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Dissertationen zum Thema „Neutrons Prompts de Fission“
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Sardet, Alix. „Spectres en énergie des neutrons prompts de fission : optimisation du dispositif expérimental et application à l'²³⁸U“. Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015SACLS002/document.
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La fission nucléaire est un phénomène complexe dont tous les mécanismes ne sont pas entièrement compris. Dans le cadre d'une coopération internationale, le CEA/DAM/DIF étudie les spectres en énergie des neutrons prompts émis lors de la fission induite par des neutrons rapides, et plus particulièrement la zone à basse énergie de ces spectres (<1 MeV). Ce travail de thèse a consisté à optimiser un dispositif expérimental de mesure de neutrons prompts de fission. Dans un premier temps, de nouveaux détecteurs de fission ont été développés. Nous en rapportons ici la conception et étudions leurs performances en termes de discrimination alpha-fission, de résolution en temps et de distorsion sur le spectre mesuré. Le second axe de développement abordé au cours de cette thèse est celui de la détection des neutrons. Plusieurs types de détecteurs ont été comparés (discrimination neutron-gamma, efficacité de détection), en vue d'optimiser la détection des neutrons de basse énergie (<1 MeV). Ce mémoire présente les résultats de ces études. Enfin, le dispositif expérimental ainsi optimisé est utilisé pour mesurer le spectre en énergie des neutrons prompts émis lors de la fission induite par neutrons de l' ²³⁸UU. Après avoir présenté la méthode utilisée pour l'analyse des données, les résultats obtenus sont interprétés en termes de modèles et d'évaluationsThe nuclear fission is a complex phenomenon whose mechanisms are not fully understood. Within the framework of an international cooperation, the CEA/DAM/DIF is taking part in the study of prompt fission neutron energy spectra from fast neutron induced fission, focusing on the low energy domain of these spectra (<1 MeV). This PhD was dedicated to the optimization of the experimental setup. New fission detectors were developed. We report on their conception and their performances in terms of alpha-fission discrimination, timing resolution and distortion on the measured spectrum. In a second step, several neutron detectors were studied (neutron-gamma discrimination, detection efficiency), so as to optimize the detection of low energy neutrons (<1 MeV). In the present document, we report on the results of this comparative study. Finally, the optimized experimental setup was used to measure prompt fission neutron energy spectra for the fast-neutron induced fission of ²³⁸U. After detailing the data analysis method, the results are interpreted in terms of models and evaluations
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Berge, Léonie. „Contribution à la modélisation des spectres de neutrons prompts de fission .Propagation d'incertitudes sur un calul de fluence cuve“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI039/document.
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Le spectre des neutrons prompts de fission (PFNS) est une donnée très importante pour diverses applications de la physique nucléaire. Cependant, en dehors du spectre de la fission spontanée du 252Cf, qui est reconnu comme un standard international et est utilisé pour la métrologie, le PFNS reste mal connu pour la plupart des noyaux fissionnants. En particulier, pour la fission rapide (induite par un neutron de plus de 100 keV environ), il existe peu de mesures, et les évaluations internationales présentent de fortes contradictions. De plus, il existe très peu de données sur les covariances associées aux diverses évaluations du spectre. Dans cette thèse, trois aspects de l'évaluation du PFNS sont abordés. Le premier aspect est la modélisation du spectre via le code FIFRELIN, développé au CEA Cadarache, qui simule la chaine de désexcitation des fragments de fission par émissions successives de neutrons et gammas prompts par la méthode de Monte-Carlo. Ce code a pour vocation de calculer les observables de fission dans un même calcul cohérent, à partir des distributions en masse, en énergie cinétique et en spin des fragments de fission. FIFRELIN a donc un caractère prédictif que n'ont pas les modèles analytiques utilisés pour décrire le PFNS. Une étude des paramètres de modèle influents, notamment le paramètre de densité de niveaux, est mené afin de tenter de mieux reproduire le spectre. Le deuxième aspect de la thèse concerne l'évaluation du PFNS et de sa matrice de covariance. On propose une méthodologie pour évaluer le spectre et sa matrice de covariance de manière rigoureuse, à travers l'outil CONRAD du CEA Cadarache. Ceci implique la modélisation du spectre à travers des modèles simples, notamment celui de Madland-Nix qui est le plus utilisé dans les évaluations, en ajustant les paramètres de ces modèles afin de reproduire les données expérimentales. La matrice de covariance provient de la propagation rigoureuse des sources d'incertitude qui interviennent dans le calcul. En particulier, les incertitudes systématiques liées au dispositif expérimental sont propagées par des techniques de marginalisation. La marginalisation permet de propager ces incertitudes sur le spectre calculé, en obtenant des incertitudes réalistes sans besoin d'être artificiellement rehaussées comme c'est souvent le cas dans le cadre d'ajustements bayésiens. La propagation de ces incertitudes expérimentales impacte aussi la matrice de corrélation du spectre calculé. On présente les résultats pour la fission induite par neutron thermique de l'235U et du 239Pu. Pour le modèle de Madland-Nix avec section inverse constante, l'énergie moyenne des neutrons prompts obtenue est de 1.979 MeV pour l'235U, et de 2.087 MeV pour le 239Pu. Le dernier aspect de la thèse est l'étude de l'impact du PFNS et de ses covariances sur le calcul du flux neutronique sur la cuve d'un réacteur. L'enjeu est de taille, car l'estimation de la fluence au niveau de la cuve d'un réacteur détermine l'intégrité de celle-ci, et donc la durée de vie du réacteur. On observe l'importance des termes de corrélations du spectre pour calculer notamment l'incertitude sur le flux intégré au-dessus de 1 MeV, de l'ordre de 6% (incertitude due seulement au spectre)The prompt fission neutron spectrum (PFNS) is very important for various nuclear physics applications. Yet, except for the 252Cf spontaneous fission spectrum which is an international standard and is used for metrology purposes, the PFNS is still poorly known for most of the fissionning nuclides. In particular, few measurements exist for the fast fission spectrum (induced by a neutron whose energy exceeds about 100 keV), and the international evaluations show strong discrepancies. There are also very few data about covariances associated to the various PFNS evaluations. In this work we present three aspects of the PFNS evaluation. The first aspect is about the spectrum modeling with the FIFRELIN code, developed at CEA Cadarache, which simulates the fission fragment de-excitation by successive emissions of prompt neutrons and gammas, via the Monte-Carlo method. This code aims at calculating all fission observables in a single consistent calculation, starting from fission fragment distributions (mass, kinetic energy and spin). FIFRELIN is therefore more predictive than the analytical models used to describe the spectrum. A study of model parameters which impact the spectrum, like the fragment level density parameter, is presented in order to better reproduce the spectrum. The second aspect of this work is about the evaluation of the PFNS and its covariance matrix. We present a methodology to produce this evaluation in a rigorous way, with the CONRAD code, developed at CEA Cadarache. This implies modeling the spectrum through simple models, like the Madland-Nix model which is the most commonly used in the evaluations, by adjusting the model parameters to reproduce experimental data. The covariance matrix arises from the rigorous propagation of the sources of uncertainty involved in the calculation. In particular, the systematic uncertainties arising from the experimental set-up are propagated via a marginalization technique. The marginalization allows propagating these uncertainties on the calculated spectrum, and obtaining realistic uncertainties without having to artificially raise them, as it is sometimes necessary in Bayesian adjustments. The experimental uncertainty propagation also impacts the spectrum correlation matrix. We present the result for thermal neutron-induced fission of 235U and 239Pu. For the Madland-Nix model with constant inverse cross-section, the prompt neutron mean energy is 1.979 MeV for 235U and 2.087 MeV for 239Pu. The last aspect of this work is the calculation of the impact of the PFNS and its covariance matrix on a reactor vessel flux. This calculation is of major importance, since the vessel fluence estimation determines the vessel integrity, and therefore determines the reactor lifetime. We observe the importance of the PFNS correlation terms, to compute in particular the vessel flux uncertainty above 1 MeV, which is of the order of 6% (uncertainty only due to PFNS)
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Qi, Liqiang. „Measurements of Prompt Gamma Rays Emitted in Fission of ²³⁸U and ²³⁹ Pu Induced by Fast Neutrons from the LICORNE Neutron Source“. Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLS320/document.
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Les spectres des rayons γ prompt de fission sont des données nucléaires importantes pour la physique des réacteurs, en tant qu'entrée pour les calculs de chauffage gamma, puisque l'effet de chauffage gamma peut être sous-estimé jusqu'à ~28% avec les données nucléaires actuelles. De plus, les nouvelles informations sur les rayons γ prompts de fission seront utiles du point de vue de la physique fondamentale, où les résultats peuvent être comparés à de nombreuses prédictions théoriques concurrentes pour affiner les modèles du processus de fission. Les spectres des rayons γ prompts de fission ont été mesurés pour la fission induite par neutrons rapides de ²³⁸U et de ²³⁹Pu, en utilisant des neutrons rapides générés à partir de la source LICORNE. Le dispositif expérimental se composait d'une chambre d'ionisation et de différents types de détecteurs à scintillation, dont les détecteurs LaBr₃ et PARIS phoswich. Une procédure d'analyse, comprenant le unfolding et la simulation de la réponse aux rayons γ dans les détecteurs à scintillation, est mise au point pour extraire le spectre des rayons γ prompts de fission et les caractéristiques spectrales correspondantes. Les résultats expérimentaux sont comparés aux codes de modélisation de fission GEF et FREYA. Cette comparaison révèle que les caractéristiques spectrales sont liées aux conditions énergétiques, aux rendements isotopiques et au moment angulaire des fragments de fission. La dépendance énergétique des caractéristiques spectrales montre que l'émission des rayons γ est tout à fait insensible à l'énergie neutronique incidente. Toutefois, on observe une forte dépendance à l'égard du système fissionnant particulierPrompt fission γ-ray spectra are important nuclear data for reactor physics, as an input for gamma heating calculations, since the gamma heating effect can be under-estimated by up to ~28% with present nuclear data. Furthermore the new prompt fission γ-ray information will be useful from a fundamental physics point of view, where results can be compared with many competing theoretical predictions to refine models of fission process. Prompt fission γ-ray spectra have been measured for the fast-neutron-induced fission of ²³⁸U and ²³⁹PuPu, using fast neutrons generated from the LICORNE source. The experimental setup consisted of an ionization chamber and different types of scintillation detectors, including LaBr₃ and PARIS phoswich detectors. An analysis procedure, including unfolding and recovering the γ-ray response in the scintillation detectors, is developed to extract the prompt fission γ-ray spectrum and corresponding spectral characteristics. The experimental results are compared to the fission modeling codes GEF and FREYA. This comparison reveals that the spectral characteristics are related to the energetic conditions, isotopic yields and angular momentum of the fission fragments. The energy dependence of the spectral characteristics shows that the prompt γ-rays emission is quite insensitive to the incident neutron energy. However, a strong dependence on the particular fissioning system is observed
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Varapai, Natallia. „Développement d'un dispositif expérimental basé sur la digitalisation des signaux et dédié à la caractérisation des fragments de fission et des neutrons prompt[s] émis“. Bordeaux 1, 2006. http://www.theses.fr/2006BOR13274.
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Ce travail de thèse décrit la mise en place d'un dispositif expérimental basé sur la digitalisation des signaux et dédié à l'étude des neutrons prompts de fission émis en coincidence avec les fragments de fission lors de la fission spontane��e du 252Cf. Ce dispositifcomprend une chambre à ionisation utilisée pour la détection des fragments de fission ainsi qu'un scintillateur liquide de type NE213 pour la détection des neutrons prompts. Nous montrons comment l'analyse délicate des signaux digitalisés nous a permis de déterminer à la fois les distributions en masse et en énergie cinétique des fragments de fission ainsi que le spectre en energie et la multiplicité des neutrons de fission.
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Rąpała, Michał. „Etude de la fission nucléaire par spectrométrie des rayons gamma prompts“. Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLS390/document.
