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.

<p>Light-ions (protons, deuterons, tritons, ³He and α articles) production in the interaction of 175 MeV neutrons with iron and bismuth has been measured using the Medley setup at the The Svedberg Laboratory (TSL) in Uppsala. These measurements have been conducted in the frame of an international collaboration whose aim is to provide the scientific community with new nuclear data of interest for the development of Accelerator Driven Systems, in the range of 20 to 200 MeV. In this Licentiate Thesis I will present the background for the present experiment, the choice of the measured materials (iron and bismuth) and of the energy range. I will then give a short theoretical description of the involved nuclear reactions and of the model used to compare the experimental results. A description of the neutron facility at TSL and of Medley setup will follow. Monte Carlo simulations of the experimental setup have been performed and some results are here reported and discussed. I will present data reduction procedure and finally I will report preliminary double differential cross sections for production of hydrogen isotopes from iron and bismuth at several emission angles. Experimental data will be compared with model calculations with TALYS-1.0; these show better agreement for the production of protons, while seems to overestimate the experimental production of deuterons and tritons.</p>

Light-ions (protons, deuterons, tritons, 3He and α articles) production in the interaction of 175 MeV neutrons with iron and bismuth has been measured using the Medley setup at the The Svedberg Laboratory (TSL) in Uppsala. These measurements have been conducted in the frame of an international collaboration whose aim is to provide the scientific community with new nuclear data of interest for the development of Accelerator Driven Systems, in the range of 20 to 200 MeV. In this Licentiate Thesis I will present the background for the present experiment, the choice of the measured materials (iron and bismuth) and of the energy range. I will then give a short theoretical description of the involved nuclear reactions and of the model used to compare the experimental results. A description of the neutron facility at TSL and of Medley setup will follow. Monte Carlo simulations of the experimental setup have been performed and some results are here reported and discussed. I will present data reduction procedure and finally I will report preliminary double differential cross sections for production of hydrogen isotopes from iron and bismuth at several emission angles. Experimental data will be compared with model calculations with TALYS-1.0; these show better agreement for the production of protons, while seems to overestimate the experimental production of deuterons and tritons.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06501.pdf: 3346863 bytes, checksum: c0335a4d0d89d17de7ff520ce20eae25 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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.

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. / The safety criteria to be met for Generation IV sodium fast reactors (SFR) require reduced and mastered uncertainties on neutronic quantities of interest. Part of these uncertainties come from nuclear data and, in the particular case of SFR, from sodium nuclear data, which show significant differences between available international libraries (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). The objective of this work is to improve the knowledge on sodium nuclear data for a better calculation of SFR neutronic parameters and reliable associated uncertainties. After an overview of existing Na23 data, the impact of the differences is quantified, particularly on sodium void reactivity effets, with both deterministic and stochastic neutronic codes. Results show that it is necessary to completely re-evaluate sodium nuclear data. Several developments have been made in the evaluation code Conrad, to integrate new nuclear reactions models and their associated parameters and to perform adjustments with integral measurements. Following these developments, the analysis of differential data and the experimental uncertainties propagation have been performed with Conrad. The resolved resonances range has been extended up to 2 MeV and the continuum range begins directly beyond this energy. A new Na23 evaluation and the associated multigroup covariances matrices were generated for future uncertainties calculations. The last part of this work focuses on the sodium void integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on sodium cross sections. This work ends with uncertainty calculations for industrial-like SFR, which show an improved prediction of their neutronic parameters with the new evaluation.

