Des données nucléaires expérimentales à l’évaluation :contribution à l’analyse statistique dans la réduction des données et les tests d’hypothèses – application à la fission

La thématique des données nucléaires représente une illustration des liens forts existant entre la recherche fondamentale et les applications. Ce manuscrit discute de la précision accessible des évaluations, en particulier sur deux observables, les sections efficaces de réactions induites par neutrons rapides et les rendements de fission. L’analyse statistique développée a pour but d’identifier les biais potentiels des méthodes expérimentales et de proposer des solutions pour accroître la précision des mesures et des évaluations via l’analyse des matrices de variances-covariances des données expérimentales. Une nouvelle méthodologie de mesures de rendements de fission auprès du spectromètre Lohengrin de l’ILL est proposée afin d’obtenir des « mesures-évaluées » absolues avec leur matrice de variances-covariances. Le dernier chapitre porte sur trois projets de recherche proposés auprès de l’ILL. Le premier s’intéresse à l’étude de la puissance résiduelle différentielle par ligne isobarique en couplant un spectromètre magnétique gazeux auprès du spectromètre Lohengrin ; le second projet correspond à l’exploration de la région de masse associée à la fission symétrique comme sonde du processus de fission ; le dernier propose le développement d’un filtre de fragments de fission pour le projet FIPPS de l’ILL afin étudier les distributions en énergie d’excitation et en spin induites par fission, éléments clés dans l’évaluation des spectres de particules promptes émis par la fission

Mesures de sections efficaces d'actinides mineurs d'intérêts pour la transmutation

The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n') and radiative capture 243Am(n,) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements.Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s'agit d'abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l'Américium et du Curium) au-delà de l'uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l'incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c'est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L'objectif de ce travail est ici d'actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l'243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d'244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,) et de diffusion inélastique (n,n') ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d'actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d'étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l'242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l'américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d'erreurs a permis d'interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes

Mesures de sections efficaces d'actinides mineurs d'intérêt pour la transmutation

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s’agit d’abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l’Américium et du Curium) au-delà de l’uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l’incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c’est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L’objectif de ce travail est ici d’actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l’243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d’244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,?) et de diffusion inélastique (n,n’) ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d’actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d’étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l’242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l’américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d’erreurs a permis d’interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n’) and radiative capture 243Am(n,?) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements

Mesures de sections efficaces d'actinides mineurs d'intérêts pour la transmutation

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s'agit d'abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l'Américium et du Curium) au-delà de l'uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l'incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c'est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L'objectif de ce travail est ici d'actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l'243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d'244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,) et de diffusion inélastique (n,n') ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d'actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d'étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l'242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l'américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d'erreurs a permis d'interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n') and radiative capture 243Am(n,) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements

Mesures de sections efficaces d'actinides mineurs d'intérêt pour la transmutation

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s’agit d’abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l’Américium et du Curium) au-delà de l’uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l’incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c’est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L’objectif de ce travail est ici d’actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l’243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d’244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,?) et de diffusion inélastique (n,n’) ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d’actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d’étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l’242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l’américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d’erreurs a permis d’interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n’) and radiative capture 243Am(n,?) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements

Mesures de sections efficaces d'actinides mineurs d'intérêt pour la transmutation

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s agit d abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l Américium et du Curium) au-delà de l uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L objectif de ce travail est ici d actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l 243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d 244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,?) et de diffusion inélastique (n,n ) ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l 242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d erreurs a permis d interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n ) and radiative capture 243Am(n,?) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements.BORDEAUX1-Bib.electronique (335229901) / SudocSudocFranceF

From fission yield measurements to evaluation: new statistical methodology applied to 235U(nth, f ) mass yields