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La volonté d'améliorer l'efficacité énergétique des réacteurs nucléaires a motivé de nouvelles solutions dans leur conception. L'une d'elles est l’utilisation d’un réflecteur lourd dans les réacteurs de génération III+ et les futurs réacteurs de génération IV. Lorsque la matière est traversée par des rayons γ, les excitations induites entraînent une élévation de sa température. Ce processus, appelé échauffement γ, est responsable de plus de 90% de la production de chaleur dans la région hors combustible d'un réacteur nucléaire. C’est également le cas dans le réflecteur. Pour simuler l'effet de l’échauffement γ en fonction de la composition du combustible, il faut disposer de données précises sur les γ prompts émis par les différents fragments produits dans le processus de fission. En 2012, une campagne d’expériences inédite, EXILL, a été menée au réacteur de recherche de l'ILL. Un grand nombre de détecteurs HPGe a été placé autour d’une cible fissile et a mesuré les rayons γ émis par la cible alors qu’elle était irradiée par un faisceau intense de neutrons froids. Dans ce travail, nous avons analysé les données obtenues avec des cibles ²³⁵U. Elles nous ont permis d’étudier la désexcitation de plusieurs fragments de fission et plus globalement le processus de fission induite par des neutrons. Dans un premier temps, nous avons utilisé la méthode standard d'analyse par coïncidence γ-γ-γ. Nous avons pu filtrer les données expérimentales, identifier les transitions γ dans des fragments bien produits et calculer leur intensité relative. Les problèmes que nous avons rencontrés concernent le bruit de fond. Les résultats obtenus dépendent de ce choix et présentent donc des problèmes de reproductibilité. Nous avons développé et testé une nouvelle méthodologie d'analyse. Son principe est un balayage des portes de coïncidence selon trois directions, ce qui permet de trouver le bruit de fond le mieux adapté. L'idée principale était finalement de passer d'une méthode "spectroscopique", dont le but est de trouver de nouvelles transitions et des états excités dans un noyau, à une méthode "spectrométrique", qui nous permet d'obtenir plus précisément l’intensité de transitions γ connues, avec une meilleure estimation de leur incertitude. Cela nous a amené à développer un logiciel d'analyse semi-automatique d'ajustement des pics. Divers schémas de calcul de l'intensité des transitions γ ont été également élaborés pour tenir compte des contaminations possibles, selon leur emplacement dans la matrice de coïncidence et leur intensité. La méthode standard et la nouvelle méthode d'analyse ont été comparées pour l'analyse du ¹⁴²Ba. Dans ce travail, nous avons également comparé nos résultats sur quelques noyaux, tel que le ¹⁰⁰Zr, avec des simulations réalisées avec le code FIFRELIN. Ce dernier est un code Monte-Carlo qui simule le processus de fission et la désexcitation des fragments de fission. FIFRELIN utilise plusieurs modèles différents pour décrire ces processus. Nous avons testé le comportement des différents modèles, trouvé les valeurs optimales des paramètres de simulation et testé comment ces configurations reproduisaient les résultats expérimentaux. FIFRELIN n'a pas été en mesure de reproduire simultanément les intensités des transitions γ émises par les fragments de ¹⁰⁰Zr et la multiplicité de neutrons prompts moyennée sur tous les fragments de fission. Cependant, avec des paramètres modifiés, FIFRELIN a fourni localement une multiplicité de neutrons prompts correcte pour les fragments de masse atomique A=100 et des intensités de transition γ bien reproduites pour le noyau de ¹⁰⁰Zr. Nous avons également comparé nos résultats expérimentaux sur les fragments de ¹⁰⁰Zr provenant du processus ²³⁵U(n,f) avec les autres données expérimentales disponibles provenant des expériences sur ²⁴⁸Cm(sf) et ²⁵²Cf(sf), et une autre expérience sur ²³⁵U(n,f)The desire to improve the fuel efficiency of nuclear reactors has motivated new solutions in their design. One of them is the heavy reflector used in the generation III+ and in the future generation IV reactors. γ-rays passing through matter cause its excitation and temperature rise. It is a process called γ-heating, and it is responsible for more than 90% of the heat production in the non-fuel region of the nuclear reactor. This is also the case of the heavy reflector. To simulate the γ-heating effect in every state of the nuclear reactor it is necessary to have precise data on the prompt γ-rays emitted by different fission fragments produced in the course of the nuclear chain reaction. In 2012, at the research reactor of the ILL, an innovative experiment, called EXILL, was conducted. It produced a large amount of useful data on the de-excitation of the fission fragments. A large number of HPGe detectors were used to study the neutron induced fission process by measuring the emitted γ-rays. Fissile targets were irradiated by an intense cold neutron beam. In this work we analyzed the ²³⁵U targets. We studied several fission fragments and more generally the fission process by using high-resolution γ-ray spectroscopy. At the beginning, we used the standard γ-γ-γ coincidence analysis method. We were able to filter experimental data, identify the well produced γ-rays, and calculate their relative intensities. The problems we have encountered are related to the background. The results obtained with this method were background dependent and thus presented some problems with reproducibility. We therefore developed and tested a new analysis methodology. Its crucial feature is a coincidence gates scanning in three directions which helps to find the most suitable background. The idea was to move from a “spectroscopic” method, which main purpose is finding new transitions and excited states in a nucleus, to a “spectrometric” method, which allows us to obtain more precise γ-ray intensities. We developed a semi-automatic analysis software which facilitates fitting of the chosen γ-ray peak, the contamination and the background. Various γ-ray intensity calculation schemes were derived to take into account different contamination strengths and placements. The results of the analysis with the new technique are reproducible and more reliable. The standard and the new analysis method were compared in the ¹⁴²Ba analysis. In this work, we also compared our experimental results on some nuclei, such as ¹⁰⁰Zr, with the simulation results performed with the FIFRELIN code. It is a Monte-Carlo code which simulates the fission process and the de-excitation of the fission fragments. It uses various models to describe these processes. We were able to test the behavior of different models implemented in FIFRELIN to find the optimal simulation parameter values and to test how well these setups reproduce the experimental results. FIFRELIN was unable to simultaneously reproduce the γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr and the prompt-neutron multiplicity averaged over all fission fragments. However, with modified simulation parameters, FIFRELIN locally provided correct prompt-neutron multiplicity for the fission fragment with the atomic mass A=100 and well reproduced γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr. We also compared our experimental results on ¹⁰⁰Zr coming from the ²³⁵U(n,f) process with the other available experimental data coming from the experiments on ²⁴⁸Cm(sf) and ²⁵²Cf(sf), and another experiment on ²³⁵U(n,f)
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Tovar, Jesus Felipe. „Studies of prompt gamma and neutron yield due to 2.5 MeV neutrons using GEANT4“. To access this resource online via ProQuest Dissertations and Theses @ UTEP, 2009. http://0-proquest.umi.com.lib.utep.edu/login?COPT=REJTPTU0YmImSU5UPTAmVkVSPTI=&clientId=2515.
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Martin, Julie-Fiona. „Coulex fission of ²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁷Np and ²³⁸Np studied within the SOFIA experimental program“. Thesis, Paris 11, 2014. http://www.theses.fr/2014PA112315/document.
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SOFIA (Studies On FIssion with Aladin - Études de fission avec ALADIN) est un projet expérimental qui se propose de mesurer systématiquement les rendements isotopiques de fission, ainsi que l'énergie cinétique totale des fragments, pour une large gamme de noyaux fissionnants. Le travail de thèse présenté ici prend part au projet SOFIA, et a pour objet l'étude de la fission de noyaux dans la région des actinides : ²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁷Np et ²³⁸Np.L'expérience SOFIA est menée au GSI, un accélérateur d'ions lourds situé à Darmstadt en Allemagne. Cette installation fournit un faisceau relativiste et intense d'uranium-238. Par une réaction de fragmentation de ce faisceau primaire, il est créé un faisceau secondaire contenant une large variété d'ions, dont, pour certains, la fission va être étudiée. Les ions de ce faisceau secondaire sont triés et identifiés dans le séparateur de fragments FRS, un spectromètre de recul de haute résolution qui est réglé pour sélectionner les ions d'intérêt.Ensuite, les ions fissiles sélectionnés continuent leur vol jusqu'à la Cave-C, une aire expérimentale où l'expérience de fission elle-même a lieu. À l'entrée de la cave, l'ion du faisceau secondaire est excité par interaction Coulombienne alors qu'il traverse une cible; les voies de dé-excitation possibles incluent la fission de basse énergie. Lors d'une fission, les deux fragments sont émis dans un cône étroit dans le référentiel du laboratoire, dû à l'impulsion relativiste qui leur est transmise par le système fissionnant. Un spectromètre de recul complet a été développé par la collaboration SOFIA autour du dipôle existant ALADIN. L'identification des fragments est réalisée par des mesures de perte d'énergie, de temps de vol et de déviation dans l'aimant. Les deux fragments de fission sont identifiés simultanément et complètement (en masse et en charge). Ce document présente l'analyse menée pour (1) l'identification du système fissionnant, (2) l'identification des deux fragments de fission - évènements par évènements -, et (3) l'extraction des observables de fission : rendements, énergie cinétique totale, multiplicité total en neutrons prompts. Ces résultats concernant les actinides sont discutés, et l'ensemble des données extraites est fourniSOFIA (Studies On FIssion with Aladin) is an experimental project which aims at systematically measuring the fission fragments' isotopic yields as well as their total kinetic energy, for a wide variety of fissioning nuclei. The PhD work presented in this dissertation takes part in the SOFIA project, and covers the fission of nuclei in the region of the actinides : ²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁷Np and ²³⁸Np.The experiment is led at the heavy-ion accelerator GSI in Darmstadt, Germany. This facility provides intense relativistic primary beam of 238U. A fragmentation reaction of the primary beam permits to create a secondary beam of radioactive ions, some of which the fission is studied. The ions of the secondary beam are sorted and identified through the FR-S (FRagment Separator), a high resolution recoil spectrometer which is tuned to select the ions of interest.The selected - fissile - ions then fly further to Cave-C, an experimental area where the fission experiment itself takes place. At the entrance of the cave, the secondary beam is excited by Coulomb interaction when flying through an target; the de-excitation process involves low-energy fission. Both fission fragments fly forward in the laboratory frame, due to the relativistic boost inferred from the fissioning nucleus.A complete recoil spectrometer has been designed and built by the SOFIA collaboration in the path of the fission fragments, around the existing ALADIN magnet. The identification of the fragments is performed by means of energy loss, time of flight and deviation in the magnet measurements. Both fission fragments are fully (in mass and charge) and simultaneously identified.This document reports on the analysis performed for (1) the identification of the fissioning system, (2) the identification of both fission fragments, on an event-by-event basis, and (3) the extraction of fission observables: yields, TKE, total prompt neutron multiplicity. These results, concerning the actinides, are discussed, and the set of data extracted is provided
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Varapai, Nathallia. „Développement d'un dispositif expérimental basé sur ladigitalisation des signaux et dédié à la caractérisation desfragments de fission et des neutrons prompte émis“. Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2006. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00404495.
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Ce travail de thèse décrit la mise en place d'un dispositif expérimental basé sur la digitalisation des signaux et dédié à l'étude des neutrons prompts de fission émis en coincidence avec les fragments de fission lors de la fission spontanée du 252Cf. Ce dispositif comprend une chambre à ionisation utilisée pour la détection des fragments de fission ainsi qu'un scintillateur liquide de type NE213 pour la détection des neutrons prompts. Nous montrons comment l'analyse délicate des signaux digitalisés nous a permis de déterminer à la fois les distributions en masse et en énergie cinétique des fragments de fission ainsi que le spectre en énergie et la multiplicité des neutrons de fission
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Abdelrahman, Y. S. „Prompt gamma-rays from fission fragments“. Thesis, University of Manchester, 1988. http://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.234192.
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McGinnis, Jason M. „PROMPT FISSION NEUTRON ENERGY SPECTRUM OF n+235U“. UKnowledge, 2019. https://uknowledge.uky.edu/physastron_etds/63.
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Despite nuclear fission prominence in nuclear physics, there are still several fundamental open questions about this process. One uncertainty is the energy distribution of neutrons emitted immediately after fission. In particular the relative energy distribution of neutrons above 8~MeV has been difficult to measure. This experiment measured the prompt neutron energy spectrum of n+235U from 3-10~MeV. The measurement took place at Los Alamos National Laboratory (LANL) and used a double time-of-flight technique to measure both the beam and fission neutron kinetic energies. Fission event timing was measured with a parallel plate avalanche counter. The fission neutron time-of-flight was measured with 2~m long plastic scintillation detectors. By combining the time-of-flight information with a known flight path the kinetic energy spectrum of neutrons was measured. To eliminate backgrounds various time-of-flight and energy cuts were imposed and an accidental coincidence background was subtracted. An MCNP simulation, including the 2~m neutron detector geometry, was done using the Madland and Nix model as the input energy distribution for the simulated neutrons. Finally, the measured energy spectrum was compared with the MCNP simulated n+235U fission neutron energy spectrum.
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Régnier, David. „Contribution à l'étude des gammas prompts de fission“. Thesis, Grenoble, 2013. http://www.theses.fr/2013GRENI065.
