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’ ²³⁸ U, l’ ²³⁵ U et l’ ²³⁴ U, ce dernier étant issu de la chaîne de désintégration de l’ ²³⁸ U. L’ ²³⁸ U est très largement majoritaire et représente plus de 99,2 % de l’uranium total.

L’ ²³⁸ U et l’ ²³⁵ U 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 ^234m Pa. 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 ²¹⁴ Pb ou du ²¹⁴ Bi, descendants de l’ ²³⁸ U situés en fin de chaîne radioactive, provient du risque de déséquilibre dans la chaîne de désintégration de l’ ²³⁸ U. 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 ²³⁴ Th 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 ²³⁴ Th. Cette zone est aussi influencée potentiellement par le ²³² Th avec l’émission de nombreuses raies X et d’un rayonnement gamma à 84 keV du ²²⁸ Th 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 ²¹⁴ Bi à 609 keV ;

- de 2.46 à 2.76 MeV afin de prendre en compte de façon très sélective le ²³² Th grâce à l’émission d’un rayonnement gamma du ²⁰⁸ TI 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 ²¹⁴ Bi,

- 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 ²¹⁴ Bi,

- 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 ²³⁴ Th 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 ²³⁴ Th 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 :

avec :

ru/u _{ 238 ₎ ^: le ratio massique ( ²³⁵ (j ⁺²³⁸ (j)/ ²³⁸ u _{(jans |} ’ _uranjum naturel valant 1 ,0072 ; N _A \ la constante d’Avogadro ;

la masse molaire de l’ ²³⁸ U ;

Ti lîü) le temps de demi-vie de l’ ²³⁸ U ;

ln : le logarithme népérien ;

M _ech : la masse de l’échantillon ;

S _n (609 keV ) : l’aire nette dans la raie à 609 keV ;

Effeo9 _ke v l’efficacité du détecteur scintillateur (14) à 609 keV ;

ho9 _ke v( ² liBï) l’intensité d’émission du ²¹⁴ Bi à 609 keV;

T _c : 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, Cm _uo ) = a ₀ + a _t x Cm _uo + a ₂ x d + a ₃ x h + a ₄ x d x h

+a ₅ x d x h x Cm _uo + a ₆ x Cm _uo ³ + a ₇ x h ³

avec d le paramètre représentatif de la densité, h le paramètre représentatif de la hauteur, a ₀ à a ₇ 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 ²¹⁴ Bi,

- 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 ²¹⁴ Bi,

- 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 (Si0 ₂ ).

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 ²¹⁴ Bi.

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 C _RH de la deuxième bande d’énergie 120, et l’aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du ²¹⁴ Bi. L’aire nette à 609 keV provient uniquement de l’émission gamma du ²¹⁴ Bi, 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 C _RH 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 ²²² Rn et l’uranium ²³⁸ U 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 ²¹⁴ Bi (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 C _RH de la deuxième bande d’énergie 120, et l’aire nette de la raie énergétique 130 à 609 keV du ²¹⁴ Bi.

La concentration massique initiale en uranium Cmuo est calculée en utilisant un ratio (Cu/C _Rn ) entre l’aire Cu de la première bande d’énergie 1 10 et l’aire C _RH 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 10 ⁶ X M(¾i>) X yI ) 5„(609 keV) 7 - ?

avec :

ru/u _{ 238 ₎ ^: le ratio massique (U ²³⁵ +U ²³⁸ )/ ²³⁸ U dans l’uranium naturel qui vaut 1 ,0072 ;

N _A \ la constante d’Avogadro (6,022 x 10 ²³ mol ¹ ) ;

M( ² ft/) : la masse molaire de l’ ²³⁸ U (238,0507 g. mol ¹ ) ;

^T I(. ² 92 ^u ) le temps de demi-vie (période radioactive) de l’ ²³⁸ U (4,468 x 10 ⁹ ans) ; ln : le logarithme népérien ;

M _ech : la masse de l’échantillon (en grammes) ;

S _n (609 keV ) : l’aire nette dans la raie à 609 keV (nombre de coups) ;

Eff _{609 ke} v l’efficacité du détecteur à 609 keV (sans dimension) ;

1609 _k ev tEi) l’intensité d’émission du ²¹⁴ Bi 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) ;

T _c : 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 10 ⁶ dans l’équation précédente. L’efficacité Eff _{609 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 C _RH de la deuxième bande d’énergie 120 au déséquilibre U/Rn de l’échantillon par l’équation :

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 C _U /C _RH 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 M _eCh de l’échantillon 12 est mesurée avec une balance et le volume V _eCh 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, Cm _uo ) = a ₀ + a _t x Cm _uo + a ₂ x d + a ₃ x h + a ₄ x d x h

+a ₅ x d x h x Cm _uo + a ₆ x Cm _uo ³ + a ₇ x h ³

Les coefficients a ₀ à a ₇ 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 :

Cm _u = Cm _uo 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/C _Rn .

Cette hypothèse est vérifiée dès lors que le temps d’acquisition est supérieur à une valeur minimale T _min qui vaut :

Avec :

T _y : 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,

r _Rn : 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 T _min 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 ²¹⁴ Bi.

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.