WO2020099472A1 - Procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon par spectrométrie gamma et dispositif associé - Google Patents

Procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon par spectrométrie gamma et dispositif associé Download PDF

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WO2020099472A1
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sample
kev
mass concentration
energy
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PCT/EP2019/081147
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Thomas Marchais
Bertrand Perot
Cédric CARASCO
Jean-Luc Ma
Hervé TOUBON
Romain GOUPILLOU
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Orano Mining
Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives
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    • G01N2223/626—Specific applications or type of materials radioactive material

Definitions

  • the present invention relates to a method for evaluating the mass concentration of uranium in an ore sample by gamma spectrometry.
  • Uranium occurs naturally in the form of three isotopes: 238 U, 235 U and 234 U, the latter being from the 238 U decay chain. 238 U is very widely majority and represents more than 99.2% of total uranium.
  • the 238 U and the 235 U disintegrate successively in different chemical elements called son elements until the chemical element obtained is stable.
  • Each disintegration is most often accompanied by the emission of high energy photons also called X or gamma radiation, the energy spectrum of which is typically between a few tens of keV and more than 2000 keV.
  • the unit of measurement of radiation is expressed in counts per unit of time, for example in counts per second.
  • the standards NF M60-790-3 and NF ISO 18589-3 describe for example a measurement by high resolution gamma spectrometry based on the detection of an energy line at 1001 keV of a descendant of the uranium chain, 234m
  • the low intensity of this line leads to long measurement times, up to several hours for samples of low mass (ie a few hundred grams) or of low uranium content (less than 1000 ppmu).
  • the choice of this line rather than those much more intense of 214 Pb or 214 Bi, descendants of 238 U located at the end of the radioactive chain, comes from the risk of imbalance in the decay chain of 238 U.
  • a measurement of the uranium content based on the gamma radiation of a child element located at the end of the decay chain leads to an erroneous, overestimated or underestimated value depending on the type of imbalance (activity ratio of radioelements at the start and end of the chain less than or greater than one, respectively), of the actual uranium content.
  • This imbalance is generally observed for deposits of low uranium content subject to differential leaching phenomena (eg uranium type of "roll fronts") which constitute a significant part of the uranium deposits exploited in the world.
  • other energy lines can be used, such as the 92 keV energy line from 234 Th or 98 keV from X-ray fluorescence.
  • the method described is based on a spectral decomposition into three distinct energy zones:
  • This area is also potentially influenced by 232 Th with the emission of numerous lines X and a gamma radiation at 84 keV of 228 Th in its filiation chain;
  • Each zone corresponds to a counting rate which is assumed to be a linear combination of the uranium and thorium content of the sample, and the factor of imbalance in the filiation chain between uranium and radium.
  • the invention relates to a method of the aforementioned type, the sample of uranium-bearing material having a density and a height, comprising the following steps:
  • the energy spectrum comprising at least a first energy band between 87 keV and 1 10 keV, and a second band d energy between 560 keV and 660 keV, the second energy band comprising at least one energy line at 609 keV of 214 Bi,
  • the method according to the invention makes it possible to determine the mass concentration of uranium in a sample of a uranium-bearing material taking account of its physical characteristics and thus to obtain more precise concentration values.
  • the use of the first energy band between 87 keV and 1 10 keV is particularly stable with respect to heterogeneities and self-attenuation with high uranium content in comparison with the band 53 keV - 108 keV used by the method of Domingos and Melo (1967), the increased attenuation of gamma radiation at 92 keV of 234 Th in such cases being in fact counterbalanced by the increase in X-ray fluorescence of uranium and consequently of the X-ray at 98 keV.
  • the method according to the invention allows a rapid evaluation of the mass concentration of uranium in the sample of uranium-bearing material.
  • the measurements are inexpensive because the process does not require a germanium semiconductor detector hyper pure, a “simple” scintillation detector in sodium iodide allows to obtain reliable and precise measurements.
  • the method according to the invention comprises one or more of the following characteristics, taken in isolation or according to all the possible technical combinations:
  • the initial mass concentration of uranium is calculated using a ratio between the area of the first energy band and the area of the second energy band;
  • the sample has a radioactive imbalance U / Rn, the initial mass concentration of uranium being calculated using a parameter representative of the radioactive imbalance U / Rn;
  • the initial mass concentration of uranium is also calculated using at least two calibration coefficients
  • the calibration coefficients are determined experimentally using a plurality of standard samples or by digital simulation.
  • K (d, h, Cm uo ) a 0 + a t x Cm uo + a 2 xd + a 3 xh + a 4 xdxh
  • the parameter representative of the density h the parameter representative of the height, has 0 to a 7 of the coefficients.
  • the invention also relates to a device for evaluating the mass concentration of uranium in a sample of uranium-bearing material, the sample having a density and a height, the device comprising:
  • a module for acquiring an energy spectrum of gamma radiation from the sample using a detector the energy spectrum comprising at least a first energy band of between 87 keV and 1 10 keV, and a second energy band between 560 keV and 660 keV, the second energy band comprising an energy line at 609 keV of 214 Bi,
  • FIG. 1 is a schematic representation of a device for evaluating the mass concentration of uranium of an ore sample according to the invention
  • FIG. 2 is a schematic representation of a sample used in the device of Figure 1;
  • FIG. 3 is an example of gamma energy spectrum acquired by the device of Figure 1;
  • FIG. 4 is a schematic representation of a method according to the invention.
  • the terms “mass concentration” and “content” are considered to be synonymous.
  • the terms “line”, “energy line”, “peak” or “energy peak” are also considered synonymous.
  • a device 10 for evaluating the mass concentration of uranium in a sample 12 of a uranium-bearing material is shown schematically in FIG. 1.
  • the device 10 comprises a scintillator detector 14.
  • the scintillator detector 14 comprises for example a crystal 16 with sodium iodide (Nal).
  • the crystal 16 is for example a 3 "x3" crystal, that is to say that the crystal 16 has a diameter of 3 "and a length of 3".
  • Sample 12 of uranium-bearing material is for example obtained from a drill core or crushed ore from the exploration or exploitation of a mine.
  • the uranium material sample is placed in a container 18 providing a bed of material of height h.
  • the container 18 is for example made of PVC.
  • FIG. 2 shows the geometry of the container 18 and of the sample 12.
  • the container 18, here of frustoconical shape, comprises a side wall 20 and a bottom 22 defining a receiving volume 24 of the crushed sample 12.
  • the wall 20 of the container 18 is for example one millimeter thick.
  • the bottom 22 of the container 18 is intended to be brought into contact with the scintillator detector 14 during the acquisition of the gamma energy spectrum.