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Cette thèse a essentiellement été motivée par la montée en puissance de la thématique des échauffements nucléaires en réacteurs. Elle avait pour objectif la mise en place de méthodes permettant la simulation de l'émission des gammas prompts de fission. Pour répondre à cette attente, différents algorithmes de désexcitation d'un noyau ont été implémentés. Ils ont été testés avec succès via plusieurs calculs d'application (rapport d'embranchement isomérique, largeur radiative totale, etc). Ces méthodes ont ensuite été mises en oeuvre dans le cadre du code de fission FIFRELIN. L'outil qui en résulte, permet la détermination d'un grand nombre d'observables de fission, dans le cadre d'un modèle unique. Une étude de sensibilité des résultats à différents éléments du calcul a été réalisée. Enfin, des simulations de la fission spontanée du 252Cf, et des fissions induites par neutrons thermiques sur l' 235U et le 239Pu ont été menées. Les spectres des gammas prompts pour ces trois systèmes fissionnants ont pu être déterminés. Les résultats obtenus sont en très bon accord avec les données expérimentales disponibles, dont certaines ont été publiées récemment (2012 et 2013)This PhD thesis has essentially been motivated by the nuclear heating problematic in reactors. The main goal of this work was the production of methods capable of simulating the prompt gamma emission from fission. First of all, several algorithms for the treatment of the nucleus deexcitation were implemented. They have been succesfully tested through various calculations (isomeric branching ratio, total radiative width, etc). These methods were then incorporated in the frame of the fission code FIFRELIN. The tool which results from this work, enables the determination of numerous fission observables in the frame of a single consistent model. A sensitivity study of the results to several numerical and nuclear models has been realized. At last, calculation have been lead for the 252Cf spontaneous fission and the thermal neutron induced fission of 235U and 239Pu. The prompt gamma spectra obtained for those three fissionning systems have been determined. The results are in good agreement with available experimental data, including recent measurements published in 2012 and 2013
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Miller, Zachariah W. „A MEASUREMENT OF THE PROMPT FISSION NEUTRON ENERGY SPECTRUM FOR 235U(n,f) AND THE NEUTRON-INDUCED FISSION CROSS SECTION FOR 238U(n,f)“. UKnowledge, 2015. http://uknowledge.uky.edu/physastron_etds/29.
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Two measurements have been made, addressing gaps in knowledge for 235U(n,f) and 238U(n,f). The energy distribution for prompt fission neutrons is not well-understood below 1 MeV in 235U(n,f). To measure the 235U(n,f) prompt fission neutron distribution, a pulsed neutron beam at the WNR facility in Los Alamos National Laboratory was directed onto a 235U target with neutron detectors placed 1 m from the target. These neutron detectors were designed specifically for this experiment and employed a unique geometry of scintillating plastic material that was designed to reject backgrounds. Fission fragments were detected using an avalanche counter. Coincidences between fission fragment production and neutron detector events were analyzed, using a double time-of-flight technique to determine the energy of the prompt fission neutrons. A separate measurement was made, investigating the neutron-induced fission cross section for 238U(n,f). This measurement also used the pulsed neutron beam at the WNR facility. The neutron flux was normalized to the well-known hydrogen standard and the fission rate was observed for beam neutrons in the energy range of 130-300 MeV. Using an extrapolation technique, the energy dependence of the cross section was determined. These new data filled a sparsely populated energy region that was not well-studied and were measured relative to the hydrogen standard, unlike the majority of available data. These data can be used to constrain the fission cross section, which is considered a nuclear reaction standard.
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Galy, Jean. „Investigation of the fission yields of the fast neutron-induced fission off 233U“. Aix-Marseille 1, 1999. https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00620088.
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En premiere partie, les differentes methodes de calcul et techniques de mesures des rendements de fission ont ete passees en revue, donnant pour chacune ses avantages et inconvenients. L'objectif de cette these fut la mesure des rendements independants de fission de l'2 3 3u dans un spectre de neutrons rapides, rendements jamais ete mesures avant ce travail de these. Le separateur de masse osiris (de type isol, separateur d'isotopes en ligne) a ete utilise. Du aux caracteristiques specifiques de la source d'ions integree a la cible d'uranium, un etude des parametres de delai et d'efficacite d'ionisation pour chaque espece chimique a ete realisee. Cette technique permet la mesure des rendements independants et cumules des produits de fission allant du cuivre jusqu'au baryum, couvrant ainsi la majeure partie de la distribution des rendements. Environ 200 rendements independants ont ete mesures du zn (z = 30) au sr (z = 38) pour des masses allant de 74 a 99 et du pd (z = 46) au ba (z = 56) pour les masses 113 a 147. Un mesure complementaire utilisant une directe spectrometrie gamma d'agregats de produits de fission ete effectuee, permettant de determiner environ 50 rendements cumules supplementaires pour des pf de demi-vie de 15 mn a quelques jours. Les resultats ont ete compares a des estimations semi-empiriques, a des valeurs calculees ainsi qu'aux donnees de la bibliotheque europeenne jef 2. 2. Parallelement, une etude comparative des installations osiris et lohengrin, la comparaison des resultats de la fission rapide et thermique de l'2 3 3u mesurees a studsvik ainsi que les apport des nouvelles donnees a la physique des reacteurs ont ete consideres.
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LAU, CHRISTOPHE. „Etude de la production de faisceaux riches en neutrons par fission induite par neutrons rapides“. Paris 7, 2000. http://www.theses.fr/2000PA077127.
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Cette these s'inscrit dans le cadre du projet de recherche et developpement parrne (production d'atomes radioactifs riches en neutrons) qui consiste a explorer experimentalement la fission de l'uranium 238 induite par des neutrons rapides comme mode de production en vue de realiser des faisceaux d'isotopes radioactifs riches en neutrons. Le flux de neutrons rapides est produit par l'arret d'un faisceau de deutons dans un convertisseur. Des cibles epaisses de carbures d'uranium et d'uranium liquide ont ete mises au point afin de permettre un relachement rapide des fragments de fission radioactifs. A l'aide d'un dispositif permettant de pieger sur un doigt cryogenique les gaz rares relaches par la cible, des isotopes de quelques secondes de periodes ont ete observes. Ce dispositif installe aupres de differents accelerateurs de deutons a permis d'etudier la production de gaz rares riches en neutrons a differentes energies de deutons, dans le cadre de la collaboration europeenne spiral ii. Une experience de calibration a montre la possibilite d'installer un separateur d'isotopes en ligne de type isol aupres d'un accelerateur tandem 15 mv pouvant fournir 500 na de deutons a 26 mev pour explorer experimentalement la fission induite par neutrons rapides comme mode de production. Des faisceaux de zinc, de krypton, de rubidium, de cadmium, d'iode, de xenon et de cesium ont ete produits aupres de cette installation. Les faisceaux les plus intenses atteignent dix milles noyaux par microcoulomb avec des deutons de 26 mev. Un gain d'environ deux ordres de grandeur peut etre obtenu en utilisant une source d'ions plus specifique et en augmentant l'epaisseur de la cible. Un gain supplementaire de deux ordre de grandeur s'obtient en augmentant l'energie des deutons a 100 mev.
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Lacoste, Véronique. „Transmutation de produits de fission à vie longue dans un grand massif de plomb“. Bordeaux 1, 1998. http://www.theses.fr/1998BOR10658.
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Les neutrons rapides peuvent etre amenes dans le domaine d'energie des resonances de capture, ou ils seront captures avec une grande probabilite, par diffusions et ralentissements multiples dans un milieu a faible lethargie et de grande transparence aux neutrons. Cette methode, dite arc (adiabatic resonance crossing), peut etre utilisee pour ameliorer l'efficacite de transmutation des produits de fission a vie longue, solution alternative au stockage geologique de ces dechets nucleaires. L'etude du comportement neutronique dans un milieu favorable a cette methode, a ete menee au cern au cours de l'experience tarc, avec la mise en place d'un massif de plomb naturel pur de 334 tonnes. Le faisceau du proton-synchrotron delivrait quelques 10#9 protons par impulsion, de 2. 75 gev d'energie cinetique, produisant des neutrons rapides par spallation sur le plomb. Les mesures de transmutation ont ete faites avec trois echantillons de #9#9tc (2. 11 10#5 a) de nature et de masse differentes ainsi qu'avec du #1#2#9i (1. 5710#7 a), par spectroscopie gamma, apres activation neutronique. Respectivement, pres de 80% et 60% des captures ont ete realisees dans le domaine d'energie des resonances de ces deux elements. Les resultats experimentaux ont permis de valider le code de simulation de type monte-carlo, ecrit et developpe par c. Rubbia et al. , reproduisant parfaitement l'ensemble du comportement neutronique.
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Schilling, Klaus-Dieter, und Horst Märten. „High-resolution spectroscopy of fission fragments, neutrons and gamma-rays“. Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-32739.
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Schilling, Klaus-Dieter, und Horst Märten. „High-resolution spectroscopy of fission fragments, neutrons and gamma-rays“. Forschungszentrum Rossendorf, 1993. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A22100.
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Ryan, James. „Measuring the energies and multiplicities of prompt gamma-ray emissions from neutron-induced fission of 235 U using the STEFF spectrometer“. Thesis, University of Manchester, 2018. https://www.research.manchester.ac.uk/portal/en/theses/measuring-the-energies-and-multiplicities-of-prompt-gammaray-emissions-from-neutroninduced-fission-of-235-u-using-the-steff-spectrometer(5fca332e-58ef-463f-96ba-99d87f0ecf44).html.
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Following a NEA high priority nuclear data request, an experimental campaign to measure the prompt Î3-ray emissions from 235 U has been performed. This has used the STEFF spectrometer at the new Experimental Area 2 (EAR2) within the neutron time- of-flight facility (n_TOF), a white neutron source facility at CERN with energies from thermal to approximately 1 GeV. Prior to the experimental campaign, STEFF has been optimised for the environment of EAR2. The experimental hall features a high background Î3-ray rate, due to the nature of the spallation neutron source. Thus an investigation into reduction of the background Î3-ray rate, encountered by the NaI(Tl) detector array of STEFF, has been carried out. This has been via simulations using the simulation package FLUKA. Various materials and shielding geometries have been investigated but the effects determined to be insufficient in reducing the background rate by a meaningful amount. The NaI(Tl) detectors have been modified to improve their performance in a high count rate environment, and their behaviour characterised to understand the response to higher count rates. Initial testing demonstrated that the modified detectors maintain a potential to measure Î3-ray multiplicities up to 3 counts per microsecond. However, the energy resolution fails somewhere below 1.75 counts per microsecond. The experimental campaign has produced a large amount of data. The preliminary analysis of phase one data has considered incoming neutron energies ranging from thermal to an upper limit of 1 eV, with a minimum Î3-ray energy threshold of 160 keV. Results have been achieved for the prompt fission Î3-ray multiplicity and total energy of M Î3 = 6.3 ± 0.2 and E S,Î3 = 9.0 ± 0.1 MeV respectively. Further work is ongoing by the STEFF team at Manchester to improve upon these results and analyse the remainder of the data set at higher incoming neutron energies.
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Macary, Véra. „Etude expérimentale de l’émission de neutrons retardés issus de la photofission des actinides“. Paris 6, 2008. http://www.theses.fr/2008PA066066.
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Différents projets d’applications de la photofission basées sur la détection de neutrons retardés ont vu le jour ces dernières années. Les études préliminaires pour ces projets, telle la caractérisation des déchets nucléaires, ont mis en lumière le besoin de nouvelles données. Dans ce cadre, un programme expérimental a été lancé afin de mesurer les spectres temporels de neutrons retardés pour les principaux actinides. Il a débuté par les mesures sur l’uranium-238 et le thorium-232. L’objectif de cette thèse est de poursuivre avec des expériences sur l’uranium-235 et le neptunium-237. Un détecteur de neutrons retardés a été optimisé, construit et utilisé pour les mesures réalisées à 15 MeV et à 18 MeV d’énergie maximale de Bremsstrahlung pour l’235U et à 15 MeV pour le 237Np. Les résultats obtenus pour les paramètres des groupes de neutrons retardés {ai, i} ont été comparés aux données de la littérature et à ceux d’une modélisation. L’évolution du rendement absolu de neutrons retardés (d) a été étudiée pour le 232Th, l’235U, l’238U et le 237Np à des énergies maximales de Bremsstrahlung comprises entre 12 et 18 MeV. Enfin, un test de faisabilité d’identification et de quantification d’un mélange d’actinides a été effectué. Parallèlement à ces expériences, nous avons étudié l’évolution du d en fonction de l’énergie pour la fission neutronique du 232Th.
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Chietera, Andreina. „Angular correlations between fragments and neutrons in the spontaneous fissions of 252 Cf“. Thesis, Strasbourg, 2015. http://www.theses.fr/2015STRAE048/document.
