L'objectif de ce travail de thèse est de démontrer le potentiel des calorimètres métalliques magnétiques pour la spectrométrie bêta via une mesure du spectre du 63-Ni. Ce nucléide fait partie des émetteurs bêta pour lesquels la théorie est connue et les calculs crédibles. Nous proposons une méthode d'observation expérimentale du spectre, à basse énergie surtout, permettant de valider les calculs théoriques.Un traitement des données spécifique à l'établissement d'un spectre continu a été établi et optimisé, prenant en compte les paramètres d'une mesure cryogénique avec un calorimètre métallique magnétique et les exigences de la spectrométrie bêta.Deux types de sources ont été réalisés, un dépôt sous forme de sel de nickel à partir d'une goutte séchée de solution de NiCl2 et un dépôt métallique de nickel issu d'une électrodéposition. Les sources électrodéposées se sont révélées être le type de source adéquate pour la spectrométrie du 63-Ni.Les performances des calorimètres métalliques magnétiques, parmi lesquelles le fort rendement de détection ou le faible seuil en énergie, permettent d'obtenir des résultats suffisamment précis pour la validation expérimentale des calculs théoriques.

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La bonne connaissance des données nucléaires de base, grandeurs d’entrée pour les codes de calcul neutronique, constitue l’un des piliers fondamentaux de la réussite des grands programmes de l’industrie nucléaire. Ce travail a pour vocation d’apporter des informations nécessaires à la démarche de validation intégrale des données nucléaires. Des expériences de perturbations ont été effectuées auprès du réacteur Caliban, elles concernent quatre matériaux d’intérêt pour l’industrie nucléaire : or, lutécium, plutonium et uranium 238. D’autres expériences visant à caractériser le réacteur Caliban sont également présentées et discutées, ces dernières sont essentielles à la bonne interprétation des expériences de perturbations. Après définition des protocoles expérimentaux et des incertitudes associées, les résultats de mesures sont présentés et confrontés avec des résultats de calculs. La méthodologie utilisée dans les calculs numériques est décrite précisément, notamment la génération de données multigroupes pour les codes déterministes. La manière dont les expériences ont été modélisées est également présentée avec les incertitudes associées. Cette comparaison a permis d’aboutir à une interprétation en terme de qualification des bibliothèques de données nucléaires. Les écarts observés sont discutés et justifient la poursuite de telles expériences. / The good knowledge of nuclear data, input parameters for the neutron transport calculation codes, is necessary to support the advances of the nuclear industry. The purpose of this work is to bring pertinent information regarding the nuclear data integral validation process. Reactivity worth measurements have been performed on the Caliban reactor, they concern four materials of interest for the nuclear industry : gold, lutetium, plutonium and uranium 238. Experiments which have been conducted in order to improve the characterization of the core are also described and discussed, the latter are necessary to the good interpretation of reactivity worth measurements. The experimental procedures are described with their associated uncertainties, measurements are then compared to numerical results. The methods used in numerical calculations are reported, especially the multigroup cross sections generation for deterministic codes. The modeling of the experiments is presented along with the associated uncertainties. This comparison led to an interpretation concerning the qualification of nuclear data libraries. Discrepancies are reported, discussed and justify the need of such experiments.

La bonne connaissance des données nucléaires de base, grandeurs d'entrée pour les codes de calcul neutronique, constitue l'un des piliers fondamentaux de la réussite des grands programmes de l'industrie nucléaire. Ce travail a pour vocation d'apporter des informations nécessaires à la démarche de validation intégrale des données nucléaires. Des expériences de perturbations ont été effectuées auprès du réacteur Caliban, elles concernent quatre matériaux d'intérêt pour l'industrie nucléaire : or, lutécium, plutonium et uranium 238. D'autres expériences visant à caractériser le réacteur Caliban sont également présentées et discutées, ces dernières sont essentielles à la bonne interprétation des expériences de perturbations. Après définition des protocoles expérimentaux et des incertitudes associées, les résultats de mesures sont présentés et confrontés avec des résultats de calculs. La méthodologie utilisée dans les calculs numériques est décrite précisément, notamment la génération de données multigroupes pour les codes déterministes. La manière dont les expériences ont été modélisées est également présentée avec les incertitudes associées. Cette comparaison a permis d'aboutir à une interprétation en terme de qualification des bibliothèques de données nucléaires. Les écarts observés sont discutés et justifient la poursuite de telles expériences.

