résultats de lanalyse de lexpérience au 4 mev réunion du 01/06/2004
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Résultats de l’analyse de l’expérience au 4 MeV
Réunion du 01/06/2004
Calculs théoriques
Données ENDF-B VI pour une irradiation infinie
Pour une irradiation finie le nombre de coups en fonction du temps est :
La contribution d’un groupe après une irradiation finie est :
)exp())exp(1()( tTctN iirrii
i
))exp(1( irriii Tca
Méthode d’analyse
Somme de six exponentielles par approximation de moindres carrés avec le logiciel ROOT
Regroupement de mesures pour avoir un nombre de coups minimal Erreur statistique en ordonnée Erreur en abscisse : i²/12 où i est la
largeur du regroupement i Détermination du bruit de fond sur les
mesures
125-125:Prédiction et mesures
Nos mesures semblent correspondre aux données ENDF-B VI
Le bruit de fond a un rôle important
3.3 cp/s n’est pas le bruit de fond mesuré
Bruit de fond = 0 cp/s Bruit de fond = 3.3 cp/s
125-125: Recherche des groupes 1 à 4
Impossible de voir le groupe 1 noyé par le bruit
Pour voir le groupe 3 on impose son temps de vie à 5s (valeur ENDF-B VI)
125-125: Groupes 2 à 4
Rapport ENDF-B VI Expérience
a3/a2 1.21 0.91 ± 0.56
a4/a2 2.89 2.89 ± 0.48
a4/a3 2.39 3.19 ± 1.98
Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience
2 21.58 22.51 ± 2.61
4 1.93 1.905 ± 0.456
Rapports car les mesures ne sont pas normalisées
ENDF-B VI
125-125: Détermination du bruit de fond
Forme cherchée:
Bruit prépondérant au delà de 50 s
Bruit = 34.78/(53x0.2)
= 3.29 ± 0.09 cp/s Valeurs précédentes
)2ln
exp()(2
2 tT
abruittN
125-125: Recherche du groupe 1
Soustraction du bruit T1 choisi à 55.6 s (T1/2
du 87Br) Valeurs précédentes
125-125: Groupes 1 à 4
Rapport ENDF-B VI Expérience
a2/a1 12.85 12.09 ± 8.7
a4/a1 37.12 36.61 ± 30
a3/a2 1.21 0.84 ± 0.47
a4/a2 2.89 3.03 ± 1.16
a4/a3 2.39 3.62 ± 2.03
Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience
2 21.58 19.71 ± 2.737
4 1.93 1.915 ± 0.6403
Rapports car les mesures ne sont pas normalisées
ENDF-B VI
20-25:Recherche des groupes 3 et 4
T1/2 groupe 2 trop long par rapport au temps de mesure pour se démarquer du bruit
T3 fixé à 5s (ENDF-B VI)
20-25: Recherche des groupes 3 à 5
a3 > 90% Valeurs précédentes
20-25: Groupes 3 à 5
Rapport ENDF-B VI Expérience
a4/a3 3.21 2.17 ± 1.34
a5/a3 2.12 1.65 ± 1.31
a5/a4 0.66 0.818 ± 0.51
(a5+a6)/a3 1.97 2.17 ± 1.34
(a5+a6)/a4 0.93 0.818 ± 0.51
Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience
4 1.93 2.439 ± 0.7132
5 0.493 0.3129 ± 0.1638
5+6 0.413 0.3129 ± 0.1638
Impossible de séparer les groupes 5 et 6 à cause du pas en temps (0.2s)
ENDF-B VI
6.25-6.25:Recherche des groupes 3 à 5
Calcul entre 0 et 6 s Impossible de voir le
groupe 2 : temps de vie trop long
T3 fixé à 5s (ENDF-B VI)
6.25-6.25: Groupes 3 à 5
ENDF-B VI Toujours pas de
séparation entre le groupe 5 et 6
Contribution du groupe 6 trop faible
Faire des irradiations courtes
Rapport ENDF-B VI Expérience
a4/a3 3.69 3.88 ± 1.68
a5/a3 2.39 3.12 ± 1.39
a5/a4 0.65 0.81 ± 0.14
(a5+a6)/a3 3.19 3.12 ± 1.39
(a5+a6)/a4 0.87 0.81 ± 0.14
Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience
4 1.93 2.214 ± 0.4638
5 0.493 0.4787 ± 0.1025
5+6 0.413 0.4787 ± 0.1025
Neutrons retardés par fission: formule
NHe3 : Nombre de coups dans le détecteur Nfiss : Nombre de fissions par seconde et par neutron
incident, calculé par simulation MCNPX : Coefficient d’atténuation calculé par simulation
MCNPX He3 : Efficacité du détecteur par obtenue par simulation
MCNPX et confirmée par prise de mesure He3 : Angle solide déterminé par simulation MCNPX Isource : Flux de neutrons par seconde émis par le
faisceau
sourceHeHefiss
Hed IN
tN
33
3 )0(
Neutrons retardés par fission: Coefficient d’atténuation
Entre 0.1 et 1.2 MeV: atténuation constante
Energie des neutrons retardés
= 0.989 ± 1%
sourceHeHefiss
Hed IN
tN
33
3 )0(
Neutrons retardés par fission: Flux de neutrons Isource
52.07 ± 0.8% cp/(s.µA) Courant : 5.7 µA ± 10% Incertitude BF3 : 6% Incertitude totale : 11.8% 1 cp correspond à
1.428 106 neutrons émis Isource= 4.24 108 ± 11.8% n/s
sourceHeHefiss
Hed IN
tN
33
3 )0(
Neutrons retardés par fission: Efficacité He3
0,00
0,01
0,02
0,03
0,04
0,05
0,06
0,07
0,08
0 500 1000 1500 2000 2500
Energy (keV)
Det
ecto
r ef
fici
ency
MCNPX prediction
p+Li neutron source
p+T neutron source
Cf-252 neutron source
MCNPX Entre 0.1 et 1.2 MeV
efficacité constante He3 = 0.05 ± 5% cp/n
sourceHeHefiss
Hed IN
tN
33
3 )0(
Neutrons retardés par fission: Calcul de d
Théorie :
Mesure : Int = 11.04 ± 0.488 cp/s
N(t=0) = 59.34 ± 0.5% cp/s Nfiss = 2.97 10-4 ± 4% fission/n = 0.989 ± 1% He3 = 0.05 ± 5% cp/n He3 = 0.216 ± 1% str Isource = 4.24 108 ± 11.8% n/s d = 0.0441 ± 13.5%
JENDL : d = 0.0466 ± 3.6%
Int
dtnntN retret 2.0
0]2.0;0[ 2.0
075.1075.1)0(
Conclusions
Résultats encourageants Expérience futures. Objectifs :
Plus de statistique Mesures plus précises Meilleure connaissance du flux de neutron Réduire le bruit de fond Bon choix du pas en temps Adéquation des durées d’irradiation et de
décroissance à la recherche des différents groupes