  • Sample 12 is preferably finely crushed to obtain a grain size of less than a millimeter to limit the measurement uncertainties linked to the presence of heterogeneities.
  • Sample 12 is advantageously homogenized.
  • homogenized is meant that there is no particular grading in the ore sample.
  • sample 12 is crushed using a ring mill.
  • the uranium-bearing material is placed inside the container 18 without compaction.
  • a standard sample is used as a reference sample in the process according to the invention.
  • Binder density means the density of the sample without settling.
  • the standard sample includes silicon dioxide (Si0 2 ).
  • the uranium content of the standard sample is, for example, 1000 ppmu, that is to say 1000 milligrams of uranium per kilogram of sample.
  • the device 10 further comprises a shielding enclosure 26, for example cylindrical with a circular base.
  • the shielding enclosure 26 defines a housing 28, for example cylindrical with a circular base, intended to receive the container 18 with the sample 12 and a part of the scintillator detector 14.
  • the shielding enclosure 26 is intended to cover the side wall 20 of the container 18 and part of the scintillator detector 14, in order to be free from background noise coming from the measurement room.
  • the shielding enclosure 26 is preferably made of lead.
  • the thickness of the enclosure 26 is for example 4.5 cm.
  • the shielding enclosure 26 is preferably lined with a layer of copper, for example 3 mm, to absorb the lead fluorescence X-rays.
  • the shielding enclosure 26 is closed by a cap 30, preferably made of lead, disposed on an upper part of the shielding enclosure 26.
  • the device 10 includes a computer 32 for evaluating the mass concentration of uranium in the sample 12, a display unit 34 connected to the computer 32 to display the results provided by the computer 32 and a man-machine interface 36.
  • the computer 32 includes a database 38.
  • the database 38 is intended to record the results supplied by the computer 32.
  • the computer 32 includes a processor 40 and a memory 42 receiving software modules.
  • the processor 40 is capable of executing the software modules received in the memory 42 and of implementing the method according to the invention.
  • the memory 42 comprises an acquisition module 50 of an energy spectrum of gamma radiation of the sample 12 using the scintillator detector 14.
  • FIG. 3 shows an example of an energy spectrum 100 acquired by the acquisition module 50.
  • the energy spectrum 100 comprises at least a first energy band 1 10 between 87 keV and 1 10 keV, and a second energy band 120 between 560 keV and 660 keV.
  • the second energy band 120 has an energy line 130 to 609 keV from 214 Bi.
  • the memory 42 further comprises a module 55 for calculating an initial mass concentration of uranium Cmuo using the area Cu of the first energy band 110, the area C RH of the second energy band 120, and the net area of the energy line 130 to 609 keV of 214 Bi.
  • the net area at 609 keV comes solely from the gamma emission of 214 Bi, after subtraction of the Compton continuous background, for example carried out ad hoc using software for processing energy spectra.
  • the areas of the first energy band 1 10 Cu and of the second energy band 120 C RH correspond to the raw areas without correction of the Compton continuous background.
  • the acquisition time depends on the radioactive imbalance U / Rn (Uranium / Radon) of the sample of uranium-bearing material and on the average uranium content of sample 12. It is typically between less than a minute and 25 minutes .
  • the memory 42 includes a module 60 for obtaining a measurement of a parameter representative of the height "h" of the bed of the sample 12 and of a parameter representative of the density "d" of the sample 12.
  • the parameters representative of the height "h” of the bed of the sample 12 and of the density “d” of the sample 12 are for example measured manually by an operator and entered in the module 60 of the device 10.
  • the memory 42 includes a module 65 for calculating a corrective coefficient K, using the parameter representative of the height of the sample 12, the parameter representative of the density of the sample 12, and the initial mass concentration of uranium Cmuo calculated by the calculation module 50.
  • the memory 42 comprises a calculation module 70 of a mass concentration of corrected uranium Cmu using the initial mass concentration of uranium Cmuo and the corrective coefficient K, respectively calculated by the calculation module 55 and the calculation module 65.
  • the modules 50, 55, 60, 65 and 70 are programmed to implement the method according to the invention, described in the following.
  • FIG. 4 shows the steps of a method for evaluating the mass concentration of uranium in a sample 12 according to the invention.
  • the method comprises a step 200 of acquiring an energy spectrum 100 of gamma radiation from the sample 12 using a scintillator detector 14.
  • the detector 14 is preferably of the type described above.
  • the scintillator detector 14 comprises for example a crystal 16 of sodium iodide (Nal).
  • the energy spectrum 100 comprises at least a first energy band 1 10 between 87 keV and 1 10 keV, and a second energy band 120 between 560 keV and 660 keV.
  • the second energy band comprises at least one energy line 130 to 609 keV of the 214 Bi (FIG. 3).
  • the method then comprises a step 210 of calculating an initial mass concentration of uranium Cmuo using the area Cu of the first energy band 1 10, the area C RH of the second energy band 120, and l net area of the energy line 130 to 609 keV from 214 Bi.
  • the initial mass concentration of uranium Cmuo is calculated using a ratio (Cu / C Rn ) between the area Cu of the first energy band 1 10 and the area C RH of the second energy band 120, which is a parameter representative of the radioactive imbalance U / Rn.
  • the initial mass concentration Cmuo of uranium is further calculated using two calibration coefficients a, b.
  • the initial mass concentration of uranium Cmuo is calculated using the following equation:
  • T I (. 2 92 u ) the half-life time (radioactive period) of 238 U (4.468 x 10 9 years); ln: the natural logarithm;
  • T c the active counting time (in seconds) corrected for the dead time of the detector 14.
  • the initial mass concentration of uranium Cmuo is expressed here in ppmu, that is to say in milligrams of uranium per kilogram of sample 12, hence the conversion factor 10 6 in the previous equation.
  • the Eff 609 keV efficiency is calculated for example with the Monte-Carlo N-Particle code (MCNP) which makes it possible to model the transport of X and gamma rays emitted in the sample to the detector and their interaction (energy deposits) ) in germanium crystal ("MCNP6TM, User's manual - Version 1.0 - LA-CP-13-00634, Rev. 0, Denise B. Pelowitz". May-2013).
  • MCNP6TM Monte-Carlo N-Particle code
  • the calibration coefficients a, b are determined experimentally using a plurality of standard samples or by numerical simulation.
  • the calibration coefficients a, b are related to the area Cu of the first energy band 1 10 and to the area C RH of the second energy band 120 to the imbalance U / Rn of the sample by the equation:
  • the calibration coefficients a, b are determined by having a plurality of standard samples having different U / Rn imbalances.
  • the standard samples have physical characteristics (mineralogy, height and density) and a uranium content substantially identical to those of the standard sample defined above.
