café sphn 02/02/2004 développement de la bibliothèque dactivation de cinder90 marie-laure...
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Café SPhN 02/02/2004
Développement de la bibliothèque d’activation de CINDER’90
Marie-Laure GIACRI-MAUBORGNE
Café SPhN 02/02/2004
Plan
Ajout des données photonucléaires pour les actinides dans CINDER’90 Sections efficaces
• HMS-ALICE • GNASH
Distribution des produits de fission • Systématique basée sur la fission induite par neutron • Calculée par ABLA
Expérience : mesure des neutrons retardés issus de photofission Optimisation du détecteur Etude du bruit
Café SPhN 02/02/2004
CINDER’90
A l’origine calcul d’activation dans un flux de neutrons pour des énergies inférieures à 25 MeV
Bibliothèque d’activation
Neutrons E<25 MeV
Café SPhN 02/02/2004
CINDER’90
Bibliothèque d’activation
Neutrons E<25 MeV
Ajout de sections efficaces photonucléaires pour les noyaux non fissiles à l’aide des données de l’IAEA et de HMS-ALICE
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Photons E<25 MeV
Café SPhN 02/02/2004
CINDER’90
Bibliothèque d’activation
Neutrons E<25 MeV
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Photons E<25 MeV
Evaluations de (,1n), (,2n) et (,fission) pour :
232Th 233-234-235-236-238U 238-239-241Pu
Données expérimentales (section efficace de fission) pour : 237Np 240Pu
241-243Am
Café SPhN 02/02/2004
CINDER’90Bibliothèque d’activation
Neutrons E<25 MeV
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
Peut-on utiliser HMS-ALICE pour continuer à développer la bibliothèque d’activation pour les actinides?
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Photons E<25 MeV
?
Café SPhN 02/02/2004
Calcul théorique de section efficace avec HMS-ALICE
code de calcul théorique de sections efficaces
pouvoir prédictif important
Résultats incorrects pour les noyaux déformés Modification du calcul de la photoabsorption totale nécessaire pour résoudre le problème
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Calcul de la section efficace de photoabsorption (1)
22
2
275.0
33.01
E
EE déforménon
i
GDR
iE
iEEi
i
)1( 22
2)22(
)23.0275.0(
9.01
11
1
E
EE déforménon Amélioration de la
paramétrisation par une modification de l’influence du paramètre de déformation sur le calcul de Ei et i
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Calcul de la section efficace de photoabsorption (2)
Ce modèle est en cours d’insertion dans HMS-ALICE
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Amélioration en cours de HMS-ALICE
Avec la nouvelle modélisation de l’absorption, le calcul des sections efficaces est possible
Bibliothèque d’activation
Photons E<25 MeV
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
Café SPhN 02/02/2004
Ajout des données de GNASH
Bibliothèque d’activation
Photons E<25 MeV
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
GNASH
237Np
Ajouter des sections efficaces pour le 237Np calculées par GNASH
Des calculs pour le 240Pu et l’241Am sont prévus
Café SPhN 02/02/2004
Utilisation de GNASH pour le calcul de sections efficaces
GNASH n’a pas de pouvoir prédictif. On a besoin de données expérimentales pour ajuster les paramètres des barrières de fission
Café SPhN 02/02/2004
Utilisation de GNASH pour le calcul de sections efficaces
Les résultats pour le neptunium sont en accord avec les résultats de T. Kase et al. (Nuc. Sci. Eng. 111 368, 1992)
De bons résultats
Besoin de données expérimentales
Demande beaucoup de temps
Café SPhN 02/02/2004
Ajout des produits de fission
Bibliothèque d’activation
Photons E<25 MeV
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
GNASH
237Np
Systématique
?
On regarde si les produits de fission créés lors de la photofission ont une distribution proche de celle des produits créés par une fission induite par neutrons
Café SPhN 02/02/2004
Recherche d’une systématique basée sur la fission induite par neutrons
Il semblerait qu’une telle systématique existe. Au moins pour la distribution en masse.
Mais il reste à tester les distributions isotopiques
235U+nf
234U+nf
234U+n14MeV235U+n14MeV
235U+nth
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Test des distributions isotopiquesDistribution des isotopes de l'antimoine (Z=51)
0
1
2
3
4
5
131 132 133 134 135 136Masse A
g+238U
nf+237U
nf+238U
nh+238U Les distributions
isotopiques expérimentales sont rares et anciennes
Données +238U : J. L. Meason and P. K. Kuroda Phys. Rev. 142 1965, 691
Distribution des isotopes du tellure (Z=52)
0
1
2
3
4
5
131 132 133 134 135 136Masse A
g+238U
nf+237U
nf+238U
nh+238U
Café SPhN 02/02/2004
Calcul des produits de fission
Bibliothèque d’activation
Photons E<25 MeV
Z<89IAEA
159 isotopes
HMS-ALICE
Les autres
Sections efficaces
Produits de fission
Z>899 isotopes
GNASH
237Np
ABLA (GSI)
?
ABLA permet de calculer les produits de spallation et la fission à haute énergie.
A tester pour le calcul des fragments de photofission.Systématique
?
