An der Neutronen-Flugzeit-Anlage nELBE des Helmholtz-Zentrums Dresden-Rossendorf sollen Reaktionsquerschnitte mit Relevanz für die nukleare Transmutation bestimmt werden. Die Transmutation hochradioaktiver Abfälle aus abgebrannten Brennelementen thermischer Kernreaktoren in schnellen Neutronenspektren hat das Potential die langlebige Radiotoxizität der Abfälle deutlich zu reduzieren. Zum grundlegenden Verständnis der Physik der Transmutation müssen sowohl Spalt- und Neutroneneinfang-Wahrscheinlichkeiten von Brennelementbestandteilen als auch inelastische Streuquerschnitte an Konstruktionsmaterialien im schnellen Neutronenspektrum mit möglichst kleinen Unsicherheiten bekannt sein. Diese Arbeit beschäftigt sich mit der Messung des inelastischen Neutronen-Streuquerschnittes mit Hilfe einer neu entwickelten Doppel-Flugzeit-Methode. Mit einem kombinierten Aufbau aus Plastik- und BaF2-Szintillationsdetektoren werden die beim Streuprozess emittierten Neutronen und Photonen in Koinzidenz erstmalig nachgewiesen und dadurch der bei der Streuung angeregte Zustand des Zielkerns identifiziert. An nELBE wird weltweit einzigartig der Elektronenstrahl eines supraleitenden Linearbeschleunigers, des ELBE-Beschleunigers, zur Erzeugung schneller Neutronen benutzt. Dieser wird auf einen Kreislauf flüssigen Bleis fokussiert, in dem die Elektronen Bremsstrahlung erzeugen, die wiederum Neutronen aus Bleikernen herauslöst. Durch die kurze Zeitdauer der Elektronenstrahlimpulse von ca. 5 ps kann mit einem kompakten Neutronenquellvolumen auch mit einer kurzen Flugstrecke eine gute Zeitauflösung erzielt werden. Das emittierte Neutronenspektrum hat eine einem Maxwell-Boltzmann-Spektrum ähnliche Verteilung und reicht von etwa 10 keV bis etwa 10 MeV. Bei einem verwendbaren Elektronenstrom von 15 μA beträgt die Quell-Stärke etwa 1,6 · 10^11 n/s. Die Neutronen werden kollimiert und auf eine Probe natürlichen Eisens geschossen, die bei einer Flugstrecke von etwa 6 m positioniert war. Die Probenposition ist von einem Array von bis zu 42 BaF2-Szintillationsdetektoren zur Photonendetektion umgeben. In einem Abstand von 1 m sind fünf 1 m lange Plastik-Szintillationsdetektoren zum Neutronennachweis aufgebaut. Zur Bestimmung des einfallenden Neutronenflusses wurde eine 235U-Spaltkammer verwendet, die bei einer Flugstrecke von etwa 4,3 m zwischen Neutronenquelle und Probe aufgestellt war. Die Signale aller Detektoren werden von einer speziell dafür entworfenen VME basierten Datenaufnahmeelektronik verarbeitet und die Zeit- und Ladungs-Werte bestimmt. Aus dem Detektionszeitpunkt des Photons wird die Flugzeit und damit die Energie des einfallenden Neutrons bestimmt. Aus der Zeitdifferenz zwischen der Photonen- und Neutronendetektion ergibt sich die Flugzeit bzw. Energie des gestreuten Neutrons. Mit Hilfe von Kinematik-Rechnungen können die Ereignisse herausgefiltert werden, die der inelastischen Streuung unter Anregung eines bestimmten Kernniveaus eines bestimmten Isotops entsprechen. Aus dem Verhältnis von eingefallenem Neutronenstrom und nachgewiesenen Streuereignissen jeder Kombination aus einem Plastik- und einem BaF2-Szintillationsdetektor wurde entsprechend der Raumwinkelabdeckung der Detektoren der winkel- und energiedifferentielle inelastische Streuquerschnitt bestimmt.

