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Title:
SYSTEM FOR CONTROLLING A NUCLEAR REACTOR CORE
Document Type and Number:
WIPO Patent Application WO/2014/173894
Kind Code:
A1
Abstract:
The invention concerns a system for controlling a nuclear reactor core along which N fission chambers CFi (i=1, 2, ..., N) are positioned, N being an integer greater than or equal to 2, in which: - calculation means (P) are capable of calculating a statistical estimation value of the neutron flux of order n (see formula (A)) of each fission chamber CFi and an average estimation value of the neutron flux (see formula (B)) that represents the mean neutron flux prevailing inside the nuclear reactor core such that: (see formula (C)); - calculation means (M, CMP) are capable of calculating an ageing indicator (S) of the fission chamber CFi from the statistical estimation value of the neutron flux (see formula (A)) of the fission chamber CFi.

Inventors:
BAKKALI MOUNIR (FR)
Application Number:
PCT/EP2014/058134
Publication Date:
October 30, 2014
Filing Date:
April 22, 2014
Export Citation:
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Assignee:
COMMISSARIAT L ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES (FR)
International Classes:
G05B23/02; G21C17/108; G21D3/00; G01T3/00; G21D3/04
Foreign References:
US5098639A1992-03-24
US20110274230A12011-11-10
Other References:
STÉPHANE NORMAND: "HABILITATIO A DIRIGER DES RECHERCHES - INSTRUMENTATION NUCLEAIRE POUR LES SYSTEMES INDUSTRIELS DE MESURE", 28 February 2012 (2012-02-28), XP055091580, Retrieved from the Internet [retrieved on 20131204]
HU-PING; ZHAO-FUYU: "Identification of aging and damage of neutron measurement probe of PRN system in Daya Bay nuclear power station", NUCLEAR POWER INGINEERING, vol. 30, no. 1, pages 95 - 99
Attorney, Agent or Firm:
AHNER, Philippe et al. (FR)
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Claims:
REVENDICATIONS

1. Système de contrôle commande de cœur de réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend :

- N chambres à fission CF, (i=l, 2, N) positionnées le long du cœur de réacteur nucléaire, N étant un nombre entier supérieur ou égal à 2, chaque chambre à fission délivrant un courant représentatif d'une détection de neutrons provenant du cœur de réacteur,

- des moyens de conversion en tension (PAi, PA2, PAN) aptes à convertir en tensions les courants représentatifs des détection de neutrons délivrés par les différentes chambres à fission,

- des moyens de conversion analogique/numérique (CANi, CAN2, CANN) aptes à numériser, simultanément, sous l'action d'un même signal d'horloge, les tensions délivrées par les moyens de conversion en tension,

- des moyens de calcul (P) aptes à calculer une valeur d'estimation statistique du flux neutronique d'ordre n Kncpi de chaque chambre à fission CF, et une valeur moyenne d'estimation du flux neutronique Kn qui représente le flux neutronique moyen régnant au sein du cœur du réacteur nucléaire telle que

^ 1

= 1

- des moyens (M, CMP) aptes à calculer un indicateur de vieillissement (S) de chambre à fission CF, à partir de la valeur d'estimation statistique du flux neutronique Kncpi de la chambre à fission CF,., les moyens aptes à calculer un indicateur de vieillissement (S) d'une chambre à fission CF, à partir de la valeur d'estimation statistique du flux neutronique Kncpi de la chambre à fission CF, comprenant :

- des moyens de calcul aptes à calculer une variance Var(Kncp ) telle que :

K

Var(Kncpi) = Κη]^2 - ( Kncpi)2 ; avec

= 1 où K est un nombre de valeurs d'estimation choisi pour le calcul de ladite variance de l'estimateur statistique du flux neutronique d'ordre n de la chambre à fission CF,,

- des moyens de calcul aptes à calculer, à partir de la variance Var(Kncpi), une grandeur % qui est l'écart-type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de comptage associé à la valeur d'estimation du flux neutronique Kn . de la chambre à fission CF, :

(Çh^t .dty ii(t) est la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission CFi, et Xn. est l'estimateur du taux de comptage λ associé au cumulant d'ordre n et à la chambre à fission CFi,

- des moyens de comparaison (CMP) aptes à délivrer l'indicateur de vieillissement (S) sur la base d'une comparaison entre l'écart-type relatif en pourcentage % et un seuil σ0.