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L'objectif de cette thèse est d'explorer les mécanismes d'émission des neutrons émis lors du processus de la fission. En particulier, la question ouverte de l'existence d'une anisotropie dynamique dans le centre de masse des fragments de fission et/ou de la possibilité d'une émission de neutrons de scission est explorée. La thèse débute par une introduction aux concepts théoriques permettant de décrire les processus de fission et les mécanismes d'émission de neutrons. La nécessité de concevoir une méthode d'analyse appropriée pour caractériser des mécanismes très subtiles est discutée, en insistant sur l'importance de maîtriser les biais expérimentaux. Le travail effectué a exigé un effort important de simulation, à travers le développement d'une procédure Monte Carlo pour décrire la fission spontanée du 252Cf, ainsi qu'une modélisation du dispositif expérimental de l'expérience CORA3.Nous proposons pour la première fois une approche simultanée et indépendante des deux mécanismes, émission de scission et anisotropie dynamique, ainsi que des valeurs quantitatives d'anisotropie et d'émission de scission mesurées expérimentalementThe subject of this thesis is to explore the neutron emission mechanisms in the fission process. In particular a long standing open question, the existence of a dynamical anisotropy in the centre of mass of the fission fragments and/or a possible scission neutron emission is explored. The thesis starts with an overview of the theoretical concepts on the fission process and on the neutron emission mechanisms. Also the necessity to conceive an appropriate analysis method is stressed when a very subtle mechanism is studied as various approximations and/or experimental biases not completely handled can hide the physical phenomena. In the presented work a huge effort was required to write a Monte Carlo procedure based on a coherent model for the spontaneous fission of 252Cf and to couple it with the devices exploited in the CORA3 experiment
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Edwards, Ellen. „Measurement of Krypton Fission Product Yields from 14 MeV Neutrons on 238U“. Thesis, University of California, Berkeley, 2018. http://pqdtopen.proquest.com/#viewpdf?dispub=10930784.
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Precisely-known fission yield distributions are used to determine a fissioning isotope and the incident neutron energies in nuclear security applications. 14 MeV neutrons from DT fusion at the National Ignition Facility (NIF) induced fission in depleted uranium (DU) contained in the target assembly hohlraum. The fission yields of Kr isotopes (85m, 87, 88, 89, and 90) were measured relative to the cumulative yield of 88Kr. The fission gas was pumped from the target chamber, collected, and analyzed in the Radiochemical Analysis of Gaseous Samples (RAGS) diagnostic. Isotopes with half-lives ranging 8 s-9 hr can be measured. Kr fission yields have been measured both from the fission of DU in the hohlraum and DU doped into the capsule ablator. Since the mass of U was not known, the relative amounts of Kr isotopes were calculated and compared to existing fission product distribution tables. It was found that measurements can be performed with high precision for isotopes with half lives longer than 4 minutes. A more precise quantification of gas transport needs to be achieved to quantify isotopes with shorter half lives to a precision of the published tables.
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Mauborgne, Marie-Laure. „Création d'une bibliothèque d'activation photonucléaire et mesures de spectres d'émission de neutrons retardés“. Caen, 2005. http://www.theses.fr/2005CAEN2033.
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Cette thèse a deux objectifs. Le premier consiste à produire une bibliothèque d'activation photonucléaire afin de développer les calculs d'activation induite par des photons. Pour créer cette bibliothèque, nous avons utilisé diverses sources de données : des évaluations mais aussi des calculs que nous avons effectués avec différents codes (HMS-ALICE, GNASH, ABLA). Cette bibliothèque contient les sections efficaces d'activation de plus de 600 noyaux mais aussi les distributions de fragments de fission pour 30 actinides à trois énergies maximales de Bremsstrahlung ainsi que les spectres d'émission de neutrons retardés associés. Ces spectres reproduisent assez mal les données expérimentales. Pour cette raison nous avons décidé de lancer une mesure systématique des spectres de neutrons retardés issus de photofission. Deuxièmement cette thèse consiste à démontrer la faisabilité de telles mesures à ELSA. Nous avons alors développé le système de détection, l'acquisition et la méthode d'analyse des spectres. Ces développements ont été auparavant testés lors de la mesure des spectres d'émission de neutrons retardés issus de la fission induite par des neutrons de 2 MeV de l'uranium-238. Finalement nous avons mesuré le spectre d'émission de neutrons retardés suite à la photofission de l'uranium-238 avec un faisceau de Bremsstrahlung d'énergie maximale 15 MeV et nous avons comparé nos résultats aux données existantes.
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Petit, Michaël. „Mesure de la section efficace de fission du ²³³Pa“. Bordeaux 1, 2002. http://www.theses.fr/2002BOR12554.
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Le ²³³Pa joue un rôle clé dans le cycle du Thorium. Les mesures de ces sections efficaces neutronique de capture et de fission sont pratiquement inexistantes. En raison de sa courte demi-vie, le ²³³Pa est un véritable défi. Pour contourner ce problème, la fission induite par neutrons rapides (0. 5-10 MeV) du ²³³Pa a été déterminée à partir de la probabilité de fission du ²³⁴Pa en utilisant la réaction ²³²Th(3He,p)²³⁴Pa. La section efficace de fission du ²³³Pa est obtenue en multipliant cette probabilité par la section efficace calculée de formation du noyau composé. La méthode a été validée par la comparaison avec la fission induite par neutrons de noyaux voisins (²³⁰Th et ²³¹Pa). La réaction ²³³Pa(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation. Pour la première fois, les paramètres de la double barrière de fission du ²³⁴Pa ont été obtenus, une estimation des sections efficaces neutroniques de capture et diffusion inélastique est proposée.
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Casoli, Pierre. „Etude de la production de fragments dans la fission induite par neutrons sur l'uranium 238“. Bordeaux 1, 2003. http://www.theses.fr/2003BOR12710.
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Ce travail porte sur l'étude de la distribution en masse et en charge des fragments de la fission induite sur l'uranium 238 par des neutrons de 1 à 150 MeV. Des mesures de spectroscopie gamma et X prompts, réalisées au laoratoire LANSCE de Los Alamos, nous ont permis de déterminer les taux de production des fragments secondaires. Des cellules photovoltai͏̈ques ont été utilisées pour discriminer la fission. Une centraine de fragments a été identifiée et une trentaine de fonctions d'excitation extraite. Des distributions en masse et en charge à diffférentes énergies incidentes ont été obtenues. Une comparaison avec des données évaluées (systématiques de Wahl) montre que les évaluations sont cohérentes avec les mesures jusqu'à 20 MeV mais peu prédictives au delà. Une surface d'énergie potentielle a été tracée à partir de calculs contraints auto-cohérents microscopiques HFB. Une distribution en masse de fragments a été obtenue en résolvant l'équation de Schrödinger dynamique sur cette surfaceMass and charge distributions of fission fragments from the fission induced on uranium 238 by neutrons from 1 to 150 MeV were studied by experimental data and theoretical calculations. Measurements in prompt gamma and x-ray spectroscopy, completed at the LANSCE laboratory of Los Alamos allowed us to determine the secondary fission fragment production yiels. Phtovotaic cells were used as a fission trigger. About one hundred fragments were identified and about thirty excitation functions were extracted. Mass and charge distributions at different incident energies were obtained. The comparison with evaluated sata (Wahl systematics) shows that the calculations are consistent with the measurements below 20 MeV but not predictive enough above. A potential energy surface was drawn from microscopic constrained self-consistent HFB calculations. We obtained a gragment mass distribution by solving the dynamic Schrödinger equation on this surface
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KELIC, ALEKSANDRA. „Etude experimentale et theorique de l'emission dynamique de neutrons associee a la fission bi-modale“. Université Louis Pasteur (Strasbourg) (1971-2008), 2000. http://www.theses.fr/2000STR13082.
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Cette these est consacree a l'etude experimentale de l'emission dynamique de neutrons associee a la fission bi-modale du noyau 2 2 6th, et a la modelisation de cette emission sur la base du concept de perlage nucleaire. L'experience a ete effectuee aupres du vivitron, strasbourg, ou le faisceau de 1 8o a ete accelere a une energie de 78 mev. Le dispositif experimental comprend six detecteurs a micro-canaux (corset) donnant les informations sur la direction et la vitesse de chaque fragment de fission et 83 modules du detecteur demon qui ont servi a detecter les neutrons emis en coincidence avec les fragments. A partir de la distribution de masse des fragments les deux modes de fission ont ete separes. Pour chaque mode la deconvolution des sources de neutrons de pre- et de post-scission a ete realisee grace a une minimisation de x 2. Le resultat est que la multiplicite de pre-scission augmente avec l'asymetrie, contrairement a la systematique a plus haute energie d'excitation et aux prediction du modele statistique. Cette observation est expliquee par l'effet de structure et ceci a pu etre demontre grace a un modele developpe dans cette these. Ce modele repose sur l'hypothese que la friction change brutalement lorsque la temperature depasse une certaine valeur nommee la temperature de transition. Il permet d'etablir des expressions analytiques pour les multiplicites et les temperatures de pre- et de post-scission, alors que tous les modeles connus utilisent de longues simulations basees sur une methode de monte-carlo. Un seul parametre est utilise : la temperature de transition. Cette temperature apparait de plus independante de l'energie et de la masse du systeme. Sa valeur la plus probable est 1,11 0,14 mev. Malgre son extreme simplicite, le modele permet de reproduire l'ensemble des donnees publiees de facon tres satisfaisante. Il demontre que les neutrons sont emis essentiellement avant le point selle, confirmant l'analyse des emis par le gdr. Il explique pourquoi la multiplicite de pre-scission est plus elevee pour le mode asymetrique de 2 2 6th, contrairement aux predictions des autres modeles.
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Afarideh, Hossein. „A study of fission in [superior] 238 U induced by Monoenergetic neutrons and heavy ions and of light particle emission in [superior] 252 Cf spontaneous fission“. Thesis, University of Birmingham, 1988. http://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.617021.
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Carrel, Frédérick. „Etude et développement d’une technique de dosage des actinides dans les colis de déchets radioactifs par interrogation photonique ou neutronique active et spectrométrie des gamma retardés“. Caen, 2007. http://www.theses.fr/2007CAEN2022.
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Un stockage adapté des colis de déchets radioactifs nécessite une estimation exacte de leur activité alpha. L’objectif de cette thèse réside dans le développement d’une méthode active non destructive, basée sur le processus de fission et permettant l’identification des actinides (235U, 238U, 239Pu) qui constituent les principaux émetteurs alpha contenus dans un colis de déchets. La technique étudiée repose sur une détection des gamma retardés qui sont émis par les produits de fission, eux-mêmes créés à l’aide d’un faisceau de particules incidentes. Les performances envisageables à l’aide de cette méthode ont été étudiées après une Interrogation Neutronique ou Photonique Active (INA ou IPA). Trois objectifs majeurs ont été fixés dans le cadre de cette thèse. En premier lieu, nous avons mesuré un nombre important de taux de production de produits de photofission, afin de pallier au manque de données disponibles dans la littérature. Nous avons ensuite étudié les performances expérimentales de notre méthode dans l’optique d’identifier ou de différencier un actinide d’intérêt (239Pu en fission, 235U en photofission) présent dans un mélange irradié. Enfin, nous avons évalué les possibilités d’application de notre technique sur différents types de colis maquette en INA et en IPA (colis maquette avec matrice EVA en fission, fût prébétonné de 220 litres et colis CEDRA en photofission)An accurate estimation of the alpha-activity of a nuclear waste package is necessary to select the best mode of storage. The main purpose of this work is to develop a non-destructive active method, based on the fission process and allowing the identification of actinides (235U, 238U, 239Pu). These three elements are the main alpha emitters contained inside a package. Our technique is based on the detection of delayed gammas emitted by fission products. These latter are created by irradiation with the help of a neutron or photon beam. Performances of this method have been investigated after an Active Photon or Neutron Interrogation (INA or IPA). Three main objectives were fixed in the framework of this thesis. First, we measured many yields of photofission products to compensate the lack of data in the literature. Then, we studied experimental performances of this method to identify a given actinide (239Pu in fission, 235U in photofission) present in an irradiated mixture. Finally, we assessed the application of this technique on different mock-up packages for both types of interrogation (118 l mock-up package containing EVA in fission, 220 l mock-up package with a wall of concrete in photofission)
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MAIDANA, NORA L. „Medidas de seccoes de choque medias no espectro de fissao do U-235 para algumas reacoes de limiar“. reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1993. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/10314.
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Dissertacao (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Schmitt, Christelle. „Fission des Noyaux Lourds et Superlourds“. Phd thesis, Université Louis Pasteur - Strasbourg I, 2002. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00001529.