<p>Neutron-carbon interactions have been studied with a focus on charged-particle production of relevance to radiation protection and medical applications, such as cancer therapy. The measurements have been performed using the particle-detection setup, MEDLEY, and the 96 MeV neutron beam at the The Svedberg Laboratory in Uppsala.</p><p>Double-differential cross sections of inclusive charged-particle production are compared with recent calculations from models based on the GNASH code including direct, preequilibrium and compound processes. For protons, the shapes of the cross-section spectra are reasonably well described by the calculations. For the other particles- <i>d</i>, <i>t</i>, ³He and α- there are important discrepancies, in particular for ³He-ions and α-particles, concerning both shape and magnitude of the spectra.</p><p>Using the new cross sections, partial as well as total KERMA coefficients have been determined. The coefficients have also been compared to previous experimental results and model calculations. The <i>p</i>, <i>d</i> and <i>t</i> KERMA coefficients are in good agreement with those from a previous measurement. For the helium isotopes, there are no previous measurements at this energy. The KERMA coefficients are considerably higher (by up to 30%) than those predicted by the calculations.</p><p>The KERMA results indicate that protons and α -particles are the main contributors to the dose. A 6x6x6 cm³ carbon phantom, exposed to a broad and a pencil-like beam, is used for the computation of the absorbed doses deposited by these two particles in spheres of 1 μm in diameter, located at various positions in the phantom. The maximum doses are deposited at ~3 cm from the surface of neutron impact for protons and within 1 cm for α-particles. For the pencil beam, deposited doses are spread over regions of ~1.5 cm and ~300 μm transverse to the beam for protons and α-particles, respectively. The results are consistent with previous integral measurements at lower energies.</p>

Neutron-carbon interactions have been studied with a focus on charged-particle production of relevance to radiation protection and medical applications, such as cancer therapy. The measurements have been performed using the particle-detection setup, MEDLEY, and the 96 MeV neutron beam at the The Svedberg Laboratory in Uppsala. Double-differential cross sections of inclusive charged-particle production are compared with recent calculations from models based on the GNASH code including direct, preequilibrium and compound processes. For protons, the shapes of the cross-section spectra are reasonably well described by the calculations. For the other particles- d, t, 3He and α- there are important discrepancies, in particular for 3He-ions and α-particles, concerning both shape and magnitude of the spectra. Using the new cross sections, partial as well as total KERMA coefficients have been determined. The coefficients have also been compared to previous experimental results and model calculations. The p, d and t KERMA coefficients are in good agreement with those from a previous measurement. For the helium isotopes, there are no previous measurements at this energy. The KERMA coefficients are considerably higher (by up to 30%) than those predicted by the calculations. The KERMA results indicate that protons and α -particles are the main contributors to the dose. A 6x6x6 cm3 carbon phantom, exposed to a broad and a pencil-like beam, is used for the computation of the absorbed doses deposited by these two particles in spheres of 1 μm in diameter, located at various positions in the phantom. The maximum doses are deposited at ~3 cm from the surface of neutron impact for protons and within 1 cm for α-particles. For the pencil beam, deposited doses are spread over regions of ~1.5 cm and ~300 μm transverse to the beam for protons and α-particles, respectively. The results are consistent with previous integral measurements at lower energies.

