L'énergie nucléaire est l'une des plus propres en matière d'émission de gaz à effet de serre et, malgré ses atouts, elle n'est développée que dans quelques pays du monde. La sûreté reste une question ouverte pour l'avenir de cette énergie après l'accident de Fukushima. En France, la loi de 2006 sur la gestion des déchets soutient le développement d'une nouvelle génération de réacteurs nucléaires et du prototype de Réacteur Technologiquement Avancé au Sodium pour la Démonstration Industrielle (projet ASTRID) qui vise à apporter une réponse industrielle et technologique à de nombreux enjeux de ce siècle. L'une des préoccupations de la technologie du Réacteur à Neutrons Rapide et caloporteur sodium (RNR Na) est la perte de ce dernier car elle pourrait entraîner un emballement de la réaction en chaîne si l'effet en réactivité de vidange sodium (SVRE) est positif. Lorsque le sodium est retiré du cœur, deux effets antagonistes se produisent qui affectent l'équilibre neutronique: l'un augmente la réactivité du cœur et est appelé la composante centrale (CC) et l'autre est la composante de fuite (LC) avec un effet négatif sur la réactivité. Maximiser la dernière composante est l'une des réponses pour augmenter la sûreté inhérente aux RNR-Na. C'est pourquoi le CEA a développé un concept de cœur innovant: le «Cœur à Faible Vidange» (CFV) qui donne une SVRE négatif. Cependant, de telles innovations doivent être validées expérimentalement et l'incertitude sur cet effet en réactivité doit être maîtrisée. En soutien au développement des RNR Na : la base de données expérimentale existante est assez importante (PRE-RACINE, CIRANO, BFS). / The nuclear energy is one of the cleanest energy in regard of greenhouse gas emission and despite its assets is only developed in few countries in the world. Safety remains an open issue for the future of this energy after the Fukushima accident . In France the 2006 law on the waste management ensures the development of a new generation of nuclear reactor and has lead to the Advanced Sodium Technology Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) which aims to bring an industrial and technological advanced answer to many issues of this century. One of the concerns in the sodium cooled fast reactor (SFR) technology is the loss of sodium coolant accident because it might lead to a snowball effect in the chain reaction if the sodium void reactivity effect (SVRE) is positive. When the sodium is removed from the core, two antagonistic effects arise that affect the neutron balance: one increases the reactivity of the core and is called the central component (CC) and the other is the leakage component (LC) with a negative feedback on the reactivity. Maximizing the last component is one of the answer to increase the inherent safety of the SFRs. That is why the CEA has developed an innovative core design: the “Cœur à Faible Vidange” (CFV : Core with low void effect) which exhibits a negative SVRE. However, such innovations have to be experimentally validated and the uncertainty on this reactivity effect has to be mastered. In support of SFRs the existing experimental data base is quite large (PRE-RACINE, CIRANO, BFS).

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 mesures par spectrométrie g 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 fission. Tout d'abord, il s'agissait de caractériser l'instrumentation utilisée par le passé afin d'identifier et de quantifier les erreurs commises sur les mesures de paramètres neutroniques. La thèse met en évidence l'existence d'un biais systématique allant jusqu'à 12% sur les mesures de recalage de taux de fission et jusqu'à 3% sur les mesures de laplacien géométrique axial, en raison d'une mauvaise prise en compte du phénomène de temps mort sur les anciennes chaînes de mesure (amplificateur 2026 et codeur / analyseur PCA3). Grâce à une étude comparative aboutissant à leur remplacement par des systèmes numériques DSP2060, ces biais systématiques ont été supprimés. La mise en place d'une méthodologie d'optimisation de ses réglages permet désormais un fonctionnement précis à mieux que 0.5% jusqu'à un taux de comptage de 1.5'105 s-1. Ce travail offre de nouvelles perspectives d'expériences qui n'auraient pu être réalisées auparavant avec un niveau d'incertitude suffisant. Ensuite, une analyse critique des méthodes de traitement des données brutes de mesure et de propagation des incertitudes a été menée. Des sources d'erreurs systématiques, qui n'étaient pas prises en compte par le passé, sont désormais corrigées. Elles concernent l'influence de la décroissance d'activité sur la correction du temps mort (environ 2%), le phénomène de coïncidences vraies (environ 5%) et les effets d'angle solide sur l'autoabsorption g (environ 8%). Par ailleurs, la mise en place de méthodes rigoureuses de propagation des incertitudes permet la réduction au moins d'un facteur 3 de l'incertitude sur la mesure de paramètres fondamentaux de la neutronique - recalage de taux de fission (environ 0.6%) et laplacien géométrique axial (environ 0.7%) - et au moins d'un facteur 2 sur la mesure du taux de conversion de l'uranium 238 (environ 1.5%). Ces progrès sont mis à profit pour la conception et la réalisation de mesures participant à la qualification de sections efficaces d'actinides (232Th, 236U, 237Np, 242Pu) et d'absorbants neutroniques (151Eu, 153Eu, 164Dy, 170Er, 180Hf). La comparaison des mesures de rapports cadmium et d'indices de capture, par rapport à des calculs déterministes APOLLO2 et probabilistes MCNP4C2 avec les bibliothèques JEF2.2 , ENDF/B-VI.8 ou JEFF3.1, met en évidence des biais systématiques atteignant jusqu'à 50% sur certaines sections de capture, avec une incertitude expérimentale meilleure que 2%. Enfin, des expériences dédiées à la qualification de données de décroissance ont été mises au point pour la toute première fois au LPE. Une erreur de 5% sur l'évaluation JEFF3.1 de la période radioactive du strontium 92 a été identifiée. Cette donnée nucléaire a été réévaluée par des expériences spécifiques, conduisant à une incertitude diminuée d'un facteur 2. Par ailleurs, des fluctuations des rendements de fission de la réaction 235U(n,f) ont été observées entre des spectres neutroniques thermique et épithermique, allant de -0.8% à +2%. L'étude aboutit à l'émission de recommandations sur les méthodes d'évaluation du rendement effectif de fission pour des réacteurs de type sous-modéré.