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Submitted on 27 May 2009
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Mesure de la section efficace de capture neutronique etdetermination des parametres de resonances de I-127 et
I-129G. Noguere
To cite this version:G. Noguere. Mesure de la section efficace de capture neutronique et determination des parametres deresonances de I-127 et I-129. Physique Nucléaire Expérimentale [nucl-ex]. Université Louis Pasteur -Strasbourg I, 2003. Français. in2p3-00014229
Numéro d’ordre : 4432
Université Louis Pasteur – Strasbourg I
Thèse
Présentée pour obtenir le grade de
Docteur en Sciences de l’Université Louis Pasteur (spécialité : Physique Nucléaire)
par
Gilles NOGUERE
Mesures et analyses des sections efficaces neutroniques totales et de captures radiatives des iodes 127 et 129
de 0.5 eV à 100 keV ;
Effets expérimentaux et études de sensibilité
Soutenue publiquement le 2 décembre 2003 devant la commission d’examen :
Mme. N.M . LARSON RapporteurMM. J.C. SENS Président et Rapporteur G. RUDOLF Directeur de thèse C. WAGEMANS Rapporteur O. BOULAND Examinateur F. KAEPPELER Examinateur A. LEPRETRE Examinateur
REMERCIEMENTS Ce travail a été réalisé dans le cadre du programme de mesures de données nucléaires n-TOF, en collaboration avec l’Institut des Matériaux et des Mesures de Références de Geel (IRMM), le Laboratoire d’Etudes Physiques du CEA-Cadarache (SPRC/LEPh), du Service de Physique Nucléaire du CEA-Saclay (SPhN) et de la Direction des Etudes et Recherches d’EDF (DER, Clamart). Cette étude n’aurait jamais pu aboutir sans l’aide précieuse de Messieurs Alfred Leprêtre et Antonio Brusegan. Je les remercie chaleureusement de m’avoir guidé tout au long de cette thèse. Ils ont su me communiquer leur passion en m’enseignant les techniques de mesures par temps de vol. Je tiens à exprimer ma profonde gratitude pour leur soutien et leur disponibilité. Je tiens également à adresser mes plus vifs remerciements à Monsieur Olivier Bouland pour son aide et ses nombreux conseils tout au long de l’analyse des données. Je lui suis reconnaissant d’avoir partagé ses connaissances sur l’ensemble des codes d’analyses intervenant dans cette évaluation. J’exprime ma gratitude à Madame Nancy Larson et Monsieur Mick Moxon, les auteurs des codes SAMMY et REFIT. Je les remercie pour l’attention qu’ils ont portée à mon travail et pour les précieux conseils qu’ils m’ont prodigués concernant l’utilisation de leur code et l’interprétation physique des résultats. Je désire exprimer ma reconnaissance à Monsieur Gérard Rudolf qui a accepté d’encadrer ce travail de recherche. Je le remercie particulièrement pour ses conseils et ses remarques lors de la correction du manuscrit. Je remercie Messieurs Cyriel Wagemans de l’Université de Gand, Franz Kaeppler de l’Institut des Transuraniens de Karlsruhe et Jean-Claude Sens de l’Institut de Recherche Subatomique de Strasbourg de l’intérêt qu’ils ont porté à ce travail en acceptant d’être rapporteurs de cette thèse. Je leur suis très reconnaissant des remarques et conseils qui ont contribué à l’amélioration de ce manuscrit. Au cours de cette thèse, Messieurs Herman Weigmann, Peter Rullhunsen et Robert Jacqmin m’ont accueilli au sein de leur laboratoire et ont soutenu ce travail, qu’ils en soient remerciés. Qu’il me soit permis d’adresser mes remerciements et ma reconnaissance à l’ensemble des membres de l’unité ND de l’IRMM, du SPhN et du LEPh. Je tiens particulièrement à exprimer ma reconnaissance à Franco Corvi, Paolo Mutti, Peter Schillebeeckx, Peter Siegler, George Lobo, Franck Gunsing, Gaelle Aerts, Arjan Plompen, Natalia Janeva, Arnaud Courcelle, Cyril de Saint Jean, Emeric Dupond et Olivier Sérot pour les précieux échanges qui ont contribué à valoriser ce travail. Je ne saurais oublier Jorge Gonzales, Charles Nazareth et Egidio Macavero pour leur assistance au niveau du système d’acquisition. La réussite de ces expériences incombe également à Chris Ingelbrecht, Jacque Lupo et Thierry Lombard pour la préparation des échantillons. De même, je souhaiterais remercier chaleureusement l’équipe chargée du fonctionnement de GELINA. Enfin, j’ai une pensée pour tous ceux qui ont rendu mon séjour en Belgique et à Cadarache agréable. La liste est longue, aussi je les remercie tous pour leur soutien amical. Pour terminer, je souhaite dédier ce manuscrit à Laurence pour son soutien précieux, ses encouragements répétés et sa présence tout au long de ce travail.
RESUME
Ce travail s’inscrit dans le cadre de la loi Bataille (1991) visant à explorer les
possibilités de transmutation des déchets radioactifs à vie longue issus des réacteurs nucléaires. Les études menées sur la transmutation ont pour objectif le développement de systèmes capables de réduire la radiotoxicité des principaux actinides mineurs (237Np, 241,243Am, 243,244,245Cm) et produits de fission à vie longue (99Tc, 129I, 135Cs). L’évaluation du potentiel de transmutation de ces isotopes et l’optimisation des scénarios envisagés requièrent une bonne connaissance des sections efficaces neutroniques des corps mis en jeu. L’iode-129 a une période radioactive de 1.57×107 ans. Après capture d’un neutron, il peut être transmuté en iode-130 dont la période n’est que de 12.36 h. La précision actuelle sur la section efficace neutronique de capture radiative de 129I est de l’ordre de 10%. Cette précision insuffisante a suscité une demande officielle de nouvelles mesures microscopiques (NEA/NSC/DOC-97-4). Dans ce contexte, une campagne de mesures par temps de vol a été réalisée en 2001-2002 auprès de la source pulsée de neutron GELINA de l’Institut des Matériaux et des Mesures de Référence (IRMM) de Geel, laboratoire européen situé en Belgique. Deux types d’expériences ont été réalisées. Une série de mesures de capture d’une part, et de transmission d’autre part, nous ont permis d’obtenir respectivement la section efficace de capture radiative et la section efficace totale de l’iode-129 de 0.5 eV à 100 keV. Les résultats expérimentaux ont été analysés avec les codes REFIT et SAMMY. Les paramètres de résonance obtenus ont ensuite été convertis en format ENDF-6. Le code NJOY a finalement été utilisé afin de produire les bibliothèques des codes de calculs MCNP et ERANOS. Ce travail, qui fait partie du projet n-TOF, a été réalisé dans le cadre d’une collaboration entre l’IRMM, le CEA et EDF.