  • substantially identical is meant a height of the bed of 5 cm and a density of 1.3 with an accuracy of the order of% (at most 3%), as well as an identical mineralogy (uranium-bearing material from the same source ) and a uranium content of 1000 ppmu with a tolerance of ⁇ 500 ppmu.
  • the effect is not significant up to a few thousand ppmu.
  • the value of the calibration coefficients a, b depends on the measurement geometry, the type of detector 14 and the characteristics of the sample 12 (height, density and uranium content). In the case of a change of detector 12 or for another measurement geometry, a new determination of the calibration coefficients is then necessary.
  • the method comprises a step 220 of measuring a parameter representative of the height of the sample 12 and a parameter representative of the density of the sample According to a particular embodiment, step 220 is performed before the acquisition step 200 and / or calculation 210.
  • the height of the sample 12 is for example measured using a graduated ruler or an optical method.
  • the density of sample 12 is for example measured using any protocol known to those skilled in the art.
  • the mass M eCh of sample 12 is measured with a balance and the volume V eCh of sample 12 is determined by immersing it in water in a graduated cylinder.
  • the M / V ratio provides the density.
  • the method then comprises a step 230 of calculating a corrective coefficient K using the parameter representative of the height of the sample 12, the parameter representative of the density of the sample 12, and the initial mass concentration of uranium Cmuo.
  • the correction coefficient K makes it possible to take account of the variation in the density of the sample 12, the height of the sample 12 and the uranium Cmuo content of the sample 12 and is a function of these physical parameters.
  • the value of the correction coefficient is preferably obtained by carrying out a multi-parameter study by numerical simulation.
  • the spectral response of more than 800 sample configurations with filling heights h varying from 1 to 9 cm, densities d varying from 1 to 1, 6 and uranium Cmuo contents between 100 ppmu and 100,000 ppmu is simulated.
  • K (d, h, Cm uo ) a 0 + a t x Cm uo + a 2 xd + a 3 xh + a 4 xdxh
  • the coefficients a 0 to a 7 are determined by multilinear regression.
  • the method according to the invention finally comprises a step 240 of calculating a mass concentration of corrected uranium Cmu using the initial mass concentration of uranium Cmuo and the corrective coefficient K. More particularly, the mass concentration of corrected uranium Cmu is obtained by the product of the initial mass concentration of uranium Cmuo and the corrective coefficient K:
  • the inventors have carried out a study on the uncertainty associated with the value of the mass concentration of corrected uranium Cmu by assuming a finely crushed sample 12 (grain less than 2 mm), homogenized, with U / Rn imbalance greater than 0, 1 and a counting time long enough to obtain a statistical uncertainty of less than 1% on the ratio of Cu / C Rn counts.
  • T y the counting rate in the first energy band 1 10, measurable from the first minutes of acquisition and which is worth, after any duration T,
  • the calculation of the uncertainty on the uranium content takes separate account of the uncertainty due to the characteristics of sample 12, the uncertainty due to the mineralogy of sample 12, the uncertainty due to a possible heterogeneity of l sample 12, the uncertainty due to the counting statistics and finally the uncertainty due to the measurement of the mass activity in 214 Bi.
  • the average relative deviation from the reference content is approximately 33% using an energy zone ranging from 52 keV to 108 keV to measure the contribution of uranium in the spectrum, as in the process of Domingos and Melo (1967).
  • the average relative difference with the reference content is of the order of 15% using the method according to the invention with an energy band between 87 keV and 1 10 keV.
  • the method according to the invention makes it possible to obtain a value of the mass concentration of uranium more precise than the methods of the state of the art.
  • the use of the first energy band between 87 keV and 1 10 keV is in particular particularly stable with respect to heterogeneities and self-attenuation compared to the 53 keV - 108 keV band used by the process. de Domingos and Melo (1967), but also less sensitive to variations in the mineralogy of the ore.
  • the method according to the invention allows a rapid evaluation of the mass concentration of uranium in the sample.
  • the measurements are inexpensive because the process does not require a germanium semiconductor detector.
  • a "simple" scintillation detector in sodium iodide provides reliable and precise measurements.

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Abstract

L'invention concerne un procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon de matériau uranifère par spectrométrie gamma, comprenant les étapes suivantes: a) acquisition (200) d'un spectre énergétique de rayonnement gamma de l'échantillon à l'aide d'un détecteur scintillateur, le spectre énergétique (100) comprenant au moins une première bande d'énergie (110) comprise entre 87 keV et 110 keV, et une deuxième bande d'énergie (120) comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d'énergie comportant au moins une raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi, b) calcul (210) d'une concentration massique initiale en uranium (CmU0) en utilisant le spectre énergétique, c) mesure (220) d'un paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon et d'un paramètre représentatif de la densité de l'échantillon, d) calcul (230) d'un coefficient correctif (K), e) calcul (240) d'une concentration massique en uranium corrigée (CmU) en utilisant la concentration massique initiale en uranium (CmU0) et le coefficient correctif (K).

Description

Procédé d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon par spectrométrie gamma et dispositif associé
La présente invention concerne un procédé d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon de minerai par spectrométrie gamma.
L’uranium est présent naturellement sous la forme de trois isotopes : l’238U, l’235U et l’234U, ce dernier étant issu de la chaîne de désintégration de l’238U. L’238U est très largement majoritaire et représente plus de 99,2 % de l’uranium total.
L’238U et l’235U se désintègrent successivement en différents éléments chimiques appelés éléments fils jusqu’à ce que l’élément chimique obtenu soit stable. Chaque désintégration s’accompagne le plus souvent de l’émission de photons de haute énergie encore appelés rayonnements X ou gamma dont le spectre énergétique est typiquement compris entre quelques dizaines de keV et plus de 2000 keV. L’unité de mesure du rayonnement s’exprime en coups par unité de temps, par exemple en coups par seconde.
Il est possible d’utiliser le type de procédé précité en exploration et exploitation minières pour caractériser la teneur en uranium d’échantillons de roche. Dans le cas de la prospection minière, ces mesures sont réalisées in-situ ou sur des échantillons de roches par exemple provenant de forages. Ces mesures permettent typiquement de caractériser le potentiel uranifère d’une région. En exploitation minière, le procédé peut par exemple être utilisé à l’usine pour opérer un tri du minerai en fonction de sa teneur en uranium et ainsi adapter le traitement du minerai en conséquence.
Les normes NF M60-790-3 et NF ISO 18589-3 décrivent par exemple une mesure par spectrométrie gamma haute résolution reposant sur la détection d’une raie énergétique à 1001 keV d’un descendant de la chaîne de l’uranium, le 234mPa. Cependant la faible intensité de cette raie conduit à des temps de mesure longs, jusqu’à plusieurs heures pour des échantillons de faible masse (i.e. quelques centaines de grammes) ou de faible teneur en uranium (moins de 1000 ppmu). Le choix de cette raie plutôt que celles beaucoup plus intenses du 214Pb ou du 214Bi, descendants de l’238U situés en fin de chaîne radioactive, provient du risque de déséquilibre dans la chaîne de désintégration de l’238U. En cas de déséquilibre, une mesure de la teneur en uranium basée sur le rayonnement gamma d’un élément fils localisé en fin de chaîne de désintégration conduit à obtenir une valeur erronée, surestimée ou sous-estimée selon le type de déséquilibre (ratio d’activité des radioéléments en début et fin de chaîne inférieur ou supérieur à l’unité, respectivement), de la teneur réelle en uranium. Ce déséquilibre est généralement constaté pour les gisements de faible teneur en uranium sujet à des phénomènes de lixiviation différentielle (e.g. gisement d’uranium de type « roll fronts ») qui constituent une part importante des gisements d’uranium exploités dans le monde. Pour pallier cet inconvénient, d’autres raies énergétiques peuvent être utilisées comme la raie énergétique à 92 keV issue du 234Th ou à 98 keV de la fluorescence X. Ceci permet de réduire de façon significative les temps de comptage. Les Demanderesses ont déposé une demande FR 18 51744 portant sur un procédé de détermination de la concentration massique en uranium d’un échantillon de minerai d’uranium exploitant à la fois la raie énergétique à 92 keV et la raie énergétique à 98 keV qui utilise un détecteur au germanium coûteux et nécessite un refroidissement du cristal.
Domingos et Melo (1967) dans « Détermination of uranium and thorium ores using gamma spectrometry » , Nuclear Instruments and Methods 48, 28-32 proposent d’utiliser un détecteur à iodure de sodium (Nal) en spectrométrie basse résolution, ce qui permet de réduire les coûts engendrés par ces mesures. La méthode décrite repose sur une décomposition spectrale en trois zones d’énergie distinctes :
- de 52 keV à 108 keV pour mesurer la contribution de l’uranium dans le spectre grâce aux émissions gamma à 63 keV et à 92 keV du 234Th. Cette zone est aussi influencée potentiellement par le 232Th avec l’émission de nombreuses raies X et d’un rayonnement gamma à 84 keV du 228Th dans sa chaîne de filiation ;
- de 560 à 660 keV pour mesurer la contribution de fin de chaîne de l’uranium. Cette zone est dominée par l’émission gamma du 214Bi à 609 keV ;
- de 2.46 à 2.76 MeV afin de prendre en compte de façon très sélective le 232Th grâce à l’émission d’un rayonnement gamma du 208TI à 2614 keV (non interféré par d’autres rayonnements à cette énergie).
A chaque zone correspond un taux de comptage qui est supposé être une combinaison linéaire de la teneur en uranium et en thorium de l’échantillon, et du facteur de déséquilibre de la chaîne de filiation entre l’uranium et le radium.
En utilisant des échantillons de référence pour lesquels la teneur en uranium, la teneur en thorium et le déséquilibre sont connus, il est possible, par exemple par avec la méthode des moindres carrés, de déterminer les coefficients de chacune des combinaisons linéaires et ainsi d’obtenir des relations empiriques pour la teneur en uranium et en thorium.
Cependant, cette méthode présente un inconvénient majeur. Pour obtenir des estimations fiables de la teneur en uranium, les échantillons à analyser doivent tous présenter des caractéristiques physiques similaires aux échantillons de référence.
L’invention a pour but de proposer un procédé d’évaluation plus rapide et plus précis de la concentration massique en uranium d’un échantillon de minerai, notamment pour des échantillons présentant des caractéristiques variables en termes de teneur en uranium, de déséquilibre radioactif, de minéralogie, de géométrie (hauteur de remplissage du conteneur) et de densité.
A cet effet, l’invention concerne un procédé du type précité, l’échantillon de matériau uranifère présentant une densité et une hauteur, comprenant les étapes suivantes :
- acquisition d’un spectre énergétique de rayonnement gamma de l’échantillon à l’aide d’un détecteur scintillateur, le spectre énergétique comprenant au moins une première bande d’énergie comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d’énergie comportant au moins une raie énergétique à 609 keV du 214Bi,
- calcul d’une concentration massique initiale en uranium en utilisant l’aire de la première bande d’énergie, l’aire de la deuxième bande d’énergie, et l’aire nette de la raie énergétique à 609 keV du 214Bi,
- mesure d’un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon et d’un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon,
- calcul d’un coefficient correctif en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon, le paramètre représentatif de la densité de l’échantillon, et la concentration massique initiale en uranium,
- calcul d’une concentration massique en uranium corrigée en utilisant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif.
Ainsi, le procédé selon l’invention permet de déterminer la concentration massique en uranium d’un échantillon d’un matériau uranifère en tenant compte de ses caractéristiques physiques et ainsi, d’obtenir des valeurs de concentrations plus précises. L’utilisation de la première bande d’énergie comprise entre 87 keV et 1 10 keV est particulièrement stable vis-à-vis des hétérogénéités et de l’auto-atténuation à forte teneur en uranium en comparaison de la bande 53 keV - 108 keV utilisée par le procédé de Domingos et Melo (1967), l’atténuation accrue du rayonnement gamma à 92 keV du 234Th dans de tels cas étant en effet contrebalancée par l’accroissement de la fluorescence X de l’uranium et par suite de la raie X à 98 keV. Elle est également plus stable vis-à-vis d’autres causes d’incertitudes comme la méconnaissance de la minéralogie précise du matériau uranifère, étant donné qu’elle n’incorpore pas l’émission gamma à 63 keV du 234Th dont l’auto-absorption est très sensible à ce paramètre.
Le procédé selon l’invention permet une évaluation rapide de la concentration massique en uranium de l’échantillon de matériau uranifère. Les mesures sont peu onéreuses car le procédé ne nécessite pas un détecteur semi-conducteur en germanium hyper pur, un « simple » détecteur à scintillation en iodure de sodium permet d’obtenir des mesures fiables et précises.
Suivant des modes particuliers de réalisation, le procédé selon l’invention comprend l’une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises isolément ou selon toutes les combinaisons techniques possibles :
- la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant un ratio entre l’aire de la première bande d’énergie et l’aire de la deuxième bande d’énergie ;
- l’échantillon présente un déséquilibre radioactif U/Rn, la concentration massique initiale en uranium étant calculée en utilisant un paramètre représentatif du déséquilibre radioactif U/Rn ;
- la concentration massique initiale en uranium est en outre calculée en utilisant au moins deux coefficients de calibration ;
- les coefficients de calibration sont déterminés expérimentalement en utilisant une pluralité d’échantillons étalons ou par simulation numérique.
