à l'autre.According to a particular embodiment of the invention, one of the respective decay time constants of the plastic scintillator of the shell and the scintillator material of the second internal zone is at least two times greater than the other.

5 Le rapport de l'une des constantes à l'autre est alors au moins égal à deux. Cela permet à l'homme de l'art de pratiquer une discrimination par la forme des impulsions temporelles avec un facteur de mérite satisfaisant. Selon un autre mode de réalisation particulier, l'une des constantes de temps de décroissance respectives du scintillateur plastique de la coquille et du matériau 10 scintillateur de la deuxième zone interne est inférieure à deux fois l'autre, et le dispositif de détection comprend en outre un autre dispositif de conversion de photons qui convertit les photons de scintillation, issus du matériau scintillateur, en un signal représentatif de ceux-ci. La présente invention concerne aussi un dispositif de comptage de 15 neutrons thermiques, comprenant : -le dispositif de détection de neutrons thermiques, objet de l'invention, et -un dispositif de traitement de signal qui fournit un signal de comptage de neutrons thermiques à partir du signal représentatif des photons de scintillation.The ratio of one of the constants to the other is then at least two. This allows those skilled in the art to discriminate by the shape of time pulses with a satisfying merit factor. According to another particular embodiment, one of the respective decay time constants of the plastic scintillator of the shell and the scintillator material of the second internal zone is less than twice the other, and the detection device comprises in particular in addition to another photon converting device which converts the scintillation photons from the scintillator material into a representative signal thereof. The present invention also relates to a device for counting thermal neutrons, comprising: the device for detecting thermal neutrons, object of the invention, and a signal processing device that provides a signal for counting thermal neutrons from of the signal representative of the scintillation photons.

20 Dans le cas où le coeur est plein ou le coeur est creux et comporte une première zone interne qui est vide ou contient un matériau thermalisant, pour la thermalisation des neutrons, le dispositif de traitement de signal peut comprendre : -un discriminateur d'impulsions qui fournit une impulsion dès lors que le signal représentatif des photons de scintillation est supérieur à un seuil prédéfini, 25 -un dispositif d'évaluation d'énergie qui calcule une valeur d'énergie associée à l'impulsion fournie, -un comparateur à double seuil qui compare la valeur d'énergie à un intervalle d'énergies, ces énergies étant déterminées comme étant pertinentes pour la détection d'un rayonnement gamma de haute énergie, et qui fournit des signaux logiques 3033900 13 de niveau haut et de niveau bas, selon que la valeur d'énergie appartient, ou non, à l'intervalle d'énergies, et -un compteur incrémental qui compte, sur une durée prédéfinie, les signaux logiques de niveau haut.In the case where the core is solid or the core is hollow and has a first internal zone which is empty or contains a thermalising material, for the thermalization of the neutrons, the signal processing device may comprise: a pulse discriminator which provides a pulse when the signal representative of the scintillation photons is greater than a predefined threshold, - an energy evaluation device which calculates an energy value associated with the supplied pulse, - a double comparator a threshold which compares the energy value with an energy range, which energies are determined to be relevant for the detection of high energy gamma radiation, and which provides high and low level logic signals, depending on whether the energy value belongs to the energy interval or not, and an incremental counter which counts, over a predefined duration, the logic signals of level ha ut.

5 Dans ce cas où le coeur est creux et comporte une deuxième zone interne qui contient un matériau scintillateur, et l'une des constantes de décroissance respectives du scintillateur plastique de la coquille et du matériau scintillateur de la deuxième zone interne est au moins dix fois supérieure à l'autre, le dispositif de traitement de signal peut comprendre : 10 -un discriminateur par la forme des impulsions, qui discrimine et quantifie des première et deuxième valeurs d'énergie, respectivement déposées dans le scintillateur plastique de la coquille et dans le matériau scintillateur de la deuxième zone interne, -des premier, deuxième, troisième et quatrième comparateurs à double 15 seuil, les premier et troisième comparateurs étant associés à la première valeur d'énergie, les deuxième et quatrième comparateurs étant associés à la deuxième valeur d'énergie, -chacun des premier et deuxième comparateurs comparant la valeur d'énergie, qui lui est associée, à un intervalle d'énergies, ces énergies étant déterminées 20 comme étant pertinentes pour la détection d'un rayonnement gamma de haute énergie, et fournissant des signaux logiques de niveau haut et de niveau bas, selon que la valeur d'énergie associée appartient, ou non, à cet intervalle d'énergies, -chacun des troisième et quatrième comparateurs comparant la valeur d'énergie, qui lui est associée, à un intervalle d'énergies, ces énergies étant déterminées 25 comme étant pertinentes pour une détection par coïncidence d'événements, et fournissant des signaux logiques de niveau haut et de niveau bas, selon que la valeur d'énergie associée appartient, ou non, à cet intervalle d'énergies, -une première porte logique qui fournit un signal logique de niveau haut lorsque les valeurs d'énergie associées aux troisième et quatrième comparateurs 3033900 14 appartiennent respectivement aux intervalles d'énergies correspondants, et sinon un signal logique de niveau bas, -une deuxième porte logique qui reçoit les signaux fournis par les premier et deuxième comparateurs et par la première porte logique, et fournit un signal 5 logique de niveau haut lorsqu'au moins l'un des signaux logiques qu'elle reçoit est au niveau haut, et -un compteur incrémental qui compte, sur une durée prédéfinie, les signaux logiques de niveau haut, fournis par la deuxième porte logique. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS 10 La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : -la figure 1 représente l'évolution du taux utile pour la détection TGd (en coups par neutron) en fonction du rayon r (en cm) d'un coeur sphérique de gadolinium, 15 pour une coquille scintillante sphérique de rayon R égal à 11,8 cm, -la figure 2 représente l'évolution du taux utile pour la détection en fonction de la masse M (en g) du chargement en gadolinium pur, pour R égal à 11,8 cm, -la figure 3 représente l'évolution du taux utile pour la détection en fonction du coût C (en C) de chargement en gadolinium pur à 99,9%, pour R égal à 20 11,8 cm, -la figure 4 est une vue schématique, en coupe latérale, d'un premier mode de réalisation particulier du dispositif de comptage, objet de l'invention, -la figure 5 est une vue schématique d'un exemple du dispositif de traitement numérique associé au dispositif de la figure 4, 25 -la figure 6 est une vue schématique, en coupe latérale, d'un deuxième mode de réalisation particulier du dispositif de comptage, objet de l'invention, -la figure 7 est une vue schématique d'un exemple du dispositif de traitement numérique associé au dispositif de la figure 6, et 3033900 15 -la figure 8 est une vue schématique d'un exemple de dispositif de discrimination par la forme des impulsions, utilisable dans un dispositif de traitement qui peut être associé au dispositif représenté sur la figure 6.In this case where the core is hollow and has a second internal zone which contains a scintillator material, and one of the respective decay constants of the plastic scintillator of the shell and the scintillator material of the second internal zone is at least ten times greater than the other, the signal processing device may comprise: a pulse shape discriminator, which discriminates and quantizes first and second energy values respectively deposited in the plastic scintillator of the shell and in the scintillator material of the second internal zone, first, second, third and fourth double threshold comparators, the first and third comparators being associated with the first energy value, the second and fourth comparators being associated with the second value of energy, each of the first and second comparators comparing the value of energy, which is associated with it at a range of energies, these energies being determined to be relevant for the detection of high energy gamma radiation, and providing high and low level logic signals, depending on whether the associated energy value whether or not it belongs to this range of energies, each of the third and fourth comparators comparing the energy value associated therewith with an energy range, these energies being determined to be relevant for detection by coinciding events, and providing high and low level logic signals, depending on whether or not the associated energy value belongs to this energy range, a first logic gate that provides a logic level signal high when the energy values associated with the third and fourth comparators 3033900 14 respectively belong to the corresponding energy intervals, and otherwise a logic signal a second logic gate which receives the signals supplied by the first and second comparators and the first logic gate, and provides a high level logic signal when at least one of the logic signals it receives is at the high level, and - an incremental counter which counts, for a predefined duration, the logic signals of high level, provided by the second logic gate. BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS The present invention will be better understood on reading the description of exemplary embodiments given below, purely by way of indication and in no way limiting, with reference to the appended drawings in which: FIG. evolution of the useful rate for TGd detection (in shots per neutron) as a function of the radius r (in cm) of a gadolinium spherical core, for a spherical scintillating shell of radius R equal to 11.8 cm, FIG. 2 represents the evolution of the useful rate for detection as a function of the mass M (in g) of the pure gadolinium loading, for R equal to 11.8 cm; FIG. 3 represents the evolution of the useful rate for the detection as a function of the C cost (in C) 99.9% pure gadolinium loading, for R equal to 11.8 cm, FIG. 4 is a schematic view, in lateral section, of a first embodiment of particular embodiment of the counting device, object of the invention, FIG. 5 is a schematic view of an example of the digital processing device associated with the device of FIG. 4; FIG. 6 is a diagrammatic view, in side section, of a second particular embodiment of the counting device, FIG. 7 is a schematic view of an example of the digital processing device associated with the device of FIG. 6, and FIG. 8 is a schematic view of an example of a discrimination device. by the shape of the pulses, usable in a processing device that can be associated with the device shown in FIG. 6.