Les quatre étapes principales dans l’évaluation des sections efficaces neutroniques sont la préparation des échantillons, la réalisation des expériences, l’analyse des données et la conversion des paramètres en fichier de données nucléaires évaluées (ENDF). Parallèlement, des études de sensibilité ont été menées au cours de cette évaluation afin de déterminer les erreurs systématiques affectant la précision de nos résultats.
Peu de mesures microscopiques ont été réalisées sur l’iode-129 en raison des difficultés liées à la préparation en quantités suffisantes d’échantillons chimiquement stables. Les échantillons nécessaires à la réalisation de nos mesures ont été préparés à l’IRMM à partir de 200 litres d’une solution radioactive provenant de la Hague (COGEMA). A l’issue de 11 mois de travail, environ 140 g d’iode-129 ont été extraits sous forme de PbI2. Ce dernier est principalement composé de 129I (16.43%), 127I (3.36%) et de plomb naturel (~53.4%). Afin de déterminer avec précision les sections efficaces des réactions 129I(n,tot) et 129I(n,γ), une étude complète des réactions 127I(n,γ) et 127I(n,tot) et une mesure de transmission du plomb ont également été menées dans les mêmes conditions expérimentales que celles de l’iode-129 auprès de l’installation GELINA.
- I -
RESUME
La source blanche de neutron GELINA est constituée d’un accélérateur linéaire d’électrons et d’une cible d’uranium appauvri. Après accélération, les électrons sont ralentis dans la cible d’uranium et génèrent un rayonnement de freinage (Bremsstrahlung). Les neutrons, produits par photoréactions (γ,n) et (γ,fission), ont un spectre en énergie centré autour de 1 à 2 MeV. Afin d’étudier les sections efficaces au-dessous de quelques centaines de keV, les neutrons émis par la cible d’uranium sont modérés par 3.6 cm d’eau, puis collimatés vers les diverses aires expérimentales. La méthode de mesure par temps de vol consiste à mesurer l’intervalle de temps entre la production du paquet de neutrons et la détection d’un événement. Si le temps de vol est exprimé en µs, la distance de vol en m et l’énergie des neutrons en eV, la relation temps/énergie pour un neutron non relativiste est exprimée par :
2
298.72
=
TLE
Les résultats expérimentaux sont représentés sous forme de spectres en
temps de vol. Le temps de vol maximal couvert par nos mesures varie de 1.25 ms à 10 ms. Les spectres sont ensuite convertis en énergie lors de la réduction des données.
Les mesures de capture permettent d’accéder au taux de capture Y(E) défini comme le nombre de captures radiatives Nc(E) par neutron incident Φ(E):
)()(
)(EENEY c
Φ∝
Le dispositif expérimental est localisé à 28,6 m de la source de neutron. Il est composé d’une chambre à bore mesurant le flux de neutrons incidents et de deux scintillateurs (C6D6) placés à 90 degrés par rapport à la direction du faisceau de neutrons. La cible de capture de 80 mm de diamètre est placée entre les deux C6D6. La réponse en amplitude des scintillateurs est pondérée afin d’obtenir une efficacité de détection constante, ceci quelque soit le gamma détecté. Pour ce travail, nous avons utilisé la ″fonction poids″ expérimentale mesurée par Corvi et al., largement utilisée à Geel.
Les expériences de transmission consistent à mesurer le flux de neutrons incidents (Φout) et le flux transmis (Φin) par l’échantillon. La transmission de ce dernier est ainsi exprimée à l’aide de la relation suivante :
)()(
)(EE
ETout
in
ΦΦ
∝
L’échantillon de PbI2 est placé sur un support mobile automatisé situé à
23,7 m de la source de neutrons. Celui-ci permet d’introduire ou de retirer
- II -
RESUME
l’échantillon du faisceau de manière répétitive suivant des cycles de mesures pilotés par le système d’acquisition. Les neutrons sont ensuite détectés à 49.3 m par un verre au lithium (NE912).
Les données brutes obtenues par les différents systèmes d’acquisition se
présentent sous forme d’histogrammes, de matrices bi-dimensionnelles, et de constantes mesurées par un ensemble complet d’échelles de comptage. La ″réduction″ des données brutes consiste à corriger les données des effets expérimentaux. Le système de réduction des données AGS (Analysis of Geel Spectra) a été utilisé afin d’obtenir les taux de capture et les spectres de transmission exploitables par les codes d’analyses. Le système AGS est un ensemble de commandes écrites par C. Bastian en langage C. Il permet de gérer notamment la pondération des spectres de capture, la correction de temps mort, la soustraction du bruit de fond et la normalisation. La propagation des erreurs statistiques et systématiques liées aux paramètres intervenant à chaque étape de la réduction est conservée sous forme d’une matrice de variance-covariance V :
V=GWGt+D
La matrice G représente la matrice de sensibilité, dont les éléments sont les dérivés partielles en fonction des paramètres de la réduction des données. La matrice W contient l’information sur les erreurs associées à ces paramètres. La matrice D est une matrice diagonale dont les éléments sont calculés à partir des incertitudes statistiques des taux de comptage. La matrice V peut être ensuite utilisée par le code d’analyse SAMMY, afin de propager les incertitudes expérimentales lors de la détermination des paramètres de résonances.
