Résultats de lanalyse de lexpérience au 4 MeV Réunion du 01/06/2004.

Résultats de l’analyse de l’expérience au 4 MeV

Réunion du 01/06/2004

Calculs théoriques

Données ENDF-B VI pour une irradiation infinie

Pour une irradiation finie le nombre de coups en fonction du temps est :

La contribution d’un groupe après une irradiation finie est :

)exp())exp(1()( tTctN iirrii

i

))exp(1( irriii Tca

Méthode d’analyse

Somme de six exponentielles par approximation de moindres carrés avec le logiciel ROOT

Regroupement de mesures pour avoir un nombre de coups minimal Erreur statistique en ordonnée Erreur en abscisse : i²/12 où i est la

largeur du regroupement i Détermination du bruit de fond sur les

mesures

125-125:Prédiction et mesures

Nos mesures semblent correspondre aux données ENDF-B VI

Le bruit de fond a un rôle important

3.3 cp/s n’est pas le bruit de fond mesuré

Bruit de fond = 0 cp/s Bruit de fond = 3.3 cp/s

125-125: Recherche des groupes 1 à 4

Impossible de voir le groupe 1 noyé par le bruit

Pour voir le groupe 3 on impose son temps de vie à 5s (valeur ENDF-B VI)

125-125: Groupes 2 à 4

Rapport ENDF-B VI Expérience

a3/a2 1.21 0.91 ± 0.56

a4/a2 2.89 2.89 ± 0.48

a4/a3 2.39 3.19 ± 1.98

Groupe T1/2 ENDF-B VI T1/2 Expérience

2 21.58 22.51 ± 2.61

4 1.93 1.905 ± 0.456

Rapports car les mesures ne sont pas normalisées

ENDF-B VI

125-125: Détermination du bruit de fond

Forme cherchée:

Bruit prépondérant au delà de 50 s

Bruit = 34.78/(53x0.2)

= 3.29 ± 0.09 cp/s Valeurs précédentes

)2ln

exp()(2

2 tT

abruittN

125-125: Recherche du groupe 1

Soustraction du bruit T1 choisi à 55.6 s (T1/2

du 87Br) Valeurs précédentes

125-125: Groupes 1 à 4


a2/a1 12.85 12.09 ± 8.7

a4/a1 37.12 36.61 ± 30

a3/a2 1.21 0.84 ± 0.47

a4/a2 2.89 3.03 ± 1.16

a4/a3 2.39 3.62 ± 2.03


2 21.58 19.71 ± 2.737

4 1.93 1.915 ± 0.6403

Rapports car les mesures ne sont pas normalisées

ENDF-B VI

20-25:Recherche des groupes 3 et 4

T1/2 groupe 2 trop long par rapport au temps de mesure pour se démarquer du bruit

T3 fixé à 5s (ENDF-B VI)

20-25: Recherche des groupes 3 à 5

a3 > 90% Valeurs précédentes

20-25: Groupes 3 à 5


a4/a3 3.21 2.17 ± 1.34

a5/a3 2.12 1.65 ± 1.31

a5/a4 0.66 0.818 ± 0.51

(a5+a6)/a3 1.97 2.17 ± 1.34

(a5+a6)/a4 0.93 0.818 ± 0.51


4 1.93 2.439 ± 0.7132

5 0.493 0.3129 ± 0.1638

5+6 0.413 0.3129 ± 0.1638

Impossible de séparer les groupes 5 et 6 à cause du pas en temps (0.2s)

ENDF-B VI

6.25-6.25:Recherche des groupes 3 à 5

Calcul entre 0 et 6 s Impossible de voir le

groupe 2 : temps de vie trop long

T3 fixé à 5s (ENDF-B VI)

6.25-6.25: Groupes 3 à 5

ENDF-B VI Toujours pas de

séparation entre le groupe 5 et 6

Contribution du groupe 6 trop faible

Faire des irradiations courtes


a4/a3 3.69 3.88 ± 1.68

a5/a3 2.39 3.12 ± 1.39

a5/a4 0.65 0.81 ± 0.14

(a5+a6)/a3 3.19 3.12 ± 1.39

(a5+a6)/a4 0.87 0.81 ± 0.14


4 1.93 2.214 ± 0.4638

5 0.493 0.4787 ± 0.1025

5+6 0.413 0.4787 ± 0.1025

Neutrons retardés par fission: formule

NHe3 : Nombre de coups dans le détecteur Nfiss : Nombre de fissions par seconde et par neutron

incident, calculé par simulation MCNPX : Coefficient d’atténuation calculé par simulation

MCNPX He3 : Efficacité du détecteur par obtenue par simulation

MCNPX et confirmée par prise de mesure He3 : Angle solide déterminé par simulation MCNPX Isource : Flux de neutrons par seconde émis par le

faisceau

sourceHeHefiss

Hed IN

tN

33

3 )0(

Neutrons retardés par fission: Coefficient d’atténuation

Entre 0.1 et 1.2 MeV: atténuation constante

Energie des neutrons retardés

= 0.989 ± 1%

sourceHeHefiss

Hed IN

tN

33

3 )0(

Neutrons retardés par fission: Flux de neutrons Isource

52.07 ± 0.8% cp/(s.µA) Courant : 5.7 µA ± 10% Incertitude BF3 : 6% Incertitude totale : 11.8% 1 cp correspond à

1.428 106 neutrons émis Isource= 4.24 108 ± 11.8% n/s

sourceHeHefiss

Hed IN

tN

33

3 )0(

Neutrons retardés par fission: Efficacité He3

0,00

0,01

0,02

0,03

0,04

0,05

0,06

0,07

0,08

0 500 1000 1500 2000 2500

Energy (keV)

Det

ecto

r ef

fici

ency

MCNPX prediction

p+Li neutron source

p+T neutron source

Cf-252 neutron source

MCNPX Entre 0.1 et 1.2 MeV

efficacité constante He3 = 0.05 ± 5% cp/n

sourceHeHefiss

Hed IN

tN

33

3 )0(

Neutrons retardés par fission: Calcul de d

Théorie :

Mesure : Int = 11.04 ± 0.488 cp/s

N(t=0) = 59.34 ± 0.5% cp/s Nfiss = 2.97 10-4 ± 4% fission/n = 0.989 ± 1% He3 = 0.05 ± 5% cp/n He3 = 0.216 ± 1% str Isource = 4.24 108 ± 11.8% n/s d = 0.0441 ± 13.5%

JENDL : d = 0.0466 ± 3.6%

Int

dtnntN retret 2.0

0]2.0;0[ 2.0

075.1075.1)0(

Conclusions

Résultats encourageants Expérience futures. Objectifs :

Plus de statistique Mesures plus précises Meilleure connaissance du flux de neutron Réduire le bruit de fond Bon choix du pas en temps Adéquation des durées d’irradiation et de

décroissance à la recherche des différents groupes

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