Ce travail de thèse répond à un besoin de qualification des outils permettant de calculer les échauffements photoniques dans les réacteurs nucléaires. En effet, la problématique des échauffements g dans les matériaux de structure a pris de l’importance ces dernières années, notamment pour la sûreté des réacteurs de 3ème génération dans lesquels un réflecteur lourd en acier est introduit.Les photons présents dans le coeur sont tous directement ou indirectement issus des interactions des neutrons avec la matière. Ils sont créés au moment de l’interaction ou en différé par l’intermédiaire de noyaux créés au moment de l’interaction. Par conséquent, le premier axe de travail a été d’effectuer une analyse critique des données de production photonique dans les bibliothèques de données nucléaires standards. La découverte d’omissions dans la bibliothèque JEFF-3.1.1 nous a amené à proposer une méthode de production de nouvelles évaluations contenant de nouveaux spectres d’émission de photong. Ces nouvelles évaluations ont ensuite été proposées et en partie acceptées pour la nouvelle 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, nous avons interprété les mesures d’échauffement g effectuées dans le cadre du programme expérimental PERLE. Des détecteurs thermoluminescents (TLD) ont été introduits dans un réflecteur lourd en acier entourant un réseau de crayons combustibles. Nous avons dû proposer un schéma de calcul spécifique aux deux codes afin de calculer la réponse des TLD.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 de validation par rapport à TRIPOLI4 afin d’estimer les biais liés aux approximations imposées par le traitement déterministe du transport des particules. Après cette phase de validation,nous avons pu montrer qu’APOLLO2, comme TRIPOLI4, permettait d’estimer correctement l’échauffement dans le réflecteur avec des écarts calcul-mesure comparables à l’incertitude expérimentale. / During the last few years, the g-heating issue has gained in stature, mainly for thesafety of the 3rd-generation reactors in which a stainless steel reflector is inserted. Thepurpose of this work is the qualification of the needed tools for calculation of the g-heating inthe nuclear reactors.In a nuclear reactor, all the photons are directly or indirectly produced by the neutronmatterinteractions. Thus, the first phase of this work is a critical analysis of the photonproduction data in the standard nuclear data library. New evaluations have been proposed tothe next version of the JEFF library after that some omissions have been found. They havepartly been accepted for JEFF-3.2.Two particle-transport codes are currently developed in the CEA: the deterministiccode APOLLO2 and the Monte Carlo code TRIPOLI4. The second part of this work is thequalification of both these codes by interpreting an integral experiment called PERLE. Theexperimental set-up is made by a LWR pin assembly surrounded by a stainless steelreflector in which the g heating is measured by Thermo-luminescent Detector (TLD). Acalculation scheme has been proposed for both APOLLO2 and TRIPOLI4 in order tocalculate the TLD’s responses.Comparisons between calculations and measurements have shown that TRIPOLI4gives a satisfactory estimation of the g heating in the reflector. These discrepancies arewithin the experimental 1s uncertainty. Before the qualification, APOLLO2 has beenpreviously validated against TRIPOLI4 reference calculation. This validation gives anestimation of the bias due to the deterministic approximations of the transport equationresolution. The qualification has shown that the discrepancies between APOLLO2predictions and TLD’s measurements are in the same range as experimental uncertainties.

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T10:25:06Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T10:25:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06501.pdf: 3346863 bytes, checksum: c0335a4d0d89d17de7ff520ce20eae25 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T10:25:06Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T10:25:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Nos últimos anos a Web obteve um crescimento exponencial, se tornando o maior repositório de informações já criado pelo homem e representando uma fonte nova e relevante de informações potencialmente úteis para diversas áreas, inclusive a área nuclear. Entretanto, devido as suas características e, principalmente, devido ao seu grande volume de dados, emerge um problema desafiador relacionado à utilização das suas informações: a busca e recuperação informações relevantes e úteis. Este problema é tratado por algoritmos de busca e recuperação de informação que trabalham na Web, denominados rastreadores web. Neste trabalho é apresentada a pesquisa e desenvolvimento de um algoritmo rastreador que efetua buscas e recupera páginas na Web com conteúdo textual relacionado ao domínio nuclear e seus temas, de forma autônoma e massiva. Este algoritmo foi projetado sob o modelo de um sistema especialista, possuindo, desta forma, uma base de conhecimento que contem tópicos nucleares e palavras-chave que os definem e um mecanismo de inferência constituído por uma rede neural artificial perceptron multicamadas que efetua a estimação da relevância das páginas na Web para um determinado tópico nuclear, no decorrer do processo de busca, utilizando a base de conhecimento. Deste modo, o algoritmo é capaz de, autonomamente, buscar páginas na Web seguindo os hiperlinks que as interconectam e recuperar aquelas que são mais relevantes para o tópico nuclear selecionado, emulando a habilidade que um especialista nuclear tem de navegar na Web e verificar informações nucleares. Resultados experimentais preliminares apresentam uma precisão de recuperação de 80% para o tópico área nuclear em geral e 72% para o tópico de energia nuclear, indicando que o algoritmo proposto é efetivo e eficiente na busca e recuperação de informações relevantes para o domínio nuclear. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP