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International audience; The necessary improvement of evaluated nuclear data for nuclear applications development is possible through new and high quality experimental measurements.In particular, improving (n, n') cross-section evaluations for faster neutrons is a goal of interest for new reactor fuels.Our group at CNRS-IPHC developed an experimental program to measure (n, n' γ) cross-section using prompt gamma-ray spectroscopy and neutron energy determination by time-of-flight , with a focus on reaching the highest achievable level of accuracy. The collected partial cross-section can then be used to infer the total (n, n') one and contribute to evaluation improvement. The extraction of the partial (n, n' γ) cross-sections from the recorded data involves using many external parameters (detector efficiencies, distance of flight, ...). Additionally, the steps of the data processing (event selection, calibration, ...) may introduce extra uncertainties and correlations between data points. The usual method for combining and computing uncertainties is to use analytical developments based on the perturbation theory (e.g. ${u_{f(x)}}^2 = \left( \frac{\partial f}{\partial x} \right)^2 \times u_x^2$). With multiple parameters and sources of uncertainty, deriving the final *total combined uncertainty* can be long and complex. This method makes the calculation of covariance hard and the inclusion of some unusual form of uncertainty (asymmetric, non-Gaussian) even more difficult.To overcome this issue, we developed a process relying on random sampling methods (a.k.a *Monte Carlo*) that processes intermediate analysis data to compute final values (cross-sections), uncertainties and covariance. As a benchmark, we used the Monte Carlo method on ²³⁸U and reproduced the central values and uncertainties calculated using the analytical method. In addition, we were able to produce covariance matrices for (n, n' γ) cross-section. In some particular cases, the random sampling method is able to produce *finer* uncertainties that reflect the original data, while the analytical method *smooths* some features.After explaining the method, presenting the results, we will discuss possible applications and extension of the method to other data set.

International audience

Neutronic calculations are traditionally performed using either deterministic or stochastic methods. Deterministic codes discretize the phase space using models to solve the transport equations which can induce biases. Stochastic codes use random sampling to obtain results on quantities of interest. Stochastic methods are mostly used as reference codes but their cost and problematic statistical convergence for large domains limit their use. Deterministic methods are easier to implement for complex situations.In the context of the development of the modeling of 3rd and 4th generation reactor cores, the performance of current numerical modeling must be improved. The research work proposed here aims at developing a hybrid numerical scheme combining deterministic and Monte Carlo methods to solve the transport equation in the same calculation. The main idea of this work is to take advantage of the benefits offered by both types of solution methods, by treating the various geometric heterogeneities of a reactor with spatial domain decomposition methods.This paper explores the possibilities of deterministic - stochastic coupling, and proposes a method using spatial domain decomposition already implemented in the deterministic solver IDT. IDT is a discrete ordinates deterministic solver with from APOLLO3® that can perform 2D and 3D computations using a non-overlapping spatial domain decomposition method. The stochastic model LAST has been used to implement this hybrid method.The objective is to perform calculations of reactor cores where spatial areas are singularized using spatial domain decomposition methods. This method will allow differentiating the treatment of the spatial zone from the rest of the problem, to obtain fine information on local neutronic quantities of interest and a better description of local heterogeneities.The main difficulty of this hybrid approach is the transfer of information at the interfaces between areas treated by deterministic (discretization of the phase-space) and Monte Carlo (quasi-continuous phase-space) methods, not only from the physical point of view but also from the point of view of the numerical stability of the method.; La modélisation neutronique se fait traditionnellement en utilisant l’une des deux grandes familles de codes de calcul, soit avec une méthode déterministe, soit avec une méthode stochastique. Les codes déterministes discrétisent l’espace des phases par des modèles qui permettent de résoudre les équations du transport, ce qui peut induire des biais. Les codes stochastiques utilisent l’échantillonnage aléatoire pour obtenir des résultats sur des grandeurs d’intérêt. La méthode stochastique est majoritairement utilisée comme code de référence mais son coût et les problèmes de convergence statistique pour des grands domaines limite leur utilisation. Les méthodes déterministes sont généralement plus faciles et rapides à mettre en œuvre pour des situations complexes.Dans le cadre du développement de la modélisation des cœurs de réacteur de 3ème et 4ème générations, les performances des modélisations numériques actuelles doivent être améliorées. Le travail de recherche proposé ici vise à mettre au point une schéma numérique hybride combinant des méthodes déterministes et Monte Carlo pour la résolution de l’équation du transport au sein d’un même calcul. L’idée principale de la thèse est de tirer parti des avantages offerts par les deux types de méthodes de résolution, en traitant les diverses hétérogénéités géométriques d’un réacteur par des méthodes de décomposition de domaine spatiale.Ce document explore les possibilités de couplage déterministe – stochastique, et propose une méthode utilisant la décomposition de domaine spatiale déjà implémentée dans le solveur déterministe IDT. IDT est un solveur déterministe aux ordonnées discrètes de APOLLO3® qui permet de réaliser des calculs 2D et 3D avec une méthode décomposition de domaine spatiale sans recouvrement. La maquette stochastique LAST a été utilisée pour implémenter cette méthode hybride. L’objectif est de réaliser des calculs de réacteurs où des zones spatiales sont singularisées à l’aide de méthodes de décomposition de domaine spatiale. Cette méthode permet de différencier le traitement de la zone spatiale du reste du problème, d’obtenir des informations fines sur des grandeurs neutroniques locales et une meilleure description des hétérogénéités locales.La difficulté principale de cette approche hybride est le transfert d’informations aux interfaces entre zones traitées par méthodes déterministes (discrétisation de l’espace des phases) et Monte Carlo (espace des phases quasi-continu), non seulement du point de vue physique mais aussi du point de vue de la stabilité numérique de la méthode.