5 EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS La validation du principe de la présente invention, technique concurrentielle de la technologie utilisant l'hélium-3, en termes de rapport sensibilité/coût, a été effectuée par simulation. On a fait usage du code MCNPX2.7, code de transport de particules dans la matière par une méthode probabiliste de type Monte- 10 Carlo. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [9] MCNEX User manuel, Los Alamos Tech. rep., LA-CP-11-00438, 2011. Ce programme fournit un historique complet de chaque corpuscule généré, qu'il soit source ou diffusé, jusqu'à ce que son énergie cinétique tombe sous une valeur de seuil, égale à 1 keV.DETAILED DESCRIPTION OF PARTICULAR EMBODIMENTS The validation of the principle of the present invention, competitive technique of the technology using helium-3, in terms of sensitivity / cost ratio, was carried out by simulation. The MCNPX2.7 code, a particle transport code in the material, was used by a Monte Carlo probabilistic method. In this regard, reference is made to the following document: [9] MCNEX User Manual, Los Alamos Tech. Rep., LA-CP-11-00438, 2011. This program provides a complete history of each generated particle, whether source or broadcast, until its kinetic energy falls below a threshold value of 1 keV.

15 Dans la simulation, on fait le choix d'une géométrie sphérique, conforme à la vue en coupe représentée sur la figure 4 des dessins annexés : le coeur riche en gadolinium est une sphère pleine de rayon r, et le scintillateur plastique qui l'enserre est une coquille sphérique de rayon R. Les réflecteurs sont négligés dans la simulation, et les calculs de taux de détection sont établis en l'absence de blindage, 20 isolant, réflecteur ou thermaliseur de neutrons autour du système. Afin de construire une référence en terme de sensibilité et de coût pour la technologie utilisant l'hélium-3, on a reproduit sous MCNPX le détecteur de Bonner qui a une géométrie similaire et dont les dimensions sont : r= 1,15 cm et R = 11,43 cm. Une source de californium 252 est simulée avec le jeu de constantes (C, a, b), où a = 25 1,025 MeV, b = 2,926 MeV-1, C = 0,3016, décrivant son spectre de Watt. La source est placée à une distance D= 50 cm de la surface extérieure du détecteur. Une densité de 1,07 g.cm-3 est fixée pour la coquille de scintillateur plastique. Les données obtenues par MCPNX et notées « tally 4 », fournissent un taux de capture des neutrons de fission émis par la source, exprimé en capture/neutron 3033900 16 (ca/n). Chaque capture d'un neutron par un noyau d'hélium-3 est décrite par l'équation (1) : He + ,'irl. -> 11-1 + lp + 0,77 MeV (1) 5 Le taux de capture ainsi obtenu représente directement le taux de détection, en coups par neutron (c/n), étant donné que les particules chargées, utiles à la détection, sont émises et déposent leur énergie dans le scintillateur de façon sûre et certaine. Le taux calculé s'élève à TH, = (2,99 + 0,06)x10-5 cm.In the simulation, a spherical geometry is chosen, in accordance with the sectional view shown in FIG. 4 of the accompanying drawings: the gadolinium-rich core is a solid sphere of radius r, and the plastic scintillator which enserre is a spherical shell of radius R. The reflectors are neglected in the simulation, and the detection rate calculations are made in the absence of shielding, insulator, neutron reflector or thermalizer around the system. In order to build a reference in terms of sensitivity and cost for the technology using helium-3, it was reproduced under MCNPX Bonner detector which has a similar geometry and whose dimensions are: r = 1.15 cm and R = 11.43 cm. A source of californium 252 is simulated with the set of constants (C, a, b), where a = 1.025 MeV, b = 2.926 MeV-1, C = 0.3016, describing its Watt spectrum. The source is placed at a distance D = 50 cm from the outer surface of the detector. A density of 1.07 gcm-3 is set for the plastic scintillator shell. Data obtained by MCPNX and denoted "tally 4", provide a capture rate of fission neutrons emitted by the source, expressed in capture / neutron 3033900 16 (ca / n). Each capture of a neutron by a helium-3 nucleus is described by Equation (1): He +, 'irl. -> 11-1 + lp + 0.77 MeV (1) The capture rate thus obtained represents directly the detection rate, in counts per neutron (c / n), since the charged particles, useful for the detection , are emitted and deposit their energy in the scintillator in a safe and certain way. The calculated rate is TH = (2.99 + 0.06) x10-5 cm.

