<p>Користећи NAXSUN технику развијену уЈРЦ-Геел,мерени су ефикасни пресеци зареакције изазване неутронима187Re(n, p) 187W и 185Ре (n, 3n) 183Rе мерене у енергетском распону између 13,08 MeV и 19,5 МеV. Ови подаци су прве експериментално добијене вредности за нуклеарне реакције у овом енергетском опсегу неутрона. Добијени резултати упоређени су са постојећим процењеним прорачунимаТАЛИС 1.9 и ЕМПИРЕ 3.2.3 користећи различите доступне моделе. Упоређени су теоријски прорачуни са експерименталним резултатима. У раду је, на основу три снимљена гама спектра калифорнијумовог извора, закључено о утицају акумулације фисионих продуката на укупну специфичну гама константу извора.</p> / <p>Koristeći NAXSUN tehniku razvijenu uJRC-Geel,mereni su efikasni preseci zareakcije izazvane neutronima187Re(n, p) 187W i 185Re (n, 3n) 183Re merene u energetskom rasponu između 13,08 MeV i 19,5 MeV. Ovi podaci su prve eksperimentalno dobijene vrednosti za nuklearne reakcije u ovom energetskom opsegu neutrona. Dobijeni rezultati upoređeni su sa postojećim procenjenim proračunimaTALIS 1.9 i EMPIRE 3.2.3 koristeći različite dostupne modele. Upoređeni su teorijski proračuni sa eksperimentalnim rezultatima. U radu je, na osnovu tri snimljena gama spektra kalifornijumovog izvora, zaključeno o uticaju akumulacije fisionih produkata na ukupnu specifičnu gama konstantu izvora.</p> / <p>Using the NAXSUN technique developed at the JRC-Geel, the cross section functions for the neutron induced reactions 187Re(n,p)187W and 185Re(n,3n)183Re have been measured in the energy range between 13.08 MeV and 19.5 MeV. These data are the first experimentally obtained values for those nuclear reactions in this neutron energy range. Obtained results have been compared withexisting evaluated The TALYS 1.9 and EMPIRE 3.2.3 calculations were performed using different available. A comparison between theoretical model calculations and experimental results was made. Based on three recorded gamma ray spectra of a Californiumsource, conclusion is made if there are influences of fission product accumulation on the total specific gamma ray constant of the source.</p>

233 U est le noyau fissile produit dans le cycle du combustible 232 T h/233 U qui a été proposé comme une alternative plus sûre et plus propre du cycle 238 U/239 P u. La connaissance précise de la section efficace de capture de neutrons de cet isotope est requise avec une haute précision pour la conception et le développement de réacteurs utilisant ce cycle du combustible. Les deux seuls jeux de données expérimentales fiables pour la section efficace de capture de l’233 U montrent des écarts important allant jusqu’à 20%. Ces différences peuvent être dues à desincertitudes systématiques associées à l'efficacité du détecteur, la correction du temps mort, la soustraction du bruit de fond et le phénomène d’empilement de signaux causé par la forteactivité α de l’échantillon. Un dispositif expérimental dédié a la mesure simultanée des sections efficaces de fission et de capture des noyaux fissiles radioactifs a été conçu, assemblé et optimiséau CENBG dans le cadre de ce travail. La mesure sera effectuée à l’installation de temps de vol de neutrons Gelina de l’IRMM, où les sections efficaces neutroniques peuvent être mesurées sur une large gamme d’énergie avec une haute résolution énergétique. Le détecteur de fission se compose d’une chambre à ionisation (CI) multi-plaque de haute efficacité. Les rayons γ produits dans les réactions de capture sont détectés par un ensemble de six scintillateurs C6 D6entourant la CI. Dans ces mesures, les rayons γ de la capture radiative sont masqués parle grand nombre de rayons γ de fission, ce qui représente le problème le plus délicat. Ces γ parasites doivent être soustraits par la détection des événements de fission avec une efficacité très bien connue (méthode de VETO). Une détermination précise de cette efficacité est assezdifficile. Dans ce travail, nous avons soigneusement étudié la méthode des neutrons prompts de fission pour la mesure de l'efficacité de la CI, apportant un éclairage nouveau sur la méthode, ce qui a permi d’obtenir une excellente précision sur l'efficacité de détection des fission d’une sourcede 252 Cf. Avec cette même source, plusieurs paramètres (pression du gaz, haute tension et la distance entre les électrodes) ont été étudiés afin de déterminer le comportement de la CI et detrouver le point de fonctionnement idéal : une bonne séparation énergétique entre les particulesα et les fragments de fission (FF) et une bonne résolution temporelle. Une bonne séparationα-FF a également été obtenue avec une cible d’233 U très radioactive. De plus, l’analyse deforme de signaux entre les rayons γ et les neutrons dans les détecteurs C6 D6 a été observée àGelina dans des conditions expérimentales réalistes. Pour conclure, le dispositif expérimentalet la méthode de VETO ont été soigneusement vérifiés et validés, ouvrant la voie à la mesure future des sections efficaces de capture et fission d’233 U . / 233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U.