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Ce travail de thèse porte sur l'étude de la dynamique des réactions de fusion-fission sous ses aspects aussi bien théoriques qu'expérimentaux. Dans le cas de systèmes nucléaires fortement excités, nous décrivons la fission symétrique (seule présente à haute énergie) par un modèle macroscopique unidimensionnel basé sur la résolution de l'équation de Langevin couplée aux équations gouvernant l'évaporation de particules légères. Un accord satisfaisant entre prédictions théoriques et résultats expérimentaux de multiplicités de neutrons de pré-scission a alors été obtenu. A plus basse énergie la coexistence éventuelle de modes de fission symétrique et asymétrique(s), ou fission multimodale, est à prendre en compte. Notre description théorique est alors généralisée à un traitement multidimensionnel de l'équation de Langevin. L'influence des différentes prescriptions théoriques (effets de couche et d'appariement, friction, évaporation) sur les probabilités et les temps de fission ainsi que sur les multiplicités de pré-scission est étudiée. Dans une seconde partie, les données expérimentales obtenues lors d'une campagne de mesures menée auprès du cyclotron U$400$ au JINR de Dubna sont analysées. Le noyau composé de $^{227}$Pa résulte du bombardement d'une cible de $^{209}$Bi par un faisceau d'ions d'$^{18}$O. Le détecteur d'ions lourds CORSET, constitué de galettes à microcanaux, détecte les fragments de fission et le multidétecteur DéMoN permet la mesure des neutrons émis en co\"{\i}ncidence. Une recons\-truction cinématique fournit la distribution en masse et en vitesse des fragments de fission et une analyse en source donne accès aux neutrons de pré-scission. Il est en particulier intéressant d'étudier l'évolution de la multiplicité de pré-scission avec l'asymétrie en masse des fragments. La confrontation théorie-expérience nous permet alors de mettre en évidence les atouts mais également des défauts du modèle et de proposer dans certains cas (des\-cription de la friction, théorie d'évaporation) des moyens pour y remédier (dépendance en température des coefficients de transport, paramétrisation de la surface nucléaire).
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Ferrant, Laure. „Mesures de sections efficaces de fission induite par neutrons sur des actinides du cycle du thorium à n_TOF“. Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00011454.
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Dans le contexte des études sur les systèmes innovants de production d'énergie, des réacteurs exploitant le combustible thorium sont envisagés. Les sections efficaces de fission induite par neutrons des actinides qui y sont engagés entrent en jeu dans les simulations de scénarios. Pour les alimenter, des bases de données sont produites à partir de résultats expérimentaux et de modèles. Pour certains noyaux, elles présentent des lacunes ou des désaccords. Pour compléter ces bases de données, nous avons construit un dispositif original constitué d'une alternance de PPACs(chambres à avalanches sur plaques parallèles) et des cibles ultra-minces, que nous avons installé auprès de l'installation n_TOF. Nous décrivons les détecteurs, le montage, et le soin apporté à la fabrication et à la caractérisation des cibles. La détection en coïncidence des produits de fission se fait grâce à des mesures de temps très précises et à leur localisation par la méthode de la ligne à retard. Nous avons contribué, au sein de la collaboration n_TOF, à la caractérisation de la nouvelle source intense de neutrons de spallation du CERN, basée sur le temps de vol des neutrons, et nous en décrivons les caractéristiques et les performances. Nous avons pu mener des mesures sur les actinides ^{232}Th, ^{234}U, ^{233}U, ^{237}Np, ^{209}Bi, et ^{nat}Pb relativement aux références ^{235}U et ^{238}U, en utilisant un système d'acquisition innovant. Nous avons pu tirer parti du large domaine d'énergie accessible, de 0,7 eV à 1 GeV, et de l'excellente résolution dans ce domaine. Le traitement des données et l'état d'avancée de l'analyse sont décrits afin d'éclairer les performances et les limites des résultats obtenus.
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Fernández-Domínguez, Beatriz. „Etude de la production des fragments de fission issus de la réaction 208Pb+p à 500 AMeV“. Caen, 2003. http://www.theses.fr/2003CAEN2021.
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Ce travail porte sur l'étude des fragments de fission issus de la réaction de spallation 208Pb+p à 500 AMeV. La détection et l'identification des fragments ont été menées en combinant la technique de la cinématique inverse et le spectromètre de haute résolution FRS (GSI). Les sections efficaces de production et les distributions en vitesses d'un ensemble de 430 fragments de fission ont été analysées et mesurées. Les résultats obtenus ont été comparés aux données antérieures. La précision des distributions isotopiques est très bonne en relative, cependant les sections absolues sont systématiquement supérieures aux valeurs attendues. A partir des résultats expérimentaux une reconstruction complète du système fissionnant moyen (Zfis, Afis, E*fis) a été faite. Ceci a permis de déduire le nombre de neutrons émis post-fission, Vpost à l'aide d'une nouvelle méthode. Les données expérimentales ont été comparées aux modèles décrivant les réactions de spallation. L'impact des paramètres des codes sur les grandeurs physiques mesurées a été étudié et les possibles raisons des différences observées entre les modèles utilisés ont été aussi présentées. Cette étude a permis de montrer que le couple INCL4+ABLA donne le meilleur accord.
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Vlachoudis, Vassilis. „Taux de capture et de fission du ²³²Th, ²³⁸U, ²³⁷Np et ²³⁹Pu par des neutrons de spallation dans un grand massif de plomb“. Bordeaux 1, 2000. http://www.theses.fr/2000BOR10505.
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Les études sont centrées sur la recherche de la possibilité d'incinération des déchets nucléaires par l'association d'un accélérateur de particules avec un milieu multiplicateur de neutrons, le projet « Amplificateur d'énergie » de C. RUBBIA. Elles consistent en la détermination expérimentale de certains concepts fondamentaux du projet, qui sont les taux de capture et de fission de certains éléments (²³²Th, ²³⁸U, ²³⁷Np et ²³⁹Pu) soumis à un flux de neutrons rapides de spallation. Ces neutrons sont produits par l'interaction de protons de haute énergie (de l'ordre du GeV) fournis par l'accélérateur PS du CERN avec un grand massif de plomb. Les techniques de mesure sont basées sur l'activation et la spectroscopie gamma des noyaux formés pour la capture, et par détection des traces pour la fission. Le développement en parallèle d'un code Monte Carlo permettra d'une part de mieux comprendre les processus mis en jeu et d'autre part de valider le code, par comparaison avec les mesures, pour la conception et la démonstration d'un système d'incinérationThe study is centered on the research of the incineration possibility of nuclear waste, by the association of a particle accelerator with a multiplying medium of neutrons, in the project “Energy Amplifier” of C. RUBBIA. It consists of the experimental determination of the rates of capture and fission of certain elements (²³²Th, ²³⁸U, ²³⁷Np and ²³⁹Pu) subjected to a fluence of fast spallation neutrons. These neutrons are produced by the interaction of high kinetic energy protons (several GeV) provided by the CERN-PS accelerator, on a large lead solid volume. The measurement techniques used in this work, are based on the activation of elements in the lead volume and the subsequent gamma spectroscopy of the activated elements, and also by the detection of fission fragment traces. The development, of a Monte Carlo code makes it possible, on one hand, to better understand the relevant processes, and on the other hand, to validate the code, by comparison with measurements, for the design and the construction of an incineration system
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Chen, Yonghao. „Characterization of the New Neutron Line at CERN-n_TOF and Study of the Neutron-induced Fission of 237Np“. Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2017. http://www.theses.fr/2017SACLS204/document.
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L’installation n_TOF au CERN est unesource pulsée de neutrons, unique au monde pour lamesure de données nucléaires sur le spectre enénergie le plus étendu, avec deux lignesactuellement exploitées. Une ligne horizontalealimente l’aire expérimentale 1 (EAR-1) avec unebase de vol de ~185 mètres. La seconde ligne estverticale et alimente l’aire 2 (EAR-2) à ~20 mètresde la cible de productionLa première partie de ce travail de thèse concernela caractérisation du faisceau de neutrons (flux,profil géométrique, spectre en énergie) de lanouvelle ligne EAR-2, particulièrement importantepour la définition des expériences et leur analyse.Une mesure a été réalisée à EAR-2, basée sur desdétecteurs PPAC enregistrant la fission de 235U, àpartir de laquelle nous avons obtenu le profil et leflux sur la gamme en énergie accessible (thermiqueà 200 MeV).La seconde partie de la thèse a pour but l’étudede la fission de 237Np. Cet isotope est abondammentproduit dans les réacteurs nucléaires actuels et estun des constituants des déchets à vie longue. A cetitre on peut le considérer comme une ciblepotentielle pour l’incinération en réacteur rapide.Ceci a motivé des mesures récentes de sa sectionefficace de fission. Cependant des déviationsimportantes sont apparues, en particulier la mesureeffectuée à n_TOF en 2010 est 6% supérieure auxévaluations basées sur les mesures antérieures. Cecia motivé une nouvelle mesure à n_TOF avec uneconfiguration permettant une mesure précise del’efficacité de détection, pour apporter une réponseau problème. Ce travail a permis de mettre enévidence une dépendance de l’efficacité dedétection avec l’élément, résultant des conditions del’électrodéposition. Après application de cettecorrection d’efficacité dans la région 1 à 5 MeV lasection efficace de fission ainsi extraite est 2 à 3%plus petite par rapport à la mesure de 2010,cependant elle reste 3 à 4% plus forte que lesévaluationsThe neutron time-of-flight (n_TOF)facility at CERN is a unique worldwide pulsedneutron source to measure the nuclear data over thewidest energy range with two beam lines currentlyexploited. One is horizontal with a ~185 metersflight path, sending neutrons to experimental area-1(EAR-1). The second one is a new line sendingneutrons vertically to experimental area-2 (EAR-2)with a ~20 meters flight path.The first part of this PhD work is dedicated to thecharacterization of the beam (flux, geometricalprofile, energy spectrum) of the new EAR-2 neutronbeam, of the utmost importance for the experimentalproposals and analyses. An experiment was carriedout at EAR-2, based on PPAC detectors looking atfission of 235U, and the beam profile and neutronflux have been obtained for the entire availableenergy range (from thermal to 200 MeV).The second part of the thesis aims to study theneutron-induced fission of 237Np. 237Np isabundantly produced in present nuclear reactor andis one of the major long-lived components ofnuclear waste which can be considered as apotential target of incineration in fast neutronreactors. Consequently its neutron-induced fissioncross section has been measured at differentfacilities. However, significant discrepancies existbetween different experiments. Especially, therecent one performed at n_TOF in 2010 is about 6%higher by comparison to the evaluation data basedon previous experiments. Therefore an experimenthas been performed at n_TOF EAR-1 to measure itsfission cross section, in a configuration allowing anaccurate control of the detection efficiency, aimingto give a definite answer to the puzzle. In this work,we found that the efficiencies for different targetelements are different, even though they havesimilar thickness, reflecting the conditions ofelectrodeposition. After application of thisefficiency correction in the energy range from 1 to 5MeV, the newly extracted fission cross section is 2-3% lower compared with our previous measurementin 2010, however they are 3-4% higher than the
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Nicol, Tangi. „Caractérisation des colis de déchets radioactifs par activation neutronique“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016GREAY021/document.