Monte-Carlo calculations are used to simulate the stochastic effects of fast neutron-induced chemical changes in the radiolysis of the ferrous sulfate (Fricke) dosimeter. To study the dependence of the yield of ferric ions, G(Fe[superscript 3+]), on fast neutron energy, we have simulated, at 25 [degree centigrade], the oxidation of ferrous ions in aerated aqueous 0.4 M H[subscript 2]SO[subscript 4] (pH 0.46) solutions when subjected to ~0.5-10 MeV incident neutrons, as a function of time up to ~50 s. The radiation effects due to fast neutrons are estimated on the basis of track segment (or"escape") yields calculated for the first four recoil protons with appropriate weighting according to the energy deposited by each of these protons. For example, a 0.8-MeV neutron generates recoil protons of 0.505, 0.186, 0.069, and 0.025 MeV, with linear energy transfer (LET) values of ~41, 69, 82, and 62 keV/[micro]m, respectively. In doing so, we consider that further recoils make only a negligible contribution to radiation processes. Our results show that the radiolysis of dilute aqueous solutions by fast neutrons produces smaller radical yields and larger molecular yields (relative to the corresponding yields for the radiolysis of water by [superscript 60]Co [gamma]-rays or fast electrons) due to the high LET associated to fast neutrons. The effect of recoil ions of oxygen, which is also taken into account in the calculations, is shown to decrease G(Fe[superscript 3+]) by about 10%. Our calculated values of G(Fe[superscript 3+]) are found to increase slightly with increasing neutron energy over the energy range covered in this study, in good agreement with available experimental data. We have also simulated the effect of temperature on the G(Fe[superscript 3+]) values in the fast neutron radiolysis of the Fricke dosimeter from 25 to 300 [degree centigrade]. Our results show an increase of G(Fe[superscript 3+]) with increasing temperature, which is readily explained by an increase in the yields of free radicals and a decrease in those of molecular products. For 0.8-MeV incident neutrons (the only case for which experimental data are available in the literature), there is a ~23% increase in G(Fe[superscript 3+]) on going from 25 to 300 [degree centigrade]. Although these results are in reasonable agreement with experiment, more experimental data, in particular for different incident neutron energies, would be needed to test more rigorously our Fe[superscript 3+] ion yield results at elevated temperatures.

Résumé : Le contrôle de la chimie de l'eau dans un réacteur nucléaire refroidi à l'eau nécessite une compréhension détaillée des effets de la radiolysede l'eau afin de limiter la corrosion et la dégradation des matériaux par oxydation générée par les produits de cette radiolyse. Toutefois, la mesure directe de la chimie dans le cœur des réacteurs est extrêmement difficile, sinon impossible, en raison des conditions extrêmes de haute température et haute pression, et les champs d’irradiation mixtes neutrons/γ, qui ne sont pas compatibles avec l'instrumentation chimique normale. Pour ces raisons,des modèles théoriques et des simulations sur ordinateur sont essentielles pour la prédiction de la chimie sous rayonnement de l'eau de refroidissement dans le cœur et son impact sur les matériaux. Dans ce travail, des simulations Monte Carlo ont été utilisées pour calculer les rendements des principales espèces (e[indice supérieur -][indice inférieur aq], H[indice supérieur •], H[indice inférieur 2], [indice supérieur •]OH et H[indice inférieur 2]O[indice inférieur 2]) formées lors de la radiolyse de l’eau liquide neutre par des neutrons mono-énergétiques de 2 MeV à des températures entre 25 et 350 °C. Le choix des neutrons de 2 MeV comme énergie d'intérêt est représentatif du flux de neutrons rapides dans un réacteur. Pour l'eau légère, la contribution la plus significative à la radiolyse vient des quatre premières collisions des neutrons qui produisent, dans la majorité des cas, des protons avec des énergies de recul de ~1.264, 0.465, 0.171 et 0.063 MeV et des transferts d’énergie linéique (TEL) moyens respectivement de ~22, 43, 69et 76 keV/[micro]m. Par ailleurs, nous avons négligé les effets des radiations dus aux ions de recul de l’oxygène. Les rendements moyens finaux peuvent alors être estimés comme étant la somme des rendements résultant de l’action de ces protons après pondérations en fonction de l’énergie déposée. Les rendements ont été calculés à 10[indice supérieur -7], 10[indice supérieur -6] et 10[indice supérieur -5] s. Les valeurs obtenues sont en accord avec les données expérimentales disponibles. En comparant nos résultats avec les données obtenues pour les rayonnements à faible TEL (rayons γ de [indice supérieur 60]Co ou électrons rapides), nos rendements calculés pour les neutrons rapides ont montré une dépendance en température essentiellement similaire, mais avec des