Après réduction des données, 18 spectres ont été obtenus et analysés simultanément à l’aide des codes d’analyses de forme REFIT et SAMMY. Pour l’analyse, il convient de distinguer le domaine des résonances résolues en énergie et le domaine des résonances non résolues. Nous avons utilisé l’approximation Reich-Moore de la théorie de la Matrice-R afin de décrire les sections efficaces résonnantes sous forme de paramètres de résonance (énergie, largeurs neutroniques, largeurs radiatives, spin, parité et rayon de diffusion effectif). Le domaine non résolu est décrit statistiquement à l’aide de paramètres moyens (largeur radiative moyenne, fonctions densités neutroniques, espacement moyen des niveaux et rayon ″infini″). Les sections efficaces moyennes ont été analysées à l’aide du formalisme généralisé de la théorie de Hauser-Feshbach introduit dans l’option FITACS de SAMMY. Le rayon ″infini″ et le rayon effectif de diffusion décrivent la contribution de la section efficace potentielle. Afin de comparer les sections efficaces théoriques avec les données expérimentales, il convient de prendre en compte, dans les codes d’analyse, l’effet Doppler D(E), la résolution en énergie de l’installation R(E) et la diffusion multiple des neutrons dans les cibles de capture µ(E). La transmission Tth et le taux de capture Yth théoriques sont calculés à partir des expressions suivantes :
- III -
RESUME
∫∞
=0
')'()',()( dEETEERET th
∫∞
=0
')'()',()( dEEYEEREY th
)()()( EEnDth
teET σ⊗−=
( ))()()()(
)(1)()(EEDEED
ETEEYt
thth σσ
µ γ
⊗
⊗−=
La section efficace de capture σγ(E) et la section efficace totale σt(E) sont
élargies par effet Doppler selon le modèle du gaz libre avec une température effective introduite par la théorie de Lamb. Celle-ci est déduite de la température de Debye du corps étudié et de la température de l’échantillon mesurée pendant les expériences. La fonction de résolution R(E) de GELINA représente la distribution en temps (ou en distance) du temps de vol de neutrons monoénergétiques. Enfin, la correction µ(E) de la diffusion multiple des neutrons dans les cibles de capture est calculée analytiquement à l’aide d’un algorithme basé sur la probabilité de collision déterminée par Case et al. dans le cas d’un faisceau de neutrons parallèles incidents sur une cible mince cylindrique.
La limite entre les domaines des résonances résolues et non résolues est fonction de la résolution expérimentale de l’installation et de l’espacement moyen entre les résonances du corps étudié. Dans cette étude, le domaine résolu a été étendu jusqu'à 10 keV. Pour l’iode-127, nous avons identifié 719 résonances. L’étude statistique des paramètres de résonance nous a permis de déterminer un espacement moyen D0 entre les résonances de type s de 12,5±0,3 eV, et une largeur radiative moyenne proche de 100 meV. Dans le domaine non résolu, la fonction densité S0 a été estimée à (0,78±0,01)×10-4. De même pour l’iode-129, l’identification de 400 résonances nous a conduit à déterminer un espacement moyen D0 de 27.3±0,9 eV et une largeur radiative moyenne de 106 meV. La fonction densité S0 obtenue dans le domaine non résolu est de (0,58±0,01)×10-4. Les paramètres moyens obtenus dans ce travail sont en bon accord avec les systématiques expérimentales recommandées dans la librairie RIPL-2.
Les résultats obtenus ont été convertis en format ENDF-6. Nous avons utilisé le code NJOY afin de produire des sections efficaces multi-groupes ainsi que les librairies MCNP et ERANOS. L’un des paramètres clés en physique des réacteurs est ″l’intégrale de résonance″ définie comme :
∫∞
=5.0
0 )(E
dEEI γσ
Les valeurs de I0 pour les iodes 129 et 127 déduites de cette étude sont
respectivement égales à 28,8±1,7 barns et 153,7±4,8 barns. Ces résultats
- IV -
RESUME
intégraux sont cohérents avec les évaluations européennes (JEFF3.0) et japonaises (JENDL3.3).
Une étude de sensibilité a par ailleurs été menée afin de déterminer les
erreurs systématiques affectant la précision de nos résultats. Nous avons particulièrement étudié :
• la ″fonction poids″ et son influence sur les résultats de capture, • la description analytique du bruit de fond neutronique et photonique, • la modélisation de la résolution expérimentale de GELINA, • l’algorithme de transport des neutrons dans les cibles de capture.
La ″fonction poids″ intervient dans la réduction des données de capture. La
méthode de pondération par les amplitudes permet d’obtenir une efficacité de détection (εc) indépendante du rayonnement gamma émis par le noyau composé après capture d’un neutron. La probabilité de détecter un événement de capture devient proportionnelle à l’énergie d’excitation (E*) du noyau composé (neutron capturé + noyau cible) :
εc = k E*
Si la forme de la ″fonction poids″ dépend notamment du détecteur, de son environnement et de l’échantillon étudié, son impact sur les paramètres de résonance dépend principalement de la dureté du spectre gamma émis par le noyau composé. Dans le cas de l’iode, une étude a montré que le choix de la ″fonction poids″ avait une faible influence sur la section efficace de capture radiative. L’erreur systématique maximale attendue est de l’ordre de 1,3%.
La détermination du bruit de fond (BDF) sur les spectres de temps de vol utilise la méthode des ″résonances noires″. Des filtres épais sont placés dans le faisceau de neutron afin d’obtenir une transmission presque nulle au niveau d’une ou de plusieurs résonances. Le signal mesuré sous ces résonances noires est attribué au BDF. En combinant différents filtres, il est possible d’obtenir plusieurs points de BDF et d’extrapoler son allure sur l’ensemble du domaine en énergie étudié. Le BDF est défini comme la somme d’une contribution constante et d’une fonction dépendant du temps :
B(t) = α + β(t)
La modélisation de la fonction β(t) a été améliorée sur la base de travaux réalisés par M.Moxon et A.Leprêtre. Ces derniers ont démontré la présence de structures dans le bruit de fond correspondant à la détection de neutrons diffusés hors du faisceau incident. Notre nouvelle étude a permis de confirmer que l’environnement du détecteur était la source la plus probable du bruit de fond neutronique, et que la capture des neutrons par l’hydrogène contenu dans les modérateurs était responsable du flux photonique détecté dans les mesures de
- V -
RESUME
- VI -
capture et de transmission. Dans le domaine des résonances résolues, le choix de la fonction β(t) conduit à une erreur systématique de 2.4% sur les résultats de la transmission, et est négligeable dans les mesures de capture.
Le troisième effet expérimental étudié au cours de notre analyse est la résolution expérimentale de l’installation GELINA. La résolution en énergie R(E) a pour effet d’élargir les résonances et d’atténuer leur amplitude. Dans le code d’analyse REFIT, sa description analytique résulte de la convolution de sept contributions associées au paquet d’électrons (Ip), à la cible d’uranium (It), aux modérateurs (Im), à l’angle de la base de vol (Iθ), au détecteur (Id) - transmission seulement -, au codage en temps des événements (Ic) et à la dispersion due à l’instabilité de l’électronique (Ie) :
R(E) = Ip(E) ⊗ It(E) ⊗ Im(E) ⊗ Iθ(E) ⊗ Id(E) ⊗ Ic(E) ⊗ Ie(E)
L’utilisation de simulations Monte-Carlo réalisées par C.Coceva a permis d’améliorer la modélisation disponible dans REFIT. Parallèlement, nous avons également proposé le développement de l’option UDR dans SAMMY afin d’introduire la fonction de résolution de GELINA sous forme de distributions ponctuelles. L’étude de sensibilité, associée à la description de la fonction de résolution, montre que l’erreur systématique moyenne affectant la précision des paramètres de résonance de l’iode reste inférieure à 2%.
Enfin le dernier effet expérimental étudié concerne la correction due à la diffusion multiple calculée par SAMMY et REFIT. Les résultats de l’algorithme de transport des neutrons ont été comparés à ceux obtenus par simulations Monte-carlo réalisées avec MCNP et SAMSMC. Les résultats obtenus ont permis de mettre en lumière un biais systématique limitant l’application de la correction à des cibles de quelques millimètres d’épaisseur. Pour l’iode, l’erreur systématique est négligeable dans le cas de cibles minces (h<10 mm).
L’ensemble des informations collectées au cours des études systématiques des différents effets expérimentaux (fonction de pondération, bruit de fond, résolution expérimentale, correction due à la diffusion multiple, normalisation et composition de l’échantillon) a conduit à une estimation réaliste des erreurs introduites dans l’analyse. L’erreur systématique moyenne affectant les sections efficaces de capture de l’iode-127 et 129 reste inférieure à 5% dans le domaine des résonances résolues et non résolues. Cette évaluation représente une amélioration significative de la section efficace de capture pour les futures études dédiées à la transmutation de l’iode-129.
La suite de ce travail consistera à valider les résultats obtenus en les comparant à ceux provenant de mesures intégrales réalisées en réacteur, notamment avec les résultats de l’expérience PROFIL actuellement en cours auprès du réacteur PHENIX.
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103
104
105
Energy (eV)
0
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0.8
1
Tra
nsm
issi
on
PbI2 (natural iodine)
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1.0
1.5
2.0
Ca
ptu
re Y
ield
(a
.u.)
206Pb
101
102
103
104
105
Energy (eV)
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
Tra
nsm
issi
on
Sodium
23Na
23Na
27Al
27Al
23Na+
27Al
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0.0
0.1
0.2
0.3
0.4
Ca
ptu
re Y
ield
(a
.u.)
207Pb
5000 25000 45000 65000 85000Energy (eV)
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
Tra
nsm
issi
on
Natural Lead
2 M (B2 1& + H*+
!
100
101
102
Energy (keV)
−40
−20
0
20
40
Re
sid
ua
ls
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Tra
nsm
issi
on
23Na − JEFF3 parameters
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100
101
102
Energy (keV)
−40
−20
0
20
40
Re
sid
ua
ls
0.00
0.20
0.40
0.60
0.80
1.00
Tra
nsm
issi
on
23Na − ENDFB−VI parameters
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Re
sid
ua
ls
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Tra
nsm
issi
on
129I − JEFF3 parameters
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2.2 2.4 2.6 2.8 3.0 3.2 3.4Energy (keV)
−5.0
0.0
5.0
Re
sid
ua
ls
0.10
0.20
0.30
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0.60
0.70
Tra
nsm
issi
on
129I − ENDFB−VI parameters
nNa=0.0018 at/b
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0.0
0.2
0.4
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0.8
1.0
Tra
nsm
issi
on
JENDL 3.2
5000 25000 45000 65000 85000Energy (eV)
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
Tra
nsm
issi
on
ENDFB−VI
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0.4
0.5
0.6
0.7
0.8
0.9
Tra
nsm
issi
on
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103
104
105
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0.26
0.28
0.30
0.32
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O+
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mercury
mercury
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electron
beam
aluminium
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23.78m
target
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lead
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paraffin
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paraffin
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Tra
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issi
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100
101
102
103
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α
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single escape peack
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neutron
beam
µ metal
PM housing
EMI 9823 KQB
quartz boron free window
7 layers barium sulfate reflector
NE 912 Li-glass scintillator
Al. screen
6.35 mm
16.0
mm
0.3 mm9.8 mm
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107
108
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8000
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eV
27Al 5.9 keV
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Out
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0
!
Const. Frac.TimingSCA
Cambera2035A
Dual Delay(8ns)
PhilipsScient.
792
Discri.Octal
623BLe Croy
Discri.
Le Croy
Octal
OctalDiscri.
623BLe Croy
623B
In TTLOut.
Mise enForme parMonostable
In TTLOut.
In TTLOut.
Mise enForme parMonostable
Mise enForme parMonostable
Fold LogicalUnit
Le Croy365AL
ACO
Amplifier
Cambera2010
bip.out.In
Preampl.
BoronChamber
A
D
PMC D66
W
A
bip.out.In
bip.out.In
2010Cambera
Amplifier
2010Cambera
Amplifier
VariableDelay
7025Schlumber.
(1.4 )µ s
TR
AN
SP
UT
ER
BA
SE
D M
UL
TIP
LE
XE
R -
TB
M
AQ
UIS
ITIO
N S
YS
TE
M -
V
AX
ADC
Gate
Gate
Gate
7423Silena
7423Silena
ADC
7423Silena
ADC
13bits
13bits
13bits5x
16bits
28bits
TimeCodeur
RB 3
RB 2
RB 1
Tn
To Ptr
TF
TW
AF
AW
AE
TE
D
PMC D6 6E
A
LightPulser
Const. Frac.Discri.
