La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire. La solution de gestion d’un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L’une de ces principales caractéristiques est l’activité α qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d’entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d’optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d’utiliser un accélérateur d’électrons comme source de neutrons en lieu et place d’un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l’ordre de deux décades en termes d’intensité d’émission). Un accélérateur d’électrons permettrait par ailleurs d’améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l’aide du même dispositif d’irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l’imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d’électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d’émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d’activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d’un accélérateur d’électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d’uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l’association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l’enrichissement de l’uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d’électrons, dédiée à l’interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d’expérimentations a permis d’évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices. / Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the α-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:theses.fr/2013PA112154 |
| Date | 27 September 2013 |
| Creators | Sari, Adrien |
| Contributors | Paris 11, Lyoussi, Abdallah |
| Source Sets | Dépôt national des thèses électroniques françaises |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation, Text |
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