Neutron diagnostics will play a fundamental role in future fusion plasma machines,where the harsh environment will make the use of many other type of diagnos-tics practically impossible. Complex techniques to measure the neutron spectrumemitted from tokamk plasmas have been developed over the years, producing stateof the art neutron spectrometers. However, recently compact neutron spectrom-eters have been gaining the interest of the research community. They are muchsimpler to operate and maintain, have lower cost and they can be employed in thechannels of a neutron camera, providing profile measurements. The drawbacks arethat they have a worse resolution and a response to neutrons that is not optimalfor spectroscopy.The goal of the work presented in this thesis is to estimate to which extenta compact detector such as a NE213 liquid scintillator can be used to performneutron emission spectroscopy analysis.The detector used for this study was installed in the back of the MPRu spec-trometer at JET in 2012. The characterization of the response of the detector wasdone using a combination of MCNPX simulations and real measurements. Thedata analysis was performed using the forward fitting approach: a model of theneutron spectrum is produced, then folded with the response of the detector andfinally compared with the data. Two types of plasma scenarios were analyzed, onewith NBI heating only, and another with NBI and third harmonic radio-frequencyheating. In both cases the TOFOR spectrometer was used as a reference to esti-mate the parameters in the model of the neutron spectrum.The results are promising and suggest that neutron spectroscopy can be per-formed with NE213 scintillators although the quality of the results, as given byperformance indicators such as uncertainties, is much lower than the performanceof high resolution spectrometers.

La fission nucléaire est un phénomène complexe dont tous les mécanismes ne sont pas entièrement compris. Dans le cadre d'une coopération internationale, le CEA/DAM/DIF étudie les spectres en énergie des neutrons prompts émis lors de la fission induite par des neutrons rapides, et plus particulièrement la zone à basse énergie de ces spectres (<1 MeV). Ce travail de thèse a consisté à optimiser un dispositif expérimental de mesure de neutrons prompts de fission. Dans un premier temps, de nouveaux détecteurs de fission ont été développés. Nous en rapportons ici la conception et étudions leurs performances en termes de discrimination alpha-fission, de résolution en temps et de distorsion sur le spectre mesuré. Le second axe de développement abordé au cours de cette thèse est celui de la détection des neutrons. Plusieurs types de détecteurs ont été comparés (discrimination neutron-gamma, efficacité de détection), en vue d'optimiser la détection des neutrons de basse énergie (<1 MeV). Ce mémoire présente les résultats de ces études. Enfin, le dispositif expérimental ainsi optimisé est utilisé pour mesurer le spectre en énergie des neutrons prompts émis lors de la fission induite par neutrons de l' ²³⁸UU. Après avoir présenté la méthode utilisée pour l'analyse des données, les résultats obtenus sont interprétés en termes de modèles et d'évaluations. / The nuclear fission is a complex phenomenon whose mechanisms are not fully understood. Within the framework of an international cooperation, the CEA/DAM/DIF is taking part in the study of prompt fission neutron energy spectra from fast neutron induced fission, focusing on the low energy domain of these spectra (<1 MeV). This PhD was dedicated to the optimization of the experimental setup. New fission detectors were developed. We report on their conception and their performances in terms of alpha-fission discrimination, timing resolution and distortion on the measured spectrum. In a second step, several neutron detectors were studied (neutron-gamma discrimination, detection efficiency), so as to optimize the detection of low energy neutrons (<1 MeV). In the present document, we report on the results of this comparative study. Finally, the optimized experimental setup was used to measure prompt fission neutron energy spectra for the fast-neutron induced fission of ²³⁸U. After detailing the data analysis method, the results are interpreted in terms of models and evaluations.