- la concentration massique en uranium initiale est calculée en utilisant deux
^-b
coefficients de calibration et un ratio CRn a , ledit ratio étant représentatif d’un déséquilibre radioactif U/Rn de l’échantillon ;
- la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant l’équation suivante :
Figure imgf000006_0001
avec :
ru/u{ 238) : le ratio massique (235(j+238(j)/238u (jans |’uranjum naturel valant 1 ,0072 ; NA \ la constante d’Avogadro ;
Figure imgf000006_0002
la masse molaire de l’238U ;
Ti lîü) le temps de demi-vie de l’238U ;
ln : le logarithme népérien ;
Mech : la masse de l’échantillon ;
Sn(609 keV ) : l’aire nette dans la raie à 609 keV ;
Effeo9 kev l’efficacité du détecteur scintillateur (14) à 609 keV ;
ho9 kev(2liBï) l’intensité d’émission du 214Bi à 609 keV;
Tc : le temps de comptage actif corrigé du temps mort du détecteur scintillateur. - la concentration massique en uranium corrigée est calculée en multipliant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif ;
- le coefficient correctif est calculé en utilisant une équation de la forme :
K(d, h, Cmuo ) = a0 + at x Cmuo + a2 x d + a3 x h + a4 x d x h
+a5 x d x h x Cmuo + a6 x Cmuo 3 + a7 x h3
avec d le paramètre représentatif de la densité, h le paramètre représentatif de la hauteur, a0 à a7 des coefficients.
L’invention concerne également un dispositif d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon d’un matériau uranifère, l’échantillon présentant une densité et une hauteur, le dispositif comprenant :
- un module d’acquisition d’un spectre énergétique de rayonnement gamma de l’échantillon à l’aide d’un détecteur, le spectre énergétique comprenant au moins une première bande d’énergie comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d’énergie comportant une raie énergétique à 609 keV du 214Bi,
- un module de calcul d’une concentration massique initiale en uranium en utilisant l’aire de la première bande d’énergie, l’aire de la deuxième bande d’énergie, et l’aire nette de la raie énergétique à 609 keV du 214Bi,
- un module d’obtention de d’une mesure d’un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon et d’un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon,
- un module de calcul d’un coefficient correctif, en utilisant un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon, un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon, et la concentration massique initiale en uranium calculée par le module de calcul,
- un module de calcul d’une concentration massique en uranium corrigée en utilisant la concentration massique initiale en uranium et le coefficient correctif, respectivement calculés par le module de calcul et le module de calcul.
L’invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple, et faite en se référant aux dessins parmi lesquels :
- la figure 1 est une représentation schématique d’un dispositif d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon de minerai selon l’invention ;
- la figure 2 est une représentation schématique d’un échantillon utilisé dans le dispositif de la figure 1 ;
- la figure 3 est un exemple de spectre énergétique gamma acquis par le dispositif de la figure 1 ; et
- la figure 4 est une représentation schématique d’un procédé selon l’invention. Dans la suite de la description, les termes « concentration massique » et « teneur » sont considérés comme synonymes. Les termes « raie », « raie énergétique », « pic » ou « pic énergétique » sont également considérés comme synonymes.
Un dispositif 10 d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon 12 d’un matériau uranifère est représenté de manière schématique sur la figure 1.
Le dispositif 10 comprend un détecteur scintillateur 14. Le détecteur scintillateur 14 comprend par exemple un cristal 16 à iodure de sodium (Nal).
Le cristal 16 est par exemple un cristal 3”x3”, c’est-à-dire que le cristal 16 présente un diamètre de 3” et une longueur de 3”.
L’échantillon 12 de matériau uranifère est par exemple obtenu à partir d’une carotte de forage ou du minerai concassé issu de l’exploration ou de l’exploitation d’une mine. L’échantillon de matériau uranifère est disposé dans un conteneur 18 fournissant un lit de matériau de hauteur h. Le conteneur 18 est par exemple en PVC.
La figure 2 présente la géométrie du conteneur 18 et de l’échantillon 12.
Le conteneur 18, ici de forme tronconique, comprend une paroi latérale 20 et un fond 22 définissant un volume de réception 24 de l’échantillon 12 concassé.
La paroi 20 du conteneur 18 a par exemple un millimètre d’épaisseur.
Comme représenté sur la figure 1 , le fond 22 du conteneur 18 est destiné à être mis en contact avec le détecteur scintillateur 14 lors de l’acquisition du spectre énergétique gamma.
L’échantillon 12 est de préférence concassé finement pour obtenir une taille de grain inférieur au millimètre pour limiter les incertitudes de mesure liées à la présence d’hétérogénéités.
L’échantillon 12 est avantageusement homogénéisé. Par « homogénéisé », on entend qu’il n’existe pas un granoclassement particulier dans l’échantillon de minerai.
Par exemple, l’échantillon 12 est concassé en utilisant un broyeur à anneaux.
Le matériau uranifère est disposé à l’intérieur du conteneur 18 sans tassement.
Un échantillon type est utilisé comme échantillon de référence dans le procédé selon l’invention.
Par exemple l’échantillon type est de densité apparente d = 1 ,3 et la hauteur du lit de l’échantillon type est h = 5 cm.
Par « densité apparente », on entend la densité de l’échantillon sans tassement.
L’échantillon type comprend du dioxyde de silicium (Si02).
La teneur en uranium de l’échantillon type est par exemple de 1000 ppmu, c’est-à- dire de 1000 milligrammes d’uranium par kilogramme d’échantillon. Le dispositif 10 comprend en outre une enceinte de blindage 26, par exemple cylindrique à base circulaire.
L’enceinte de blindage 26 définit un logement 28, par exemple cylindrique à base circulaire, destiné à recevoir le conteneur 18 avec l’échantillon 12 et une partie du détecteur scintillateur 14.
L’enceinte de blindage 26 est destinée à recouvrir la paroi latérale 20 du conteneur 18 et une partie du détecteur scintillateur 14, afin de s’affranchir du bruit de fond provenant de la salle de mesure.
L’enceinte de blindage 26 est préférentiellement en plomb. L’épaisseur de l’enceinte 26 est par exemple de 4,5 cm.
L’enceinte de blindage 26 est préférentiellement tapissée d’une couche de cuivre, par exemple de 3 mm, pour absorber les rayons X de fluorescence du plomb.