valeurs plus faibles pour les rendements en radicaux libres et des valeurs plus élevées pour les rendements moléculaires. Nous avons également utilisé les simulations Monte Carlo pour étudier l'existence de la chute rapide de la constante de vitesse de réaction de l'électron hydraté (e[indice supérieur -][indice inférieur aq]) sur lui-même – l’une des principales sources de formation de H[indice inférieur 2] – au-dessus de 150 °C. Cette dépendance en température a été observée expérimentalement en milieu alcalin par divers auteurs, mais jamais en milieu neutre. Lorsque cette baisse de la constante de vitesse d’auto-réaction de e[indice supérieur -][indice inférieur aq] est incluse dans nos codes de simulation, tant pour des rayonnements de bas TEL (grappes isolés) que de haut TEL (trajectoires cylindriques), g(H[indice inférieur 2]) montre une discontinuité marquée à la baisse à ~150°C, ce qui n'est pas observée expérimentalement. Les conséquences de la présence de cette discontinuité dans le rendement en H[indice inférieur 2] pour les rayonnements à bas et haut TEL sont discutées. Enfin, nous avons tenté d’expliquer l'augmentation – considérée comme anormale – du rendement en H[indice inférieur 2] en fonction de la température au-dessus de 200 °C par l’intervention de la réaction des atomes H[indice supérieur •] avec l'eau, préalablement proposée par Swiatła-Wojcik et Buxton en 2005. La constante de vitesse de cette réaction est toujours controversée. // Abstract : Controlling the water chemistry in a water-cooled nuclear power reactor requires understanding and mitigating the effects of water radiolysis to limit the corrosion and degradation of materials by oxidizing radiolysis products. However, direct measurement of the chemistry in reactor cores is extremely difficult due to the extreme conditions of high temperature, pressure, and mixed neutron/γ-radiation fields, which are not compatible with normal chemical instrumentation. For these reasons, theoretical models and computer simulations are essential for predicting the detailed radiation chemistry of the cooling water in the core and the impact on materials. Monte Carlo simulations were used to calculate the yields for the primary species (e[superscript -][subscript aq], H[superscript •], H[subscript 2], [superscript •]OH, and H[subscript 2]O[subscript 2]) formed from the radiolysis of neutral liquid water by mono-energetic 2-MeV neutrons and the mechanisms involved at temperatures between 25 and 350 °C. In this work, we chose 2-MeV neutron as our energy of interest since it is known as representative of a fast neutron flux in a nuclear reactor. For light water, for that chosen energy, the most significant contribution to the radiolysis comes from the first four neutron collisions that generate mostly ejected protons with energies of ~1.264, 0.465, 0.171, and 0.063 MeV, which had, at 25 °C, mean linear energy transfers (LETs) of ~22, 43, 69, and 76 keV/[micro]m, respectively. In this work, we simply neglected the radiation effects due to oxygen ion recoils. The average final fast neutron yields could be estimated as the sum of the yields for these protons after allowance was made for the appropriate weightings (by using the Eq (2) in Chapter 4) according to their deposited energy. Yields were calculated at 10[superscript -7], 10[superscript -6] and 10[superscript -5] s. Our computed yield agreed reasonably well with the available experimental data. By comparing our results with data obtained for low-LET radiation ([superscript 60]Co γ-rays or fast electrons), our computed yields for fast neutron radiation showed essentially similar temperature dependences over the range of temperature studied, but with lower values for yields of free radicals and higher values for molecular yields. In this work, we also used our Monte Carlo simulation to investigate the existence of drop of hydrated electron (e[superscript -][subscript aq]) self-reaction rate constant at 150 °C. One of the main sources of H[subscript 2] formation is the self-reaction of hydrated electrons. The temperature dependence of the rate constant of this reaction (k[subscript 1]), measured under alkaline conditions, reveals that the rate constant drops abruptly above ~150 °C. However, when this drop in the e[superscript -][subscript aq] self-reaction rate constant is included in our code for low (isolated spurs) and high (cylindrical tracks) linear energy transfer (LET), g(H[subscript 2]) shows a marked downward discontinuity at ~150 °C which is not observed experimentally. The consequences of the presence of this discontinuity in H[subscript 2] yield for both low and high LET radiation are discussed. Another reaction that might explain the anomalous increasing of H[subscript 2] yield with temperature is the reaction of H[superscript •] atoms with water previously proposed by Swiatla-Wojcik and Buxton (2005) whose rate constant is still in controversial.