Failed fuel refers to the breach in the fuel-clad of an irradiated fuel assembly in a nuclear reactor. Neutron detection or gamma detection is commonly used in Failed Fuel Detection and Locating (FFDL) system to monitor the activity of the coolant. Though these methods offer specific advantages under different conditions of the coolant, providing both types of detectors in FFDL system is impractical. This limitation is the motivation for the detector system developed in the present work. In the present work, effort has been made for realising a detector system for simultaneous measurement of neutron and gamma activity of the coolant, thus offering a two-parameter basis for failed fuel detection. NE213 liquid scintillator was chosen for this work as it has good detection capability for both neutrons and gammas. Additionally, the neutrons and gammas interacting with NE213 detector can be separated based on pulse shape discrimination. The work reported in this thesis includes fabrication details and different steps followed in assembling the NE213 detector. Details of experimental set-up developed for pulse height analysis and pulse shape analysis are covered. Results of experiments carried out to study the response of the NE213 detector to gamma and neutron sources using pulse height analyser are presented. The absolute gamma efficiency and relative gamma efficiency of NE213 detector are calculated. Neutron–gamma separation capability of NE213 detector based pulse shape analysis system is reported. Application of the developed detector system to analyse the coolant activity in FFDL system in a reactor is described. Response of the detector is compared with the existing FFDL system at different power levels of the reactor. Since failed fuel is a rare event, it was simulated using neutron and gamma sources. Pulse shape analysis spectra obtained under simulated failed fuel condition are presented.

The nuclear design of fusion devices such as ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), which is an experimental fusion reactor based on the &amp;quot;tokamak&amp;quot; concept, rely on the results of neutron physical calculations. These depend on the knowledge of the neutron and photon flux spectra which is particularly important because it permits to anticipate the possible answers of the whole structure to phenomena such as nuclear heating, tritium breeding, atomic displacements, radiation shielding, power generation and material activation. The flux spectra can be calculated with transport codes, but validating measurements are also required. An important constituent of structural materials and divertor areas of fusion reactors is tungsten. This thesis deals with the measurement of the neutron fluence and neutron energy spectrum in a tungsten assembly by means of multiple foil neutron activation technique. In order to check and qualify the experimental tools and the codes to be used in the tungsten benchmark experiment, test measurements in the D-T and D-D neutron fields of the neutron generator at Technische Universität Dresden were performed. The characteristics of the D-D and D-T reactions, used to produce monoenergetic neutrons, together with the selection of activation reactions suitable for fusion applications and details of the activation measurements are presented. Corrections related to the neutron irradiation process and those to the sample counting process are discussed, too. The neutron fluence and its energy distribution in a tungsten benchmark, irradiated at the Frascati Neutron Generator with 14 MeV neutrons produced by the T(d, n)4He reaction, are then derived from the measurements of the neutron induced &amp;amp;#947;-ray activity in the foils using the STAYNL unfolding code, based on the linear least-square-errors method, together with the IRDF-90.2 (International Reactor Dosimetry File) cross section library. The differences between the neutron flux spectra measured by means of neutron foil activation and the neutron flux spectra obtained in the same assembly, making use of an NE213 liquid-scintillation spectrometer were studied. The comparison of measured neutron spectra with the spectra calculated with the MCNP-4B (Monte Carlo neutron and photon transport) code, which allows a crucial test of the evaluated nuclear data used in fusion reactor design, is discussed, too. In