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Les activités nucléaires génèrent des déchets radioactifs classés selon leur niveau d’activité et la durée de vie des radioéléments présents. La garantie d’un classement et d’une gestion optimale nécessite une caractérisation précise. Les déchets de moyenne et haute activité, contenant des radioéléments à vie très longue, seront stockés en profondeur pendant plusieurs centaines de milliers d’années, à l’issue desquelles il est nécessaire de pouvoir garantir l’absence de risques pour l’homme et l’environnement, non seulement sur le plan radiologique, mais aussi en ce qui concerne des éléments stables, toxiques du point de vue chimique. Cette thèse concerne la caractérisation par activation neutronique de ces éléments toxiques, ainsi que celle des matières nucléaires présentes dans les colis. Elle a été réalisée dans le cadre d’une collaboration entre le Laboratoire de Mesures Nucléaires du CEA Cadarache, en France, et l’institut de Gestion des Déchets Radioactifs et de Sûreté des Réacteurs du centre de recherche FZJ (Forschungszentrum Jülich), en Allemagne. La première étude a consisté à valider le modèle numérique de la cellule d’activation neutronique MEDINA (FZJ) avec le code de transport Monte Carlo MCNP. Les rayonnements gamma prompts de capture radiative d’échantillons contenant des éléments d’intérêt (béryllium, aluminium, chlore, cuivre, sélénium, strontium et tantale) ont été mesurés et comparés aux simulations avec diverses bases de données nucléaires, permettant d’aboutir à un accord satisfaisant et validant le schéma de calcul en vue des études suivantes. Ensuite, la mesure des rayonnements gamma retardés de fissions induites sur les isotopes 235U et 239Pu a été étudiée pour des fûts de 225 L contenant des enrobés bitumineux ou une matrice béton, représentatifs de déchets produits en France et en Allemagne. Les rendements d’émission des rayonnements gamma retardés de fission d’intérêt, cohérents avec ceux publiés dans la littérature, ont été déterminés à partir des mesures d’échantillons métalliques d’uranium et de plutonium dans la cellule d’activation neutronique REGAIN du LMN. Le signal utile a ensuite été extrapolé par simulation MCNP pour une répartition homogène d’isotopes 239Pu ou 235U dans les matrices considérées, en utilisant le modèle numérique de MEDINA. Des signaux faibles, de l’ordre de 100 coups par gramme d’isotope 239Pu ou 235U, ont été obtenus. Pour le colis d’enrobés bitumineux, le niveau d’irradiation gamma très élevé, dû à une activité en 137Cs de l’ordre de 1 TBq par fût, nécessiterait l’utilisation d’une collimation et/ou d’écrans pour éviter la saturation de l’électronique de mesure, rendant indétectables les rayonnements gamma retardés de fission. Les colis de déchets bétonnés produits en Allemagne présentant un niveau d’activité plus faible, il a été possible d’estimer des limites de détection allant de 10 à 290 g d’isotope fissile 235U ou 239Pu, selon la raie gamma considérée, suite à la mesure du bruit de fond actif dans MEDINA avec une matrice béton maquette. Afin d’améliorer ces performances, le blindage du détecteur germanium de MEDINA a été optimisé à l’aide de simulations MCNP, montrant la possibilité de réduire les bruits de fond gamma et neutron d’un facteur 4 et 5, respectivement. La validation expérimentale de l’efficacité du blindage a été effectuée à partir de configuration simples à implémenter dans MEDINA, confirmant les facteurs de réduction attendus. Un blindage du détecteur optimal permettrait d’améliorer les limites de détection et aussi d’utiliser une source de neutrons d’intensité supérieure, comme un générateur de neutron à haut flux ou un accélérateur linéaire d’électrons avec une cible de conversion appropriéeNuclear activities produce radioactive wastes classified following their radioactive level and decay time. An accurate characterization is necessary for efficient classification and management. Medium and high level wastes containing long lived radioactive isotopes will be stored in deep geological storage for hundreds of thousands years. At the end of this period, it is essential to ensure that the wastes do not represent any risk for humans and environment, not only from radioactive point of view, but also from stable toxic chemicals. This PhD thesis concerns the characterization of toxic chemicals and nuclear material in radioactive waste, by using neutron activation analysis, in the frame of collaboration between the Nuclear Measurement Laboratory of CEA Cadarache, France, and the Institute of Nuclear Waste Management and Reactor Safety of the research center, FZJ (Forschungszentrum Jülich GmbH), Germany. The first study is about the validation of the numerical model of the neutron activation cell MEDINA (FZJ), using MCNP Monte Carlo transport code. Simulations and measurements of prompt capture gamma rays from small samples measured in MEDINA have been compared for a number of elements of interest (beryllium, aluminum, chlorine, copper, selenium, strontium, and tantalum). The comparison was performed using different nuclear databases, resulting in satisfactory agreement and validating simulation in view of following studies. Then, the feasibility of fission delayed gamma-ray measurements of 239Pu and 235U in 225 L waste drums has been studied, considering bituminized or concrete matrixes representative of wastes produced in France and Germany. The delayed gamma emission yields were first determined from uranium and plutonium metallic samples measurements in REGAIN, the neutron activation cell of LMN, showing satisfactory consistency with published data. The useful delayed gamma signals of 239Pu and 235U, homogeneously distributed in the 225 L matrixes, were then determined by MCNP simulations using MEDINA numerical model. Weak signals of about one hundred counts per gram of 239Pu or 235U after 7200 s irradiation were obtained. Because of the high gamma emission in the bituminized waste produced in France (about 1 TBq of 137Cs per drum), the use of collimator and/or shielding is mandatory to avoid electronic saturation, making fission delayed gamma rays undetectable. However, German concrete drums being of lower activity, their corresponding active background was measured in MEDINA with a concrete mock-up, leading to detection limits between 10 and 290 g of 235U or239Pu, depending on the delayed gamma line. In order to improve these performances, the shielding of MEDINA germanium detector was optimized using MCNP calculations, resulting in gamma and neutron background reduction factors of 4 and 5, respectively. The experimental validation of the shielding efficiency was performed by implementing easy-to-build configurations in MEDINA, which confirmed the expected background reduction factors predicted by MCNP. Thanks to an optimized detector shielding, it will also be possible to use a higher neutron emission source, like a high flux neutron generator or an electron LINAC with appropriate conversion targets, in view to further reduce detection limits
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HOURY, MICHAEL. „Spectroscopie gamma des noyaux riches en neutrons produits par fission induite 12c + 238u -structure nucleaire des isotopes de palladium“. Paris 11, 2000. http://www.theses.fr/2000PA112002.
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Ce travail de these porte sur l'etude des noyaux riches en neutrons, produits par reaction de fission induite par ions lourds. Plusieurs experiences ont apporte des informations sur la dynamique de cette reaction de fission et permis l'etude de la structure nucleaire des fragments de fission. Cette etude necessite des dispositifs experimentaux performants pour la detection des noyaux et des rayonnements gamma qu'ils emettent. Nos experiences ont utilise le spectrometre gamma euroball iii installe au laboratoire de legnaro (italie) et le detecteur de fragments de fission saphir iii, compose de cellules photovoltaiques. Nous montrons que l'association de la spectrometrie gamma avec un detecteur de fragments de fission permet d'augmenter la sensibilite de detection du phenomene recherche et d'apporter des informations supplementaires. La reaction 12c + 238u conduit a la production de noyaux riches en neutrons dans une grande region de masse. Nous avons porte un interet tout particulier a une region de masse quasi-inexploree jusqu'alors. De nouveaux etats isomeriques ont ete observes et leurs periodes ont pu etre mesurees grace au detecteur saphir iii. Une etude poussee des isotopes de palladium a permis d'observer pour la premiere fois des bandes rotationnelles dans les noyaux 113pd, 115pd et 118pd. Nos interpretations experimentales sont en bon accord avec nos predictions theoriques et toutes suggerent que la deformation des isotopes de palladium riches en neutrons est prolate, refutant ainsi la transition de forme prolate vers oblate, proposee par certains calculs et une experience.
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Grosjean, Cédric. „Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux ²³²Th / ²³³U dans le cadre des cycles de combustible innovants“. Bordeaux 1, 2005. http://www.theses.fr/2005BOR12967.
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Le cycle du thorium (²³²Th / ²³³U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (²³²Th, ²³³Pa et ²³³U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux ²³²Th et ²³³U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de ²³³U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique ²³³U(n, n'), capture radiative ²³³U(n, ) et ²³³U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant ²³³U, le noyau fissile de la filière thoriumThe thorium ²³²Th- ²³³U fuel cycle might provided safer and cleaner nuclear energy than the present Uranium/ Pu fuelled reactors. Over the last 10 years, a vast campaign of measurements has been initiated to bring the precision of neutron data for the key nuclei (²³²Th, ²³³Pa and ²³³U) at the level of those of the U- Pu cycle. This is the framework of these measurements, the energy dependent neutron induced fission cross section of ²³²Th and ²³³U has been measured from 1 to 7 MeV with a target accuracy lesser than 5 %. These measurements imply the accurate determination of the fission rate, the number of the target nuclei as well as the incident neutron flux impinging on the target, the latter has been obtained using the elastic scattering (n, p). The cross section of which is the very well known in a large neutron energy domain (~ 0,5 % from 1 eV to 50 MeV) compared to the 235U(n, f) reaction. This technique has been applied for the first time to the 232Th(n, f) and ²³³U(n, f) cases. A Hauser- Feshbach statistical model has been developed. It consists of describing the different decay channels of the compound nucleus 234U from 0,01 to 10 MeV neutron energy. The parameters of this model were adjusted in order to reproduce the measured fission cross section of ²³³U. From these parameters, the cross sections from the following reactions could be extracted: inelastic scattering ²³³U(n, n'), radiative capture ²³³U(n, ) and ²³³U(n, 2n). These cross sections are still difficult to measure by direct neutron reactions. The calculated values allow to fill the lack of experimental data for the major fissile nucleus of the thorium cycle
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Riahi, Azzeddine. „Etude des corrélations masse-énergie cinétique-charge nucléaire des fragments produits dans la fission induite par neutrons thermiques de ²³⁹Pu“. Bordeaux 1, 1987. http://www.theses.fr/1987BOR10596.
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Riahi, Azzeddine. „Etude des corrélations masse-énergie cinétique-charge nucléaire des fragments produits dans la fission induite par neutrons thermiques de ²³⁹Pu“. Grenoble 2 : ANRT, 1987. http://catalogue.bnf.fr/ark:/12148/cb376093320.
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Blanc, de Lanaute Nicolas. „Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes“. Thesis, Clermont-Ferrand 2, 2012. http://www.theses.fr/2012CLF22217.
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Le rôle de la mesure nucléaire, et en particulier celui de la détection neutronique est fondamental dans la recherche et l’industrie nucléaire. Les neutrons fournissent des informations capitales sur le comportement d’un milieu expérimental de type réacteur nucléaire. Leur mesure permet, entre autres, d’assurer l’exploitation « au quotidien » des installations nucléaires de base par le respect des critères de sûreté, de qualifier les codes de calcul utilisés notamment pour la conception des coeurs du futur (comme les réacteurs de génération 4 ou le Réacteur Jules Horowitz) et de faire des progrès en recherche fondamentale, notamment en améliorant les bibliothèque de données nucléaires. Le résultat de chaque mesure est affecté d’une incertitude dont les contributions sont parfois complexes mais dont la prise en compte est systématiquement nécessaire pour leur interprétation. Leur réduction est un des challenges majeurs du CEA.Les neutrons sont des particules non chargées dont la détection par chambre d’ionisation passe nécessairement par une réaction de conversion. Le capteur de type « chambre à fission », utilise la réaction de fission induite. La maîtrise et la réduction des incertitudes affectées aux mesures utilisant ce détecteur constituent la thématique de cette thèse qui s’est déroulée au sein du Laboratoire des Programmes Expérimentaux (LPE) du Service de Physique Expérimentale (SPEx) du CEA Cadarache. Ils se divisent en quatre thématiques :• la première consiste en un état de l’art de la mesure neutronique par chambre à fission en réacteur maquette. Elle fait le point sur les techniques de mesure, la technologie et les processus physiques mis à profit lors de la détection des neutrons,• la deuxième thématique porte sur l’optimisation de deux paramètres intrinsèques du détecteur :o l’épaisseur du dépôt de matière fissile. Les résultats obtenus par simulation ont permis de mieux appréhender l’impact de ce paramètre sur les mesures et d’optimiser la conception des détecteurs futurs,o la pression et la nature du gaz de remplissage. Ces travaux ont permis d’étudier expérimentalement l’impact de cette grandeur sur le comportement de la chambre à fission et d’en optimiser le remplissage. De nouveaux standards ont été découverts et mis en place, adaptés au matériel utilisé aujourd’hui, qui permettent d’une part une division par deux des incertitudes liés aux variations de la pression de remplissage et une utilisation plus souple des détecteurs d’autre part,• la troisième thématique s’intéresse à l’amélioration de l’électronique de mesure et des post-traitements utilisés. Trois chaînes d’acquisition innovantes ont été testées de manière à couvrir les grandes lignes du panorama actuel de l’électronique de mesure. Il en résulte des recommandations dorénavant prises en compte pour l’équipement des maquettes critiques du SPEx. Ces travaux de thèses ont également été l’occasion d’introduire une méthodologie de correction de temps mort innovante et d’en illustrer l’impact positif (division par quatre des écarts entre la mesure et le résultat attendu) sur des mesures réalisées sur la maquette MASURCA,• la quatrième et dernière thématique s’intéresse à l’optimisation des mesures d’indice de spectre par chambre à fission. Chaque paramètre influençant la mesure voit son impact quantifié et sa détermination optimisée, un soin tout particulier étant apporté aux mesures d’étalonnage des capteurs. Il en résulte des améliorations majeures,notamment sur l’indice de spectre « fission 238U / fission 235U » mesuré au centre du coeur de MINERVE, caractérisé par une réduction des écarts « calcul / expérience »(passant de 35.70% à 0.17% dans le meilleur des cas) et une diminution des incertitudes de mesure (passant de 15.7% à 5.6%). Ces résultats ont également permis d’expliquer et de réduire drastiquement les écarts anormaux entre le calcul et l’expérience constatés lors de mesures réalisées en 2004 sur le réacteur MINERVE. (...)Nuclear measurement, and in particular neutronic measurement, plays a key role in nuclearresearch and industry. Neutrons, when detected, are able to provide capital pieces ofinformation on the behavior of, for example, a nuclear reactor core. This allows, amongothers things, a safe operating of the reactor, qualifying calculation tools used for theconception of future reactors (such as the JHR or the 4th generation reactors) and makingprogress in fundamental research by improving nuclear data libraries. The result of eachmeasurement is affected by an uncertainty which depends on many factors. Its estimation isa necessity and its reduction is one of the major challenges taken up to by the CEA.Neutrons are not charged particles and are therefore unable to directly ionize the gas of agas filled detector; therefore their detection using this kind of measurement tool requires aconversion reaction, which is, in the case of the fission chamber detector, the induced fissionreaction. The reduction and mastery of the uncertainties affecting the fission chambersmeasurements are the core of the thesis subject. This work was achieved within theExperimental Program Laboratory (LPE) of the Experimental Physics Section (SPEx) at CEACadarache. It is divided into four parts:· the first one consists in a state of the art of fission chambers measurements within theframework of the zero-power experimental reactors. It compiles knowledge aboutmeasurement techniques, technologies and physics used for neutron detection.· the second part study the optimization of two of the key parameters defining thedesign of a fission chamber:o the fissile deposit thickness. The results, obtained thanks to simulation,allowed a better understanding of this parameter’s impact on measurementswhich lead to an improvement of the future detectors design.o the filling gas type and pressure. A deep experimental parametric study wascarried out in the MINERVE facility which enables understanding the impact ofboth filling gas characteristics on results. New filling standards have beendiscovered and are now taken into account when designing new detectors.Those standards allow dividing by two the measurement uncertainties due topressure variations and enable using fission chambers in more variousexperimental setups.· the third part of this works is focused on the improvement of the electronic equipmentand post-treatments used for fission chambers measurements. Three innovativeacquisition devices were chosen for testing in MINERVE. The results obtained enablegiving a set of short term and long term recommendations considering the update ofthe instrumentation used in the SPEx zero power reactors. In addition, a new deadtime correction method was developed during the thesis and is presented in this part.Its positive impact on rod-drop measurement is given for illustration as the gapbetween experimental results and expected values is divided by four thanks to thisinnovative correction method.· the last part is about the optimization of spectral indices measurement. The mostimportant parameters regarding spectral indices assessment are studied, their impacton spectral index is quantified and their respective acquisition methods are optimized.The study was mainly concentrated on the calibration data acquisition. This work ledto significant improvement, most notably concerning the « 238U fission / 235U fission»spectral index measured in the MINERVE core. The gap between calculation andexperimental results has been greatly reduced (from 35.70% to 0.17%) and theassociated uncertainty has also been diminished (from 15.7% to 5.6%). Those resultsalso allowed explaining abnormal gaps between calculation and experimentationobserved in measurement performed in the MINERVE facility in 2004. (...)
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Braid, Ryan A. „The Calibration of a Fission Chamber at 14 MeV: Accelerator based Neutron Beam Detection“. Ohio University Art and Sciences Honors Theses / OhioLINK, 2010. http://rave.ohiolink.edu/etdc/view?acc_num=ouashonors1276710315.
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Vayre, Sylvain. „Développement et caractérisation d’une cible active scintillante pour l’étude de la fission et étude des possibilités de calorimétrie de la fission avec le détecteur CARMEN“. Thesis, Paris 11, 2015. http://www.theses.fr/2015PA112037/document.
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La désexcitation des fragments de fission reste mal comprise et les modèles théoriques ne permettent pas de prédire et d’expliquer toutes les corrélations observées dans le processus de fission. Il y a un besoin important de données simultanées sur les émissions de neutrons et de rayonnements gamma et sur l’énergie cinétique des fragments de fission. Dans ce contexte, l’utilisation d’un détecteur de fragments de fission avec le détecteur CARMEN permettrait de fournir des données contraignantes pour les modèles grâce à la mesure simultanée de la multiplicité neutronique, de l’énergie totale gamma rayonnée, de l’énergie cinétique totale des fragments et potentiellement de l’énergie totale neutron. L’objectif de ce travail de thèse a consisté à développer un détecteur de fragments de fission et à l’utiliser en association avec CARMEN pour réaliser des mesures calorimétriques de la fission. Dans un premier temps, nous avons développé un nouveau détecteur pour l’étude de la fission dont le principe est de mettre un actinide en solution dans un scintillateur organique. Des simulations Monte Carlo et différentes expériences sous faisceau de neutrons ont permis de caractériser et d’optimiser les performances de ce détecteur qui peut être utilisé comme trigger fission pour différentes mesures de sections efficaces de fission, de taux de fission spontanée ou encore comme veto fission. Dans un second temps, nous avons étudié les possibilités de mesure de l’énergie totale gamma et neutron rayonnée dans la fission avec CARMEN grâce à la caractérisation expérimentale de ses performances et à la simulation Monte Carlo et l’analyse de sa réponse « prompte » aux neutrons et aux rayonnements gammaStill, the nuclear fission process and the de-excitation of the fission fragments is not fully understood. Current theoretical models can not predict and explain correctly every experimentally observed correlations, and new correlated data upon neutron emission, gamma-ray emission and kinetic energy of the fission fragments are needed. In this context, coincident use of a fission fragment detector and the CARMEN detector would provide compelling data for these models by measuring both neutron multiplicity, total gamma-ray energy, total kinetic energy and possibly total neutron energy. The work presented here consists in developing a fission fragment detector and using it together with CARMEN in order to perform fission calorimetry measurements. Initially, we developed a new detector for fission studies whose principle is dissolving the actinide of choice into an organic liquid scintillator. Monte Carlo simulations and neutron induced experiments were used to fully characterize its performances and shown it can be used as a fission trigger for various measurements, such as fission cross section or spontaneous fission rate measurements, and used as a fission veto. The second part of this work was dedicated to the study of CARMEN’s ability to measure the total gamma-ray energy and total neutron energy released in fission. For this purpose, lab characterization of the detector’s performances and Monte Carlo simulation and analysis of its “prompt” response to neutrons and gamma-rays were performed
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Thiry, Jean-Claude. „Measurement of (n,xng) reaction cross sections of interest for the Generation IV reactors“. Strasbourg, 2010. http://www.theses.fr/2010STRA6144.
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Le développement de réacteurs de quatrième génération demande la connaissance de sections efficaces de différentes réactions nucléaires. Les recherches du groupe GRACE concernent principalement la détermination des sections efficaces des réactions (n,xn) sur des isotopes intervenant dans les processus de transmutation et de régénération dans ces réacteurs. Le but de ces investigations est d’obtenir des sections efficaces inconnues et de réduire les incertitudes sur des données existantes. Le présent travail consiste dans l'optimisation du dispositif expérimental développé pour les mesures sur des noyaux radioactifs. Les expériences sont réalisées auprès de l’installation GELINA (IRMM, Geel, Belgique) qui produit un faisceau de neutrons blanc pulsé. Ce faisceau pulsé permet de déterminer les énergies des neutrons par la méthode du temps de vol et la spectroscopie gamme prompte est utilisée pour identifier les différents noyaux formés par les réactions (n,xnγ). L'objectif de ce travail est d'aboutir à un dispositif expérimental permettant la mesure des sections efficaces de la réaction 233U(n,xnγ), d’une très grande importance pour le processus de régénération du cycle 232ThThe presented work consists of studying 232Th(n,xnγ) and 235U(n,xnγ) reactions in the fast neutron energy domain (up to 20 MeV) with the best precision possible. The experiments are performed at GELINA which delivers a pulsed, white neutron beam at IRMM, Belgium. The time characteristics of the beam enable us to measure neutron energies with the time-of-flight (TOF) technique. The neutron induced reactions (in this case inelastic scattering, (n,2n) and (n,3n) reactions) are identified by online prompt γ spectroscopy with an experimental setup including four HPGe detectors. A double layered fission chamber is used to monitor the incident neutron flux. The obtained results are presented and a comparison between the measured cross sections and the TALYS code predictions will be discussed. In order to achieve a very high precision on the reaction cross sections, an extensive work has been realised on the detection efficiencies of the counters used in the experiment. These quantities were in fact the largest sources of uncertainty in foregoing campaigns. After important efforts including high precision measurements together with Geant4 simulations, the efficiency of the fission chambers as well as of the HPGe detectors could be determined with accuracies below 3 %, accomplishing the final goal of a cross section determination with a precision of 5 %. This work is a further step in the preparation of the measurement of 233U(n,xnγ) reactions, which are completely unknown at this stage although of very high importance in the 232Th regeneration process. For this reason, a new, segmented HPGe detector was conceived, which will complete the current experimental setup
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Grosjean, Cédric. „Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux 232Th / 233U dans le cadre des cycles de combustiblesinnovants“. Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00404551.
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Le cycle du thorium (232Th/233U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (232Th, 233Pa et 233U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux 232Th et 233U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de 233U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique 233U(n, n'), capture radiative 233U(n, γ) et 233U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant 233U, le noyau fissile de la filière thorium.
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Pérez, sánchez Ricardo. „La méthode de substitution appliquée au 240Pu“. Thesis, Bordeaux, 2019. http://www.theses.fr/2019BORD0136/document.
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Cette thèse porte sur l'étude des probabilités d'émission gamma et de fission du noyau composé 240Pu. Les probabilités sont obtenues en utilisant la méthode de substitution qui vise, par le choix approprié de réactions nucléaires, à former un noyau composé identique en masse et en énergie d'excitation à celui formé dans une réaction de capture neutronique. Le but est de combler le manque de données nucléaires, dans les cas de cibles très radioactives, pour la physique des réacteurs et l'astrophysique. En effet, dès lors que les expériences de réactions en neutron induit sur ces noyaux ne sont pas réalisables, les capacités prédictives des modèles de réactions sont mises en question car elles aussi sont difficilement ajustables avec trop peu de données. Les probabilités d'émission gamma ou de fission du noyau composé formé dans ces réactions de substitution peuvent servir à améliorer significativement les prédictions. Pour cela, l'élément crucial est de comprendre les différences entre les processus de formation et de désexcitation des noyaux formés dans ces réactions et dans celles induites par neutron.Depuis plusieurs années, une collaboration entre les laboratoires de physique nucléaire CENBG et CEA/DAM/DIF, fournit des éléments pour la compréhension de ces processus. Notamment en s'intéressant à la distribution en spin du noyau composé dans les réactions de substitution, elle a pu montrer qu'elle était très différente de celle induite par neutron et jouait un rôle important dans la compétition entre l'émission gamma et neutrons. Cependant, son rôle moindre dans la fission était plus ambigu. Pour essayer de comprendre cela, on a étudié le 240Pu, un noyau pair-pair, en utilisant un dispositif expérimental développé par la collaboration pour mesurer simultanément la probabilité de décroissance gamma et fission.Avec ce dispositif une expérience a été réalisée en 2017 au tandem de l'IPN d'Orsay, où on a fait interagir un faisceau de particules alpha, à 30MeV d'énergie, avec la cible de 240Pu. Les particules alpha diffusées inélastiquement, ou éjectiles, étaient détectés par des télescopes, permettant d’identifier le noyau décroissant et de déterminer son énergie d'excitation. Les voies de décroissance du noyau composé formé sont alors identifiées, en coïncidence, par détection des gammas et des fragments de fission. Les probabilités d’émission gamma et de fission sont obtenues en effectuant le rapport du nombre d’éjectiles détectées par le nombre de coïncidences mesurées corrigé des efficacités.Pour interprétation de ces données inédites, nous avons procédé par étapes. Dans un premier temps nous avons ajusté les paramètres du modèle réaction (densités de niveaux, hauteur des barrières de fission, etc.) du noyau composé 240Pu, en se basant sur les données neutroniques de la réaction n+239Pu. Ensuite nous avons calculé les rapports d'embranchement G du noyau composé, soit la probabilité du noyau de décroître par une certaine voie pour un spin, une parité et une énergie d'excitation donnés. Finalement avec M. Dupuis (CEA/DAM/DIF), un calcul de réaction pour prédire la distribution de spin du 240Pu lors de la réaction de diffusion inélastique a été réalisé pour la première fois à l'aide du potentiel optique JLM associé à la méthode QRPA pour décrire les excitations du noyau.La combinaison des distributions de spin et parité calculées et les rapports G, a permis d'extraire des probabilités de décroissance calculées. La comparaison avec nos probabilités mesurées montre un très bon accord, indiquant une bonne compréhension des mécanismes de réaction alpha,alpha'. Une utilisation dans le futur de ce type de réaction pourra apporter des informations supplémentaires à un processus d'évaluation des sections efficaces de capture radiative et de fission pour des noyaux plus exotiquesThis PhD thesis revolves around the study the gamma-decay and fission probabilities of the compound nucleus (CN) 240Pu. These probabilities are obtained by using the surrogate reaction method, which, through charged particle reactions, aims to produce the same compound nucleus as the one that would be formed through a neutron induced reaction, or desired reaction. The objective is to cover the shortage of nuclear data, in cases in which the targets are too radioactive to be measured directly, for astrophysics and applications. As a matter of fact, if the measurement of the desired reaction is not possible, the reaction models reliance is compromised as their parameters cannot be adjusted. In this cases the gamma-decay and fission probabilities of the CN formed through the surrogate reaction, can help to improve the models. To this end, it is crucial to understand the difference between the formation and decay processes in the compound nuclei formed through a surrogate reaction and a neutron induced one.A collaboration between the nuclear physics laboratories, CENBG and CEA/DAM/DIF, is making the state of the art of surrogate reactions advance. In particular giving some insight about the spin distribution of the CN formed with these reactions, which they proved different to that of the nuclei formed through neutron induced reactions and that this played an important role in the competition between gamma-decay and neutron emission. Nevertheless, this does not seem to be the case for fission, whose data are in agreement with neutron induced ones. To better understand this, we have studied 240Pu, an even-even nucleus, using an experimental setup developed by this collaboration to simultaneously measure gamma-decay and fission.With this set-up, we performed an experiment in 2017 at the tandem accelerator at the IPN of Orsay (France). There a 30 MeV alpha particles beam interacted with the 240Pu target. The inelastically scattered alpha particles, ejectiles, were detected by two telescopes, which allow to identify the decaying nucleus and determine its excitation energy. The decay paths of the formed CN were identified, in coincidence with the telescopes, by detecting the gamma-rays and the fission fragments. With this information, the gamma-decay and fission probabilities were obtained by doing the ratio between the number of detected ejectiles and the number of measured coincidences correct by the detection efficiency.To interpret these unique data, we proceeded in three steps. Firstly, we adjusted the reaction model parameters (nuclear level densities, fission barriers, etc.) of the compound nucleus 240Pu with the existing data of the n+239Pu reactions. Then we calculated the branching ratios G of the decaying nucleus, which represent the probability of the nucleus to decay through a certain channel, for a certain excitation energy, spin and parity. Finally, with M. Dupuis (CEA/DAM/DIF), a calculation to predict the spin distribution of the 240Pu formed through the inelastic scattering of alpha particles was done for the first time. The calculation combined a JLM optical potential with the states of the nucleus generated with a QRPA approach.The spin distribution obtained with this calculation was combined with the calculated branching ratios G to calculate the decay probabilities. The comparison of this calculation to our measured probabilities shows a good agreement, which indicates a good a understanding of the reaction mechanism alpha,alpha'. Using this type of inelastic reaction in the future, could provide additional information about the radiative capture and fission cross sections of more exotic nuclei
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Dobrowolski, Artur. „Influence de la différence entre les distributions de protons et de neutrons dans le noyau sur les processus de fusion et de fission“. Phd thesis, Université Louis Pasteur - Strasbourg I, 2006. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00391715.
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Dans ce travail de thèse des ingrédients essentiels pour la description théorique de la dynamique des réactions de fusion et fission nucléaires sont étudiés, tel que le potentiel d'interaction entre noyaux cible et projectile pour le processus de fusion et l'énergie de déformation dans un espace multidimensionnel pour la fission. Nous avons évalué en particulier l'importance de la différence des distributions de densités protons et neutrons. Pour le processus de fusion, le potentiel d'interaction entre les noyaux peut être déterminé à travers des densités obtenues d'une façon auto-consistante par des calculs variationnels semi-classiques à partir d'une interaction nucléon-nucléon effective de type Skyrme. Les barrières de fusion ainsi obtenues permettent d'évaluer des sections efficaces de fusion dans le cadre du formalisme de Langevin. Pour le processus de fission il est essentiel de tenir compte de la grande richesse de formes nucléaires qui apparaissent tout au long du chemin de fission de l'état fondamental jusqu'au point de scission. Nous montrons qu'une paramétrisation tenant compte de l'élongation, ainsi que de la possible constriction, asymétrie gauche-droite et non-axialité du noyau, est effectivement capable dans le cadre de notre approche macroscopique-microscopique de donner une description précise de ce phénomène. On peut ainsi enrichir l'expression de l'énergie de type goutte liquide par un terme qui décrit la variation de l'énergie de liaison nucléaire due aux différentes déformations des distributions protons et neutrons. La réduction des hauteurs des barrières de fission qui en résulte est seulement de l'ordre du MeV, mais il peut facilement en résulter un changement de la section efficace de fission d'un ordre de grandeur et ainsi jouer un rôle capital pour la stabilité des noyaux super-lourds ou des noyaux exotiques
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Vivès, Florence. „Mesure des propriétés des fragments de fission de la réaction ²³⁸U(n,f) à des énergies de neutrons incidents jusqu'à 5. 8 MeV“. Bordeaux 1, 1998. http://www.theses.fr/1998BOR10589.
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La reaction ²³⁸u(n,f) a ete etudiee a differentes energies de neutrons incidents de e#n=1. 2 a 5. 8 mev. Il est demontre dans ce travail que la presence de resonnances vibrationelles dans la region du seuil de la section efficace, ainsi que l'effet de parite des protons induisent des variations dans les proprietes des fragments de fission. La masse, l'energie cinetique totale (tke) et la distribution angulaire des fragments ont ete obtenus grace a l'utilisation d'une double chambre a ionisation. Il a ete observe que tke croit jusqu'a e#n=3. 5 mev, puis chute brusquement de 0. 4 mev, pour croitre de nouveau au-dela de e#n=4 mev. Cette decroissance de tke aux environs de e#n=3. 8 mev a ete attribuee a une cassure de paire de protons. Les changements dans les distributions en masse et en energie cinetique en fonction de la masse, ainsi que leurs respectives contributions dans les variations de tke ont ete egalement etudies. Les ajustements des distributions bi-dimensionnelles masse-tke ont ete compares aux calculs theoriques recemment effectues suivant le model multi-modal random neck-rupture. Il ressort de ces ajustements que deux solutions sont possible, en utilisant deux ou bien trois courbes de gauss pour la partie asymetrique de la distribution en masse. Neanmoins, seule une de ces solutions amene a une interpretation physique significative en termes d'effets de couches. Bien qu'etant plus en accord avec les predictions theoriques, la solution incluant trois courbes de gauss semble relever plus d'un probleme d'ordre mathematique que physique. Dans les deux cas de figure, le mode symetrique a du etre inclu dans les ajustements, afin d'expliquer la large decroissance de tke au voisinage de la symetrie.
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Chauvin, Jean-Pierre. „Réacteurs à eau sous-modérés : contribution aux études et à la qualification des outils de calcul neutronique“. Paris 11, 1987. http://www.theses.fr/1987PA112470.
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Les réacteurs à eau pressurisée (R. E. P. ) conventionnels, qui constituent l’essentiel du parc nucléaire français, n’utilisent qu’environ 0,5% de l’uranium. Dans le souci de mieux valoriser les ressources en uranium, les recherches se sont orientées vers le concept de réacteurs avancés qui conduisent à une meilleure utilisation du « combustible nucléaire » tout en conservant la technologie actuelle des R. E. P. L’idée essentielle de réduire la proportion eau/combustible dans l’assemblage conduit à décaler le spectre des neutrons vers le domaine des énergies intermédiaires (épithermiques) et à améliorer ainsi sensiblement le taux de conversion. La thèse est, tout d’abord, consacrée à une synthèse globale des programmes expérimentaux et des études menées dans le cadre des réacteurs sous-modérés (R. S. M. ). Un intérêt particulier a été porté au programme expérimental français de qualification des outils de calcul dont l’objectif principal est de pouvoir déterminer avec une précision suffisante les paramètres fondamentaux de conception du cœur. Le travail expérimental de recherche a porté plus particulièrement sur l’étude de l’effet en réactivité des produits de fission qui jouent un rôle essentiel dans la perte de réactivité par cycle d’un R. S. M. (60%). Une contribution originale à la qualification de la capture globale des produits de fission a été apportée par l’expérience d’oscillation de combustibles irradiés MORGANE/S effectuée dans le réacteur MINERVE à Cadarache. Cette expérience a été conçue pour un réseau à pas serré au rapport de modération de 0,5. L’interprétation des résultats expérimentaux a été menée à partir de calculs APOLLO avec la bibliothèque de données de base CEA 86. Enfin une analyse de l’intérêt stratégique d’un R. S. M. En termes d’économie de matière première et de pénétration dans le parc nucléaire français a été réalisée sur la base de différents scénarios adaptés à la production d’électricité pour les prochaines décennies.
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MIRANDA, ANSELMO F. „Mapeamento do fluxo de neutrons no reator IPEN/MB-01 com camara de fissao miniatura“. reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1997. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/10643.
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Dissertacao (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Foligno, Daniela. „New evaluation of delayed-neutron data and associated covariances“. Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0295.
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Lorsqu'un noyau fissionne, environ trois neutrons prompts sont émis immédiatement. Toutefois, une faible fraction de neutrons supplémentaires (<1%) apparaît un certain temps après la fission. Les neutrons retardés (NR) contre-balancent le caractère incontrôlable d'une réaction en chaîne pilotée uniquement par des neutrons prompts en ralentissant la réponse d'un réacteur à une variation de réactivité. La principale conséquence d'un manque de précision sur les données des NR est l'augmentation du conservatisme à la conception du réacteur au regard des marges de sûreté imposées par l'Autorité de Sûreté. Aujourd'hui, la dispersion entre les réactivités simulées avec différentes bibliothèques de données atteint jusqu'à 16% et les incertitudes associées aux paramètres recommandés restent trop importante pour les besoins de l'industrie. Cette thèse a pour but de produire un nouveau jeu de paramètres pour les NR en conduisant à la fois des calculs et des mesures puis en exploitant ces deux sources grâce à l'assimilation Bayesienne. Cela permettrait de réduire les incertitudes sur les données des NR et de créer les matrices de covariance qui leurs sont associées. Les résultats pour l'235U et les paramètres calculés pour l'238U, ont été testés dans trois benchmarks, en donnant des solutions satisfaisantes par rapport à la fraction effective de neutrons retardés. La réussite principale de ce travail est la grande amélioration de la réactivité prédite, spécialement pour des périodes négatives. De plus, elle est accompagné par une précision extrêmement bonne, qui ne dépasse jamais 2.2%In the context of nuclear reactor physics, one of the main issues is the control of the chain reaction. After a fission event has occurred, around three prompt neutrons are immediately emitted. Luckily, a small fraction of neutrons - less than 1% - appears with a certain delay with respect to the fission event. Delayed neutrons (DN) are an easy way out from the uncontrollable prompt-neutron driven chain reaction because they slow down the response of the reactor to a change in reactivity. Quantifying the fraction of such neutrons as well as their kinetic behavior is essential to design a safe reactor. The main consequence of a lack of accurate DN data is the conservatism in the design of a reactor. Nowadays, the discrepancy between the reactivity simulated using different international databases, rises up to 16% for LWRs, and the uncertainties associated with the recommended parameters are still too large for the needs of the industry. The DN parameters are generally estimated through a calculation or an integral measurement. This Ph.D. aims at producing a new set of DN parameters by performing both calculations and measurements, and by exploiting the two through the Bayesian inference, with the aim of reducing the uncertainties and creating the associated covariance matrices.The results for 235U, together with the calculated values for 238U, have been tested in three benchmarks, giving satisfying solutions with respect to the effective delayed neutron fraction. The main achievement of this work is the great improvement in the predicted reactivity, especially for negative periods, which is accompanied by an extremely good precision, never exceeding 2.2%
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Ridikas, D. „Optimisation de combinaisons de faisceau et de cible pour les systèmes de réacteurs hybrides et pour la production de faisceaux radioactifs par fission“. Phd thesis, Université de Caen, 1999. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00719971.
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Ce travail de thèse se compose d'une partie théorique et d'une partie expérimentale. Nous combinons et utilisons les codes de transport de haute énergie LAHET, de basse énergie MCNP et le code d'activation CINDER. Nos calculs de validation des codes montrent que LAHET néglige la dissociation coulombienne du deutéron. En ajoutant cette contribution, nous obtenons un bon accord avec les données. Nous concluons également que LAHET reproduit bien la production d'isotopes si le modèle de fission ORNL est utilise pour des cibles avec z > 90. Le modèle de fission RAL donne des distributions isotopiques trop larges et ne reproduit pas les données en valeur absolue. Nous examinons différentes combinaisons de faisceaux (projectile, énergie), de cibles de spallation et de cœur de réacteur pour la production de neutrons, l'amplification d'énergie et la production de faisceau radioactif par fission. Nous montrons que les réactions (d, xn) pourraient apporter un certain nombre d'avantages importants, comparées aux réactions (p, xn). Nous concluons que l'utilisation de deutérons au lieu de protons devrait conduire a des intensités de faisceau primaire plus élevées, a un prix réduit du système et a moins de problèmes de radioprotection. Dans le projet SPIRAL Phase-II au GANIL, nous proposons la combinaison d(100 MeV)+Be→xn+U pour une production optimum de noyaux riches en neutron dans la région de masse 75≤A≤160. Cependant, la production de gaz de tritium dans la cible de conversion devrait être soigneusement étudiée. Nous prouvons également que l'utilisation des cibles de conversion de métal plus lourd peut poser des problèmes de radioprotection plus graves. Notre travail expérimental est directement relié aux investigations théoriques. Nous mesurons les distributions en énergie de protons produits par des deutérons de 100 et de 200 MeV sur 8 cibles minces (Be, C, Al, Ni, Nb, Ta, Pb et U) et dans la région angulaire 8° ≤ θp ≤ 120°. Les deux expériences ont été réalisées au LNS (Saclay, france) et au NAC (Faure, Afrique du Sud). Les données de bonne qualité (10% en valeur absolue et un seuil en énergie de 4-8 MeV) sont bien reproduites par le modèle LAHET amélioré pour les réactions (d, xp) et, par conséquent, pour les réaction (d, xn).