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Travail effectué lors de la deuxième année de thèse. Plan. Théorique Modification du code HMS-ALICE Calcul GNASH Programme de calcul de spectre de neutrons retardés à partir de produits de fission Expérimental Choix du détecteur - PowerPoint PPT Presentation
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Travail effectué lors de la deuxième année de thèse
Plan
Théorique Modification du code HMS-ALICE Calcul GNASH Programme de calcul de spectre de neutrons
retardés à partir de produits de fission Expérimental
Choix du détecteur Mesure test des neutrons retardés créés par
n+238U et analyse Mesure des neutrons retardés crées par +238U
Etat de la bibliothèque de CINDER’90 (09/03)
Modification de la section efficace d’absorption pour HMS-ALICE
Modélisation de l’absorption
Utilisation en entrée des données de la bibliothèque RIPL 2 pour i et Ei
Utilisation de la règle de somme pour i
i
GDR
iE
iEEi
i
)1( 22
2)22(
2
12
mb.MeV60
iiiGDR
GDR
dEE
A
NZdEE
2
prolatesnoyaux lesPour
2211
Résultats pour la photoabsorption
Vérification de la règle de somme Amélioration
Perspectives
Utilisation de la nouvelle version d’HMS-ALICE pour compléter la bibliothèque de sections efficaces de CINDER’90 pour les actinides et peut-être pour les produits de fission
IAEA
HMS-ALICE
Absorption,1n ,2n
,fission
+238U
Se
ctio
n e
ffic
ace
(m
b)
Energie (MeV)
GNASH
Utilisation de la section efficace d’absorption précédente
Amélioration des résultats pour 235U, 239Pu et 237Np
Calcul prévu pour 238U, 240Pu, 242Pu et 241Am Insertion des résultats dans la bibliothèque
ENDF-B VII (collaboration avec M. Chadwick et P. Young du LANL)
Résultats préliminaires: 241Am
Se
ctio
n e
ffic
ace
(m
b)
Energie (MeV)
Les données n’existent que pour la fission
Distribution des fragments de fission: 235U
DATAABLA
15 MeV 25 MeV
Fragment Mass (A) Fragment Mass (A)
YIE
LD
(%
) YIE
LD
(%)
Distribution des fragments de fission: 238U
DATAABLA
Fragment Mass (A) Fragment Mass (A)
YIE
LD
(%
) YIE
LD
(%)
15 MeV 25 MeV
ABLA fourni par KH Schmidt (GSI)
Les distributions en masse pour l’uranium sont bien reproduites
Extraction des six groupes de neutrons retardés à partir d’une distribution de fragments de fission
ABLA donne les distributions individuelles de fragments de fission utilisées par CINDER’90 pour calculer les distributions cumulatives. A partir d’une bibliothèque de noyaux précurseurs on peut extraire les six groupes.
N’importe quelle distribution de fragments de fission peut être utilisée.
Ce programme a aussi été utilisé pour l’étude de l’activation liée aux neutrons retardés dans la cible de spallation (PbBi) à PSI (D. Ridikas).
Exemple : +235U ai t1/2 cum. Yield ----------Groupe 1------------------ Br87 g - 0.0572 - 55.6000 - 2.1989 -----------------------------------avg: t1/2: 55.600 tot: 0.057 ----------Groupe 2------------------ Ba144 g - 0.0947 - 11.5000 - 2.6305 Br88 g - 0.1103 - 16.2900 - 1.6761 I137 g - 0.1955 - 24.5000 - 2.8045 -----------------------------------avg: t1/2: 19.145 tot: 0.414 ----------Groupe 3------------------ Br89 g - 0.1210 - 4.4000 - 0.8768 Rb93 g - 0.0382 - 5.8400 - 2.7482 I138 g - 0.0696 - 6.4900 - 1.2662 -----------------------------------avg: t1/2: 5.206 tot: 0.240 ----------Groupe 4------------------ Br90 g - 0.0773 - 1.9100 - 0.3066 As85 g - 0.0578 - 2.0280 - 0.0973 I139 g - 0.0373 - 2.2820 - 0.3735 -----------------------------------avg: t1/2: 2.109 tot: 0.393 ----------Groupe 5------------------ Br92 g - 0.0029 - 0.3430 - 0.0088 Rb95 g - 0.0395 - 0.3840 - 0.4520 Br91 g - 0.0129 - 0.5410 - 0.0646 -----------------------------------avg: t1/2: 0.460 tot: 0.081 ----------Groupe 6------------------ Ba142 g - 0.0040 - 0.0106 - 4.4890 Rb97 g - 0.0035 - 0.1699 - 0.0139 -----------------------------------avg: t1/2: 0.117 tot: 0.010 -----------------------------------avg: t1/2 final: 11.058 tot final: 1.195
Résultats ABLA pour les neutrons retardés
2.9583.119±0.4001.1930.962±0.130TOTAL
238U (Ee=15 MeV)235U (Ee=15 MeV)
0.19±0.02
0.70±0.06
2.15±0.10
5.50±0.20
21.3±0.3
56.2±0.8
T1/2 (s)
Data Calc.
