Développement et optimisation de techniques de mesure par spectrométrie gamma. Maîtrise et réduction des incertitudes associées - TEL - Thèses en ligne Accéder directement au contenu
Thèse Année : 2006

Developpement and optimisation of gamma-ray spectrometry techniques : control and reduction of the associated uncertainties

Développement et optimisation de techniques de mesure par spectrométrie gamma. Maîtrise et réduction des incertitudes associées

Résumé

In the frameworks of the neutronics calculation schemes improvement and qualification, this thesis consists of the conception, the optimization and the development of g-ray spectrometry techniques for the measurement of integral parameters, in the EOLE and MINERVE facilities. The work aims at correcting systematic errors and at controlling and reducing uncertainties on the measurement results. The achieved progresses allow a more precise comparison between calculations and experiments and a better knowledge of some nuclear data, especially integral capture and fission cross sections. Firstly, the former instrumentation - using an analog chain (2026 amplifier and PCA3 converter / analyser) - has been fully tested to estimate the experimental errors on the determination of neutronics parameters. This work shows a systematic bias up to 12% on the measurement of the power distribution scaling factor and up to 3% on the measurement of the axial buckling, due to the lack of pulse pile-up correction. Following a comparative study, these electronics have been replaced by a digital DSP2060 system with an adapted dead time correction. With the optimization of its parameters, a precision at better than 0.5% has been achieved until a 1.5'105 s-1 count rate. Consequently, this work allows new kinds of experiments, which could not have been done with a sufficient precision by the past. Secondly, the former methods applied to the treatment of measurement raw data and to the variance propagation, have been analysed and discussed. Different systematic errors, which were not taken into account by the past, are now corrected. They concern the influence of the activity decay on the dead time correction (about 2%), the true coincidence effect (about 5%) and the solid angle effect on the efficiency transfer corrections (about 8%). Besides, the description of more precise methods for the variance propagation leads to a 3 times better uncertainty on fundamental neutronics parameters - scaling factor on power distributions (about 0.6%) and axial buckling (about 0.7%) - and a 2 times better uncertainty on the measurement of the uranium 238 conversion ratio (about 1.5%). These progresses have been applied to the conception of experiments in support to the qualification of cross sections, for actinides (232Th, 236U, 237Np, 242Pu) and neutron absorbers (151Eu, 153Eu, 164Dy, 170Er, 180Hf). The comparison of capture cadmium ratio and capture index measurements, with APOLLO2 deterministic calculations or MCNP4C2 probabilistic calculations, with the JEF2.2 , ENDF/B-VI.8 ore JEFF3.1 libraries, shows systematic biases on the integral capture cross sections up to 50% for certain isotopes, with an experimental uncertainty better than 2%. Lastly, experiments dedicated to the qualification of decay data have been carried out for the first time in the Experimental Program Laboratory (LPE) of CEA Cadarache. A systematic error of about 5% has been identified on the JEFF3.1 evaluation of the half-life of strontium 92. This nuclear data has been revaluated with specific measurements, with a 2 times better uncertainty compared with the past. Fission yield fluctuations on the 235U(n,f) reaction have also been identified between a thermal and an epithermal neutronics spectra, from -0.8% to +2%. The study gives some recommendations on the calculation method to estimate the average fission yield, for under-moderated reactor concepts.
Dans le cadre de l'amélioration et de la qualification des formulaires de calcul neutronique, ce travail de thèse consiste en la conception, l'optimisation et le développement de techniques de mesures par spectrométrie g de paramètres intégraux, dans les réacteurs EOLE et MINERVE. L'objectif est d'aboutir à des résultats de mesure maîtrisés et d'incertitude réduite. In fine, les progrès réalisés visent à progresser sur l'interprétation des écarts calcul / expérience et à améliorer la connaissance de données nucléaires de base et en particulier de sections efficaces intégrales de capture et de fission. Tout d'abord, il s'agissait de caractériser l'instrumentation utilisée par le passé afin d'identifier et de quantifier les erreurs commises sur les mesures de paramètres neutroniques. La thèse met en évidence l'existence d'un biais systématique allant jusqu'à 12% sur les mesures de recalage de taux de fission et jusqu'à 3% sur les mesures de laplacien géométrique axial, en raison d'une mauvaise prise en compte du phénomène de temps mort sur les anciennes chaînes de mesure (amplificateur 2026 et codeur / analyseur PCA3). Grâce à une étude comparative aboutissant à leur remplacement par des systèmes numériques DSP2060, ces biais systématiques ont été supprimés. La mise en place d'une méthodologie d'optimisation de ses réglages permet désormais un fonctionnement précis à mieux que 0.5% jusqu'à un taux de comptage de 1.5'105 s-1. Ce travail offre de nouvelles perspectives d'expériences qui n'auraient pu être réalisées auparavant avec un niveau d'incertitude suffisant. Ensuite, une analyse critique des méthodes de traitement des données brutes de mesure et de propagation des incertitudes a été menée. Des sources d'erreurs systématiques, qui n'étaient pas prises en compte par le passé, sont désormais corrigées. Elles concernent l'influence de la décroissance d'activité sur la correction du temps mort (environ 2%), le phénomène de coïncidences vraies (environ 5%) et les effets d'angle solide sur l'autoabsorption g (environ 8%). Par ailleurs, la mise en place de méthodes rigoureuses de propagation des incertitudes permet la réduction au moins d'un facteur 3 de l'incertitude sur la mesure de paramètres fondamentaux de la neutronique - recalage de taux de fission (environ 0.6%) et laplacien géométrique axial (environ 0.7%) - et au moins d'un facteur 2 sur la mesure du taux de conversion de l'uranium 238 (environ 1.5%). Ces progrès sont mis à profit pour la conception et la réalisation de mesures participant à la qualification de sections efficaces d'actinides (232Th, 236U, 237Np, 242Pu) et d'absorbants neutroniques (151Eu, 153Eu, 164Dy, 170Er, 180Hf). La comparaison des mesures de rapports cadmium et d'indices de capture, par rapport à des calculs déterministes APOLLO2 et probabilistes MCNP4C2 avec les bibliothèques JEF2.2 , ENDF/B-VI.8 ou JEFF3.1, met en évidence des biais systématiques atteignant jusqu'à 50% sur certaines sections de capture, avec une incertitude expérimentale meilleure que 2%. Enfin, des expériences dédiées à la qualification de données de décroissance ont été mises au point pour la toute première fois au LPE. Une erreur de 5% sur l'évaluation JEFF3.1 de la période radioactive du strontium 92 a été identifiée. Cette donnée nucléaire a été réévaluée par des expériences spécifiques, conduisant à une incertitude diminuée d'un facteur 2. Par ailleurs, des fluctuations des rendements de fission de la réaction 235U(n,f) ont été observées entre des spectres neutroniques thermique et épithermique, allant de -0.8% à +2%. L'étude aboutit à l'émission de recommandations sur les méthodes d'évaluation du rendement effectif de fission pour des réacteurs de type sous-modéré.
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Dates et versions

tel-00703303 , version 1 (01-06-2012)

Identifiants

  • HAL Id : tel-00703303 , version 1

Citer

Pierre Leconte. Développement et optimisation de techniques de mesure par spectrométrie gamma. Maîtrise et réduction des incertitudes associées. Physique Nucléaire Théorique [nucl-th]. Université Blaise Pascal - Clermont-Ferrand II, 2006. Français. ⟨NNT : 2006CLF21684⟩. ⟨tel-00703303⟩
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