Transcript Travail effectué lors de la deuxième année de thèse Plan  Théorique     Modification du code HMS-ALICE Calcul GNASH Programme de calcul de spectre de neutrons retardés à partir.

Travail effectué lors de la
deuxième année de thèse
Plan

Théorique




Modification du code HMS-ALICE
Calcul GNASH
Programme de calcul de spectre de neutrons
retardés à partir de produits de fission
Expérimental



Choix du détecteur
Mesure test des neutrons retardés créés par
n+238U et analyse
Mesure des neutrons retardés crées par +238U
Etat de la bibliothèque de
CINDER’90 (09/03)
Modification de la section efficace
d’absorption pour HMS-ALICE

Modélisation de l’absorption
 GDR  
i


( E2  Ei2 )2
i (1 2 2 )
E i
Utilisation en entrée des données de la
bibliothèque RIPL 2 pour i et Ei
Utilisation de la règle de somme pour i
  GDR E dE  60

NZ
mb.MeV
A
2
  E dE  2   
GDR
i
i 1
i i
P our les noyauxprolat es
 2 2
 11 
2
Résultats pour la photoabsorption
Vérification de la règle de somme
Amélioration
Perspectives
+238U
IAEA
HMS-ALICE
Section efficace (mb)
Utilisation de la
nouvelle version
d’HMS-ALICE pour
compléter la
bibliothèque de
sections efficaces de
CINDER’90 pour les
actinides et peut-être
pour les produits de
fission
Absorption
,1n
,2n
,fission
Energie (MeV)
GNASH




Utilisation de la section efficace
d’absorption précédente
Amélioration des résultats pour 235U, 239Pu
et 237Np
Calcul prévu pour 238U, 240Pu, 242Pu et
241Am
Insertion des résultats dans la bibliothèque
ENDF-B VII (collaboration avec M.
Chadwick et P. Young du LANL)
Résultats préliminaires: 241Am
Section efficace (mb)
Les données n’existent que pour la fission
Energie (MeV)
Distribution des fragments
de fission: 235U
25 MeV
YIELD (%)
YIELD (%)
15 MeV
DATA
ABLA
Fragment Mass (A)
Fragment Mass (A)
Distribution des fragments
de fission: 238U
25 MeV
YIELD (%)
YIELD (%)
15 MeV
DATA
ABLA
Fragment Mass (A)
Fragment Mass (A)
ABLA fourni par KH Schmidt (GSI)
Les distributions en masse pour l’uranium sont bien reproduites
Extraction des six groupes de
neutrons retardés à partir d’une
distribution de fragments de fission
ABLA donne les distributions individuelles de
fragments de fission utilisées par CINDER’90
pour calculer les distributions cumulatives. A
partir d’une bibliothèque de noyaux précurseurs
on peut extraire les six groupes.
N’importe quelle distribution de fragments de
fission peut être utilisée.
Ce programme a aussi été utilisé pour l’étude
de l’activation liée aux neutrons retardés dans la
cible de spallation (PbBi) à PSI (D. Ridikas).
Exemple : +235U
ai
t1/2 cum. Yield
----------Groupe 1-----------------Br87 g - 0.0572 - 55.6000 - 2.1989
-----------------------------------avg: t1/2: 55.600 tot: 0.057
----------Groupe 2-----------------Ba144 g - 0.0947 - 11.5000 - 2.6305
Br88 g - 0.1103 - 16.2900 - 1.6761
I137 g - 0.1955 - 24.5000 - 2.8045
-----------------------------------avg: t1/2: 19.145 tot: 0.414
----------Groupe 3-----------------Br89 g - 0.1210 - 4.4000 - 0.8768
Rb93 g - 0.0382 - 5.8400 - 2.7482
I138 g - 0.0696 - 6.4900 - 1.2662
-----------------------------------avg: t1/2: 5.206 tot: 0.240
----------Groupe 4-----------------Br90 g - 0.0773 - 1.9100 - 0.3066
As85 g - 0.0578 - 2.0280 - 0.0973
I139 g - 0.0373 - 2.2820 - 0.3735
-----------------------------------avg: t1/2: 2.109 tot: 0.393
----------Groupe 5-----------------Br92 g - 0.0029 - 0.3430 - 0.0088
Rb95 g - 0.0395 - 0.3840 - 0.4520
Br91 g - 0.0129 - 0.5410 - 0.0646
-----------------------------------avg: t1/2: 0.460 tot: 0.081
----------Groupe 6-----------------Ba142 g - 0.0040 - 0.0106 - 4.4890
Rb97 g - 0.0035 - 0.1699 - 0.0139
-----------------------------------avg: t1/2: 0.117 tot: 0.010
-----------------------------------avg: t1/2 final: 11.058 tot final: 1.195
Résultats ABLA pour les
neutrons retardés
235U
GROUP
238U
(Ee=15 MeV)
Yield
(Ee=15 MeV)
1
Data
0.052±0.010
Calc.
0.061
T1/2 (s)
Data
Calc.
54.7±2.5
55.6
Yield
T1/2 (s)
2
0.193±0.040
0.424
20.3±1.0
19.1
0.489±0.070
0.638
21.3±0.3
20.33
3
0.146±0.030
0.243
5.45±0.60
5.21
0.545±0.070
0.470
5.50±0.20
5.46
4
0.354±0.070
0.381
2.01±0.25
2.13
0.970±0.150
1.332
2.15±0.10
1.92
5
0.134±0.030
0.074
0.50± 0.10
0.47
0.552±0.080
0.413
0.70±0.06
0.47
6
0.083±0.025
0.010
0.19±0.04
0.17
0.502±0.200
0.075
0.19±0.02
0.17
TOTAL
0.962±0.130
1.193
3.119±0.400
2.958
Data
0.061±0.010
Calc.
0.030
Data
56.2±0.8
Calc.
55.60
Les résultats sont encourageants mais des progrès restent à
faire à différents niveaux : la modélisation dans ABLA et les
données sur les précurseurs.
Etat du travail pour la
bibliothèque de CINDER’90
Travail présenté à Nuclear Data’04 (Santa Fe)