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Photofission de 235U
Les distributions en masse et en charge sont bien reproduites pour l’235U et l’238U (non présenté ici)
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Rappel sur les neutrons retardés
Un noyau précurseur décroît en n
Le spectre des neutrons retardés donne la quantité de noyaux précurseurs produits lors de la fission
-
n
Particules incidentes Noyau fissileProduits de fission
E* > EBn
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Comparaison des données bibliographiques sur les neutrons retardés (238U)
Réactions
nret total
(pour 100 fissions)
<T1/2>
(s)
+238U 3.1 6.3 s
nf+238U 4.4 5.2 s
n14MeV+238U 2.8 5.6 s
nf+237U 3.1 7.0 s
: Bremsstrahlung 15 MeV
nf+237U proche +238U
même noyau composé avec une énergie d’excitation proche
Fission induite par neutron : données ENDF-369
Café SPhN 02/02/2004
Comparaison des données bibliographiques sur les neutrons retardés (235U)
nf+234U proche +235U ( 15 MeV Bremsstrahlung)
Pas suffisant pour conclure à l’existence d’une systématique
Réactions
nret total
(pour 100 fissions)
<T1/2>
(s)
+235U 1 9.9 s
nth+235U 1.9 7.1 s
nf+235U 1.5 8.4 s
n14MeV+235U 1.7 7.8 s
nf+234U 0.9 10.9
n14MeV+234U 0.7 10.2
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Comparaison des neutrons retardés issus de +235U et nf+234U
Groupe +235U nf+234U
55 s 5.6±0.2 5
20 s 24.5±0.5 35.7
5 s 24.4±0.9 20
2 s 33.7±0.5 33.7
0.6 s 9.1±1.0 4.6
0.2 s 2.8±1.1 1.3
La photofission de l’235U produit plus de précurseurs à vie courte que la fission de l’234U. On retrouve le même résultat pour l’238U.
Contribution de chaque groupe pour la production de neutrons retardés
Spectre des neutrons retardésDonnées bibliographiques
0
0,01
0,02
0,03
0,04
0,05
0,06
0,07
0,08
0 10 20 30 40 50 60
Temps (s)
No
mb
re d
e n
eutr
on
s re
tard
és/s
po
ur
100
fiss
ion
s
g+235U
nf+234U
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Calcul des neutrons retardés à partir des produits de fission calculés par ABLA
Pour l’235U et le 239Pu les données bibliographiques sont bien reproduites
Pour l’238U on a des écarts plus importants
Les isomères ne sont pas présents dans le calcul
Certains noyaux très riches en neutrons sont mal connus
Noyau
nret total
(pour 100 fissions)
<T1/2>
(s)
expérimental expérimental
calcul calcul
235U0.96±0.13 9.9
1.06 10.14
238U3.1±0.4 6.3
1.9 8.01
239Pu 0.36±0.06 9.32
0.52 10.9Données de O. P. Nikotin and K. A. Petrzhak (Atom. Ener. 20 3 p268, 1965)
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Expérience de mesure de neutrons retardés
Expérience en collaboration avec la DAM-SPN
Dispositif expérimental : Faisceau d’électron
• Energie maximale 18 MeV• Courant maximal 10A
Cible de 400g d’uranium appauvri 2 détecteurs 48NH30 :
• 3He à 4 bars• Longueur active 30 cm• Diamètre 2.5 cm
De la paraffine comme modérateur
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Dispositif expérimental : la cible
e- e-
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Dispositif expérimental : le détecteur
3He
30cm
neutrons
CH2
2.5cm
n+3He p+t
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Optimisation du détecteur
100 keV < En<1-2 MeV Les détecteurs à 3He
sont plus sensibles aux neutrons thermiques
On entoure les détecteurs de paraffine pour modérer les neutrons
0,0E+00
2,0E-04
4,0E-04
6,0E-04
8,0E-04
1,0E-03
1,2E-03
1,4E-03
Nb
réa
ctio
ns/
n
0 3 4 5 6 8 10
Epaisseur (cm)
Efficacité en fonction de l'épaisseur de paraffine avant le détecteur
0,1 MeV
0,5 MeV
1 MeV
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Efficacité du détecteurEfficacité du détecteur après optimisation
Simulation
1,4
1,45
1,5
1,55
0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1
Energie (MeV)
Nb
ré
ac
tio
ns
/n (
10
-3)
Le spectre en énergie des neutrons retardés n’est pas connu. L’efficacité du détecteur est suffisamment homogène pour permettre les mesures.Etalonnage prévu en mars
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Le problème de la réflexion des neutrons sur les murs
C’est la principale source de bruit
Environ 4% Le bruit augmente avec
l’énergie Il peut être réduit par un
blindage en Cd
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Décalage en temps lié au bruit
Le bruit prolonge le signal
<T>signal=1.28 10-4s
<T>S+B=2.01 10-4s
Le décalage (10-5s) est négligeable par rapport à l’échantillonnage en temps (10-2s)
0,0E+00
5,0E-05
1,0E-04
1,5E-04
2,0E-04
2,5E-04
3,0E-04
3,5E-04
4,0E-04
4,5E-04
No
mb
re d
e r
éa
cti
on
s
5,5
E+
001
,3E
+01
3,0
E+
017
,0E
+01
1,6
E+
023
,8E
+02
8,9
E+
022
,1E
+03
4,8
E+
031
,1E
+04
2,6
E+
046
,2E
+04
1,4
E+
053
,4E
+05
7,9
E+
051
,8E
+06
4,3
E+
061
,0E
+07
Temps (10-8s)
Bruit
Signal
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Conclusion et perspectives : ajout de données
Amélioration de la section efficace d’absorption totale dans HMS-ALICE
Les distributions des produits de fission calculés par ABLA sont encourageantes
Ajout des isomères dans les produits de fission Ajout des produits de fission dans CINDER’90 Développement d’un code qui pour chaque
noyau fissile donne le spectre en temps et la quantité de noyaux retardés émis
Café SPhN 02/02/2004
Conclusion et perspectives : expérience
Le détecteur a été optimisé Etude du bruit en cours
Etalonnage du détecteur avec une source de Cf et un faisceau de neutrons
Mesure des neutrons retardés de fission induite par neutron en mars, et par photon en juillet