Cambera1326D
Const. Frac.Discri.
1428ACambera
slow signal
fast signal
2 !!M #7 &A &$ &2 - *+ - 6 * * (A ($A (2 (+ ( ( * *+
00
!
Ortec 552
SCA
SCA
552Ortec
Strobe Strobe
Time
Codeur
RB 1
RB 2
RB 3
RB 4
Extender
RoutingBits
TTLTrig.
Scient. 794Philips
TTLTrig.
Scient. 794 Gate
Cambera8077
Fast ADC
Fast ADC
Cambera8077
Gate
Gate
Fast ADC
Cambera8077
Trig Delay
Gate
Delay
Scient. 794Philips
Trig
Inh.
TTL
Gate
Delay
Scient. 794Philips
Delay
DelayPhilips
Inh
Inh
To
2 x
16bi
ts
29bits
25bits
13bits
13bits
13bits
MM
PM
AC
QU
ISIT
ION
SY
ST
EM
- F
AS
T
9th D
ADetectorGlass
LithiumPM
HT
Delay
AmplifierLine
460Ortec
bip.out.InInOut
Stabilisat.
To
Ptr
OctalDiscri
Scient. 710
Veto
Philips
Dual Delay
(24ns)
Scient. 792Philips
GateTrig
Delay
794Scient.Philips
OctalDiscri.
Philips710Scient.
Const. Frac.
Discri.
Ortec 584
Dual Delay
(63.5ns)
Philips792Scient.
Logical
Delay
DL 8000EG-ESN
Tn
SCA 1
SCA 2
LL 1
UL 1
LL 2
UL 2
LightPulser
(1.4 s)µ
Quad Gate
Quad Gate
Quad Gate
Quad GateQuad Gate
slow signal
fast signal
dead time
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0
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t lighttγ
tn
tn
To
Pt
1.25 ms (800 hz)
10 ms (100 hz)
γ−flash stabilised lightpulse
Transmission
Capture
∆ tn
Σ ∆ t i
∆ t iΣ
,mt=0
∆
∆
2µs
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12.0
14.0
16.0
CM
1/C
M2
1st week 2
nd week 3
rd week
(a)
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3.00
4.00
5.00
6.00
7.00
φ1/φ
2
(b)
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0.80
1.00
1.20
1.40
1.60
AE/A
W
(c)
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200.0
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600.0
800.0
1000.0
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102
103
104
105
106
107
Co
un
ts
weighted spectrum
unweighted spectrum
Time Amplitude matrix
Weighting
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800
1000
1200
We
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tin
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un
ctio
n
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1
2
3
4
(1) thin 127
I sample
(2) thin 129
I sample
(3) thick 127
I sample
(4) thick 129
I sample
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Mean value=56.5
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only s−wave
mean value = 1.013
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Thick 129
I sample(14.8 mm)
Thick 127
I sample(4.1 mm)
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105
106
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1.00
1.05
1.10
1.15
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V
2.8
ke
V
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0.99
1.00
1.01
1.02
1.03
1.04
1.05
De
ad
tim
e c
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n
Full electronic setup
Simplified electronic setup
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102
103
Time (µs)
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102
103
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un
ts
10B ionisation chamber
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Co
W
Mo
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100
101
102
103
Time (µs)
103
104
105
Co
un
ts
C6D6
S
Background from resonance analysis
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1.00
1.05
1.10
1.15
1.20
Co
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ctio
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2(E
)
Sodium Filter
DataFit: C= 1.0663470 En
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101
102
103
104
Cou
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B(t)
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101
102
103
104
Cou
nts
/ ns
Sample IN with Na filter (3rd
sample)
B2(t)
B(t)
2e+05 4e+05 6e+05 8e+05 1e+06Times (ns)
101
102
103
104
Cou
nts
/ ns
Sample IN without black filters (5th
sample)
B(t)
B3(t)
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1.2
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1.1
1.2
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1.10
1.12
1.14
1.16
1.18
1.20
1.22
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ou
t
CM1
CM2
CM3
CMSOUTH
1.10 1.12 1.14 1.16 1.18 1.20 1.22M
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CM1
CM2
CM3
CMSOUTH
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8
55 ; 55 0
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H
D D
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0
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0
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J8 J LE LE
0
+A 6 * - 2 0* & - A 6 * 92 * 9 ( * - * -
993 997 1001 1005 1009 1013Energy (eV)
0
0.1
0.2
0.3
0.4
0.5
0.6
0.7
0.8
Tra
nsm
issi
on
Fig a
T = 77 K without resolutionT =300 K without resolutionT =300 K with resolution
100
101
102
103
104
105
Energy (eV)
10−2
10−1
100
101
102
FW
HM
(e
V)
Fig b
127I total width
129I total width
Resolution width 30 m
Resolution width 50 m
Doppler width T=300 K
2 0M 6 * '' 7C ''0 7 + . . * + 2 $ F 2$F 6 * 2 ) A - - H' H'
+ / 2
( * *+ 6 9 - * - ( * 6* . * *+ * - ?'@M
%
0
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- + A + + +
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3
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2 #+ + * + & * + #+ - * * ++ & 3* ?'%@A -7+ * + A - + + 9 - *+ + - 9 ?!@ ( 6 * + * * - M
+ H
E3
#% 00
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0
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.