The study of fission yields has a major impact on the characterization and understanding of the fission process and is mandatory for reactor applications. The mass and isotopic yields of the fission fragments have a direct influence on the predictions of fuel burn-up and decay heat. Moreover, these data are requested for other studies as delayed neutron evaluation, antineutrino flux assessment or reactor program. Today, the lack of covariance matrix associated to evaluated fission yields induces overestimated uncertainties of mass yields since these observables result from the sum of isotopic and isomeric yields. Our collaboration starts a new program in the field of the evaluation of fission products in addition to the current experimental program. The goal is to define a new methodology of evaluation based on statistical tests in order to provide the best estimation with consistent sets of measurements. A ranking of solutions with associated covariance based on Shannon’s entropy criterion is proposed for the mass yields from 235 U(nth, f) reaction

From fission yield measurements to evaluation: new statistical methodology applied to 235^{235}U(nth,fn_{th},f) mass yields

International audienceThe study of fission yields has a major impact on the characterization and understanding of the fission process and is mandatory for reactor applications. The mass and isotopic yields of the fission fragments have a direct influence on the predictions of fuel burn-up and decay heat. Moreover, these data are requested for other studies as delayed neutron evaluation, antineutrino flux assessment or reactor program. Today, the lack of covariance matrix associated to evaluated fission yields induces overestimated uncertainties of mass yields since these observables result from the sum of isotopic and isomeric yields. Our collaboration starts a new program in the field of the evaluation of fission products in addition to the current experimental program. The goal is to define a new methodology of evaluation based on statistical tests in order to provide the best estimation with consistent sets of measurements. A ranking of solutions with associated covariance based on Shannon’s entropy criterion is proposed for the mass yields from 235 U(nth, f) reaction

Design of a High-Energy and High-Resolution detector for X-ray computed tomography

The Nuclear Measurement Laboratory (LMN) at CEA Cadarache in France is developing a high-energy tomograph reaching energies up to 21 MeV with high dose rates. It allows performing tomographies on massive objects (5 tons, 140 cm diameter) with a multimillimetric spatial resolution. For the control of absence of cracks, bubbles or defects in the concrete coating of some CEA waste drums, the laboratory needs a “high-resolution” version of this tomograph. The purpose of this study is to design an imaging detector able to provide a high spatial resolution on large objects with high dose resistance and scanning times of a few hours. To achieve this design, several steps are necessary and will be presented: – A first step consists in characterizing the current detection elements of the tomograph, such as the camera and its lens with experimental measurements. This enables to compare performance of these elements with that available on the market and to consider a replacement. – Then, the scintillator is selected according to experimental measurements on few scintillator types and a state of the art. – Next, the detector configuration is optimized to achieve the higher spatial resolution. Throughout these steps, we present the design of a highresolution detector with a spatial resolution around 300 µm for a 10%contrast

Characterization of the X-ray spectrum of a linear accelerator

The Nuclear Measurement Laboratory (LMN) at CEA Cadarache in France uses a high-energy electron linear accelerator, LINAC (9-21 MeV), to characterize nuclear waste drums. It enables to explore new examination modalities, such as active photon interrogation or dualenergy CT to scan large concrete objects with diameters up to 140 cm. These techniques require precise awareness of the photon spectrum emitted by the LINAC. However, direct measure of this photon energy spectrum cannot be achieved because of the accelerator pulses causing detector saturation. During the last few years, a large number of indirect methods has been developed. From an experimental point of view, the simplest indirect method for spectrum estimation method is ransmission measurements. Because it can be set up easily and accurately using an ionization chamber as well as an appropriate screen. The obtained transmission curve depends on the photon energy spectrum, which can be estimated using inverse models. In this paper, we present the development of a numerical model to determine the energy spectrum from an attenuation curve via transmission measurements which combines two types of inverse models: a continue model and a discrete model. We validate this tool using a test spectrum and its transmission curve obtained via Monte-Carlo simulation. This qualification allowed us to determine its sensitivity (signal-to-noise ratio, SNR) in order to have a good convergence. We show that if the SNR is less than 4%, we have a good estimation of the photon energy spectrum. Then, it was experimentally tested with a transmission curve obtained at the laboratory