Les critères de sûreté exigés pour les réacteurs rapides au sodium de Generation IV (RNR-Na) se traduisent par la nécessité d'incertitudes réduites et maîtrisées sur les grandeurs neutroniques d'intérêt. Une part de ces incertitudes provient des données nucléaires et, dans le cas des RNR-Na, des données nucléaires du sodium, qui présentent des différences significatives entre les bibliothèques internationales (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). L'objectif de cette thèse est d'améliorer la connaissance sur les données nucléaires du sodium afin de mieux calculer les paramètres neutroniques des RNR-Na et fournir des incertitudes fiables. Après un état des lieux des présentes données du Na23, l'impact des différences est quantifié notamment sur les effets en réactivité de vidange du sodium, calculés avec des outils neutroniques déterministe et stochastique. Les résultats montrent qu'il est nécessaire de ré-évaluer entièrement les données nucléaires du sodium. Plusieurs développements ont été effectués dans le code d'évaluation Conrad, pour intégrer de nouveaux modèles de réactions nucléaires et leurs paramètres ainsi que pour permettre de procéder à des ajustements avec des mesures intégrales. Suite à ces développements, l'analyse des données différentielles et la propagation des incertitudes expérimentales avec Conrad ont été réalisées. Le domaine des résonances résolues a été étendu à 2 MeV et le domaine du continuum débute directement au-delà de cette énergie. Une nouvelle évaluation du Na23 et les matrices de covariances multigroupes associées ont été générées pour de futurs calculs d'incertitudes. La dernière partie de la thèse se focalise sur le retour des expériences intégrales de vidange du sodium, par des méthodes d'assimilation de données intégrales, afin de réduire les incertitudes sur les sections efficaces du sodium. Ce document se clôt sur des calculs d'incertitudes pour des RNR-Na de type industriel, qui montrent une meilleure prédiction de leurs paramètres neutroniques avec la nouvelle évaluation.

Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur Minerve, permettent de tester de nombreux paramètres neutroniques sur des matériaux, des combustibles ou des isotopes spécifiques. Généralement, les effets attendus sont très faibles, tout au plus de l'ordre de la dizaine de pcm. La modélisation de ces expériences doit donc être particulièrement précise, afin d'obtenir un retour fiable et précis sur les paramètres ciblés. En particulier, les biais de calcul doivent être clairement identifiés, quantifiés et maîtrisés afin d'obtenir des informations pertinentes sur les données nucléaires de base. L'enjeu de cette thèse est le développement d'un schéma de calcul de référence, dont les incertitudes sont clairement identifiées et quantifiées, permettant l'interprétation des mesures par oscillation. Dans ce document plusieurs méthodes de calcul de ces faibles effets en réactivité sont présentées, basées sur des codes de calculs neutroniques déterministes et/ou stochastiques. Ces méthodes sont comparées sur un benchmark numérique, permettant leur validation par rapport à un calcul de référence. Trois applications sont ici présentées dans le détail : une méthode purement déterministe utilisant la théorie des perturbations exacte pour la qualification des sections efficaces des principaux produits de fission en REP, dans le cadre d'études sur l'estimation de la perte du réactivité du combustible au cours du cycle ; une méthode hybride, basée sur un calcul stochastique et la théorie des perturbations exacte, permet d'obtenir un retour précis sur les données nucléaires de bases d'isotopes, dans notre cas l'241Am; et enfin, une troisième méthode, reposant sur un calcul perturbatif Monte Carlo, est utilisée pour une étude de conception. / Reactivity measurements by the oscillation technique, as those performed in the Minerve reactor, enable to access various neutronic parameters on materials, fuels or specific isotopes. Usually, expected reactivity effects are small, about ten pcm at maximum. Then, the modeling of these experiments should be very precise, to obtain reliable feedback on the pointed parameters. Especially, calculation biases should be precisely identified, quantified and reduced to get precise information on nuclear data. The goal of this thesis is to develop a reference calculation scheme, with well quantified uncertainties, for in-pile oscillation experiments. In this work are presented several small reactivity calculation methods, based on deterministic and/or stochastic calculation codes. Those method are compared thanks to a numerical benchmark, against a reference calculation. Three applications of these methods are presented here: a purely deterministic calculation with exact perturbation theory formalism is used for the experimental validation of fission product cross sections, in the frame of reactivity loss studies for irradiated fuel; an hybrid method, based on a stochastic calculation and the exact perturbation theory is used for the readjustment of nuclear data, here 241Am; and a third method, based on a perturbative Monte Carlo calculation, is used in a conception study.

