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Détection de rayonnements et instrumentation nucléaire

La détection de rayonnements nucléaires passe obligatoirement par leur interaction avec le milieu détecteur. Ces interactions génèrent directement ou indirectement des charges électriques lesquelles, une fois collectées sont (pré)amplifiées et converties en signaux électriques. Cette opération est rendue possible grâce à la polarisation électrique du détecteur conduisant à l'établissement d'un champ électrique responsable du mouvement des charges produites et de leur collection. D'une manière générale la détection et la mesure de rayonnements est un processus à plusieurs étapes comme le montre le synoptique de la figure 1.1. Il s'agit dans un premier temps de faire interagir le rayonnement incident utile avec le milieu détecteur après qu'il ait franchi l'espace «source-détecteur». Ces interactions sont ensuite converties en impulsions électriques qui sont traitées électroniquement et acheminées vers une unité d'acquisition et d'analyse. On obtient ainsi un premier résultat appelé grandeur brute ou grandeur mesurée. Celle-ci sera ensuite traitée et analysée pour être notamment utilisée pour accéder à ce qu'on appelle la grandeur recherchée. C'est typiquement l'exemple de la mesure d'un rayonnement de décroissance radioactive issu d'une source isotopique. Le résultat obtenu directement, à savoir un comptage ou un taux de comptage, ne permet l'accès à l'activité de la source qu'au moyen d'un traitement approprié prenant notamment en compte la sensibilité de détection, la distance source-détecteur, le bruit de fond... en somme l'utilisation d'une fonction de transfert qui permet de passer de la grandeur mesurée (ou à mesurer) à la grandeur recherchée (figure 1.1)

Étude, évaluation, et validation des potentialités des accélérateurs d'électrons comme outils polyvalents de caractérisation des colis de déchets radioactifs

La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l industrie nucléaire. La solution de gestion d un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L une de ces principales caractéristiques est l activité a qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d utiliser un accélérateur d électrons comme source de neutrons en lieu et place d un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l ordre de deux décades en termes d intensité d émission). Un accélérateur d électrons permettrait par ailleurs d améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l aide du même dispositif d irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d un accélérateur d électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l enrichissement de l uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d électrons, dédiée à l interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d expérimentations a permis d évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices.Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the a-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.PARIS11-SCD-Bib. électronique (914719901) / SudocSudocFranceF

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

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 mesure par spectrométrie gamma 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 fissionCLERMONT FD-BCIU Sci.et Tech. (630142101) / SudocSudocFranceF

Développement et optimisation de méthodes de mesures d'échauffements nucléaires et de flux gamma dans les réacteurs expérimentaux (identification, maîtrise, traitement et réduction des incertitudes associées)

L'objectif de cette thèse vise à mettre au point et à améliorer les méthodes de mesures d'échauffements nucléaires auprès des maquettes critiques du CEA-Cadarache EOLE et MINERVE, au moyen de détecteurs thermo-luminescents (TLD), de détecteurs à luminescence optiquement stimulée (OSLD nouvellement mis en œuvre dans le cadre de ce travail de thèse) et d'une chambre d'ionisation. Il s'agit d'identifier, de hiérarchiser, de traiter et enfin de réduire les différentes sources d'incertitudes et de biais systématiques associés à la mesure.Une série d'expériences a été mise en place dans le réacteur MINERVE. Les mesures ont été réalisées dans un environnement en aluminium ou en hafnium à l'aide d'un nouveau protocole : les TLD ont été étalonnés individuellement, la répétabilité de la mesure a été évaluée expérimentalement et les lois de chauffe des TLD ont été optimisées, conduisant à une réduction des incertitudes de mesures. Des mesures de gammas émis de façon différée après arrêt du réacteur MINERVE ont également été réalisées : les résultats obtenus montrent un bon accord des mesures avec les trois types de détecteurs utilisés.L'interprétation de ces mesures nécessite des calculs pour tenir compte des facteurs de correction, liés à l'environnement et au type de détecteurs utilisés. Ainsi, des corrections de la contribution des neutrons à la dose totale intégrée par les détecteurs ont été évaluées à l'aide de deux méthodes de calcul. Ces corrections ont été obtenues sur la base de simulations Monte Carlo couplées neutron-gamma et gamma-électron à l'aide du code MCNP.The objective of this thesis is to develop and to improve the nuclear heating measurement methods in MINERVE and EOLE experimental reactors at CEA-Cadarache, using thermo-luminescent detectors (TLD), optically stimulated luminescence detectors (OSLD newly implemented in the context of this thesis) and an ionization chamber. It is to identify, prioritize, treat and reduce the various sources of uncertainty and systematic bias associated with the measurement.A series of experiments was set up in the MINERVE reactor. The measurements were carried out in an aluminum or hafnium surrounding using a new procedure methodology. The TLD are calibrated individually, the repeatability of the measurement is experimentally evaluated and the laws of TLD heat are optimized. The measurements of the gamma emitted, with a delay (delayed gamma) after shutdown of the MINERVE reactor, were also carried out using TLD and OSLD detectors with the aluminum pillbox as well as by ionization chamber. The results show a good correlation between the measurements recorded by these three detectors.The interpretation of these measurements needs to take account the calculation of cavity correction factors related to the surrounding and the type of detector used. Similarly, the correction due to the neutrons contributions to the total dose integrated by the detectors are evaluated with two calculation methods. These corrections are based on Monte Carlo simulations of neutron-gamma and gamma-electron transport coupled particles using the MCNP.AIX-MARSEILLE1-BU Sci.St Charles (130552104) / SudocSudocFranceF