conclusion, this thesis shows the applicability of the neutron foil activation technique for the measurement of neutron flux spectra inside a thick tungsten assembly irradiated with 14 MeV from a D-T generator. / Die Konstruktion von Fusionsreaktoren wie ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), der ein experimenteller Fusionsreaktor ist und auf dem &amp;quot;Tokamak&amp;quot;-Konzept beruht, basiert unter neutronenphysikalischen Gesichtspunkten auf den Ergebnissen von umfangreichen Simulationsrechnungen. Diese setzen die Kenntnis der Spektren des Neutronen- und Photonenflusses voraus die besonders wichtig ist, weil sie, die möglichen Antworten der ganzen Struktur auf physikalische Prozesse vorauszuberechnen erlaubt wie z.B.: Heizen durch nukleare Prozesse, Tritium-Brüten, Atomverschiebung, Abschirmung von Strahlung, Leistungserzeugung und Materialaktivierung. Die Flußspektren können mittels Transportcodes berechnet werden, aber es werden auch Messungen zu ihrer Bestätigung benötigt. Ein wichtiger Bestandteil des Strukturmaterials und der Divertor-Flächen der Fusionsreaktoren ist Wolfram. Diese Dissertation behandelt die Messungen der Neutronspektren und ?fluenz in einer Wolfram-Anordnung mittels der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik. Um die anzuwendenden experimentellen Geräte und die Codes, die im Wolfram-Benchmark-Experiment eingesetzt werden, zu überprüfen und zu bestimmen, wurden Testmessungen in den D-T und D-D Neutronenfeldern des Neutronengenerator der Technischen Universität Dresden durchgeführt. Die Eigenschaften der D-T und D-D Reaktionen, die für die Erzeugung von monoenergetischen Neutronen verwendet werden, sowie die Auswahl der Aktivierungsreaktionen, die für Fusionsanwendungen geeignet sind und die Aktivierungsmessung werden detailliert vorgestellt. Korrekturen, die sich auf den Neutronen-Bestrahlungsprozess und auf den Probenzählungsprozess beziehen, werden ebenfalls besprochen. Die Neutronenfluenz und ihre Energieverteilung in einem Wolfram-Benchmark, bestrahlt am Frascati Neutronen Generator mit 14 MeV-Neutronen aus der T(d, n)4He Reaktion, werden aus den Messungen der &amp;amp;#947;-Strahlenaktivität, die von Neutronen in den Folien induziert ist, durch den STAYNL Entfaltungscode, der auf der Methode der kleinsten Fehlerquadrate basiert, zusammen mit der IRDF-90.2 Wirkungsquerschnitt-Bibliothek abgeleitet. Die Unterschiede zwischen den Neutronenflußspektren, die mit Hilfe der Multifolien-Neutronenaktivierung ermittelt wurden, und den Neutronenflußspektren, gemessen im selben Aufbau mit einem NE-213 Flüssigszintillator, wurden untersucht. Die gemessenen Neutronenspektren werden den aus MCNP-4B Rechnungen (Monte Carlo neutron and photon transport) ermittelten Spektren gegenüber gestellt. Der Vergleich stellt einen wichtigen Test der evaluierten Kerndaten für Fusionsreaktorkonzepte dar. Zusammenfassend zeigt diese Arbeit die Anwendbarkeit der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik bei Messungen der Neutronenflussspektren innerhalb eines massiven Wolframblocks bei Bestrahlung mit schnellen Neutronen aus D-T Generatoren.

The nuclear design of fusion devices such as ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), which is an experimental fusion reactor based on the &amp;quot;tokamak&amp;quot; concept, rely on the results of neutron physical calculations. These depend on the knowledge of the neutron and photon flux spectra which is particularly important because it permits to anticipate the possible answers of the whole structure to phenomena such as nuclear heating, tritium breeding, atomic displacements, radiation shielding, power generation and material activation. The flux spectra can be calculated with transport codes, but validating measurements are also required. An important constituent of structural materials and divertor areas of fusion reactors is tungsten. This thesis deals with the measurement of the neutron fluence and neutron energy spectrum in a tungsten assembly by means of multiple foil neutron activation technique. In order to check and qualify the experimental tools and the codes to be used in the tungsten benchmark experiment, test measurements in the D-T and D-D neutron fields of the neutron generator at Technische Universität Dresden were performed. The characteristics of the D-D and D-T