KncFi

2. Système de contrôle commande de cœur de réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel l'ordre n est égal à 2 ou 3.

Description:
SYSTEME DE CONTROLE COMMANDE

DE CŒUR DE REACTEUR NUCLEAIRE

DESCRIPTION

Domaine technique et art antérieur

L'invention concerne un système de contrôle commande de cœur de réacteur nucléaire.

Le contrôle et la protection du cœur des réacteurs nucléaires des centrales nucléaires sont assurés, à puissance intermédiaire et à forte puissance, à l'aide de détecteurs de neutrons multi-sections distribués sur toute la hauteur du cœur du réacteur. Ils délivrent un courant continu qui mesure le flux neutronique et, en conséquence, la distribution axiale de puissance du cœur du réacteur nucléaire.

Afin de garantir des mesures de puissance correctes, une procédure de remplacement des détecteurs de neutrons est mise en place dès lors que la réponse de ces derniers est modifiée selon un critère prédéterminé.

Cette procédure de remplacement est décrite dans l'article intitulé « Identification of aging and damage of neutron measurement probe of PRN System in Daya Bay nuclear power station » (Hu-Ping ; Zhao-Fuyu / Nuclear Power Ingineering, vol.30, n°l, pages 95-99). Le critère choisi pour remplacer les détecteurs est corrélé au vieillissement de ces derniers. Ce critère ne permet pas, cependant, de définir avec fiabilité une limite réelle de bon fonctionnement des détecteurs. Par ailleurs, cette procédure de contrôle impose, pour mesurer le critère de bon fonctionnement, une déconnection de la chaîne nucléaire.

Le système de contrôle commande de l'invention ne présente pas les inconvénients mentionnés ci-dessus. Exposé de l'invention

En effet, l'invention concerne un système de contrôle commande de cœur de réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend :

- N chambres à fission CF, (i=l, 2, N) positionnées le long du cœur de réacteur nucléaire, N étant un nombre entier supérieur ou égal à 2, chaque chambre à fission délivrant un courant représentatif d'une détection de neutrons provenant du cœur du réacteur nucléaire,

- des moyens de conversion en tension aptes à convertir en tensions les courants représentatifs des détections de neutrons,

- des moyens de conversion analogique/numérique aptes à numériser, simultanément, sous l'action d'un même signal d'horloge, les tensions délivrées par les moyens de conversion en tension,

- des moyens de calcul aptes à calculer une valeur d'estimation statistique du flux neutronique d'ordre n K ncpi de chaque chambre à fission CF, (i=l, 2,

N) et une valeur moyenne d'estimation du flux neutronique K n qui représente le flux neutronique moyen régnant au sein du cœur du réacteur nucléaire , telle que

- des moyens de calcul aptes à calculer un indicateur de vieillissement de la chambre à fission CF, (i=l, 2, N) à partir de la valeur d'estimation statistique du flux neutronique K ncpv

La valeur d'estimation statistique du flux neutronique d'ordre n, K ncpi , de la chambre à fission CF, est, par définition, l'estimateur du cumulant d'ordre n (« n order cumulant estimator » en langue anglaise) associé à la chambre à fission CF,.

Les moyens aptes à calculer un indicateur de vieillissement d'une chambre à fission CF, comprennent : des moyens de calcul aptes à calculer une variance Var(K ncp ) telle

Var(K ncFi ) = Kn j 2 " - ( K nrF Y ; avec

CFi l CFi

où /C est un nombre de valeurs d'estimation choisi pour le calcul de la variance et pour le calcul de la moyenne des valeurs d'estimation statistique de flux neutronique associée à chaque chambre à fission CF, (i=l, 2, N).

- des moyens de calcul aptes à calculer, à partir de la variance Var(K ncpi ), une grandeur % qui est l'écart-type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de comptage associé à la valeur d'estimation du flux neutronique K ncpi de la chambre à fission CF, , telle que :

hi(t) est la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission CFi, et X n . est l'estimateur du taux de comptage λ associé au cumulant d'ordre n et à la chambre CFi, et

- des moyens de comparaison aptes à délivrer l'indicateur de vieillissement sur la base d'une comparaison entre la grandeur % et un seuil σ 0 .