10 On considère dans un premier temps une bille de gadolinium naturel, avec une pureté théorique de 100%. Dans cette étude, le rayon R de la coquille scintillante est pris égal à 11,8 cm. Le taux de capture radiative par les noyaux de gadolinium 157 (respectivement 155) du coeur est calculé au moyen du « tally 4» et noté Ica,157 (respectivement i -ca,155.) On limite le mesurande aux photons de scintillation 15 induits par les dépôts énergétiques de rayonnements gamma d'énergie supérieure à 3 MeV, émis dans P - Ey>3 MeV,157 = 1,299 y/ca (gamma/capture) des désexcitations radiatives de l'isotope 157 après capture, et P - Ey>3 MeV,155 désexcitations radiatives de l'isotope 155 après capture. Au moyen du « tally 8)> de MCNPX, on calcule, pour une distribution spatiale homogène de rayons gamma, générée 20 dans le coeur riche en gadolinium, le taux de dépôt d'énergie supérieure à 3 MeV dans la coquille de scintillateur plastique, qui sera à l'origine du signal utile pour la détection ; ce dernier taux est noté r -D>3 MeV,157 (respectivement r -D>3 MeV,155) et exprimé en dépôts/gamma (d/y). Le taux utile pour la détection, noté -cGd et exprimé en coups par neutron (c/n), est alors tel que : 25 IGd = Ica,157 X PEy>3 MeV,157 X ID>3 MeV,157 + Ica,155 X PEy>3 MeV,155 X ID>3 MeV,155 (2) Ce dernier taux est évalué, pour la valeur de R donnée plus haut, en fonction de différentes valeurs de r, lesquelles conditionnent la masse du chargement en 30 gadolinium pur et par conséquent le coût en matière première du capteur. Les valeurs de = 0,2464 y/ca des 3033900 17 -cGd obtenues en fonction du rayon r (cm) de la sphère interne de gadolinium, de la masse M(g) de gadolinium et du coût d'achat C (E) du gadolinium à une pureté de 99,9% sont respectivement portés sur les figures 1, 2 et 3 des dessins annexés. Le coût primaire du capteur doit être complété par le coût des composants de la coquille de scintillateur 5 plastique, faite de styrène qui est commercialement disponible à un prix d'environ 10E par litre, soit ici approximativement 60 E supplémentaires. Les courbes caractéristiques obtenues montrent qu'a partir d'une valeur d'environ 0,25 cm pour r, correspondant à un coût négligeable devant celui du styrène, on atteint un taux utile pour la détection, égal au taux calculé pour la sphère de Bonner 10 chargée en hélium-3. Par ailleurs, pour un rayon r = 1,4 cm, correspondant à un coût d'environ 600E de gadolinium pur, on obtient un taux utile pour la détection Ica égal à (5,00 + 0,07)x10-4 cm, qui est plus de 10 fois supérieur à celui que l'on obtient pour la sphère chargée en hélium-3. Le coût des matériaux pour un tel capteur est inférieur à 700 E et se compare donc avantageusement au prix d'un détecteur à hélium- 15 3, compris entre 1000 E et 10000 C. Ces données de simulation justifient par conséquent l'intérêt de la présente invention en regard du compromis sensibilité/coût. La figure 4 est une vue en coupe latérale schématique d'un premier mode de réalisation particulier du dispositif de comptage, objet de l'invention, correspondant à la première configuration mentionnée plus haut.Initially, a natural gadolinium ball is considered, with a theoretical purity of 100%. In this study, the radius R of the scintillating shell is taken equal to 11.8 cm. The rate of radiative uptake by gadolinium nuclei 157 (respectively 155) of the heart is calculated by means of "tally 4" and denoted Ica, 157 (respectively -ca, 155). The measurand is limited to induced scintillation photons. by the energetic deposits of gamma rays with energy higher than 3 MeV, emitted in P - Ey> 3 MeV, 157 = 1,299 y / ca (gamma / capture) of the radiative deexcitations of the isotope 157 after capture, and P - Ey > 3 MeV, 155 radiative deexcitations of isotope 155 after capture. By means of the "tally 8" of MCNPX, the energy deposition rate higher than 3 MeV in the plastic scintillator shell is calculated for a homogeneous spatial distribution of gamma rays generated in the gadolinium-rich core. which will be at the origin of the signal useful for the detection; this latter rate is denoted r -D> 3 MeV, 157 (respectively r -D> 3 MeV, 155) and expressed in deposits / gamma (d / y). The useful rate for the detection, noted -cGd and expressed in counts per neutron (c / n), is then such that: IGd = Ica, 157 X PEy> 3 MeV, 157 X ID> 3 MeV, 157 + Ica, 155 X PEy> 3 MeV, 155 X ID> 3 MeV, 155 (2) This last rate is evaluated, for the value of R given above, as a function of different values of r, which conditions the mass of the gadolinium loading. pure and therefore the raw material cost of the sensor. The values of = 0.2464 y / ca obtained from the radius r (cm) of the gadolinium internal sphere, the gadolinium mass M (g) and the purchase cost C (E). gadolinium at a purity of 99.9% are respectively shown in Figures 1, 2 and 3 of the accompanying drawings. The primary cost of the sensor has to be supplemented by the cost of the components of the plastic scintillator shell, made of styrene which is commercially available at a price of about 10E per liter, ie here approximately 60 E additional. The characteristic curves obtained show that from a value of about 0.25 cm for r, corresponding to a negligible cost before that of styrene, a useful rate for the detection is obtained, equal to the calculated rate for the sphere of Bonner 10 loaded with helium-3. Moreover, for a radius r = 1.4 cm, corresponding to a cost of about 600E of pure gadolinium, a useful rate for the detection Ica equal to (5.00 + 0.07) × 10 -4 cm is obtained, which is more than 10 times higher than that obtained for the sphere charged with helium-3. The cost of materials for such a sensor is less than 700 E and therefore compares favorably with the price of a helium-3 detector, between 1000 E and 10000 C. This simulation data therefore justify the interest of the present invention with regard to the sensitivity / cost compromise. Figure 4 is a schematic side sectional view of a first particular embodiment of the counting device object of the invention, corresponding to the first configuration mentioned above.

20 Sur cette figure 4, -la référence 2 représente le coeur solide, riche en gadolinium (métallique, oxyde, cristal, ...) ; -la référence 4 représente la coquille de scintillateur plastique ; -la référence 6 représente l'ensemble réflecteur-isolant qui sépare le 25 coeur 2 de la coquille 4; -la référence 8 représente un autre ensemble réflecteur-isolant, qui entoure la coquille 4 et peut être complété par un blindage non représenté (acier, plomb, ...) contre le rayonnement X/gamma d'ambiance ou émis par la source neutronique (non représentée) et/ou par une couverture thermalisante de neutrons (non représentée) ; 3033900 18 -la référence 10 représente un dispositif de décalage de longueur d'onde optionnel ; -la référence 12 représente un dispositif de conversion des photons émis dans le scintillateur de la coquille 4 en électrons de signal (photocathode ou 5 photodiode), associé à un dispositif de multiplication de charges (par avalanche ou par pont dynodique de photomultiplicateur) ; -la référence 14 représente une alimentation de haute tension du dispositif 12; -la référence 16 représente un dispositif électronique de traitement du 10 signal fourni par le dispositif de conversion 6; et -la référence 18 représente une interface Homme-Machine, associée au dispositif 16. Dans la première configuration, le coeur riche en gadolinium est soit plein (cas représenté sur la figure 4), soit creux et contient alors autre chose qu'un 15 volume de scintillateur. Le capteur physique, constitué par le dispositif de détection, comprend le coeur solide, riche en gadolinium 2, placé au centre, ou près du centre, de la coquille de scintillateur plastique 4. Si aucune contrainte absolue n'est formulée sur les formes géométriques respectives du coeur et de la coquille, une configuration utilisant un coeur sphérique, riche en gadolinium, et une coquille sphérique de scintillateur plastique 20 qui sont concentriques (comme on l'a représenté sur la figure 4) est idéale, étant donné qu'elle permet de s'affranchir des biais d'anisotropie. Le dimensionnement du coeur et de la coquille est critique, comme le montrent les études de simulation, si bien qu'il existe, pour chaque diamètre et composition chimique du coeur riche en gadolinium, un diamètre optimal de la coquille de scintillateur plastique qui l'enserre.In this FIG. 4, the reference 2 represents the solid core, rich in gadolinium (metal, oxide, crystal, etc.); reference 4 represents the plastic scintillator shell; reference 6 represents the reflector-insulator assembly which separates the core 2 from the shell 4; the reference 8 represents another reflector-insulator assembly, which surrounds the shell 4 and may be completed by a not shown shielding (steel, lead, etc.) against the ambient X / gamma radiation or emitted by the neutron source (not shown) and / or by a thermalizing blanket of neutrons (not shown); The reference 10 represents an optional wavelength shifting device; the reference 12 represents a device for converting the photons emitted into the scintillator of the shell 4 into signal electrons (photocathode or photodiode), associated with a charge multiplication device (by avalanche or by dynodic photomultiplier bridge); the reference 14 represents a high voltage supply of the device 12; reference 16 represents an electronic device for processing the signal supplied by the conversion device 6; and the reference 18 represents a human-machine interface associated with the device 16. In the first configuration, the gadolinium-rich core is either solid (as shown in FIG. 4) or hollow and then contains something other than a 15 scintillator volume. The physical sensor, constituted by the detection device, comprises the solid core, rich in gadolinium 2, placed in the center, or near the center, of the plastic scintillator shell 4. If no absolute constraint is formulated on the geometric shapes of the core and the shell, a configuration using a spherical, gadolinium-rich core, and a spherical plastic scintillator shell 20 which are concentric (as shown in FIG. 4) is ideal since it allows to get rid of anisotropy bias. The sizing of the core and the shell is critical, as shown by the simulation studies, so that for each diameter and chemical composition of the gadolinium-rich core there is an optimum diameter of the plastic scintillator shell which encloses.

