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