Résultats de lanalyse de lexpérience au 4 MeV Réunion du 01/06/2004.

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1 Résultats de lanalyse de lexpérience au 4 MeV Réunion du 01/06/2004

2 Calculs théoriques Données ENDF-B VI pour une irradiation infinie Pour une irradiation finie le nombre de coups en fonction du temps est : La contribution dun groupe après une irradiation finie est :

3 Méthode danalyse Somme de six exponentielles par approximation de moindres carrés avec le logiciel ROOT Regroupement de mesures pour avoir un nombre de coups minimal Erreur statistique en ordonnée Erreur en abscisse : i ²/12 où i est la largeur du regroupement i Détermination du bruit de fond sur les mesures

4 125-125: Prédiction et mesures Nos mesures semblent correspondre aux données ENDF-B VI Le bruit de fond a un rôle important 3.3 cp/s nest pas le bruit de fond mesuré Bruit de fond = 0 cp/sBruit de fond = 3.3 cp/s

5 125-125: Recherche des groupes 1 à 4 Impossible de voir le groupe 1 noyé par le bruit Pour voir le groupe 3 on impose son temps de vie à 5s (valeur ENDF-B VI)

6 125-125: Groupes 2 à 4 RapportENDF-B VIExpérience a3/a2 1.210.91 ± 0.56 a4/a2 2.892.89 ± 0.48 a4/a3 2.393.19 ± 1.98 GroupeT 1/2 ENDF-B VIT 1/2 Expérience 221.5822.51 ± 2.61 41.93 1.905 ± 0.456 Rapports car les mesures ne sont pas normalisées ENDF-B VI

7 125-125: Détermination du bruit de fond Forme cherchée: Bruit prépondérant au delà de 50 s Bruit = 34.78/(53x0.2) = 3.29 ± 0.09 cp/s Valeurs précédentes

8 125-125: Recherche du groupe 1 Soustraction du bruit T 1 choisi à 55.6 s (T 1/2 du 87 Br) Valeurs précédentes

9 125-125: Groupes 1 à 4 RapportENDF-B VIExpérience a2/a1 12.8512.09 ± 8.7 a4/a1 37.1236.61 ± 30 a3/a2 1.210.84 ± 0.47 a4/a2 2.893.03 ± 1.16 a4/a3 2.393.62 ± 2.03 GroupeT 1/2 ENDF-B VIT 1/2 Expérience 221.58 19.71 ± 2.737 41.931.915 ± 0.6403 Rapports car les mesures ne sont pas normalisées ENDF-B VI

10 20-25: Recherche des groupes 3 et 4 T 1/2 groupe 2 trop long par rapport au temps de mesure pour se démarquer du bruit T 3 fixé à 5s (ENDF- B VI)

11 20-25: Recherche des groupes 3 à 5 a3 > 90% Valeurs précédentes

12 20-25: Groupes 3 à 5 RapportENDF-B VIExpérience a4/a3 3.212.17 ± 1.34 a5/a3 2.121.65 ± 1.31 a5/a4 0.660.818 ± 0.51 (a5+a6)/a3 1.972.17 ± 1.34 (a5+a6)/a4 0.930.818 ± 0.51 GroupeT 1/2 ENDF-B VIT 1/2 Expérience 41.932.439 ± 0.7132 50.4930.3129 ± 0.1638 5+60.4130.3129 ± 0.1638 Impossible de séparer les groupes 5 et 6 à cause du pas en temps (0.2s) ENDF-B VI

13 6.25-6.25: Recherche des groupes 3 à 5 Calcul entre 0 et 6 s Impossible de voir le groupe 2 : temps de vie trop long T 3 fixé à 5s (ENDF-B VI)

14 6.25-6.25: Groupes 3 à 5 ENDF-B VI Toujours pas de séparation entre le groupe 5 et 6 Contribution du groupe 6 trop faible Faire des irradiations courtes RapportENDF-B VIExpérience a4/a3 3.693.88 ± 1.68 a5/a3 2.393.12 ± 1.39 a5/a4 0.65 0.81 ± 0.14 (a5+a6)/a3 3.193.12 ± 1.39 (a5+a6)/a4 0.870.81 ± 0.14 GroupeT 1/2 ENDF-B VIT 1/2 Expérience 41.932.214 ± 0.4638 50.4930.4787 ± 0.1025 5+60.4130.4787 ± 0.1025

15 Neutrons retardés par fission: formule N He3 : Nombre de coups dans le détecteur N fiss : Nombre de fissions par seconde et par neutron incident, calculé par simulation MCNPX : Coefficient datténuation calculé par simulation MCNPX He3 : Efficacité du détecteur par obtenue par simulation MCNPX et confirmée par prise de mesure He3 : Angle solide déterminé par simulation MCNPX I source : Flux de neutrons par seconde émis par le faisceau

16 Neutrons retardés par fission: Coefficient datténuation Entre 0.1 et 1.2 MeV: atténuation constante Energie des neutrons retardés = 0.989 ± 1%

17 Neutrons retardés par fission: Flux de neutrons I source 52.07 ± 0.8% cp/(s.µA) Courant : 5.7 µA ± 10% Incertitude BF 3 : 6% Incertitude totale : 11.8% 1 cp correspond à 1.428 10 6 neutrons émis I source = 4.24 10 8 ± 11.8% n/s

18 Neutrons retardés par fission: Efficacité He3 MCNPX Entre 0.1 et 1.2 MeV efficacité constante He3 = 0.05 ± 5% cp/n

19 Neutrons retardés par fission: Calcul de d Théorie : Mesure : Int = 11.04 ± 0.488 cp/s N(t=0)= 59.34 ± 0.5% cp/s N fiss = 2.97 10 -4 ± 4% fission/n = 0.989 ± 1% He3 = 0.05 ± 5% cp/n He3 = 0.216 ± 1% str I source = 4.24 10 8 ± 11.8% n/s d = 0.0441 ± 13.5% JENDL : d = 0.0466 ± 3.6%

20 Conclusions Résultats encourageants Expérience futures. Objectifs : Plus de statistique Mesures plus précises Meilleure connaissance du flux de neutron Réduire le bruit de fond Bon choix du pas en temps Adéquation des durées dirradiation et de décroissance à la recherche des différents groupes