25 En ce qui concerne la réalisation pratique du dispositif, on ajoute, dans un moule adapté à la forme du dispositif, les différents constituants de la coquille de plastique scintillant, par exemple : - le styrène sec (matrice) ; - le diméthacrylate de 1,4-butanediyle (agent réticulant) en proportion adéquate ; 3033900 19 - le 2,5-diphényloxazole (fluorophore primaire) et le 1,4-bis(5-phény1-2-oxazoly1) benzène (fluorophore secondaire) en proportions respectives adéquates. La solution est dégazée, pour éliminer tout air résiduel, puis elle est saturée en gaz neutre. Le gadolinium métallique est alors ajusté au centre de la sphère de 5 scintillateur. Le système est chauffé sous atmosphère inerte jusqu'à l'achèvement de la polymérisation. Le moule est ensuite cassé, et la surface du scintillateur, qui présente une interface avec le dispositif de conversion 6 (voir ci-dessous) est polie. Le coeur, riche en gadolinium, se présente sous la forme de gadolinium métallique, de pureté variable, d'un oxyde de gadolinium, d'un cristal de gadolinium ou 10 d'un complexe organométallique, où le gadolinium est présent suivant son isotopie naturelle ou est enrichi en isotopes 155 et 157. Le coeur 2 et le scintillateur de la coquille 4 sont isolés l'un de l'autre par l'ensemble 6 formé d'un réflecteur de réflexivité maximale et d'un isolant, de sorte qu'un photon de scintillation, créé au sein du scintillateur, présente la plus faible probabilité possible d'être perdu pour la détection par interaction 15 dans le coeur. Par exemple et non exhaustivement, le réflecteur peut se présenter sous la forme de couches d'une peinture réfléchissante ou, de façon plus performante, de feuilles d'aluminium ou de téflon. De même, afin de limiter l'échappement des photons de scintillation, l'ensemble réflecteur-isolant 8 entoure la totalité de la coquille de scintillateur plastique, à l'exception de l'interface avec le dispositif de conversion 10. A 20 l'extérieur du réflecteur en question, le scintillateur peut être protégé de l'ambiance photonique (photons X et gamma) par un blindage de plomb (non représenté) de façon à maximiser le Rapport Signal neutronique sur Bruit photonique et, par conséquent à permettre d'avoir un gain en limite de détection. Ce blindage peut lui-même être complété par une couverture thermalisante des neutrons incidents (non représentée), 25 par exemple sous la forme d'une épaisseur de polyéthylène. Il convient de noter que, lorsque le scintillateur est creux, il peut contenir un volume donné de thermaliseur, notamment hydrogéné, qui participe à l'accroissement du taux de capture neutronique. La conversion des photons de scintillation, issus de la coquille 4 est réalisée à l'entrée du dispositif de conversion à gain 12. On peut prévoir le dispositif de 30 décalage de longueur d'onde 10, de façon à maximiser la conversion dont le rendement 3033900 20 est une fonction de la longueur d'onde incidente. L'alimentation à haute tension 14 permet la polarisation du dispositif de conversion à gain 12 (photomultiplicateur ou photodiode à avalanche) qui permet la multiplication des charges. Le traitement des signaux électriques issus de ce dispositif 12 est assuré par le dispositif électronique de 5 traitement 16 qui est relié à l'interface Homme-Machine 18. Le schéma fonctionnel du dispositif électronique de traitement 16, permettant le comptage neutronique, est représenté sur la figure 5. Sur la figure 5 : -la référence S représente le signal provenant du dispositif de 10 conversion à gain 12. -la référence 20 représente une électronique d'adaptation optionnelle du signal S (préamplicateur intégrant les charges) ; -la référence SA représente le signal adapté ; -la référence 22 représente un discriminateur d'impulsion ; 15 -la référence Sb représente le niveau de discrimination d'une impulsion par rapport au bruit électronique ; -la référence I représente une impulsion ; -la référence 24 représente un dispositif de conversion de l'amplitude ou de l'aire de l'impulsion en énergie ; 20 -la référence K représente le coefficient de conversion ; -la référence E réprésente l'énergie résultant de la conversion ; -la référence 26 représente un comparateur à deux seuils d'énergie, à savoir un seuil haut et un seuil bas ; -la figure Eb représente le seuil bas en énergie ; 25 -la référence Eh représente le seuil haut en énergie ; -la référence TTL représente le signal TTL fourni par la sortie du comparateur 26; -la référence 28 représente un compteur incrémentai; -la référence At représente un pas d'horloge associé au compteur ; 30 -la référence N représente un nombre de coups enregistrés ; 3033900 21 -la référence 30 représente un dispositif algorithmique d'estimation du taux de comptage (contenant éventuellement un lisseur) ; et -la référence X représente une estimée du taux de comptage neutronique.With regard to the practical embodiment of the device, the various constituents of the scintillating plastic shell are added, in a mold adapted to the shape of the device, for example: dry styrene (matrix); 1,4-butanediyl dimethacrylate (crosslinking agent) in an adequate proportion; 2,5-diphenyloxazole (primary fluorophore) and 1,4-bis (5-phenyl-2-oxazolyl) benzene (secondary fluorophore) in respective appropriate proportions. The solution is degassed, to eliminate any residual air, then it is saturated with neutral gas. The metallic gadolinium is then adjusted to the center of the scintillator sphere. The system is heated under an inert atmosphere until the completion of the polymerization. The mold is then broken, and the surface of the scintillator, which has an interface with the conversion device 6 (see below) is polished. The heart, rich in gadolinium, is in the form of gadolinium metal, of variable purity, a gadolinium oxide, a gadolinium crystal or an organometallic complex, where gadolinium is present according to its natural isotopy. or is enriched in isotopes 155 and 157. The core 2 and the scintillator of the shell 4 are isolated from each other by the assembly 6 formed of a maximum reflective reflector and an insulator, so that A scintillation photon, created within the scintillator, has the least possible probability of being lost for interaction detection in the heart. For example and not exhaustively, the reflector may be in the form of layers of a reflective paint or, more efficiently, foil or Teflon. Also, in order to limit the escape of the scintillation photons, the reflector-insulator assembly 8 surrounds the entire plastic scintillator shell, except for the interface with the conversion device 10. At 20 outside of the reflector in question, the scintillator can be protected from the photonic environment (X and gamma photons) by a lead shield (not shown) so as to maximize the Neutron Signal to Photonic Noise Report and, consequently, to allow have a gain in detection limit. This shielding may itself be completed by a thermalizing incident neutron cover (not shown), for example in the form of a polyethylene thickness. It should be noted that, when the scintillator is hollow, it may contain a given volume of thermalizer, in particular hydrogenated, which contributes to increasing the neutron capture rate. The conversion of the scintillation photons from the shell 4 is performed at the input of the gain converting device 12. The wavelength shifter 10 may be provided so as to maximize the conversion whose efficiency 3033900 is a function of the incident wavelength. The high voltage power supply 14 allows the polarization of the gain conversion device 12 (photomultiplier or avalanche photodiode) which allows the multiplication of charges. The processing of the electrical signals coming from this device 12 is provided by the electronic processing device 16 which is connected to the human-machine interface 18. The functional diagram of the electronic processing device 16, allowing the neutron counting, is represented on 5. In FIG. 5: the reference S represents the signal coming from the gain conversion device 12. The reference 20 represents an optional adaptation electronics of the signal S (preamplifier integrating the charges); the reference SA represents the adapted signal; reference 22 represents a pulse discriminator; The reference Sb represents the level of discrimination of a pulse with respect to the electronic noise; the reference I represents a pulse; reference 24 represents a device for converting the amplitude or the area of the pulse into energy; The reference K represents the conversion coefficient; the reference E represents the energy resulting from the conversion; reference 26 represents a comparator with two energy thresholds, namely a high threshold and a low threshold; the figure Eb represents the low threshold in energy; The reference Eh represents the high threshold in energy; the reference TTL represents the TTL signal supplied by the output of the comparator 26; reference 28 represents an incremental counter; the reference At represents a clock step associated with the counter; The reference N represents a number of recorded hits; The reference 30 represents an algorithmic algorithm for estimating the count rate (possibly containing a straightener); and the reference X represents an estimate of the neutron count rate.