0.17
0.47
1.92
5.46
20.33
55.60
0.502±0.200
0.552±0.080
0.970±0.150
0.545±0.070
0.489±0.070
0.061±0.010
Yield
Data Calc.
0.075
0.413
1.332
0.470
0.638
0.030
0.170.19±0.040.0100.083±0.0256
0.470.50± 0.100.0740.134±0.0305
2.132.01±0.250.3810.354±0.0704
5.215.45±0.600.2430.146±0.0303
19.120.3±1.00.4240.193±0.0402
55.654.7±2.50.0610.052±0.0101
T1/2 (s)
Data Calc.
Yield
Data Calc.
GROUP
2.9583.119±0.4001.1930.962±0.130TOTAL
238U (Ee=15 MeV)235U (Ee=15 MeV)
0.19±0.02
0.70±0.06
2.15±0.10
5.50±0.20
21.3±0.3
56.2±0.8
T1/2 (s)
Data Calc.
0.17
0.47
1.92
5.46
20.33
55.60
0.502±0.200
0.552±0.080
0.970±0.150
0.545±0.070
0.489±0.070
0.061±0.010
Yield
Data Calc.
0.075
0.413
1.332
0.470
0.638
0.030
0.170.19±0.040.0100.083±0.0256
0.470.50± 0.100.0740.134±0.0305
2.132.01±0.250.3810.354±0.0704
5.215.45±0.600.2430.146±0.0303
19.120.3±1.00.4240.193±0.0402
55.654.7±2.50.0610.052±0.0101
T1/2 (s)
Data Calc.
Yield
Data Calc.
GROUP
Les résultats sont encourageants mais des progrès restent à faire à différents niveaux : la modélisation dans ABLA et les données sur les précurseurs.
Etat du travail pour la bibliothèque de CINDER’90Travail présenté à Nuclear Data’04 (Santa Fe)
Complète jusqu’aux actinides Avec la nouvelle version d’HMS-ALICE possibilité de
calculer les sections efficaces qui manquent et peut-être les distributions de fragments de fission
Venue de W. Wilson début 2005 pour compléter la bibliothèque avec les distributions soit d’ABLA soit d’HMS-ALICE
Première utilisation de la bibliothèque photonucléaire lors du calcul d’activation des bétons pour le démantèlement du LURE
Mesure des neutrons retardés issus de la photofission: motivation
Etude de noyaux composés difficiles à obtenir par la voie neutron (232Th, 238Pu, 237Np …)
Amélioration de la précision des données existantes
Amélioration des prédictions d’ABLA sur les bords des distributions en masse
Choix du détecteur
Détecteur 3He pour sa grande efficacité.4 bars30 cm de long 2.5 cm de diamètre
Entouré de paraffine et de cadmium (1mm)
Le détecteur
Besoin d’optimiser l’épaisseur de paraffine
Choix 5 cm pour avoir l’efficacité la plus constante possible
0,0E+00
2,0E-04
4,0E-04
6,0E-04
8,0E-04
1,0E-03
1,2E-03
1,4E-03
arb
itra
ry u
nit
s
0 3 4 5 6 8 10
CH2 thickness (cm)
Relative Detection Efficiency
0,1 MeV
0,5 MeV
1 MeV
Efficacité du détecteur
1,4
1,45
1,5
1,55
0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1
Energie (MeV)
No
mb
re d
e r
éa
cti
on
s p
ar
ne
utr
on
(1
0-3
)
Etalonnage du détecteur
A l’aide de source de neutrons (AmBe et Cf) et d’un faisceau mono-énergétique
Bon accord avec les simulations
Efficacité constante entre 0.1 et 1MeV
Expérience test
Mesure des neutrons retardés issus de la fission induite par neutrons de 2 MeV
Trois séries de mesure6s-6s25s-25s125s-125s
pnd
np
Résultats : nombre de neutrons retardés par fission
νd = 0.044113.5% à comparer àνd = 0.04663.6% (JENDL)
L’incertitude provient de la méconnaissance de l’intensité faisceau.