L'objectif de ce travail de thèse est de démontrer le potentiel des calorimètres métalliques magnétiques pour la spectrométrie bêta via une mesure du spectre du 63-Ni. Ce nucléide fait partie des émetteurs bêta pour lesquels la théorie est connue et les calculs crédibles. Nous proposons une méthode d'observation expérimentale du spectre, à basse énergie surtout, permettant de valider les calculs théoriques.Un traitement des données spécifique à l'établissement d'un spectre continu a été établi et optimisé, prenant en compte les paramètres d'une mesure cryogénique avec un calorimètre métallique magnétique et les exigences de la spectrométrie bêta.Deux types de sources ont été réalisés, un dépôt sous forme de sel de nickel à partir d'une goutte séchée de solution de NiCl2 et un dépôt métallique de nickel issu d'une électrodéposition. Les sources électrodéposées se sont révélées être le type de source adéquate pour la spectrométrie du 63-Ni.Les performances des calorimètres métalliques magnétiques, parmi lesquelles le fort rendement de détection ou le faible seuil en énergie, permettent d'obtenir des résultats suffisamment précis pour la validation expérimentale des calculs théoriques. / The aim of this thesis is to demonstrate the potential of metallic magnetic calorimeters for beta spectrometry by measuring the spectrum of 63-Ni. This nuclide is one of the beta emitters for which theory is well-known and calculation reliable. We propose a method for experimental observation, especially at low energies, which allows to validate the theoretical calculation.A dedicated data analysis has been established and optimized. It takes into account the parameters of a cryogenic measurement and also the specific requirements of beta spectrometryTwo types of sources have been realized, a deposit of nickel salt from a dried drop of a solution of NiCl2 and a metallic electroplated source of Ni. The electroplated sources turn out to be the appropriate type of source for 63-Ni spectrometry.The performances of metallic magnetic calorimeters, such as high detection efficiency and low energy threshold, lead to results precise enough to validate experimentally the theory.

Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur Minerve, permettent de tester de nombreux paramètres neutroniques sur des matériaux, des combustibles ou des isotopes spécifiques. Généralement, les effets attendus sont très faibles, tout au plus de l'ordre de la dizaine de pcm. La modélisation de ces expériences doit donc être particulièrement précise, afin d'obtenir un retour fiable et précis sur les paramètres ciblés. En particulier, les biais de calcul doivent être clairement identifiés, quantifiés et maîtrisés afin d'obtenir des informations pertinentes sur les données nucléaires de base. L'enjeu de cette thèse est le développement d'un schéma de calcul de référence, dont les incertitudes sont clairement identifiées et quantifiées, permettant l'interprétation des mesures par oscillation. Dans ce document plusieurs méthodes de calcul de ces faibles effets en réactivité sont présentées, basées sur des codes de calculs neutroniques déterministes et/ou stochastiques. Ces méthodes sont comparées sur un benchmark numérique, permettant leur validation par rapport à un calcul de référence. Trois applications sont ici présentées dans le détail : une méthode purement déterministe utilisant la théorie des perturbations exacte pour la qualification des sections efficaces des principaux produits de fission en REP, dans le cadre d'études sur l'estimation de la perte du réactivité du combustible au cours du cycle ; une méthode hybride, basée sur un calcul stochastique et la théorie des perturbations exacte, permet d'obtenir un retour précis sur les données nucléaires de bases d'isotopes, dans notre cas l'241Am; et enfin, une troisième méthode, reposant sur un calcul perturbatif Monte Carlo, est utilisée pour une étude de conception.

Ce travail de thèse répond à un besoin de qualification des outils permettant decalculer les échauffements photoniques dans les réacteurs nucléaires. En effet, laproblématique des échauffements g dans les matériaux de structure a pris de l'importanceces dernières années, notamment pour la sûreté des réacteurs de 3ème génération danslesquels un réflecteur lourd en acier est introduit.Les photons présents dans le coeur sont tous directement ou indirectement issus desinteractions des neutrons avec la matière. Ils sont créés au moment de l'interaction ou endifféré par l'intermédiaire de noyaux créés au moment de l'interaction. Par conséquent, lepremier axe de travail a été d'effectuer une analyse critique des données de productionphotonique dans les bibliothèques de données nucléaires standards. La découverted'omissions dans la bibliothèque JEFF-3.1.1 nous a amené à proposer une méthode deproduction de nouvelles évaluations contenant de nouveaux spectres d'émission de photong. Ces nouvelles évaluations ont ensuite été proposées et en partie acceptées pour lanouvelle version de la bibliothèque JEFF.Il existe deux codes de transport de particules développés au CEA : TRIPOLI4 etAPOLLO2. Le deuxième axe de travail a été de qualifier ces deux codes. Pour cela, nousavons interprété les mesures d'échauffement g effectuées dans le cadre du programmeexpérimental PERLE. Des détecteurs thermoluminescents (TLD) ont été introduits dans unréflecteur lourd en acier entourant un réseau de crayons combustibles. Nous avons dûproposer un schéma de calcul spécifique aux deux codes afin de calculer la réponse desTLD.Les comparaisons calcul-mesure ont montré que TRIPOLI4 permettait decorrectement estimer l'échauffement dans le réflecteur relativement à l'échauffement dans lazone fissile. En effet, les écarts calcul-mesure sont inférieurs à l'incertitude expérimentale à1s. Pour le calcul APOLLO2, nous avons tout d'abord commencé par une phase devalidation par rapport à TRIPOLI4 afin d'estimer les biais liés aux approximations imposéespar le traitement déterministe du transport des particules. Après cette phase de validation,nous avons pu montrer qu'APOLLO2, comme TRIPOLI4, permettait d'estimer correctementl'échauffement dans le réflecteur avec des écarts calcul-mesure comparables à l'incertitudeexpérimentale.