5 Le signal électronique issu du dispositif de conversion à gain 12 de la figure 4 est collecté sur une voie unique de traitement. Ce signal peut être adapté par l'électronique d'adaptation 20, et notamment être préamplifié si nécessaire, de façon à maximiser le Rapport Signal de scintillation sur Bruit électronique en intégrant les charges. Les impulsions de signal sont alors discriminées du bruit par le discriminateur 22, 10 pourvu d'un paramètre de niveau Sb, qui peut être un seuil d'amplitude, d'aire, de durée ou de tout autre critère pertinent (fraction constante), ainsi que par d'autres algorithmes de déclenchement (triggering en anglais). Le dispositif 24 réalise, sur chaque voie, l'évaluation de l'énergie déposée, correspondant à l'impulsion détectée : l'amplitude maximale en volts (si une préamplification a été réalisée) ou l'aire en volts-secondes est 15 déterminée et convertie en énergie via le coefficient de conversion adéquat, connu au moyen d'un étalonnage préalable. Le comparateur à seuils bas et haut 26 teste si l'énergie E est comprise entre les deux bornes en énergie Eb et Eh, déterminées comme pertinentes pour la détection du rayonnement des photons gamma de haute énergie, notamment des photons gamma de 6,75011 MeV, émis dans la cascade radiative (n,y) au 20 sein de l'isotope 157 du gadolinium. Selon que E se situe ou non entre les deux susdites bornes, le signal Tout ou Rien TTL est délivré en sortie du comparateur : 1 pour un coup, 0 pour aucun coup. Avec le pas temporel d'horloge At qui devra être optimisé au regard d'un compromis entre la précision (qui requiert le pas le plus faible possible) et le temps de réponse du dispositif de détection, ce compteur 28 s'incrémente de la sortie TTL, et 25 délivre un nombre total de coups N tous les At. On trouve ensuite le dispositif algorithmique 30 d'estimation du taux de comptage ?t, dans lequel il peut être utile, voire nécessaire en fonction des propriétés de la source neutronique et/ou de l'ambiance photonique, d'insérer un module de lissage ou lisseur, module qui peut se limiter au calcul d'une simple moyenne glissante ou être plus complexe et comporter, à titre 3033900 22 purement indicatif et nullement limitatif, un filtre non linéaire de type Skellam Centré. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [10] US 2012/0318 998, On-line measurement method for ionising radiation, V. Kondrasovs, R. Coulon et S. Normand.The electronic signal from the gain conversion device 12 of FIG. 4 is collected on a single processing channel. This signal may be adapted by the matching electronics 20, and in particular may be preamplified if necessary, so as to maximize the Scintillation Signal to Electronic Noise ratio by integrating the charges. The signal pulses are then discriminated from the noise by the discriminator 22, provided with a level parameter Sb, which may be a threshold of amplitude, area, duration or any other relevant criterion (constant fraction), as well as other triggering algorithms (triggering in English). The device 24 performs, on each channel, the evaluation of the deposited energy, corresponding to the detected pulse: the maximum amplitude in volts (if a preamplification has been performed) or the area in volts-seconds is determined and converted into energy via the appropriate conversion factor, known by means of prior calibration. The low and high threshold comparator 26 tests whether the energy E lies between the two energy terminals Eb and Eh, determined to be relevant for detecting the radiation of high energy gamma photons, in particular gamma photons of 6.75011 MeV. , emitted in the radiative cascade (n, y) within isotope 157 of gadolinium. Depending on whether or not E is between the two aforementioned terminals, the TTL Discrete signal is outputted from the comparator: 1 for a shot, 0 for no shot. With the clock time step At which will have to be optimized with regard to a compromise between the precision (which requires the lowest possible step) and the response time of the detection device, this counter 28 is incremented by the output TTL, and 25 delivers a total number of strokes N all the At. We then find the algorithmic device 30 for estimating the counting rate t, in which it can be useful or even necessary depending on the properties of the neutron source and / or the photonic environment, to insert a smoothing or straightening module, which module may be limited to the calculation of a simple sliding average or be more complex and include, as a purely indicative 3033900 22 and not limiting, a filter Nonlinear Skellam Centered type. In this regard, reference will be made to the following document: [10] US 2012/0318 998, On-line measurement method for ionizing radiation, V. Kondrasovs, R. Coulon and S. Normand.