L’enceinte de blindage 26 est fermée par un chapeau 30, préférentiellement fait de plomb, disposé sur une partie supérieure de l’enceinte de blindage 26.
Le dispositif 10 comprend un calculateur 32 pour l’évaluation de la concentration massique en uranium de l’échantillon 12, une unité d’affichage 34 connectée au calculateur 32 pour afficher les résultats fournis par le calculateur 32 et une interface homme-machine 36.
Le calculateur 32 comprend une base de données 38.
La base de données 38 est destinée à enregistrer les résultats fournis par le calculateur 32.
Le calculateur 32 comprend un processeur 40 et une mémoire 42 recevant des modules logiciels. Le processeur 40 est capable d’exécuter les modules logiciels reçus dans la mémoire 42 et de mettre en œuvre le procédé selon l’invention.
La mémoire 42 comprend un module d’acquisition 50 d’un spectre énergétique de rayonnement gamma de l’échantillon 12 à l’aide du détecteur scintillateur 14.
La figure 3 présente un exemple de spectre énergétique 100 acquis par le module d’acquisition 50.
Le spectre énergétique 100 comprend au moins une première bande d’énergie 1 10 comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie 120 comprise entre 560 keV et 660 keV. La deuxième bande d’énergie 120 comporte une raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi.
La mémoire 42 comprend en outre un module de calcul 55 d’une concentration massique initiale en uranium Cmuo en utilisant l’aire Cu de la première bande d’énergie 1 10, l’aire CRH de la deuxième bande d’énergie 120, et l’aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi. L’aire nette à 609 keV provient uniquement de l’émission gamma du 214Bi, après soustraction du fond continu Compton, par exemple effectuée de manière ad hoc en utilisant un logiciel de traitement de spectres énergétiques.
Les aires de la première bande d’énergie 1 10 Cu et de la deuxième bande d’énergie 120 CRH correspondent aux aires brutes sans correction du fond continu Compton.
La durée d’acquisition dépend du déséquilibre radioactif U/Rn (Uranium/Radon) de l’échantillon de matériau uranifère et de la teneur moyenne en uranium de l’échantillon 12. Elle est typiquement comprise entre moins d’une minute et 25 minutes.
Il est rappelé que l’équilibre séculaire est une situation où l’activité d’un radio isotope reste constante du fait que son taux de production (dû à la désintégration d’un isotope-parent) est égal à son taux de désintégration. Dans le cas contraire on parle de déséquilibre radioactif. Cet état de déséquilibre est notamment observé entre le 222Rn et l’uranium 238U en raison de la volatilité du radon.
La mémoire 42 comprend un module d’obtention 60 d’une mesure d’un paramètre représentatif de la hauteur « h » du lit de l’échantillon 12 et d’un paramètre représentatif de la densité « d » de l’échantillon 12.
Les paramètres représentatifs de la hauteur « h » du lit de l’échantillon 12 et de la densité « d » de l’échantillon 12 sont par exemple mesurés manuellement par un opérateur et renseignés dans le module 60 du dispositif 10.
La mémoire 42 comprend un module de calcul 65 d’un coefficient correctif K, en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon 12, le paramètre représentatif de la densité de l’échantillon 12, et la concentration massique initiale en uranium Cmuo calculée par le module de calcul 50.
La mémoire 42 comprend un module de calcul 70 d’une concentration massique en uranium corrigée Cmu en utilisant la concentration massique initiale en uranium Cmuo et le coefficient correctif K, respectivement calculés par le module de calcul 55 et le module de calcul 65.
Les modules 50, 55, 60, 65 et 70 sont programmés pour mettre en oeuvre le procédé selon l’invention, décrit dans ce qui suit.
La figure 4 présente les étapes d’un procédé d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon 12 selon l’invention.
Le procédé comprend une étape d’acquisition 200 d’un spectre énergétique 100 de rayonnement gamma de l’échantillon 12 à l’aide d’un détecteur scintillateur 14. Le détecteur 14 est de préférence du type décrit ci-dessus. Comme mentionné plus haut, le détecteur scintillateur 14 comprend par exemple un cristal 16 d’iodure de sodium (Nal). Le spectre énergétique 100 comprend au moins une première bande d’énergie 1 10 comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie 120 comprise entre 560 keV et 660 keV. La deuxième bande d’énergie comporte au moins une raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi (figure 3).
Le procédé comprend alors une étape 210 de calcul d’une concentration massique initiale en uranium Cmuo en utilisant l’aire Cu de la première bande d’énergie 1 10, l’aire CRH de la deuxième bande d’énergie 120, et l’aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du 214Bi.
La concentration massique initiale en uranium Cmuo est calculée en utilisant un ratio (Cu/CRn) entre l’aire Cu de la première bande d’énergie 1 10 et l’aire CRH de la deuxième bande d’énergie 120, qui est un paramètre représentatif du déséquilibre radioactif U/Rn.
La concentration massique initiale Cmuo en uranium est en outre calculée en utilisant deux coefficients de calibration a, b.
Plus particulièrement, la concentration massique initiale en uranium Cmuo, est calculée en utilisant l’équation suivante :
r„/„(23.) X 106 X M(¾i>) X yI ) 5„(609 keV) 7 - ?
Figure imgf000011_0001
avec :
ru/u{ 238) : le ratio massique (U235+U238)/238U dans l’uranium naturel qui vaut 1 ,0072 ;
NA \ la constante d’Avogadro (6,022 x 1023 mol 1) ;
M(2 ft/) : la masse molaire de l’238U (238,0507 g. mol 1) ;
TI(.292u) le temps de demi-vie (période radioactive) de l’238U (4,468 x 109 ans) ; ln : le logarithme népérien ;
Mech : la masse de l’échantillon (en grammes) ;
Sn(609 keV ) : l’aire nette dans la raie à 609 keV (nombre de coups) ;
Eff609 kev l’efficacité du détecteur à 609 keV (sans dimension) ;
1609 kev tEi) l’intensité d’émission du 214Bi à 609 keV (nombre de photons émis par désintégration) égale à 46,1 % selon la base de données Evaluated Nuclear Structure Data File de IΆIEA) ;
Tc : le temps de comptage actif (en secondes) corrigé du temps mort du détecteur 14.
La concentration massique initiale en uranium Cmuo est exprimée ici en ppmu, c’est-à-dire en milligramme d’uranium par kilogramme d’échantillon 12, d’où le facteur de conversion 106 dans l’équation précédente. L’efficacité Eff609 keV est calculée par exemple avec le code Monte-Carlo N- Particle (MCNP) qui permet de modéliser le transport des rayonnements X et gamma émis dans l’échantillon jusqu’au détecteur puis leur interaction (dépôts d’énergie) dans le cristal de germanium (« MCNP6TM, User’s manual - Version 1.0 - LA-CP-13-00634, Rev. 0, Denise B. Pelowitz». mai-2013).