3
3 3
( 0 )Hed
fiss He He
N t s
N
Résultats : paramètres des différents groupes (125-125)
Rapport ENDF-B VI Expérience
a2/a1 12.85 12.09 ± 8.7
a4/a1 37.12 36.61 ± 30
a3/a2 1.21 0.84 ± 0.47
a4/a2 2.89 3.03 ± 1.16
a4/a3 2.39 3.62 ± 2.03
Groupe T1/2 ENDF-B VI
T1/2 Expérience
2 21.58 19.71 ± 2.737
4 1.93 1.915 ± 0.6403
Résultats : paramètres des différents groupes (25-25)
Rapport ENDF-B VI Expérience
a4/a3 3.21 2.17 ± 1.34
a5/a3 2.12 1.65 ± 1.31
a5/a4 0.66 0.818 ± 0.51
(a5+a6)/a3 1.97 2.17 ± 1.34
(a5+a6)/a4 0.93 0.818 ± 0.51
Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience
4 1.93 2.439 ± 0.7132
5 0.493 0.3129 ± 0.1638
5+6 0.413 0.3129 ± 0.1638
Résultats : paramètres des différents groupes (6-6)
Rapport ENDF-B VI
Expérience
a4/a3 3.69 3.88 ± 1.68
a5/a3 2.39 3.12 ± 1.39
a5/a4 0.65 0.81 ± 0.14
(a5+a6)/a3 3.19 3.12 ± 1.39
(a5+a6)/a4 0.87 0.81 ± 0.14
Groupe T1/2 ENDF-B VI
T1/2 Expérience
4 1.93 2.214 ± 0.4638
5 0.493 0.4787 ± 0.1025
5+6 0.413 0.4787 ± 0.1025
Bilan de l’expérience test
Les résultats obtenus sont encourageants Une meilleure statistique permettra des
résultats plus précis Choix plus judicieux des périodes
d’irradiation Importance de la connaissance du bruit de
fond Amélioration de la technique d’analyse
Modification de la technique d’analyse Plutôt que de chercher les paramètres
tous ensemble on cherche d’abord les paramètres du groupe 1 sur la durée où il prédomine
On cherche les groupes 1 et 2 en utilisant pour le groupe 1 les paramètres précédents
On procède de la même manière pour les autres groupes
Neutron retardés de photofission Expérience à 15 MeV 1µA 400g 238U 3 séries de mesures
300s-300s 5s-100s 1 impulsion 30s
Mesures de l’intensité du faisceau Chambre à fission Activation d’un barreau de cuivre Mesure du courant
Dispositif expérimental
Résultats préliminaires
Données de Atom Ener 20 (1966) p268
Conclusion et perspectives
Résultats encourageants Analyse en cours pour l’expérience de
photofission Utilité de tester le nouveau programme
d’analyse avec les données neutrons Normalisation avec chambre à fission si
possible Mesures systématiques de neutrons
retardés (232Th, 237Np, 239Pu, …) Projet européen NUMADE
Planning prévisionnel
Octobre Décembre Analyse expérience ELSA
Janvier Calcul de section efficace avec HMS-ALICE
Février Mars Calcul GNASH (238U, 240-242Pu, 241Am)
Mars Mai Insertion des fragments de fission dans CINDER’90
Mai Début rédaction
En préparation deux articles sur l’évaluation des sections efficaces avec GNASH et la modification de la bibliothèque de CINDER’90
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