Complète jusqu’aux actinides
Avec la nouvelle version d’HMS-ALICE possibilité de
calculer les sections efficaces qui manquent et peutêtre les distributions de fragments de fission
Venue de W. Wilson début 2005 pour compléter la
bibliothèque avec les distributions soit d’ABLA soit
d’HMS-ALICE
Première utilisation de la bibliothèque photonucléaire
lors du calcul d’activation des bétons pour le
démantèlement du LURE
Mesure des neutrons retardés
issus de la photofission: motivation
Etude de noyaux composés difficiles à
obtenir par la voie neutron (232Th,
238Pu, 237Np …)
 Amélioration de la précision des
données existantes
 Amélioration des prédictions d’ABLA
sur les bords des distributions en
masse

Choix du détecteur

Détecteur 3He pour sa grande
efficacité.
4 bars
 30 cm de long
 2.5 cm de diamètre


Entouré de paraffine et de cadmium
(1mm)
Le détecteur
Besoin d’optimiser l’épaisseur de paraffine
Choix 5 cm pour avoir l’efficacité la plus
constante possible
Relative Detection Efficiency
1,4E-03
0,1 MeV
0,5 MeV
1 MeV
1,2E-03
8,0E-04
Efficacité du détecteur
6,0E-04
1,55
4,0E-04
2,0E-04
0,0E+00
0
3
4
5
6
CH2 thickness (cm)
8
10
1,5
(10-3)
Nombre de réactions par neutron
arbitrary units
1,0E-03
1,45
1,4
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
Energie (MeV)
0,7
0,8
0,9
1
Etalonnage du détecteur



A l’aide de source de
neutrons (AmBe et Cf)
et d’un faisceau monoénergétique
Bon accord avec les
simulations
Efficacité constante
entre 0.1 et 1MeV
Expérience test
Mesure des neutrons
retardés issus de la
fission induite par
neutrons de 2 MeV
 Trois séries de mesure