5 La figure 6 est une vue en coupe latérale schématique d'un deuxième mode de réalisation particulier du dispositif de comptage, objet de l'invention, correspondant à la deuxième configuration mentionnée plus haut. Sur cette figure 6, -la référence 32 représente une coquille contenant un scintillateur 10 plastique ; -la référence 34 représente un scintillateur inorganique ou plastique dont la constante de temps de décroissance est significativement différente de celle du scintillateur de la coquille 32; -la référence 36 représente un coeur solide, riche en gadolinium 15 (métallique, oxyde, cristal, ...), contenant le scintillateur 34; -la référence 38 représente un guide de photons (verre, fibre optique, --.) , -la référence 40 représente un ensemble réflecteur-isolant, entourant le scintillateur 34; 20 -la référence 42 représente un ensemble réflecteur-isolant entourant le coeur 36; -la référence 44 représente un ensemble réflecteur-isolant entourant la coquille 32, optionnellement complété par un blindage non représenté (acier, plomb, ...) contre le rayonnement X/gamma d'ambiance ou émis par la source neutronique (non 25 représentée) et/ou par une couverture thermalisante de neutrons (non représentée) ; -la référence 46 représente un ensemble réflecteur-isolant entourant le guide 38; -la référence 48 représente un dispositif de décalage de longueur d'onde, qui est optionnel ; 3033900 23 -la référence 50 représente un dispositif de conversion des photons émis dans le scintillateur de la coquille 32 en électrons de signal (photocathode, photodiode), associé à un système de multiplication de charges (par avalanche, ou par pont dynodique de photomultiplicateur) ; 5 -la référence 52 représente une alimentation de haute tension du dispositgif 50; -la référence 54 représente un dispositif électronique de traitement du signal fourni par le dispositif 50; et -la référence 56 représente une interface Homme-Machine, associée au 10 dispositif 54. Dans la deuxième configuration, le coeur riche en gadolinium est creux et contient à son tour un volume de scintillateur de quelque nature que ce soit (principalement, plastique ou inorganique). La figure 6 présente une mise en oeuvre possible d'un tel concept, dans lequel la récupération des photons de scintillation, 15 générés dans le scintillateur 34 intérieur au coeur riche en gadolinium 36 est effectuée au moyen du guide de photons 38, qui peut prendre par exemple, et non exhaustivement, la forme d'un verre ou d'une fibre optique, en fonction des dimensions du dispositif total. Lorsque le scintillateur intérieur 34 possède une réponse semblable à la coquille de scintillateur plastique extérieure 32, deux dispositifs de conversion des photons sont 20 nécessaires. Dans le cas décrit ci-dessous, on suppose que le scintillateur intérieur 34 est un plastique de constante de décroissance significativement distincte (d'au moins un ordre de grandeur par exemple) de celle de la coquille extérieure, ou un scintillateur inorganique, si bien qu'une discrimination par la forme des impulsions sera possible entre les deux voies, et donc que l'on fera l'économie d'un second dispositif de conversion à 25 gain des photons de scintillation en électrons de signal, seul le dispositif de conversion 50 étant nécessaire. Le scintillateur 34, le coeur 36 et la coquille 32 sont sphériques et concentriques. L'ensemble réflecteur-isolant 40 isole le scintillateur 34 du coeur 36. L'ensemble réflecteur-isolant 42 isole le coeur 36 de la coquille 32. L'ensemble réflecteur-isolant 44 isole la coquille 32 de l'extérieur.FIG. 6 is a schematic side sectional view of a second particular embodiment of the counting device according to the invention corresponding to the second configuration mentioned above. In this FIG. 6, the reference 32 represents a shell containing a plastic scintillator; the reference 34 represents an inorganic or plastic scintillator whose decay time constant is significantly different from that of the scintillator of the shell 32; reference 36 represents a solid core, rich in gadolinium (metal, oxide, crystal, etc.), containing the scintillator 34; reference 38 represents a photon guide (glass, optical fiber, etc.); reference 40 represents a reflector-insulator assembly, surrounding the scintillator 34; The reference 42 represents a reflector-insulator assembly surrounding the core 36; the reference 44 represents a reflector-insulator assembly surrounding the shell 32, optionally supplemented by a shield (not shown) (steel, lead, etc.) against the ambient X / gamma radiation or emitted by the neutron source (not shown). ) and / or by a thermalizing blanket of neutrons (not shown); reference 46 represents a reflector-insulator assembly surrounding guide 38; reference 48 represents a wavelength shifting device, which is optional; The reference 50 represents a device for converting the photons emitted into the scintillator of the shell 32 into signal electrons (photocathode, photodiode), associated with a charge multiplication system (by avalanche, or by dynodic photomultiplier bridge) ; The reference 52 represents a high voltage supply of the device 50; reference 54 represents an electronic signal processing device provided by the device 50; and the reference 56 represents a human-machine interface, associated with the device 54. In the second configuration, the gadolinium-rich core is hollow and in turn contains a volume of scintillator of any nature whatsoever (mainly, plastic or inorganic). FIG. 6 shows a possible implementation of such a concept, in which the recovery of the scintillation photons generated in the inner 34 scintillator in the gadolinium-rich core 36 is carried out by means of the photon guide 38, which can take for example, and not exhaustively, the shape of a glass or an optical fiber, depending on the dimensions of the total device. When the inner scintillator 34 has a similar response to the outer plastic scintillator shell 32, two photon converting devices are required. In the case described below, it is assumed that the inner scintillator 34 is a plastic of significantly different decay constant (at least an order of magnitude, for example) from that of the outer shell, or an inorganic scintillator, although that a discrimination by the shape of the pulses will be possible between the two channels, and thus that the economy of a second device for converting gain of the scintillation photons to the electron of a signal will be avoided, only the conversion device 50 being necessary. The scintillator 34, the core 36 and the shell 32 are spherical and concentric. The reflector-insulator assembly 40 isolates the scintillator 34 from the core 36. The reflector-insulator assembly 42 isolates the core 36 from the shell 32. The reflector-insulator assembly 44 isolates the shell 32 from the outside.

3033900 24 Le schéma fonctionnel du dispositif électronique de traitement 54, permettant le comptage neutronique, est tel que représenté sur la figure 7. Sur la figure 7 : -la référence S représente le signal provenant du dispositif de 5 conversion de gain 50 (figure 6) ; -la référence 58 représente un dispositif électronique optionnel d'adaptation du signal S; -la référence SA réprésente le signal adapté ; -la référence 60 représente un dispositif de discrimination par la forme 10 des impulsions, comprenant deux voies ; -la référence El représente l'énergie de la première voie ; -la référence E2 représente l'énergie de la deuxième voie ; --les références 62, 64, 66 et 68 représentent des comparateurs à deux seuils d'énergie, à savoir un seuil haut et un seuil bas ; 15 -les références Ebl, Eb2, Eb3 et Eb4 représentent respectivement les seuils bas des comparateurs 62, 64, 66 et 68; -les références Ehl, Eh2, Eh3 et Eh4 représentent respectivement les seuils hauts des comparateurs 62, 64, 66 et 68; -les références TTL1 et TTL2 représentent les signaux TTL 20 respectivement fournis par les comparateurs 62 et 64; -la référence 70 représente une porte ET pour la détection d'événements coïncidents ; -la référence TTL3 représente le signal TTL fourni par cette porte ET (comparateur avec coïncidence) ; 25 -la référence 72 représente une porte OU; -la référence TTL4 représente le signal TTL fourni par cette porte OU (comparateur) ; -la référence 74 représente un compteur incrémental ; -la référence At représente un pas d'horloge associé au compteur 74; 30 -la référence N représente un nombre de coups enregistrés ; 3033900 25 -la référence 76 représente un dispositif algorithmique d'estimation du taux de comptage (lisseur) ; et -la référence X représente une estimée du taux de comptage neutronique.The functional diagram of the electronic processing device 54, allowing the neutron count, is as shown in FIG. 7. In FIG. 7: the reference S represents the signal coming from the gain conversion device 50 (FIG. ); reference 58 represents an optional electronic device for adapting the signal S; the reference SA represents the adapted signal; reference 60 represents a device for discriminating by the form of the pulses, comprising two channels; the reference E1 represents the energy of the first channel; the reference E2 represents the energy of the second channel; references 62, 64, 66 and 68 represent comparators with two energy thresholds, namely a high threshold and a low threshold; The references Ebl, Eb2, Eb3 and Eb4 respectively represent the low thresholds of the comparators 62, 64, 66 and 68; the references Ehl, Eh2, Eh3 and Eh4 respectively represent the high thresholds of the comparators 62, 64, 66 and 68; the TTL1 and TTL2 references represent the TTL signals respectively provided by the comparators 62 and 64; the reference 70 represents an AND gate for the detection of coincident events; the reference TTL3 represents the TTL signal provided by this AND gate (comparator with coincidence); The reference 72 represents an OR gate; the reference TTL4 represents the TTL signal provided by this OR gate (comparator); the reference 74 represents an incremental counter; the reference At represents a clock step associated with the counter 74; The reference N represents a number of recorded hits; The reference 76 represents an algorithmic device for estimating the count rate (straightener); and the reference X represents an estimate of the neutron count rate.

