De la fission aux nouvelles filiÃ¨res - Cenbg - IN2P3

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La mesure du spectre de vibration d'un réseau cristallin permet de calculer la section efficace de diffusion à l'énergie thermique. De telles mesures ont été réalisées à l'ILL pour l'hydrure de Calcium (CaH 2 ). Mesure et analyse des sections de production de particules chargées et/ou d'activation Les mesures par activation permettent de remonter aux sections efficaces de production de particules chargées. De nombreuses mesures ont été réalisées à l'IRMM jusqu'à 10-20 MeV pour les matériaux de structures, le plomb, le bismuth et les matériaux des matrices inertes. Plus généralement, le sous-groupe 19 du comité pour la mesure et l'évaluation des données de l'OCDE a également contribué à la mesure de nombreuses sections d'activation en dessous de 20 MeV. 10.4 La modélisation Le projet HINDAS du 5 ème PCRD européen concernait plus particulièrement la mesure et la modélisation des données nucléaires au-delà de 20 MeV. Néanmoins, la limite entre les modèles de réaction nucléaire n'est pas si abrupte et certains modèles ou codes développés dans ce projet sont parfaitement valides en dessous de 20 MeV. C'est particulièrement le cas des modèles co-développés par les équipes du Service de Physique Nucléaire de la DAM – Ile de France et de NRG/Petten, et implémentés dans le code TALYS. Ce code est dorénavant utilisé pour produire des fichiers évalués utilisables pour les applications. A plus basse énergie dans le domaine des résonances, les fonctionnalités des codes de matrice-R SAMMY et REFIT ont été étendues pour mieux décrire les fonctions de résolution des installations expérimentales de l'IRMM et du CERN. Ces améliorations permettront une meilleure analyse des données mesurées. Les paramètres de résonance ainsi obtenus seront finalement inclus dans des fichiers évalués, dans un format utilisable par les applications. Dans le cadre de la mesure des données du domaine non-résolu (de quelques keV à quelques MeV), un nouveau formalisme a été développé par l'IRMM (Geel, Belgique) en collaboration avec l'INRNE (Sofia, Bulgarie) pour représenter de manière rigoureuse les sections expérimentales moyennes. La méconnaissance de ces noyaux (actinides mineurs, produits de fission à vie longue) a relancé le débat sur la modélisation des incertitudes et la prise en compte des erreurs systématiques. Des travaux de R&D ont débuté pour fournir, à terme, des matrices de covariance dans les fichiers évalués. 10.5 Les évaluations Les données mesurées « brutes » sont inutilisables par les codes de simulation. Ces derniers ont besoin de données complètes (en fonction de la réaction, de l'énergie incidente, de l'angle de la particule émise, etc.) et cohérentes. Les mesures ne sont donc qu'une pièce du puzzle que l'évaluateur doit reconstituer avant d'envisager la création de bibliothèques de données. Certaines de ces mesures (Fe-54, Fe-57, Fe-58, Tc-99, I-129, Pb-204, Pb-206, Pb-207, Pb- 208, Bi-209, U-238) ont été modélisées et complétées, le cas échéant, à l'aide de modèles de réaction nucléaire. Les évaluations ainsi produites ont été proposées pour intégration dans le fichier européen JEFF-3.1. D’autres travaux d'évaluation sont en cours (n_TOF) ou seront réalisés dans le cadre de programmes européens à venir (FP6 – EUROTRANS/NUDATRA) ou internationaux (JEFF), en particulier pour les actinides mineurs. 286
10.5.1 Exemple de validation des données nucléaires Comme on l’a vu dans le chapitre précédent les données nucléaires les plus récentes sont rassemblées dans les banques de données évaluées, dont la base de données JEFF, développée par les pays européens de l’OCDE, est un exemple particulièrement complet et performant. Cependant, la définition de la qualité des données, et les incertitudes à associer pour connaître leur impact sur les calculs et les études de transmutation, passe par une validation expérimentale systématique. Certaines expériences intégrales sont disponibles qui permettent la validation des données nucléaires d’intérêt pour la transmutation. Il s’agit en particulier des expériences d’irradiation en réacteur de combustibles et d’échantillons d’isotopes séparés. Une expérience typique est l’expérience Profil effectuée à Phénix. 10.6 Expérience PROFIL Des échantillons d’isotopes purs sont placés dans des containeurs. Ces containeurs, au nombre d’une cinquantaine, sont empilés dans une ou plusieurs aiguilles qui sont elles-mêmes placées au sein d’un assemblage standard. Une aiguille de référence est également caractérisée avant et après irradiation pour servir de comparaison. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 Hauteur 10 mm Conteneur PROFIL-R 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90 91 92 93 94 95 96 97 98 99 100 101 102 103 104 105 106 107 108 109 110 111 112 113 114 115 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 126 127 128 129 130 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 141 142 143 144 145 146 147 148 149 150 151 153 154 155 156 157 158 159 160 161 162 163 164 165 166 167 168 169 170 171 172 173 174 175 176 177 178 179 181 182 183 184 185 186 187 188 189 190 191 192 193 194 195 196 197 198 199 200 201 202 203 204 205 206 207 208 209 210 211 212 213 214 215 216 217 Isotope AiguilleProfil-R Aiguille de Référence Spacers Aiguille PROFIL-R Containers Figure 12 :Caractéristiques de l’expérience PROFIL L’analyse après irradiation de ces échantillons d’isotopes purs tels que 241 Am, 237 Np, 238 Pu, 243 Am, permet d’avoir accès aux sections efficaces de capture ou aux sections efficaces (n,2n) à l’aide des concentrations observées des isotopes de masse A + 1 ou A – 1. Un exemple des comparaisons calcul/expérience sur les sections de capture est donnée dans le tableau ci-après. 287
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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D Δ ϕ + ν Σ ϕ −Σ ϕ + ν Σ
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De cette étude de la période du r
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Modélisation et Evaluation de Donn
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Un exemple de données nucléaires
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Γ b . Malheureusement, comme il n
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Signalons cependant que des études
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Jusque là nous n’avons discuté
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avec a le paramètre dit « de dens
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l’énergie du neutron soit suffis
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Schéma des modules du code TALYS h
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Mesure de sections efficaces d’in
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Données et modélisation de la spa
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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