Les détecteurs ATLAS-MPX sont des détecteurs Medipix2-USB recouverts de convertisseurs de fluorure de lithium et de polyéthylène pour augmenter l’efficacité de détection des neutrons lents et des neutrons rapides respectivement. Un réseau de quinze détecteurs ATLAS-MPX a été mis en opération dans le détecteur ATLAS au LHC du CERN. Deux détecteurs ATLAS-MPX de référence ont été exposés à des sources de neutrons rapides 252 Cf et 241 AmBe ainsi qu’aux neutrons rapides produits par la réaction 7Li(p, xn) pour l’étude de la réponse du détecteur à ces neutrons. Les neutrons rapides sont principalement détectés à partir des protons de recul des collisions élastiques entre les neutrons et l’hydrogène dans le polyéthylène. Des réactions nucléaires entre les neutrons et le silicium produisent des particules-α. Une étude de l’efficacité de reconnaissance des traces des protons et des particules-α dans le détecteur Medipix2-USB a été faite en fonction de l’énergie cinétique incidente et de l’angle d’incidence. L’efficacité de détection des neutrons rapides a été évaluée à deux seuils d’énergie (8 keV et 230 keV) dans les détecteurs ATLAS-MPX. L’efficacité de détection des neutrons rapides dans la région du détecteur couverte avec le polyéthylène augmente en fonction de l’énergie des neutrons : (0.0346 ± 0.0004) %, (0.0862 ± 0.0018) % et (0.1044 ± 0.0026) % pour des neutrons rapides de 2.13 MeV, 4.08 MeV et 27 MeV respectivement. L’étude pour déterminer l’énergie des neutrons permet donc d’estimer le flux des neutrons quand le détecteur ATLAS-MPX est dans un champ de radiation inconnu comme c’est le cas dans le détecteur ATLAS au LHC. / ATLAS-MPX detectors are Medipix2-USB detectors covered with lithium fluoride and polyethylene converters in order to increase the detection efficiency of slow neutrons and fast neutrons respectively. A network of fifteen ATLAS-MPX detectors has been put in operation in the ATLAS detector at CERN-LHC. Two reference detectors ATLAS-MPX were exposed to two fast neutrons sources 252 Cf and 241 AmBe as well as fast neutrons produced by the reaction 7 Li( p, xn) for the study of the detector response to those neutrons. Fast neutrons are primarily detected by recoil protons from elastic collisions between neutrons and hydrogen in the polyethylene. In addition, α -particles are produced by nuclear reactions between neutrons and silicon. A study of the efficiency of proton and alpha particle track recognition of Medipix2-USB was done as a function of the initial kinetic energy and incidence angle. The detection efficiency of fast neutrons was evaluated for two energy thresholds (8 keV and 230 keV) of ATLAS-MPX detector. The fast neutron detection efficiency of the detector region covered in polyethylene increases with neutron energy: (0.0346 ± 0.0004) %, (0.0862 ± 0.0018) % and (0.1044 ± 0.0026) % for fast neutrons of 2.13 MeV, 4.08 MeV and 27 MeV respectively. The method for the measurement of neutron energy allows an estimate of the neutron flux when the ATLAS MPX detector is in an unknown radiation field as it is the case in the ATLAS detector at LHC.

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.