reactions, used to produce monoenergetic neutrons, together with the selection of activation reactions suitable for fusion applications and details of the activation measurements are presented. Corrections related to the neutron irradiation process and those to the sample counting process are discussed, too. The neutron fluence and its energy distribution in a tungsten benchmark, irradiated at the Frascati Neutron Generator with 14 MeV neutrons produced by the T(d, n)4He reaction, are then derived from the measurements of the neutron induced &amp;amp;#947;-ray activity in the foils using the STAYNL unfolding code, based on the linear least-square-errors method, together with the IRDF-90.2 (International Reactor Dosimetry File) cross section library. The differences between the neutron flux spectra measured by means of neutron foil activation and the neutron flux spectra obtained in the same assembly, making use of an NE213 liquid-scintillation spectrometer were studied. The comparison of measured neutron spectra with the spectra calculated with the MCNP-4B (Monte Carlo neutron and photon transport) code, which allows a crucial test of the evaluated nuclear data used in fusion reactor design, is discussed, too. In conclusion, this thesis shows the applicability of the neutron foil activation technique for the measurement of neutron flux spectra inside a thick tungsten assembly irradiated with 14 MeV from a D-T generator. / Die Konstruktion von Fusionsreaktoren wie ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), der ein experimenteller Fusionsreaktor ist und auf dem &amp;quot;Tokamak&amp;quot;-Konzept beruht, basiert unter neutronenphysikalischen Gesichtspunkten auf den Ergebnissen von umfangreichen Simulationsrechnungen. Diese setzen die Kenntnis der Spektren des Neutronen- und Photonenflusses voraus die besonders wichtig ist, weil sie, die möglichen Antworten der ganzen Struktur auf physikalische Prozesse vorauszuberechnen erlaubt wie z.B.: Heizen durch nukleare Prozesse, Tritium-Brüten, Atomverschiebung, Abschirmung von Strahlung, Leistungserzeugung und Materialaktivierung. Die Flußspektren können mittels Transportcodes berechnet werden, aber es werden auch Messungen zu ihrer Bestätigung benötigt. Ein wichtiger Bestandteil des Strukturmaterials und der Divertor-Flächen der Fusionsreaktoren ist Wolfram. Diese Dissertation behandelt die Messungen der Neutronspektren und ?fluenz in einer Wolfram-Anordnung mittels der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik. Um die anzuwendenden experimentellen Geräte und die Codes, die im Wolfram-Benchmark-Experiment eingesetzt werden, zu überprüfen und zu bestimmen, wurden Testmessungen in den D-T und D-D Neutronenfeldern des Neutronengenerator der Technischen Universität Dresden durchgeführt. Die Eigenschaften der D-T und D-D Reaktionen, die für die Erzeugung von monoenergetischen Neutronen verwendet werden, sowie die Auswahl der Aktivierungsreaktionen, die für Fusionsanwendungen geeignet sind und die Aktivierungsmessung werden detailliert vorgestellt. Korrekturen, die sich auf den Neutronen-Bestrahlungsprozess und auf den Probenzählungsprozess beziehen, werden ebenfalls besprochen. Die Neutronenfluenz und ihre Energieverteilung in einem Wolfram-Benchmark, bestrahlt am Frascati Neutronen Generator mit 14 MeV-Neutronen aus der T(d, n)4He Reaktion, werden aus den Messungen der &amp;amp;#947;-Strahlenaktivität, die von Neutronen in den Folien induziert ist, durch den STAYNL Entfaltungscode, der auf der Methode der kleinsten Fehlerquadrate basiert, zusammen mit der IRDF-90.2 Wirkungsquerschnitt-Bibliothek abgeleitet. Die Unterschiede zwischen den Neutronenflußspektren, die mit Hilfe der Multifolien-Neutronenaktivierung ermittelt wurden, und den Neutronenflußspektren, gemessen im selben Aufbau mit einem NE-213 Flüssigszintillator, wurden untersucht. Die gemessenen Neutronenspektren werden den aus MCNP-4B Rechnungen (Monte Carlo neutron and photon transport) ermittelten Spektren gegenüber gestellt. Der Vergleich stellt einen wichtigen Test der evaluierten Kerndaten für Fusionsreaktorkonzepte dar. Zusammenfassend zeigt diese Arbeit die Anwendbarkeit der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik bei Messungen der Neutronenflussspektren innerhalb eines massiven Wolframblocks bei Bestrahlung mit schnellen Neutronen aus D-T Generatoren.