0
( -+ . 9 + ( 6*+ . 8 + ?@ ( 6*+ + * 5+ +
2 0 - * /B K '' K & - 5 * 9 & A 2 ) 5 00 *
%
0
6.50 6.55 6.60 6.65 6.70Energy (eV)
T = 77 K
Cristal Lattice ModelFree Gas Model
6.45 6.50 6.55 6.60 6.65 6.70 6.75Energy (eV)
T =300 K
Fit of SCLM with
(Teff=308.3 K)the Free Gas Model
2 0M " * - "&< K '' K /B 00 C ( 9 2 ) 5 8 -5 00
* 6 * *- C ( 5 8 - 5 00 9 ' K ( - H'% K *+ 5 0 - 6*+ . H ! K ?@ (A - + 5 0 + A - 8 +
B ,*. + - 2 ) 9 *' C 8 '' K ( A 3*I 9 . * * + ( 6*+ * ' K '0 K ?@ ( - 6*+ ,*. . + + + A CI * - ?0@M
18!. $ !. L $ 18. 0%
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%%
0
0 200 400 600 800 1000 1200 1400Theory, θD (K)
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
Exp
erim
en
t, θ
D (K
)
2 0M ?0@ 5 0% 6*+
260 280 300 320 340Effective Temperature Teff (K)
140
145
150
155
160
Ne
utr
on
wid
th Γ
n (
me
V)
Teff=296.3 KT=294.5 K
2 0!M 1 - !0% C . - 9
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0
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10Distance (m)
0.0
0.1
0.2
0.3
0.4
Am
plit
ud
e
1 keV − 3 keV
REFITCoceva (1996)Coceva (2001)
0.00 0.04 0.08 0.12 0.16 0.20Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
1 keV − 3 keV
REFITCoceva (1996)Coceva (2001)
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10 0.12Distance (m)
0.0
0.1
0.2
0.3
0.4
Am
plit
ud
e
10 keV − 30 keV
REFITCoceva (1996)Coceva (2001)
0.00 0.04 0.08 0.12 0.16 0.20Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
10 keV − 30 keV
REFITCoceva (1996)Coceva (2001)
2 0M &+ *+ H %
( * - - + ( * 5+ * *+M
H
1
* L
1
7 L 7
)
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H
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008
0 0
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0
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%
0
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07 H !
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7 H %0 '
7 H !0% '
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0
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A
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0
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! H L ! 00
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'
0
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! ! L ! 0
2 7A - 4 *A + ! - M
! H ! L !8 8 G
L! L ! 8 8 G
0
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'!
0
2.0 4.0 6.0 8.0Energy (eV)
0.0
0.5
1.0
1.5
2.0
Cap
ture
Yie
ld (
a.u)
197Au(n,γ)198
Au
REFITSAMMY (single scattering)
2 00M + * - "&< 2.( - - &A ( ' 7 - '
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'! '!00
"&< + . + * A %'
( *+ 9A A + + + +
'
0
2.0 4.0 6.0 8.0Energy (eV)
0.0
0.5
1.0
1.5
2.0
Ca
ptu
re Y
ield
(a
.u)
MCNPSAMMY
Y1+Y2
(simulation)
(simulation)
backwardscattering
(simulation)
primary yield YO
4.7 4.8 4.9 5.0 5.1Energy (eV)
1.74
1.76
1.78
1.80
1.82
Cap
ture
Yie
ld (
a.u.
)
MCNP4CSAMSMC single scatteringSAMMY single scatteringREFIT
2 0M + !% C &A - *+ "&< 2.( . A 8 - 1, "&"
'0
0
+ 0
( %' 9 . *+ + A *+ + *+ A + * M
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L
L
#% 0%
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H
L 0'
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H
L
0
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1100.0 1150.0 1200.0 1250.0 1300.0 1350.0 1400.0Energy (eV)
10−6
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
Y0(E)Y1(E)Y2(E)
captureyield
90o scattering
180o scattering
1160 1180 1200 1220 1240 1260Energy (eV)
0.0
2.0
4.0
6.0DATA
0.0
2.0
4.0
6.0
Ca
ptu
re Y
ield
X 1
0−
3
SAMSMC
0.0
2.0
4.0
6.0MCNP
REFIT
SAMMY
REFIT
REFIT
SAMMY
SAMMY
2 0 M + 2A 7C ( 8 - * - "&" ( 7 ' + ' ' >* B A "&< 2.( - 1,A "&" - ?0%@
'
0
n
1.3 mm
E2=1.15 keVΛ=1.5 mm(t=3.2 ns)
n
E1=1.19 keV
n
E1=1.19 keV
56F F
56
n
n
E2
E3
3.0 mm
γ
γ
single 90 scattering multiple scatteringo
E1>E2 E1>E2>E3
2 0%M %' 7 . + A * %' 9
. A * + %' 9A- 8 H %' - 2 0% 2 W 7 .A **+ * H %' . A H % 7C %' . + H % 7C H %'A + H 7C + A - * * * ( *- 8 * ( * *+ 5 + ( + ( 7 4 H % 7CA 7 - 2 0
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0
" )
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3350.0 3400.0 3450.0 3500.0 3550.0Energy (eV)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
Cap
ture
Yie
ldSAMMYREFIT
5.0 mm
2.9 mm
0.5 mm
0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0136
Ba thickness (mm)
29.0
30.0
31.0
32.0
33.0
Cap
ture
Are
a (m
eV)
Eo=3412 eV
SAMMYREFIT
Aγ=31.2meV
0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0136
Ba thickness (mm)
55.0
59.0
63.0
67.0
rad
iatio
n w
idth
(m
eV
)
Eo=3455 eV
SAMMYREFIT
Γγ=61.4meV
2 0'M 9 %'Æ - ! 7C ! 7C #A (8 - + * - "&" '
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.0
2 A 7 5+A - + .A
'
0
35000.0 50000.0 65000.0 80000.0Energy (eV)
10−8
10−7
10−6
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Cap
ture
Yie
ld
SAMSMC
primary yield YO
single scattering correction Y1
douple−plus correction Y2
capture yield Y(E)
35000.0 50000.0 65000.0 80000.0Energy (eV)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
Cap
ture
Yie
ld
SAMMY
35000.0 50000.0 65000.0 80000.0Energy (eV)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
Cap
ture
Yie
ld
REFIT
2 0M 1 + 7 ( * "&" - "&< 2.( * - "&" ( 7 ' ' +
0
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
YO(E)
Y1(E)
Y2(E)
capture yield Y(E)
2 0M 1 + - "&" ( - + J H '' C J H ' C ( &H' ( 7 5 >A '
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3 # ( 9 * ,*. .A . & - 7 . H ! 7- *
0
Mass A=50
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=0.1cm
SAMSMCREFITSAMMY
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=0.5cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=1.0cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=2.0cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=5.0cm
SAMMY
REFIT
SAMSMC
2 0M 1 + - "&" 7 ( ! ( + 2.( "&< J H'' CA J H' C ( &H'
0
Mass A=100
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=0.1cm
SAMSMCREFITSAMMY
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=0.5cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=1.0cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=2.0cm
140.0 150.0 160.0 170.0Energy (eV)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
h=5.0cm
SAMMY
REFIT
SAMSMC
2 0!M 1 + - "&" 7 ( ! ( + 2.( "&< J H'' CA J H' C ( &H''
!
0
100
101
102
thickness (mm)
9.5
9.8
10.0
10.2
10.5
Ne
utr
on
wid
th Γ
n (
me
V)
Γn=10meV
SAMMY A=50SAMMY A=100REFIT A=50REFIT A=100
100
101
102
thickness (mm)
90.0
95.0
100.0
105.0
110.0
Ra
dia
tion
wid
th Γ
γ (m
eV
)
Γγ=100meV
2 0M "+ *+ "&< 2.( 7 ( - ( 7 >*
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0
26.0 31.0 36.0 41.0 46.0Energy (eV)
10−3
10−2
10−1
100
Ca
ptu
re Y
ield
SAMSMC
YS : single scatteringYM : multiple scattering
26.0 31.0 36.0 41.0 46.0Energy (eV)
0.8
0.9
1.0
1.1
1.2
Rat
io Y
/YM
YSAMMY/YM
YREFIT/YM
2 00M + * - "&" ( 7 ,*. H! ( 8 - CA 0 CA !! C .
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Cross Section
Parameters
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Prior
Correlation Matrix
Average Parameters
Posterior
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Normalisation
AGS
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Resonance Parameters
AverageSLBW
Resonance file
Covariance file
FILE 2
FILE 32
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FITACS
Hauser−Fesbachformalism
SAMMY
formalismReich−Moore
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Multiple Scattering
(Monte−Carlo)SESH
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Res
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ls
0.00
0.20
0.40
0.60
0.80
1.00
Tra
nsm
issi
on
109Ag − E0 = 5.2 eV
Transmission TM1
Transmission TM2
Transmission T0
Residual TM1
Residual TM2
(a)
11000 12000 13000 14000Channel
0
200
400
600
800
1000
Co
un
ts
M1
M2
(b)
Nin,M1
Nin,M2
Bin,M1
Bin,M2
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101
102
103
Time (µs)
103
104
105
106
Co
un
ts
SNa
From resonance analysis
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Bn
Bγ
B0
tube guide
water moderatorUranium target
traget hall detection system
(a) Neutron flux detectors (Li−glass, boron chamber)
tube guide
water moderatorUranium target
traget hall
B
B
B0
n
γ
detection system
Sample
(b) Capture −rays detectorsγ
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101
102
103
Time (µs)
100
Cou
nts
/ ns
background(measured)
S
Na
Bi
Co
Mo
Bi
W
0 50 100 150Channel
0.000
0.004
0.008
0.012
0.016
Cou
nts/
s
flight path 15 closed+ paraffin (15cm)+ flight path 12 closed+ flight path 14 closed
Time independent
background
2 &!M 1 4 *7 - # *
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101
102
103
Time (µs)
102
103
104
Co
un
ts
206Pb (L=60m)
Natural lead(L=14.4m)
27Al
5.9 keV
B0(t)
27Al
2 &M + *- 7 ,*
0 50 100 150 200Time (µs)
101
102
103
Am
plit
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a.u
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MCNP4Cτ1= 25.9 µs
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0 500 1000 1500 2000Chanel
103
104
105
106
107
Co
un
ts Z1 Z2 Z3 Z4Z0
Extrapolation
background γ
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10−1
100
101
102
103
Co
un
ts
Na Co
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103
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101
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un
ts /
ns
background α+btC
background α+β(t)
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0 m
Cd+
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102
103
Tim
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s)
101
102
103
104
Counts
Li−g
lass
(rot
ary
targ
et −
800
hz)
L=5
0 m
S
Na
Bi
Co
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ampl
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102
103
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Tim
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s)
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102
Counts
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m
Na
Bi
Rho
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101
102
Tim
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s)
101
102
Counts
C6D
6 (8
00 H
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=15
m
Tho
rium
100
101
102
Tim
e (µ
s)
103
104
105
Counts
C6D
6 (
800
Hz)
L=3
0 m
S
PbI
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5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
To
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ba
rns)
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Re
sid
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2.0
3.0
4.0
5.0
6.0
7.0
8.0
Ca
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ield
(a
.u)
with smooth background with structured background
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106
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100
101
102
103
FW
HM
(e
V)
fig a
ResolutionDoppler Kr−84Doppler Np−237Doppler Tc−99
Np−237
Tc−99
Kr−84
101
102
103
104
105
106
Energy (eV)
10−3
10−2
10−1
100
FW
HM
(µ
s)
fig b
Chanel widthTarget−moderator assembly with angle θ=9
o
Lithium glass detectorInitial burst (2ns)
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0.00 0.05 0.10 0.15 0.20Time (µs)
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10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
Target decayInitial decay of 3.5nsSecond decay
16.2cm
Fe (7.87g/cm )
Hg (13.3 g/cm ) Hg (7.71 g/cm ) + Fe (3.31 g/cm )
U (15.713 g/cm ) + Mo (1.746 g/cm )3
3
3
3 3
3
beam
Be
moderatorwater
water moderator
4.0c
m electron
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0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10Distance (m)
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
1eV to 3keV10keV100keV
15cm
7.5cm
Description in REFIT
electronbeam
neutonflux
(without Berylium)
Beryliumenclosed in water moderator
Rotary target
Target-Moderator assembly
Dp
ω=3.6
ω=4.0cm
cm
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101
102
103
104
105
106
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100
101
102
Cro
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ba
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0.0
5.0
10.0
15.0
Cro
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n (
ba
rn)
OxygeneOxygene (REFIT)
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107
108
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HARWELL (λ=5.83mm)
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12.1
5cm
Dm=1.9cm
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324.0cm
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Dc=
12
cm
z
x
z0d(z0) z0
x1 x2
y
Fig a
Rc=6.0cm
Rc=2.0cm
Rc=4.5cm
Dm=2.1cm
Dp=
13.5
8cm
9o
Moderator Shadow bar (Pb,Cu)
xy
z
Detector position
Fig b151.8cm
4934.0cm
344.0cm
2284.0cm
4615.0cm
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Pro
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en
sity
E=22eV
Coceva SimuationError on SimulationREFIT
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
E=220eV
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
E=1.2keV
0.00 0.02 0.04 0.06 0.08Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
E=6keV
0.00 0.05 0.10 0.15 0.20Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
ty d
en
sity
E=30keV
0.00 0.05 0.10 0.15 0.20Distance (m)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
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en
sity
E=100keV
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sity
32eV
New simulationCoceva simulationREFIT
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10−4
10−3
10−2
10−1
100
Pro
ba
bili
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en
sity
140eV
0.00 0.01 0.02 0.03 0.04distance (m)
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10−3
10−2
10−1
100
Pro
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en
sity
1.1keV
0.00 0.01 0.02 0.03 0.04distance (m)
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10−3
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10−1
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Pro
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en
sity
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+1.864 E-0.5
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103
104
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106
Energy (eV)
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de
via
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de
Old REFIT
Coceva REFIT_IRMM
New REFIT
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100
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plitu
de
E=10eV
0.00 0.05 0.10Distance (m)
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
Am
plitu
de
E=100eV
0.0 0.1 0.2Distance (m)
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
Am
plitu
de
E=1keV
0.00 0.10 0.20Distance (m)
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
Am
plitu
de
E=10keV
0.00 0.10 0.20Distance (m)
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
Am
plitu
de
E=100keV
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0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
1.2
Am
plit
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e
Timing channel
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0
10
20
Am
plit
ud
e
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10−2
10−1
100
101
Am
plit
ud
e
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0.2
0.4
0.6
0.8
Am
plit
ud
e
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0.000 0.005 0.010 0.015Distance (m)
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
Am
plit
ud
e
Angle of the flight path
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10−5
10−4
10−3
10−2
Am
plit
ud
e
Lithium glass detector (NE212)
1eV10eV100eV1keV to 100keV
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101
102
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+A4e−A5(t+t0)
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B1e−B2(t+t0)
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''
''
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Target - moderator assembly (capture experiment)
−2.0 0.0 2.0 4.0 6.0 8.0Time (µs)
10−3
10−2
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Am
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e
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10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=10eV
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10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=100eV
−0.2 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0Time (µs)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=1keV
−0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6Time (µs)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=10keV
−0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6Time (µs)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=100keV
Traget - moderator assembly and detection system (transmission experiment)
−2.0 0.0 2.0 4.0 6.0 8.0Time (µs)
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=1eV
REFIT (old)CocevaRPI function
−0.5 0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5Time (µs)
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=10eV
−0.2 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4Time (µs)
10−6
10−5
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10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=100eV
−0.2 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8Time (µs)
10−5
10−4
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10−2
10−1
100
Am
plit
ud
e
E=1keV
−0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5Time (µs)
10−5
10−4
10−3
10−2
10−1
100
Am
plit
ud
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Résumé : Les études expérimentales sur l’interaction des neutrons avec la matière ont principalement été focalisées sur les matériaux de structure liés à la physique des réacteurs. Parallèlement, les données disponibles relatives aux actinides mineurs et produits de fissions à vie longue sont limitées. Une forte demande concernant l’amélioration des sections efficaces neutroniques de ces isotopes a émergé suite aux études sur la transmutation des déchets nucléaires. Avec 400 kg d’iode-129 produits chaque année en Europe et une période radioactive de 1,57×107 ans, l’iode nécessite un stockage qui l’isolerait de l’environnement pendant une très longue période. Aussi, l’iode-129 est potentiellement un bon candidat pour les études de transmutation, puisque après capture d’un neutron, la période du noyau composé (130I) n’est plus que de 12.36 h. Par suite, l’optimisation des scénarios de transmutation requiert une bonne connaissance de la section efficace neutronique de capture radiative. Dans ce contexte, une campagne de mesures par temps de vol a été réalisée auprès de la source pulsée de neutron GELINA de l’Institut des Matériaux et des Mesures de Référence (IRMM). Deux types d’expériences ont été réalisées. Une série de mesures de capture d’une part et de transmission d’autre part nous ont permis de déterminer la section efficace de capture radiative et la section efficace totale de l’iode-129 de 0.5 eV à 100 keV. Les échantillons de PbI2 nécessaires à la réalisation de ces mesures contiennent de l’iode naturel et de l’iode radioactif. Aussi, une étude complète des réactions 127I(n,γ) et 127I(n,tot) a été réalisée dans les mêmes conditions expérimentales que celles de l’iode-129. La réduction des données a été réalisée avec le système AGS, et les paramètres de résonance ont été analysés avec les codes d’analyse de forme REFIT et SAMMY. Les paramètres de résonance obtenus ont été convertis en format ENDF-6 . Nous avons utilisé le code NJOY afin de produire les sections efficaces ponctuelles et multigroupes associées ainsi que les bibliothèques des codes MCNP et ERANOS. Abstract : Most of the experimental work on the interaction of neutrons with matter has focused on materials important to reactor physics and reactor structures. By comparison, the corresponding data for minor actinides or long-lived fission products are poor. A significant demand has developed for improved neutron cross-section data of these little-studied nuclides due to the surge of interest in the transmutation of nuclear waste. With 400 kg of 129I produced yearly in the reactors of the EU countries and a very long β- half-life of 1.57×107 years, iodine requires disposal strategies that will isolate this isotope from the environment for long periods of time. Therefore, 129I is potentially a key long-lived fission product for transmutation applications, since 129I transmutes in 130I after a single neutron capture and decays to 130Xe with a 12.36 h half-life. Accurate capture cross sections would help to reduce uncertainties in waste management concepts. For that purpose, Time-Of-Flight measurements covering the [0.5 eV-100 keV] energy range have been carried out at the 150 MeV pulsed neutron source GELINA of the Institute for Reference Materials and Measurements (IRMM). Two types of experiments have been performed at the IRMM, namely capture and transmission experiments. They are respectively related to the neutron capture and total cross sections. Since the PbI2 samples used in this work contain natural and radioactive iodine, extensive measurements of 127I have been carried out under the same experimental conditions as for the 129I. The data reduction process was performed with the AGS system, and the resonance parameters were extracted with the SAMMY and REFIT shape analysis codes. In a last step, the parameters have been converted into ENDF-6 format and processed with the NJOY code to produce point-wise and multigroup cross sections, as well as MCNP and ERANOS libraries.