Das Institut für Kern- und Teilchenphysik (IKTP) der Technischen Universität Dresden (TUD) hat im Forschungszentrum Dresden-Rossendorf (FZD) ein Labor zur Untersuchung von neutroneninduzierten kernphysikalischen Prozessen in Materialien, die für die Fusionsforschung relevant sind, aufgebaut. Das Labor ist ausgestattet mit drei intensiven Neutronenquellen: einer 14 MeV-Neutronenquelle, einer weißen kontinuierlichen Photoneutronen-Quelle, die näher in dieser Arbeit beschrieben wird, und einer gepulsten Photoneutronen-Quelle, die vom FZD inKooperation mit der TUD aufgebaut wurde. Die kontinuierliche Photoneutronen-Quelle basiert auf einem Radiator aus Wolfram (engl. Tungsten Photoneutron Source (TPNS)). TPNS nutzt die im ELBE-Beschleuniger (Elektronen Linearbeschleuniger für Strahlen hoher Brillianz und niedriger Emittanz (ELBE)) beschleunigten Elektronen zur Neutronenerzeugung. Der Prozess läuft über Zwischenschritte ab, indem bei der Abbremsung der Elektronen im Radiator Bremsstrahlungsphotonen entstehen, die anschließend Neutronen durch (γ,xn)-Reaktionen erzeugen. Das Neutronenspektrum der TPNS kann mittels Moderatoren so modifiziert werden, dass es dem in der ersten Wand im Fusionsreaktor entspricht. Dies ermöglicht Untersuchungen mit einem für einen Fusionsreaktor typischen Neutronenspektrum. Die technische Verwirklichung des Projektes, die Inbetriebnahme der Anlage sowie die Durchführung der ersten Experimente zur Neutronenerzeugung ist Inhalt dieser Arbeit. Die Neutronenquelle ist insbesondere für qualitative Untersuchungen in der Fusionsneutronik bestimmt. Der Fusionsreaktor produziert, im Vergleich zu einem Spaltungsreaktor, keine langlebigen Isotope als Abfall. Die wesentliche Aktivität des Reaktors ist in Konstruktionsmaterialien akkumuliert. Durch sorgfältige Auswahl der Materialien kann man die Aktivierung minimieren und damit künftig wesentlich weniger radioaktives Inventar produzieren als in Spaltreaktoren. Ziel der kernphysikalischen Untersuchungen ist, solche Materialien für den Aufbau eines Fusionsreaktors zu erforschen, die niedrigaktivierbar sind, das heißt wenig Aktivität akkumulieren können, und eine Halbwertzeit von einigen Jahren haben. Es ist das Ziel, alle Konstruktionsmaterialien nach 100 Jahren wiederverwenden zu können. Die Neutronenflussdichte einer Photoneutronenquelle ist einige Größenordnungen höher als die, die mittels eines DT-Neutronengenerators mit anschließender Moderation erreicht werden kann. Die gesamte Arbeit ist in drei Teile geteilt. Der erste Teil leitet in die Problematik der Energieversorgung ein und zeigt die Kernfusion als eine vielversprechende Energiequelle der naher Zukunft auf. Das Neutronenlabor der TUD, in dem die TPNS aufgebaut ist, wird ebenfalls kurz vorgestellt. Der zweite Teil befasst sich mit der TPNS selbst, mit ihrem physikalischen Entwurf, der Konstruktion und dem Aufbau bis zu der Inbetriebnahme sowie dem ersten Experiment an der TPNS. Der letzte, dritte Teil ist die Zusammenfassung der vorhandenen Ergebnisse und gibt einen Ausblick auf die zukünftige Vorhaben. / The Institute for Nuclear and Particle Physics at the Technische Universität Dresden (TUD) has build a neutron physics laboratory at Forschungszentrum Dresden-Rossendorf (FZD) to investigate nuclear processes in materials. The experiments are focused on materials relevant to nuclear fusion. The laboratory is equipped with three intensive neutron sources. The first is a 14 MeV monochromatic neutron source based on the DT reaction (owned by TUD); the other two are continuous and pulsed white photoneutron sources based on (γ,xn) reactions. One pulsed photoneutron source is realized by FZD in cooperation with the TUD. The continuous photoneutron source utilises a tungsten radiator (Tungsten Photoneutron Source) to produce neutrons with a wide energy spectra. The TPNS uses the ELBE-accelerator as a source of electrons for neutron production. This process involves an intermediate step, where slowed down electrons produce bremsstrahlung (γ -rays) absorbed by tungsten nuclei. Consecutively, the excited nuclei emit neutrons. The neutron flux of the photoneutron source is five orders of magnitude higher than the flux of the DT neutron sources with appropriate moderation. The neutron spectrum of TPNS can be modified by moderators, in such a way that the spectrum is comparable to that in the first wall of a Tokamak-Reactor. That allows investigations with the typical neutron spectrum of the fusion reactor. The technical solution, initial operation and the first experiment are described in this work. The neutron source is, in particular, dedicated to quantitative investigations in fusion neutronics. A fusion reactor produces radioactive isotopes as a nuclear waste. The main activity is accumulated in the structural materials. Carefully selected structural materials can significantly minimize the activity and thereby the amount of nuclear waste. The purpose of this project is to find constructional materials with half-lives shorter than several years, which can be recycled after about 100 years. The work is divided into three parts. The first part is dedicated to the energy supply problem and nuclear fusion is addressed as a promising solution of the near future. The neutron laboratory housing the TPNS is also briefly described. The second part deals with the tungsten photoneutron source, the design, construction, operation and the first experiments for neutron production. The third part summarises results and presents an outlook for future experiments with the TPNS.