La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des données nucléaires, pour des raisons de sûreté nucléaire. Elle vise en particulier les sections efficaces indispensables aux calculs neutroniques des réacteurs rapides au sodium de Génération IV (RNR-Na), et les moyens permettant de les évaluer.Le principal objectif de la thèse est de fournir et montrer l’intérêt de nouveaux outils permettant de réaliser des évaluations cohérentes, avec des incertitudes maîtrisées et fiables. Pour répondre aux attentes, différentes méthodes ont été implémentées dans le cadre du code CONRAD, développé au CEA de Cadarache, au Département d’Étude des Réacteurs.Après l’état des lieux et la présentation des différents éléments nécessaires pour effectuer une évaluation, il est présenté des résolutions stochastiques de l’inférence Bayésienne. Elles permettent de fournir d’une part, des informations supplémentaires à l’évaluateur par rapport à la résolution analytique et d’autre part, de valider cette dernière. Les algorithmes ont été testés avec succès à travers plusieurs cas, malgré des temps de calcul plus longs faute aux méthodes de type Monte Carlo.Ensuite, ce travail a rendu possible, dans CONRAD, de prendre en compte des contraintes dites microscopiques. Elles sont définies par l’ajout ou le traitement d’informations additionnelles par rapport à l’évaluation traditionnelle. Il a été développé un algorithme basé sur le formalisme des multiplicateurs de Lagrange pour résoudre les problèmes de continuité entre deux domaines en énergies traitées par deux théories différentes. De plus, d’autres approches sont présentées, avec notamment l’utilisation de la marginalisation, permettant soit de compléter une évaluation existante en ajoutant des matrices de covariance, soit de considérer une incertitude systématique pour une expérience décrite par deux théories. Le bon fonctionnement des différentes méthodes implémentées est illustré par des exemples, dont celui de la section efficace totale de l’238U.Enfin, les dernières parties de la thèse se focalisent sur le retour des expériences intégrales, par méthodes d’assimilation de données intégrales. Cela permet de réduire les incertitudes sur les sections efficaces d’intérêt pour les réacteurs rapides. Ce document se clôt par la présentation de quelques résultats clefs sur les sections efficaces de l’238U et du 239Pu, avec la considération d’expériences comme PROFIL et PROFIL-2 dans Phénix ou encore Jezebel. / The thesis has been motivated by a wish to increase the uncertainty knowledge on nuclear data, for safety criteria. It aims the cross sections required by core calculation for sodium fast reactors (SFR), and new tools to evaluate its.The main objective of this work is to provide new tools in order to create coherent evaluated files, with reliable and mastered uncertainties. To answer those problematic, several methods have been implemented within the CONRAD code, which is developed at CEA of Cadarache.After a summary of all the elements required to understand the evaluation world, stochastic methods are presented in order to solve the Bayesian inference. They give the evaluator more information about probability density and they also can be used as validation tools. The algorithms have been successfully tested, despite long calculation time.Then, microscopic constraints have been implemented in CONRAD. They are defined as new information that should be taken into account during the evaluation process. An algorithm has been developed in order to solve, for example, continuity issues between two energy domains, with the Lagrange multiplier formalism. Another method is given by using a marginalization procedure, in order to either complete an existing evaluation with new covariance or add systematic uncertainty on an experiment described by two theories. The algorithms are well performed along examples, such the 238U total cross section.The last parts focus on the integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on cross sections. This work ends with uncertainty reduction on key nuclear reactions, such the capture and fission cross sections of 238U and 239Pu, thanks to PROFIL and PROFIL-2 experiments in Phénix and the Jezebel benchmark.