K ncFi

Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, l'ordre n est égal à 2 ou 3. Le système de contrôle commande de l'invention définit avantageusement un indicateur qualitatif objectif sensible à la dégradation liée au vieillissement des chambres à fission.

De façon avantageuse, le suivi de l'évolution et de la dégradation des chambres à fission s'effectue sans déconnecter la chaîne nucléaire et sans complexifier le système. De façon avantageuse, également, l'indicateur de vieillissement de l'invention est formé à partir des valeurs d'estimation du flux neutronique qui sont utilisées, par ailleurs, pour assurer le contrôle et la protection du cœur du réacteur nucléaire.

Brève description des figures

D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture d'un mode de réalisation préférentiel fait en référence aux figures jointes, parmi lesquelles :

- La figure 1 représente la réponse impulsionnelle moyenne mesurée d'une chambre à fission en fonction du vieillissement de la chambre à fission ;

- La figure 2 représente la réponse impulsionnelle théorique moyenne d'une chambre à fission en fonction du vieillissement de la chambre à fission ;

- La figure 3 représente un schéma de principe du système de contrôle commande de l'invention ;

- La figure 4 représente un signal de sortie de chambre à fission modélisé par un processus de Poisson filtré par la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission, pour une valeur de vieillissement de OH ;

- Les figures 5, 6 et 7 représentent des fonctions d'autocorrélation normalisées du signal de sortie d'une chambre à fission en fonction du vieillissement ;

- Les figures 8 et 9 représentent des courbes qui simulent l'évolution de la grandeur σ¾ _ % en fonction du taux de comptage λ dans le cas où n est

K ncFi

respectivement égal à 2 et à 3.

Sur toutes les figures, les mêmes références désignent les mêmes éléments. Exposé détaillé d'un mode de réalisation particulier de l'invention

La figure 1 représente, à titre d'exemple non limitatif, la réponse impulsionnelle moyenne mesurée d'une chambre à fission exposée à un flux neutronique de 10 14 n.cm^.s- 1 en fonction du vieillissement de la chambre à fission.

Le vieillissement du détecteur engendre une modification de forme de la réponse impulsionnelle. La courbe li représente une mesure d'impulsion moyenne de la chambre à fission exposée au flux neutronique après 0 heure de fonctionnement et la courbe l 2 représente une mesure d'impulsion moyenne de la même chambre à fission exposée à un flux neutronique de même intensité, après 500 heures de fonctionnement. On observe un élargissement de la réponse impulsionnelle. Cet élargissement de la réponse impulsionnelle est lié au ralentissement de la collecte des charges, lequel ralentissement de collecte est dû à la présence de polluants gazeux (présence d'oxygène et de produits de fission gazeux qui ralentissent la collection des charges au sein de l'espace inter-électrode). Cependant, l'intégrale du signal (i.e. la quantité de charges) est conservée pour une impulsion correspondant à un produit de fission donné d'énergie donnée. Ceci a pour conséquence directe de réduire en valeur absolue l'amplitude de la réponse impulsionnelle.

La figure 2 représente une réponse impulsionnelle théorique moyenne de chambre à fission exposée à un flux neutronique d'intensité donnée, en fonction du vieillissement. La courbe Ci correspond à un vieillissement de OH, la courbe C 2 correspond à un vieillissement de 500H et la courbe C 3 correspond à un vieillissement de 2000H.

Pour l'exemple de réponse impusionnelle théorique moyenne représentée en figure 2, la Demanderesse a choisi de formuler la réponse impulsionnelle théorique moyenne h(t) avec l'équation ci-dessous :

h(t = A (e _É?lt - e _É?2 t ), où

A est le paramètre amplitude de la réponse impulsionnelle théorique moyenne, et é^et é^ sont des paramètres temporels propres de la réponse impulsionnelle théorique moyenne. Le tableau 1 ci-dessous regroupe l'ensemble des valeurs choisies pour les paramètres A, θ 1 et θ 2 pour les vieillissements respectifs de OH, 500 H et 2000 H.