Les détecteurs ATLAS-MPX sont des détecteurs Medipix2-USB recouverts de convertisseurs de fluorure de lithium et de polyéthylène pour augmenter l’efficacité de détection des neutrons lents et des neutrons rapides respectivement. Un réseau de quinze détecteurs ATLAS-MPX a été mis en opération dans le détecteur ATLAS au LHC du CERN. Deux détecteurs ATLAS-MPX de référence ont été exposés à des sources de neutrons rapides 252 Cf et 241 AmBe ainsi qu’aux neutrons rapides produits par la réaction 7Li(p, xn) pour l’étude de la réponse du détecteur à ces neutrons. Les neutrons rapides sont principalement détectés à partir des protons de recul des collisions élastiques entre les neutrons et l’hydrogène dans le polyéthylène. Des réactions nucléaires entre les neutrons et le silicium produisent des particules-α. Une étude de l’efficacité de reconnaissance des traces des protons et des particules-α dans le détecteur Medipix2-USB a été faite en fonction de l’énergie cinétique incidente et de l’angle d’incidence. L’efficacité de détection des neutrons rapides a été évaluée à deux seuils d’énergie (8 keV et 230 keV) dans les détecteurs ATLAS-MPX. L’efficacité de détection des neutrons rapides dans la région du détecteur couverte avec le polyéthylène augmente en fonction de l’énergie des neutrons : (0.0346 ± 0.0004) %, (0.0862 ± 0.0018) % et (0.1044 ± 0.0026) % pour des neutrons rapides de 2.13 MeV, 4.08 MeV et 27 MeV respectivement. L’étude pour déterminer l’énergie des neutrons permet donc d’estimer le flux des neutrons quand le détecteur ATLAS-MPX est dans un champ de radiation inconnu comme c’est le cas dans le détecteur ATLAS au LHC. / ATLAS-MPX detectors are Medipix2-USB detectors covered with lithium fluoride and polyethylene converters in order to increase the detection efficiency of slow neutrons and fast neutrons respectively. A network of fifteen ATLAS-MPX detectors has been put in operation in the ATLAS detector at CERN-LHC. Two reference detectors ATLAS-MPX were exposed to two fast neutrons sources 252 Cf and 241 AmBe as well as fast neutrons produced by the reaction 7 Li( p, xn) for the study of the detector response to those neutrons. Fast neutrons are primarily detected by recoil protons from elastic collisions between neutrons and hydrogen in the polyethylene. In addition, α -particles are produced by nuclear reactions between neutrons and silicon. A study of the efficiency of proton and alpha particle track recognition of Medipix2-USB was done as a function of the initial kinetic energy and incidence angle. The detection efficiency of fast neutrons was evaluated for two energy thresholds (8 keV and 230 keV) of ATLAS-MPX detector. The fast neutron detection efficiency of the detector region covered in polyethylene increases with neutron energy: (0.0346 ± 0.0004) %, (0.0862 ± 0.0018) % and (0.1044 ± 0.0026) % for fast neutrons of 2.13 MeV, 4.08 MeV and 27 MeV respectively. The method for the measurement of neutron energy allows an estimate of the neutron flux when the ATLAS MPX detector is in an unknown radiation field as it is the case in the ATLAS detector at LHC.

