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Fiche détaillée Thèses
Université Joseph-Fourier - Grenoble I (04/12/2001), Heuer Daniel (Dir.)
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Validation des bases de données de sections efficaces par l'utilisation d'un spectromètre à temps de ralentissement au plomb entre 0,1 eV et 30 keV. Méthodologie - Résultats
Luc Perrot1

Les projets de réacteurs du futur permettent l'utilisation de nouveaux combustibles et montrent leur capacité a incinérer des déchets nucléaires. Ils ont redonne de l'intérêt aux sections efficaces d'un grand nombre d'éléments dans une large gamme d'énergie. Les désaccords observes entre les bases de données requièrent de nouvelles mesures dans certains cas. Les mesures complètes des sections efficaces avec une résolution élevée réclament des temps importants de faisceau et d'analyse. Cependant il est possible de déterminer un bon profil de section efficace de capture dans la région d'énergie comprise entre 0,1eV et 30keV grâce a un spectromètre a temps de ralentissement au plomb associe a un générateur de neutrons pulse. Ces mesures ont été effectuées a l'ISN de Grenoble. Le flux de neutrons est mesure avec un détecteur de fissions a l'233U et un détecteur a gaz 3He puis compare a des simulations Monte Carlo (code MCNP) très précises du dispositif expérimental utilisant différentes bases de données du plomb. Nous avons montre par cette méthodologie que nous pouvons tester la section efficace de diffusion du plomb avec une précision de l'ordre de 1,5%. Les taux de capture, mesures avec un scintillateur CeF3 couple a un photomultiplicateur, sont compares a des simulations utilisant différentes bases de données pour les échantillons. Des matériaux de référence (Au, Ag, In, Ta) ont fait l'objet de mesures, des matériaux présents dans les c?urs de réacteurs ont pu être testes: 232Th, U, 99Tc, ainsi que des matériaux de structure: W, Mo, Ni, Mn. La précision sur la validation des bases de données est de 5%. Ces tests sont enrichis par des mesures sur plusieurs épaisseurs de cible. Les accords et les désaccords des bases de données avec l'expérience sont systématiquement décrits. Enfin, pour certains éléments, une table de correction de la section efficace de capture extraite de la base de données appropriée est proposée, nous en présentons les résultats.
1 :  LPSC - Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie
http://isnwww.in2p3.fr/reacteurs-hybrides/french/these_stage.html

Projects dealing with future reactors consider using new fuels and demonstrate the ability of such reactors to incinerate nuclear waste. These projects have triggered new interest in cross section measurements for a large number of elements over a wide energy range. In some cases, existing data bases disagree, making new measurements necessary. Complete high resolution cross section measurements require both large beam times, and large data analysis times. However, a good capture cross section profile between 0,1eV and 30keV can be obtained using a lead slowing down time spectrometer in association with a pulsed neutron generator. Such measurements have been performed at the Institut des Sciences Nucléaires (ISN) at Grenoble. The neutron flux is measured with a 233U fission detector and an 3He gas detector and the results are compared to very precise Monte Carlo simulations (MCNP code) of the experimental set up, using several data bases for lead. We have shown that, with this method, the scattering cross section on lead can be tested with a precision of the order of 1,5%. Capture rates, measured with a CeF3 scintillator coupled to a photomultiplier, are compared to simulation results using different data bases for the samples. Reference materials (Au, Ag, In, Ta) have been measured, materials that are present in the core of reactors (232Th, U, 99Tc) have been tested, as well as structure materials (W, Mo, Ni, Mn). Data bases are validated with a precision of 5%. Measurements done for different target thicknesses complete the data. Areas of agreement and disagreement between experimental results and data bases are systematically described. Finally, a correction table for the capture cross sections extracted from the appropriate data base is obtained and presented, for some elements.