Tableau 1

La comparaison des courbes représentées sur les figures 1 et 2 conduit à constater la pertinence du choix de réponse impusionnelle théorique moyenne fait par la Demanderesse.

Selon d'autres modes de réalisation de l'invention correspondant à l'utilisation d'autres chambres à fission, la réponse inpulsionnelle théorique moyenne peut être fomulée à l'aide d'autres équations.

A titre d'exemple non limitatif, une autre formulation de la réponse impulsionnelle théorique moyenne s'écrit :

h(t) = -(a0 + al*cos(t*w) + bl*sin(t*w) + a2*cos(2*t*w) + b2*sin(2*t*w) + a3*cos(3*t*w) + b3*sin(3*t*w) + a4*cos(4*t*w) + b4*sin(4*t*w) + a5*cos(5*t*w) + b5*sin(5*t*w) + a6*cos(6*t*w) + b6*sin(6*t*w) + a7*cos(7*t*w) + b7*sin(7*t*w) + a8*cos(8*t*w) + b8*sin(8*t*w))

avec

a0 = -0,005074; al = 0,007115; bl = -0,004424; a2 = -0,001363;

b2 = 0,004398; a3 = -0,001274; b3 = -0,001514; a4 = 0,0006596;

b4 = -0,0005217; a5 = 0,000321; b5 = 0,0004012; a6 = -0,0002987;

b6 = 0,0001253; a7 = -6,404 10 "5 ; b7 = -0,0002095; a8 = 0,0001235;

b8 = -4,158 10 "5 ; et

w = 3,484 10 +7

De façon générale, dans le cadre de l'invention, le choix de la réponse impulsionnelle théorique moyenne est essentiellement guidé par la modification de forme que subit la réponse impulsionnelle en fonction du vieillissement et non par la forme elle-même de la réponse impulsionnelle. C'est en effet cette modification de forme dont le choix permet l'obtention d'un indicateur de vieillissement de chambre à fission pertinent.

La figure 3 représente un système de contrôle commande de l'invention.

Le système de contrôle commande comprend :

- un ensemble de N chambres à fission CFi, CF 2 , CF 3 , CF N qui délivrent chacune un signal de courant de détection,

- des moyens de liaison T qui comprennent des câbles permettant de déporter l'électronique de traitement des conditions d'ambiance radiologiques qui existent à proximité du cœur du réacteur ;

- des moyens de conversion en tension PAi, PA 2 , PA N aptes à convertir et amplifier en tensions les courants de détection délivrés par les chambres à fission,

- des moyens de conversion analogique/numérique CANi, CAN 2 , CAN N aptes à numériser, simultanément, sous l'action d'un même signal d'horloge délivré par un circuit d'horloge H, les tensions délivrées par les moyens de conversion en tension, et

- des moyens de traitement P, M, CMP aptes à traiter les tensions numériques délivrées par les moyens de conversion analogique/numérique.

Les N chambres à fission sont positionnées le long d'un cœur de réacteur 1 placé dans un bâtiment B. Les moyens de liaison T extraient les signaux de courant de détection du bâtiment B. Les N signaux de courant de détection extraits du bâtiment B constituent les signaux d'entrée de N pré-amplificateurs à collecte de courant PAi, PA 2 , PA 3 , PA N qui assurent une conversion courant/tension sur toute la dynamique de puissance du réacteur nucléaire, par exemple une dynamique de 12 décades. Les N signaux de tension qui résultent de la conversion courant/tension sont ensuite numérisés, respectivement, à l'aide de N convertisseurs analogique/numérique CANi, CAN 2 , CAN 3 , CAN N cadencés simultanément par un même signal d'horloge délivré par le circuit d'horloge H.

Chaque signal de tension numérique V(k)j (i=l, 2, N) délivré par le convertisseur analogique/numérique CAN, est constitué d'une succession d'échantillons numériques . Les N signaux de tension numériques V(k) i, V(k) 2 , V(k) 3 , V(k) N délivrés, respectivement, par les N convertisseurs analogique/numérique, constituent les signaux d'entrée du circuit logique programmable P.