Les coefficients de calibration a, b sont déterminés expérimentalement en utilisant une pluralité d’échantillons étalons ou par simulation numérique.
Les coefficients de calibration a, b sont reliés à l’aire Cu de la première bande d’énergie 1 10 et à l’aire CRH de la deuxième bande d’énergie 120 au déséquilibre U/Rn de l’échantillon par l’équation :
Figure imgf000012_0001
Expérimentalement, les coefficients de calibration a, b sont déterminés en disposant d’une pluralité d’échantillons étalons présentant des déséquilibres U/Rn différents. Dans ce cas, les échantillons étalons présentent des caractéristiques physiques (minéralogie, hauteur et densité) et une teneur en uranium sensiblement identiques à celles de l’échantillon type défini plus haut.
Par « sensiblement identique », on entend une hauteur du lit de 5 cm et une densité de 1 ,3 avec une précision de l’ordre du % (au maximum 3 %), ainsi qu’une minéralogie identique (matériau uranifère de même provenance) et qu’une teneur en uranium de 1000 ppmu avec une tolérance de ± 500 ppmu.
Il est à noter que pour la teneur en uranium, l’effet n’est pas significatif jusqu’à quelques milliers de ppmu.
La mesure du ratio CU/CRH en fonction du déséquilibre U/Rn des différents échantillons étalons permet d’obtenir les coefficients de calibration a, b par exemple par régression linéaire.
La valeur des coefficients de calibration a, b dépend de la géométrie de mesure, du type de détecteur 14 et des caractéristiques de l’échantillon 12 (hauteur, densité et teneur en uranium). Dans le cas d’un changement de détecteur 12 ou pour une autre géométrie de mesure, une nouvelle détermination des coefficients de calibration est alors nécessaire.
Le procédé comprend une étape 220 de mesure d’un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon 12 et d’un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon Selon un mode de réalisation particulier, l’étape 220 est réalisée avant l’étape d’acquisition 200 et/ou de calcul 210.
La hauteur de l’échantillon 12 est par exemple mesurée en utilisant une règle graduée ou une méthode optique.
La densité de l’échantillon 12 est par exemple mesurée en utilisant n’importe quel protocole connu de l’homme du métier. Par exemple, la masse MeCh de l’échantillon 12 est mesurée avec une balance et le volume VeCh de l’échantillon 12 est déterminé en l’immergeant dans l’eau dans une éprouvette graduée. Le ratio M/V permet d’obtenir la densité.
Le procédé comprend ensuite une étape 230 de calcul d’un coefficient correctif K en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l'échantillon 12, le paramètre représentatif de la densité de l'échantillon 12, et la concentration massique initiale en uranium Cmuo.
Le coefficient correctif K permet de tenir compte de la variation de la densité de l'échantillon 12, de la hauteur de l'échantillon 12 et de la teneur en uranium Cmuo de l’échantillon 12 et est fonction de ces paramètres physiques.
La valeur du coefficient correctif est préférentiellement obtenue en réalisant une étude multiparamétrique par simulation numérique.
Par exemple, la réponse spectrale de plus de 800 configurations d’échantillons présentant des hauteurs de remplissage h variant de 1 à 9 cm, des densités d variant de 1 à 1 ,6 et des teneurs en uranium Cmuo comprises entre 100 ppmu et 100 000 ppmu est simulée.
Il est alors possible de calculer un facteur correctif K(d,h,Cmuo) permettant de corriger les variations induites par la hauteur de l’échantillon, la densité et la teneur en uranium, sur les coefficients de calibration a, b calculés pour l’échantillon type, en utilisant une équation de la forme :
K(d, h, Cmuo ) = a0 + at x Cmuo + a2 x d + a3 x h + a4 x d x h
+a5 x d x h x Cmuo + a6 x Cmuo 3 + a7 x h3
Les coefficients a0 à a7 sont déterminés par régression multilinéaire.
Le procédé selon l’invention comprend enfin une étape 240 de calcul d’une concentration massique en uranium corrigée Cmu en utilisant la concentration massique initiale en uranium Cmuo et le coefficient correctif K. Plus particulièrement, la concentration massique en uranium corrigée Cmu est obtenue par le produit de la concentration massique initiale en uranium Cmuo et du coefficient correctif K :
Cmu = Cmuo x K
Les inventeurs ont réalisé une étude sur l’incertitude associée à la valeur de la concentration massique en uranium corrigée Cmu en prenant comme hypothèse un échantillon 12 finement concassé (grain inférieur à 2 mm), homogénéisé, de déséquilibre U/Rn supérieur à 0,1 et un temps de comptage assez long pour obtenir une incertitude statistique inférieure à 1 % sur le ratio des comptages Cu/CRn.
Cette hypothèse est vérifiée dès lors que le temps d’acquisition est supérieur à une valeur minimale Tmin qui vaut :
Figure imgf000014_0001
Avec :
Ty : le taux de comptage dans la première bande d’énergie 1 10, mesurable dès les premières minutes d’acquisition et qui vaut, après une durée T quelconque,
Figure imgf000014_0002
rRn : le taux de comptage dans la deuxième bande d’énergie 120, qui est égal à T-Rn ( T ) = °Rn^ ; ces taux de comptages restent constants aux fluctuations statistiques de comptage près et ils ne varient quasiment plus quand Tmin est atteint.
Le calcul de l’incertitude sur la teneur en uranium prend en compte distinctement l’incertitude due aux caractéristiques de l’échantillon 12, l’incertitude due à la minéralogie de l’échantillon 12, l’incertitude due à une possible hétérogénéité de l’échantillon 12, l’incertitude due à la statistique de comptage et enfin l’incertitude due à la mesure de l’activité massique en 214Bi.
L’incertitude associée à la valeur de la concentration massique en uranium corrigée Cmu, obtenue par somme quadratique des différentes incertitudes mentionnées ci-dessus, est de 20 % si l’échantillon 12 est finement concassé (2 mm) et homogénéisé. Pour un échantillon 12 plus grossièrement concassé (8 mm), cette incertitude s’élève à environ 30 %.
Une validation expérimentale a également été réalisée en utilisant 38 échantillons 12 présentant une teneur en uranium comprise entre 100 et 100 000 ppmu. Pour chaque teneur, différents déséquilibres U/Rn ont été sélectionnés. Pour chaque échantillon 12, une teneur en uranium de référence a été mesurée par ICP-MS avec une précision de l’ordre de 10 %.