5 Le dispositif de discrimination par la forme des impulsions 58 assure la discrimination et la quantification des énergies respectivement déposées dans les deux scintillateurs. La première voie recueille la contribution du signal issu du scintillateur à réponse rapide et la deuxième voie recueille la contribution du signal issu du scintillateur à réponse lente.The pulse shape discrimination device 58 discriminates and quantifies the energies respectively deposited in the two scintillators. The first channel collects the contribution of the signal from the fast response scintillator and the second channel collects the contribution of the signal from the slow response scintillator.

10 Les quatre comparateurs à seuils bas et hauts 62, 64, 66 et 68 sont montés en parallèle. On rappelle que dans une forte ambiance gamma, le seuil de discrimination des impulsions dues au captures radiatives sera élevé par rapport à celui qui est préconisé dans une ambiance plus faible, de façon à restaurer un Rapport du Signal neutronique sur le Bruit photonique, au prix d'une sensibilité réduite du détecteur.The four low and high threshold comparators 62, 64, 66 and 68 are connected in parallel. It is recalled that in a strong gamma atmosphere, the threshold of discrimination of the pulses due to the radiative captures will be high compared to that which is recommended in a weaker atmosphere, so as to restore a Neutron Signal Report on the Photonic Noise, at the price reduced sensitivity of the detector.

15 Dans de telles conditions, les comparateurs 62 et 64, respectivement paramétrés par les seuils haut et bas Ebl-Ehl et Eb2-Eh2, assurent l'identification, sur les première et deuxième voies, indépendantes l'une de l'autre, d'une contribution en énergie, comprise entre deux bornes jugées pertinentes pour la détection. Ces bornes sont plus restrictives que les bornes adoptées dans la première configuration. Selon que El et E2 se situent ou 20 non entre les deux susdites bornes, deux signaux Tout ou Rien TTL1 ou TTL2 sont délivrés en sortie des deux comparateurs 62 et 64: 1 pour un coup, 0 pour aucun coup. Afin d'accroître la sensibilité réduite par la restriction éventuelle des bornes, une détection par coïncidence est mise en oeuvre par l'intermédiaire des deux comparateurs 66 et 68, respectivement paramétrés par les seuils Eb3-Eh3 et Eb4-Eh4. Lorsque El et E2 se situent 25 l'une et l'autre (condition obtenue grâce à la porte logique ET 70 de la figure 7) entre deux bornes retenues comme pertinentes pour une détection par coïncidence d'événements, le signal Tout ou Rien TTL3 prend la valeur 1; dans le cas contraire, il demeure à 0. Le signal TTL4, sur la valeur duquel est fondé le comptage, est fourni par la sortie de la porte logique OU 72 dont les trois entrées reçoivent respectivement les 30 va leurs TTL1, TTL2 et TTL3.Under such conditions, the comparators 62 and 64, respectively parameterized by the high and low thresholds Ebl-Ehl and Eb2-Eh2, ensure the identification on the first and second channels, independent of each other, of the a contribution in energy, between two terminals deemed relevant for the detection. These terminals are more restrictive than the terminals adopted in the first configuration. According to whether or not El and E2 are between said two terminals, two TTL1 or TTL2 discrete signals are output from the two comparators 62 and 64: 1 for one shot, 0 for no shot. In order to increase the reduced sensitivity by the possible restriction of the terminals, a coincidence detection is implemented via the two comparators 66 and 68, respectively parameterized by the thresholds Eb3-Eh3 and Eb4-Eh4. When E1 and E2 are both (condition obtained through the AND logic gate 70 of FIG. 7) between two terminals selected as relevant for event coincidence detection, the TTL3 Discrete signal. takes the value 1; otherwise, it remains at 0. The TTL4 signal, on the value of which the count is based, is provided by the output of the OR logic gate 72 whose three inputs respectively receive the TTL1, TTL2 and TTL3 values.