Le circuit logique programmable P calcule, pour chaque signal de tension numérique V(k)j (i=l, 2, N), la valeur d'estimation statistique du flux neutronique K ncpi de la chambre à fission CF,. Ensuite, à partir des N valeurs d'estimation statistique de flux neutronique K ncpi (i=l, 2, 3, .. ., N) ainsi calculées, le circuit logique programmable P calcule la valeur moyenne d'estimation du flux neutronique K n qui représente le flux neutronique moyen régnant au sein du cœur du réacteur nucléaire. Il vient :

La valeur d'estimation statistique du flux neutronique K ncFi de la chambre à fission CF, est, par définition, l'estimateur du cumulant d'ordre n associé à la chambre à fission CF,. Selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention, l'ordre n est égal à 2 ou 3.

Les estimateurs des cumulants d'ordre 2 et 3 , K 2 cFi et K 3 cpi , s'écrivent, respectivement :

K2cFÎ ~ N ech (N ech - l ^ c ^ S ^

1

K " CFi = N ech (N ech - lXN ech - 2) ^¾ " 3 N « h ¾ ^ + 2

avec Nech fc=l où N ech est le nombre d'échantillons numériques choisi, pour assurer la convergence de l'estimateur statistique du flux neutronique (typiquement égal à plusieurs milliers), et

j est un nombre entier.

Les valeurs d'estimation de flux neutronique K ncpi (i=l, 2, 3, .. ., N) sont utilisées, de façon connue en soi, pour assurer le contrôle et la protection du cœur du réacteur nucléaire.

Sur la base des valeurs d'estimation statistique du flux neutronique K ncFi , le circuit logique programmable P calcule également , pour chaque chambre à fission CF., la variance Var(K ncp ) de l'estimateur d'ordre n choisi.

Il vient :

K

Var(r ncFi ) = T nJcFi 2 - ( T ncFi ) 2 ; avec

K

KnCFi = K∑ Knj C Fi où K est le nombre de valeurs d'estimation choisi pour le calcul de la variance de l'estimateur statistique du flux neutronique d'ordre n de la chambre à fission CF, .

Pour chaque variance Var(K ncp ) le module de calcul M calcule alors la grandeur % qui est l'écart -type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de

K ncFi

comptage associé à la valeur d'estimation du flux neutronique K ncpi de la chambre à fission CFj . Il vient :

hi(t) est la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission CFi, et X n . est l'estimateur du taux de comptage λ associé au cumulant d'ordre n et à la chambre CF,.

Des moyens de comparaison CMP délivrent l'indicateur de vieillissement sur la base d'une comparaison entre la grandeur σ¾ _ % et un seuil σ 0 .

K ncFi

A cette fin, le comparateur CMP reçoit, sur sa première entrée, l'écart- type en pourcentage σ¾ _ % et, sur sa deuxième entrée, la valeur de seuil σ 0 . Il résulte

K ncFi

de la comparaison entre σ¾_ % et σ 0 un signal de comparaison S qui constitue

K ncFi

l'indicateur de vieillissement de la chambre à fission CF,.

Si σ¾ _ % est supérieur ou égal à σ 0 , il est considéré que la chambre à

K ncFi

fission CF, a dépassé la durée de vieillissement autorisée, et

si % est inférieur à σ 0 , il est considéré que la chambre à fission

K ncFi

n'a pas atteint sa durée de vieillissement autorisée.

Les figures 5, 6 et 7 représentent des fonctions d'autocorrélation normalisées du signal de sortie d'une chambre à fission en fonction du vieillissement pour différentes valeurs de taux de comptage et pour une fréquence d'échantillionnage Fe du convertisseur analogique numérique CAN égale à 10 MHz.

Le signal de sortie pris en compte pour établir ces courbes d'autocorrélation est modélisé par un processus de Poisson filtré par la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission à différentes valeurs de vieillissement (typiquement OH, 500H et 2000H). La figure 4 représente, à titre d'exemple non limitatif, le signal de sortie numérisé V(k) d'une chambre à fission pour un vieillissement de OH et un débit de fluence neutronique λ égal à 10 7 Cps (Cps pour « Coups par seconde »).