Le procédé selon l’invention et le procédé décrit dans Domingos et Melo (1967) mentionné plus haut ont été appliqué sur les 38 échantillons.
L’écart relatif moyen avec la teneur de référence est d’environ 33 % en utilisant une zone d’énergie allant de 52 keV à 108 keV pour mesurer la contribution de l’uranium dans le spectre, comme dans le procédé de Domingos et Melo (1967).
L’écart relatif moyen avec la teneur de référence est de l’ordre de 15 % en utilisant le procédé selon l’invention avec une bande d’énergie comprise entre 87 keV et 1 10 keV.
Ainsi, grâce à la prise en compte du facteur correctif K, le procédé selon l’invention permet d’obtenir une valeur de la concentration massique en uranium plus précise que les procédés de l’état de l’art. L’utilisation de la première bande d’énergie comprise entre 87 keV et 1 10 keV est notamment particulièrement stable vis-à-vis des hétérogénéités et de l’auto-atténuation en comparaison de la bande 53 keV - 108 keV utilisée par le procédé de Domingos et Melo (1967), mais aussi elle est moins sensible aux variations de la minéralogie du minerai.
Le procédé selon l’invention permet une évaluation rapide de la concentration massique en uranium de l’échantillon. Les mesures sont peu onéreuses car le procédé ne nécessite pas un détecteur semi-conducteur au germanium. Un « simple » détecteur à scintillation en iodure de sodium permet d’obtenir des mesures fiables et précises.

Claims

REVENDICATIONS
1.- Procédé d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon (12) de matériau uranifère par spectrométrie gamma, l’échantillon (12) présentant une densité et une hauteur, le procédé comprenant les étapes suivantes :
a) acquisition (200) d’un spectre énergétique de rayonnement gamma de l’échantillon (12) à l’aide d’un détecteur scintillateur (14), le spectre énergétique (100) comprenant au moins une première bande d’énergie (1 10) comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie (120) comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d’énergie comportant au moins une raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi, b) calcul (210) d’une concentration massique initiale en uranium (Cmuo) en utilisant l’aire (Cu) de la première bande d’énergie (1 10), l’aire (CRH) de la deuxième bande d’énergie (120), et l’aire nette de la raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi,
c) mesure (220) d’un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon (12) et d’un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon (12), d) calcul (230) d’un coefficient correctif (K) en utilisant le paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon (12), le paramètre représentatif de la densité de l’échantillon (12), et la concentration massique initiale en uranium (Cmuo),
e) calcul (240) d’une concentration massique en uranium corrigée (Cmu) en utilisant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K).
2.- Procédé selon la revendication 1 , dans lequel, la concentration massique initiale en uranium est calculée en utilisant un ratio (CU/CRH) entre l’aire (Cu) de la première bande d’énergie (1 10) et l’aire (CRH) de la deuxième bande d’énergie (120).
3.- Procédé selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l’échantillon (12) présente un déséquilibre radioactif U/Rn, la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) étant calculée en utilisant un paramètre représentatif du déséquilibre radioactif U/Rn.
4- Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) est en outre calculée en utilisant au moins deux coefficients de calibration (a, b).
5.- Procédé selon la revendication 4, dans lequel les coefficients de calibration (a, b) sont déterminés expérimentalement en utilisant une pluralité d’échantillons étalons ou par simulation numérique.
6.- Procédé selon la revendication 4 ou 5, dans lequel la concentration massique en uranium initiale (Cmuo) est calculée en utilisant deux coefficients de calibration (a, b) et
^-b
un ratio CRn a , ledit ratio étant représentatif d’un déséquilibre radioactif U/Rn de l’échantillon (12).
7.- Procédé selon la revendication 6, dans lequel la concentration massique initiale en uranium Cmuo, est calculée en utilisant l’équation suivante :
Figure imgf000017_0001
avec :
ru/u{ 238) : le ratio massique (235(j+238(j)/238u (jans |’u ranju m naturel valant 1 ,0072 ; NA \ la constante d’Avogadro ;
M(2 ft/) : la masse molaire de l’238U ;
Ti lîü Ie temps de demi-vie de l’238U ;
ln : le logarithme népérien ;
Mech : la masse de l’échantillon ;
Sn(609 keV ) : l’aire nette dans la raie à 609 keV ;
Effeo9 kev l’efficacité du détecteur scintillateur (14) à 609 keV ;
1609 kev lîBi) l’intensité d’émission du 214Bi à 609 keV;
Tc : le temps de comptage actif corrigé du temps mort du détecteur scintillateur
(14).
8.- Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 7, dans lequel la concentration massique en uranium corrigée (Cmu) est calculée en multipliant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K).
9.- Procédé selon l’une des revendications précédentes, dans lequel le coefficient correctif K(d,h,Cmuo) est calculé en utilisant une équation de la forme : K(d, h, Cmuo ) = a0 + at x Cmuo + a2 x d + a3 x h + a4 x d x h
+a5 x d x h x Cmuo + a6 x Cmuo 3 + a7 x h3
avec d le paramètre représentatif de la densité, h le paramètre représentatif de la hauteur, a0 à a7 des coefficients.
10.- Dispositif (10) d’évaluation de la concentration massique en uranium d’un échantillon (12) d’un matériau uranifère, l’échantillon (12) présentant une densité et une hauteur, le dispositif (10) comprenant :
- un module d’acquisition (50) d’un spectre énergétique (100) de rayonnement gamma de l’échantillon à l’aide d’un détecteur (14), le spectre énergétique (100) comprenant au moins une première bande d’énergie (1 10) comprise entre 87 keV et 1 10 keV, et une deuxième bande d’énergie (120) comprise entre 560 keV et 660 keV, la deuxième bande d’énergie (120) comportant une raie énergétique (130) à 609 keV du 214Bi,
- un module de calcul (55) d’une concentration massique initiale en uranium (Cmuo) en utilisant l’aire (Cu) de la première bande d’énergie (1 10), l’aire (CRH) de la deuxième bande d’énergie (120), et l’aire nette de la raie énergétique (130) à 609 keV du
214Bi,
- un module d’obtention (60) de d’une mesure d’un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon (12) et d’un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon (12),
- un module de calcul (65) d’un coefficient correctif (K), en utilisant un paramètre représentatif de la hauteur de l’échantillon (12), un paramètre représentatif de la densité de l’échantillon (12), et la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) calculée par le module de calcul (55),
- un module de calcul (70) d’une concentration massique en uranium corrigée (Cmu) en utilisant la concentration massique initiale en uranium (Cmuo) et le coefficient correctif (K), respectivement calculés par le module de calcul (55) et le module de calcul (65).
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