3033900 26 A titre purement indicatif et nullement limitatif, on a représenté sur la figure 8, un exemple de réalisation plus élaboré du dispositif de discrimination par la forme des impulsions 60 de la Figure 7. Sur la figure 8 : 5 -la référence SA représente le signal adapté ; -la référence 78 représente un discriminateur d'impulsion ; -la référence Sb représente un niveau de discrimination d'une impulsion par rapport au bruit électronique ; -la référence I représente une impulsion ; 10 -la référence 80 représente un convertisseur analogique-numérique ; -la référence IN représente une impulsion numérisée ; -la référence 82 représente un composant programmable quantifiant respectivement les charges attribuables aux première et deuxième voies ; -la référence t1 représente une borne temporelle pour le signal de la 15 première voie ; -la référence t2 représente une borne temporelle pour le signal de la deuxième voie ; -la référence 01 représente la charge extraite de la première voie ; -la référence 02 représente la charge extraite de la deuxième voie ; 20 -les références 84 et 86 représentent respectivement des convertisseurs de la charge en énergie ; -la référence K1 représente un coefficient de conversion de la charge de la première voie en énergie ; -la référence K2 représente un coefficient de conversion de la charge de 25 la deuxième voie en énergie ; -la référence El représente l'énergie de la première voie ; et -la référence E2 représente l'énergie de la deuxième voie. L'impulsion I est discriminée du bruit, grâce au discriminateur 78, par un paramètre de niveau Sb sur la voie unique, qui peut être un seuil en amplitude, en aire, 30 en durée ou tout autre critère pertinent (fraction constante), ainsi que par d'autres 3033900 27 algorithmes de déclenchement (triggering en anglais). Le convertisseur 80 assure la numérisation de l'impulsion I. La discrimination et la quantification entre la contribution du dépôt dans le scintillateur à constante de temps de décroissance rapide (première voie) et celle du dépôt dans le scintillateur à constante de temps de décroissance lente 5 (deuxième voie) est assurée dans le composant programmable 82. Ces discrimination et quantification sont fondées sur la forme des impulsions (PSD), par exemple et non exhaustivement par intersection de l'axe des abscisses (zero-crossing en anglais), fenêtrage temporel (temporal window en anglais), ou implémentation d'algorithmes récursifs (transformées en ondelettes ou régressions non linéaires). Dans l'exemple de la 10 Figure 8, on a adopté un fenêtrage temporel. La borne temporelle t1 limite la réponse de la voie rapide et la borne temporelle t2, celle de la voie lente. Les deux convertisseurs 84 et 86 réalisent, sur chaque voie, l'évaluation de l'énergie déposée, correspondant aux charges quantifiées 01 et 02 : l'amplitude maximale en volts ou l'aire en volts-secondes est déterminée et convertie en énergie par l'intermédiaire de coefficients de conversion 15 appropriés K1 et K2, connus au moyen d'un étalonnage préalable. On notera que l'économie d'un système de conversion des photons de scintillation en électrons de signal est contrebalancée par les moyens électroniques plus complexes, illustrés par les figures 7 et 8. Les exemples de l'invention, décrits plus haut, utilisent le gadolinium.As a purely indicative and in no way limiting example, FIG. 8 shows a more elaborate embodiment of the discrimination device by the shape of the pulses 60 of FIG. 7. In FIG. 8: the reference SA represents the adapted signal; reference 78 represents a pulse discriminator; the reference Sb represents a level of discrimination of a pulse with respect to the electronic noise; the reference I represents a pulse; The reference 80 represents an analog-digital converter; the reference IN represents a digitized pulse; reference 82 represents a programmable component respectively quantifying the loads attributable to the first and second channels; the reference t1 represents a time terminal for the signal of the first channel; the reference t2 represents a time terminal for the signal of the second channel; the reference 01 represents the charge extracted from the first channel; the reference 02 represents the load extracted from the second channel; The references 84 and 86 respectively represent converters of the charge in energy; the reference K1 represents a conversion coefficient of the charge of the first channel into energy; the reference K2 represents a conversion coefficient of the charge of the second channel into energy; the reference E1 represents the energy of the first channel; and the reference E2 represents the energy of the second channel. The pulse I is discriminated from the noise, thanks to the discriminator 78, by a level Sb parameter on the single channel, which can be a threshold in amplitude, in area, in duration or any other relevant criterion (constant fraction), than by other 3033900 27 triggering algorithms (triggering in English). The converter 80 digitizes the pulse I. Discrimination and quantization between the contribution of the deposition in the fast decay time constant scintillator (first channel) and that of the deposition in the scintillator with slow decay time constant 5 (second channel) is provided in the programmable component 82. These discrimination and quantization are based on the shape of the pulses (PSD), for example and not exhaustively by intersection of the zero axis (zero-crossing in English), windowing temporal (temporal window in English), or implementation of recursive algorithms (wavelet transforms or nonlinear regressions). In the example of Figure 8, temporal windowing is adopted. The time terminal t1 limits the response of the fast channel and the time terminal t2, that of the slow channel. The two converters 84 and 86 carry out, on each channel, the evaluation of the deposited energy, corresponding to the quantized loads 01 and 02: the maximum amplitude in volts or the area in volts-seconds is determined and converted into energy by intermediate appropriate conversion coefficients K1 and K2, known by means of pre-calibration. It will be noted that the economy of a system for converting scintillation photons into signal electrons is counterbalanced by the more complex electronic means, illustrated in FIGS. 7 and 8. The examples of the invention, described above, use the gadolinium.

20 Toutefois, l'invention ne se limite pas à l'emploi du gadolinium : ce dernier peut être remplacé par le cadmium et les exemples décrits, adaptés en conséquence. En termes d'absorption neutronique et de signature, les propriétés du cadmium sont voisines de celles du gadolinium. 25However, the invention is not limited to the use of gadolinium: the latter can be replaced by cadmium and the examples described, adapted accordingly. In terms of neutron absorption and signature, the properties of cadmium are close to those of gadolinium. 25

Claims

REVENDICATIONS1. Device for detecting thermal neutrons, characterized in that it comprises: a core (2, 36), rich in gadolinium or cadmium, a shell (4, 32) in plastic scintillator, which envelops the heart, and a photon converting device (12, 50) which interfaces with the shell and converts the scintillation photons from the shell into a representative signal thereof.

2. Device according to claim 1, wherein the core (2, 36) and the shell (4, 32) are substantially spherical and substantially concentric.

3. Device according to any one of claims 1 and 2, further comprising a first assembly (6, 42) of reflection and insulation vis-à-vis the photons, between the core and the shell.

4. Device according to any one of claims 1 to 3, further comprising a second assembly (8, 44) for reflection and insulation vis-à-vis the photons, surrounding the shell (4, 32), except at the interface between the latter and the photon converting device (12, 50).

5. Device according to any one of claims 1 to 4, wherein the core (2) is full.

6. Device according to any one of claims 1 to 4, wherein the core is hollow and has a first internal zone which is empty or contains a thermalising material, for the thermalization of neutrons. 3033900 29

7. Device according to any one of claims 1 to 4, wherein the core (36) is hollow and has a second inner zone (34) which contains a scintillator material. 5

8. Device according to claim 7, further comprising a photon recovery device, preferably a photon guide (38) for recovering the photons from the scintillator material, contained in the inner zone that includes the core. 10

9. Device according to any one of claims 7 and 8, further comprising a third set (40) of reflection and insulation vis-à-vis the photons, between the second inner zone (34) and the rest of the heart (36).

Apparatus according to any one of claims 7 to 9, wherein one of the respective decay time constants of the plastic scintillator of the shell (32) and the scintillator material of the second internal zone (34) is at less than twice as much as the other.

Apparatus according to any one of claims 7 to 9, wherein one of the respective decay time constants of the plastic scintillator of the shell and the scintillator material of the second inner zone is less than twice the other and the detection device further comprises another photon converting device which converts the scintillation photons from the scintillator material into a representative signal thereof. 25

A thermal neutron counting device, comprising: the thermal neutron detecting device according to claim 1, and a signal processing device (16, 54) which provides a thermal neutron count signal from signal representative of scintillation photons. 5

Apparatus according to claim 12 and any one of claims 5 and 6, wherein the signal processing device (16) comprises: a pulse discriminator (22) which provides a pulse when the representative signal scintillation photons is greater than a predefined threshold, -an energy evaluation device (24) which calculates a value of energy associated with the supplied pulse, -a double threshold comparator (26) which compares the energy value at an energy interval, which energies are determined to be relevant for the detection of high energy gamma radiation, and which provide high and low level logic signals, depending on whether the value of The energy belongs, or not, to the energy interval, and an incremental counter (28) which counts, for a predefined duration, the high level logic signals.

Apparatus according to claim 12 and claim 10, wherein the signal processing device (54) comprises: a pulse shape discriminator (60) which discriminates and quantizes first and second energy values respectively deposited in the plastic scintillator of the shell (32) and in the scintillator material of the second inner zone (34), of the first, second, third and fourth double-thresholded comparators (62, 64, 66, 68) the first and third comparators (62, 66) being associated with the first energy value, the second and fourth comparators (64, 68) being associated with the second energy value, -each of the first and second comparators (62, 66) being 64) comparing the energy value associated therewith with an energy range, which energies are determined to be relevant for the detection of high energy gamma radiation, and t logic signals of high level and low level, depending on whether or not the associated energy value belongs to this energy range, each of the third and fourth comparators (66, 68) comparing the value of associated energy at an energy range, which energies are determined to be relevant for event coincidence detection, and providing high and low logic signals, depending on whether the energy value is associated with this energy gap, or not, a first logic gate (70) which provides a high level logic signal when the energy values associated with the third and fourth comparators (66, 68) respectively belong to the corresponding energy intervals, and if not a low level logic signal, -a second logic gate (72) which receives the signals provided by the first and second comparators (62, 64) and the first gate logic (70), and provides a high level logic signal when at least one of the logic signals it receives is high, and an incremental counter (74) which counts, over a predefined time, the high level logic signals provided by the second logic gate. 20