233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U.

Les sections efficaces neutroniques des noyaux de courte durée de vie sont des données cruciales pour la physique fondamentale et appliquée dans des domaines tels que la physique des réacteurs ou l’astrophysique nucléaire. En général, l’extrême radioactivité de ces noyaux ne nous permet pas de procéder à des mesures induites par neutrons. Cependant, il existe une méthode de substitution (« surrogate » dans la littérature) qui permet de déterminer ces sections efficaces neutroniques par l’intermédiaire de réactions de transfert ou de réactions de diffusion inélastique. Son intérêt principal est de pouvoir utiliser des cibles moins radioactives et ainsi d’accéder à des sections efficaces neutroniques qui ne pourraient pas être mesurées directement. La méthode est basée sur l’hypothèse de formation d’un noyau composé et sur le fait que la désexcitation ne dépend essentiellement que de l’énergie d’excitation et du spin et parité de l'état composé peuplé. Toutefois, les distributions de moments angulaires et parités peuplés dans des réactions de transfert et celles induites par neutrons sont susceptibles d’être différentes. Ce travail fait l’état de l’art sur la méthode substitution et sa validité. En général, la méthode de substitution fonctionne très bien pour extraire des sections efficaces de fission. Par contre, la méthode de substitution dédiée à la capture radiative est mise à mal par la comparaison aux réactions induites par neutrons. Nous avons réalisé une expérience afin de déterminer les probabilités de désexcitation gamma du 176Lu et du 173Yb à partir des réactions de substitution 174Yb(3He,p)176Lu* et 174Yb(3He,alpha)173Yb*, respectivement, et nous les avons comparées avec les probabilités de capture radiative correspondantes aux réactions 175Lu(n,gamma) et 172Yb(n,gamma) qui sont bien connues. Cette expérience a permis de comprendre pourquoi, dans le cas de la désexcitation gamma, la méthode de substitution donne des écarts importants par rapport à la réaction neutronique correspondante. Ce travail dans la région de terres rares a permis d'évaluer dans quelle mesure la méthode de substitution peut s’appliquer pour extraire des probabilités de capture dans la région des actinides. Des expériences précédentes sur la fission ont aussi pu être réinterprétées. Ce travail apporte donc un éclairage nouveau sur la méthode de substitution. / Neutron-induced cross sections of short-lived nuclei are needed for fundamental and applied physics as nuclear energy or astrophysics. However, very often the high radioactivity of the samples makes the direct measurement of these cross sections extremely difficult. The surrogate reaction method is an indirect way of determining neutron-induced cross sections through transfer or inelastic scattering reactions. This method presents the advantage that in some cases the target material is stable or less radioactive than the material required for a neutron-induced measurement. The method is based on the hypothesis that the excited nucleus is a compound nucleus whose decay depends essentially on its excitation energy and on the spin and parity state of the populated compound state. Nevertheless, the spin and parity population differences between the compound-nuclei produced in the neutron and transfer-induced reactions may be different. This work reviews the surrogate method and its validity. Neutron-induced fission cross sections obtained with the surrogate method are in general good agreement. However, it is not yet clear to what extent the surrogate method can be applied to infer radiative capture cross sections. We performed an experiment to determine the gamma-decay probabilities for 176Lu and 173Yb by using the surrogate reactions 174Yb(3He,p)176Lu* and 174Yb(3He,alpha)173Yb*, respectively, and compare them with the well-known corresponding probabilities obtained in the 175Lu(n,gamma) and 172Yb(n,gamma) reactions. This experiment provides answers to understand why, in the case of gamma-decay, the surrogate method gives significant deviations compared to the corresponding neutron-induced reaction. In this work, we have also assessed whether the surrogate method can be applied to extract capture probabilities in the actinide region. Previous experiments on fission have also been reinterpreted. Thus, this work provides new insights into the surrogate method.