6s-6s
 25s-25s
 125s-125s

np
p
nd
Résultats : nombre de
neutrons retardés par fission
N He3 (t  0s)
d 
N fiss   He3   He3

νd = 0.044113.5% à comparer à
νd = 0.04663.6% (JENDL)

L’incertitude provient de la méconnaissance de
l’intensité faisceau.
Résultats : paramètres des
différents groupes (125-125)
Rapport
ENDF-B VI
Expérience
a2/a1
12.85
12.09 ± 8.7
a4/a1
37.12
36.61 ± 30
a3/a2
1.21
0.84 ± 0.47
a4/a2
2.89
3.03 ± 1.16
a4/a3
2.39
3.62 ± 2.03
Groupe
T1/2 ENDF-B
VI
T1/2 Expérience
2
21.58
19.71 ± 2.737
4
1.93
1.915 ± 0.6403
Résultats : paramètres des
différents groupes (25-25)
Rapport
ENDF-B VI
Expérience
a4/a3
3.21
2.17 ± 1.34
a5/a3
2.12
1.65 ± 1.31
a5/a4
0.66
0.818 ± 0.51
(a5+a6)/a3
1.97
2.17 ± 1.34
(a5+a6)/a4
0.93
0.818 ± 0.51
Groupe
T1/2 ENDF-B
VI
T1/2 Expérience
4
1.93
2.439 ± 0.7132
5
0.493
0.3129 ± 0.1638
5+6
0.413
0.3129 ± 0.1638
Résultats : paramètres des
différents groupes (6-6)
Rapport
ENDF-B
VI
Expérience
a4/a3
3.69
3.88 ± 1.68
a5/a3
2.39
3.12 ± 1.39
a5/a4
0.65
0.81 ± 0.14
(a5+a6)/a3
3.19
3.12 ± 1.39
(a5+a6)/a4
0.87
0.81 ± 0.14
Groupe
T1/2 ENDF-B
VI
T1/2 Expérience
4
1.93
2.214 ± 0.4638
5
0.493
0.4787 ± 0.1025
5+6
0.413
0.4787 ± 0.1025
Bilan de l’expérience test





Les résultats obtenus sont encourageants
Une meilleure statistique permettra des
résultats plus précis
Choix plus judicieux des périodes
d’irradiation
Importance de la connaissance du bruit de
fond
Amélioration de la technique d’analyse
Modification de la technique
d’analyse
Plutôt que de chercher les paramètres
tous ensemble on cherche d’abord les
paramètres du groupe 1 sur la durée
où il prédomine
 On cherche les groupes 1 et 2 en
utilisant pour le groupe 1 les
paramètres précédents
 On procède de la même manière pour
les autres groupes

Neutron retardés de
photofission



Expérience à 15 MeV 1µA
400g 238U
3 séries de mesures




300s-300s
5s-100s
1 impulsion 30s
Mesures de l’intensité du faisceau



Chambre à fission
Activation d’un barreau de cuivre
Mesure du courant
Dispositif expérimental
Résultats préliminaires
Données de Atom Ener 20 (1966) p268
Conclusion et perspectives






Résultats encourageants
Analyse en cours pour l’expérience de
photofission
Utilité de tester le nouveau programme
d’analyse avec les données neutrons
Normalisation avec chambre à fission si
possible
Mesures systématiques de neutrons
retardés (232Th, 237Np, 239Pu, …)
Projet européen NUMADE
Planning prévisionnel
Octobre Décembre Analyse expérience ELSA
Janvier
Calcul de section efficace avec HMS-ALICE
Février Mars
Calcul GNASH (238U, 240-242Pu, 241Am)
Mars Mai
Insertion des fragments de fission dans
CINDER’90
Mai
Début rédaction
En préparation deux articles sur l’évaluation des sections efficaces
avec GNASH et la modification de la bibliothèque de CINDER’90