Cette thèse a été préparée en cotutelle entre l’Université de Strasbourg et l’Université des SciencesTechniques et Technologies de Bamako (Mali). Elle s’articule principalement autour de la caractérisation des Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN) afin de les utiliser pour la métrologie du radon et des neutrons conformément aux nouvelles recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR-103). Les fonctions de réponse de PN3 et Neutrak, associés avec des convertisseurs adaptés, ont été étudiés en les irradiant par des neutrons du calibrateur Am-Be de l’IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), aux protons de 1 à 3 MeV de l’accélérateur Van de Graaff de l’INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes) et par des neutrons de référence thermiques et rapides auprès des installations de l’IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire). En dosimétrie neutronique, nous avons pu reproduire les résultats d’un test d’intercomparaison pour des neutrons rapides organisé par l’IRSN qui a validé nos mesures expérimentales, ce qui a permis de les appliquer aux neutrons thermiques. Un prototype de dosimètre neutrons basé sur la détection des thermiques a été testé avec succès au calibrateur de l’IPHC. Nous avons ainsi pu démontrer la faisabilité d’un dosimètre pouvant discriminer la contribution des neutrons thermiques des neutrons rapides par des convertisseurs chargés en bore BE10 et BN1. Les étalonnages de PN3 par des protons et des particules alpha permettraient de reconstituer le spectre en énergie des neutrons et de déterminer la dose associée.En métrologie radon, l’étalonnage de CR-39 dans une chambre à 222Rn a fourni une valeur de 0,12±0,02tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3. Elle a été comparée à la valeur 0,13 tr.cm-2.j-1.Bq-1.m3 obtenue par simulation Monte Carlo à l’aide du code MCNPX. Comme application, la concentration et la dose effective annuelle du radon ont été déterminées pour la première fois dans des habitats de Bamako. Toutes les valeurs obtenues se trouvent dans les limites de sécurité recommandées par la CIPR. Également pour la première fois, des mesures par spectrométrie gamma et par contact radiographie ont été réalisées sur des échantillons de sol malien. Les activités massiques mesurées pour les régions de Ségou, Sikasso, Bamako et Kayes se trouvent dans la gamme de 19,9 à 132 Bq.kg-1. / This thesis was prepared in cotutelage between the University of Strasbourg and the University of Technical Sciences and Technology of Bamako (Mali). It deals principally with the characterization of Solid State Nuclear Track Detectors (SSNTD) for measuring radon and neutrons in conformity with the new recommendations of the International Commission for Radiation Protection (CIPR-103). The response functions of PN3 and Neutrak, associated with adapted converters, have been studied in irradiations with neutrons at the Am-Be irradiator of the IPHC (Institut Pluridisciplinaire Hubert Curien), with 1 to 3 MeV protons of the Van de Graaff accelerator of the INESS (INstitut d’Electronique du Solide et des Systèmes)and by reference thermal and fast neutrons at the IRSN (Institut de Radiologie et de Sûreté Nucléaire).As concerns neutron dosimetry, we could reproduce the results of fast neutron intercomparison test organized by the IRSN, which validated our experimental methods and permits them to be applied to thermal neutrons. A prototype neutron dosimeter based on thermal detection has been successfully tested at theIPHC’s irradiator. The feasibility of a dosimeter to discriminate thermal and fast neutrons using boron containing BE10 and BN1 converters has been demonstrated. Calibrations of PN3 with protons and alphaparticles will permit reconstituting neutron energy spectrum and to determine the associated dose.Calibration of CR-39 in a 222Rn chamber furnished the value 0.12± 0.02 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 that can becompared to the value 0.13 tr.cm-2.d-1.Bq-1.m3 obtained by MCNPX simulation. As an application, the concentration and annual effective dose of radon has been determined for the first time in some dwellings of Bamako. All of the values are within the security limits recommended by the CIPR. Also for the first time,measurements by gamma spectrometry and by contact radiography were made on samples of Malian soil.The mass activities measured for the regions of Ségou, Sikasso, Bamako and Kayes fall in the range of 19.9to 132 Bq.kg-1.