Les courbes ATli, AT1 2 et AT1 3 de la figure 5 représentent, respectivement, les fonctions d'autocorrélation normalisées du signal de sortie d'une chambre à fission pour les vieillissement respectifs de OH, 500H et 2000H, dans les conditions suivantes :

débit de fluence neutronique λ égal à 10 6 Cps,

- Fréquence d'échantillonnage Fe du convertisseur analogique numérique CAN égale à 10MHz,

Durée d'observation 1ms.

Les courbes AT2i, AT2 2 et AT2 3 de la figure 6 représentent, respectivement, les fonctions d'autocorrélation normalisées du signal de sortie d'une chambre à fission pour les vieillissement respectifs de OH, 500H et 2000H, dans les conditions suivantes :

débit de fluence neutronique λ égal à 10 7 Cps,

Fréquence d'échantillonnage Fe du convertisseur analogique numérique CAN égale à 10 MHz,

- Durée d'observation 1ms.

Les courbes AT3i, AT3 2 et AT3 3 de la figure 7 représentent, respectivement, les fonctions d'autocorrélation normalisées du signal de sortie d'une chambre à fission pour les vieillissement respectifs de OH, 500H et 2000H, dans les conditions suivantes :

- débit de fluence neutronique λ égal à 10 8 Cps,

Fréquence d'échantillonnage Fe du convertisseur analogique numérique CAN égale à 10 MHz,

Durée d'observation 1ms.

Il apparaît, sur les figures 5-7, que la fonction d'autocorrélation normalisée du signal de sortie de chambre à fission augmente très sensiblement en fonction du taux de comptage λ. Par ailleurs, on constate une augmentation supplémentaire de la fonction d'autocorrélation en fonction du vieillissement, laquelle augmentation supplémentaire est imputable à l'évolution de forme de la réponse impulsionnelle théorique moyenne de la chambre à fission liée au vieillissement.

Les figures 8 et 9 représentent des courbes qui simulent des évolutions d'écart-types relatifs en pourcentage délivrés par le système de contrôle commande de l'invention en fonction du taux de comptage.

Les courbes Ai, A 2 et A 3 de la figure 8 représentent, respectivement, l'écart-type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de comptage associé à l'estimateur d'ordre 2, σ¾_ %, en fonction du taux de comptage λ, pour une

K 2CFi

chambre à fission CF,, pour les vieillissement respectifs de OH, 500H et 2000H, dans les conditions suivantes :

Fréquence d'échantillonnage égale à 10 MHz ;

Durée d'observation 1ms.

Les courbes Bi, B 2 et B 3 de la figure 9 représentent, respectivement, l'écart-type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de comptage associé à l'estimateur d'ordre 3, σ¾_ % , en fonction du taux de comptage λ, pour une chambre

K 3 CFi

à fission CF,, pour les vieillissements respectifs de OH, 500H et 2000H, dans les conditions suivantes :

- Fréquence d'échantillonnage égale à 10 MHz ;

Durée d'observation 1ms.

Des courbes 8 et 9, il ressort que la précision de l'estimateur du débit de fluence neutronique varie en fonction du choix de l'estimateur de flux neutronique.

En effet, on observe une dégradation additionnelle de 9,2% de précision du flux neutronique entre 0H et 2000H associée à l'estimateur d'ordre 3 pour un débit de fluence neutronique λ égal à 10 8 Cps. En revanche, cette dégradation additionnelle de précision entre 0H et 2000H est de 0,74% associée à l'estimateur d'ordre 2 pour un débit de fluence neutronique λ égal à 10 8 Cps. Le choix de l'estimateur de flux neutronique est donc important. Néanmoins, la dégradation additionnelle de précision introduite par l'estimateur d'ordre 2 n'est pas négligeable ramenée, par exemple, à 1% de précision recherchée.

Par ailleurs, les courbes 8 et 9 montrent, pour un même débit de fluence neutronique λ égal à 10 8 Cps, un écart entre les valeurs d'écart-type relatif en pourcentage de l'estimateur du taux de comptage à OH et à 2000H plus important à l'ordre 3 qu'à l'ordre 2.

Cette différence est liée à la corrélation des échantillons du signal V(k)i, dont l'impact est d'autant plus important que l'ordre retenu pour l'estimateur augmente.