Travail effectué lors de la deuxième année de thèse

Présentation au sujet: "Travail effectué lors de la deuxième année de thèse"— Transcription de la présentation:

1 Travail effectué lors de la deuxième année de thèse

2 Plan Théorique Expérimental 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

3 Etat de la bibliothèque de CINDER’90 (09/03)

4 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

5 Résultats pour la photoabsorption
Vérification de la règle de somme Amélioration

6 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 +238U IAEA HMS-ALICE Section efficace (mb) Absorption ,1n Préliminaire ,2n ,fission Energie (MeV)

7 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)

8 Résultats préliminaires: 241Am
Les données n’existent que pour la fission Section efficace (mb) Energie (MeV)

9 Résultats préliminaires: 240Pu

10 Distribution des fragments de fission: 235U
DATA ABLA 15 MeV 25 MeV Fragment Mass (A) YIELD (%)

11 Distribution des fragments de fission: 238U
DATA ABLA Fragment Mass (A) YIELD (%) 15 MeV 25 MeV ABLA fourni par KH Schmidt (GSI) Les distributions en masse pour l’uranium sont bien reproduites

12 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).

13 Exemple : +235U ai t1/2 cum. Yield
Groupe Br87 g avg: t1/2: tot: 0.057 Groupe Ba144 g Br88 g I137 g avg: t1/2: tot: 0.414 Groupe Br89 g Rb93 g I138 g avg: t1/2: tot: 0.240 Groupe Br90 g As85 g I139 g avg: t1/2: tot: 0.393 Groupe Br92 g Rb95 g Br91 g avg: t1/2: tot: 0.081 Groupe Ba142 g Rb97 g avg: t1/2: tot: 0.010 avg: t1/2 final: tot final: 1.195

14 Résultats ABLA pour les neutrons retardés
Les résultats sont encourageants mais des progrès restent à faire à différents niveaux : la modélisation dans ABLA et les données sur les précurseurs.

15 Etat du travail pour la bibliothèque de CINDER’90
Travail 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

16 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

17 Choix du détecteur Détecteur 3He pour sa grande efficacité.
4 bars 30 cm de long 2.5 cm de diamètre Entouré de paraffine et de cadmium (1mm)

18 Le détecteur Besoin d’optimiser l’épaisseur de paraffine
Choix 5 cm pour avoir l’efficacité la plus constante possible

19 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

20 Expérience test p nd np Mesure des neutrons retardés issus de la fission induite par neutrons de 2 MeV Trois séries de mesure 6s-6s 25s-25s 125s-125s

21 Résultats : nombre de neutrons retardés par fission
νd = 13.5% à comparer à νd = 3.6% (JENDL) L’incertitude provient de la méconnaissance de l’intensité faisceau.

22 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 ±

23 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 (a5+a6)/a4 0.93 Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience 4 1.93 2.439 ± 5 0.493 ± 5+6 0.413

24 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 (a5+a6)/a4 0.87 Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience 4 1.93 2.214 ± 5 0.493 ± 5+6 0.413

25 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

26 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

27 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

28 Dispositif expérimental

29 Résultats préliminaires
Données de Atom Ener 20 (1966) p268

30 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

31 Planning prévisionnel
Octobre Décembre Analyse expérience ELSA Janvier Calcul de section efficace avec HMS-ALICE Février Mars Calcul GNASH (238U, Pu, 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