International audience; The production of useful and high-quality nuclear data requires measurements with high precision and extensive information on uncertainties and possible correlations. Analytical treatment of uncertainty propagation can become very tedious when dealing with a high number of parameters. Even worse, the production of a covariance matrix, usually needed in the evaluation process, will require lenghty and error-prone formulas. To work around these issues, we propose using random sampling techniques in the data analysis to obtain final values, uncertainties and covariances and for analyzing the sensitivity of the results to key parameters. We demonstrate this by one full analysis, one partial analysis and an analysis of the sensitivity to branching ratios in the case of (n,n’γ) cross section measurements.

The radiation protection studies carried out as part of the clean-up and dismantling operations of nuclear installations constitute the general context of the thesis. The main goal of this thesis is to develop a new calculation tool, on CEA's reference Monte Carlo code TRIPOLI-4®, with the purpose of reducing computation times for radiation shielding calculations in complex geometries. This will provide an alternative solution approach for problems that are difficult to treat with deterministic methods, while still retaining an advantage in terms of computation time with respect to classic Monte Carlo calculations. This new tool, called exponential track-length estimator (e-TLE), is inspired by the one developed in the code GEANT4 for medical applications. The thesis is organized as follows. In Part I, the main theoretical notions required to understand the scope of the thesis are introduced. Chapter 1 is devoted to the problem of particle transport, with an in-depth look to how the problem is usually treated in the nuclear field and, most notably, a presentation of deterministic and stochastic approaches. Chapter 2 demonstrates these approaches by applying them to the solution of a simple mathematical problem. Part II focuses on the limits of traditional deterministic and stochastic approaches when dealing with particular geometries. In Chapter 3, some of these problematic configurations are presented. Chapter 4 tackles the problem of acceleration techniques for Monte Carlo simulations, by giving a broad presentation of the most important ones and ultimately focusing on the code used in this work, TRIPOLI-4®.Finally, Part III presents the bulk of the work, the development of the e-TLE. In Chapter 5, the estimator is described both from a theoretical point of view and from a practical one, with its implementation in TRIPOLI-4®. Chapter 6 and Chapter 7 introduce two slightly different versions of the algorithm, optimized respectively for local and global dose computations. Conclusions and future perspectives of this research and development work are resumed in the final section of the document., Les études de radioprotection menées dans le cadre des opérations d'assainissement et de démantèlement d'installations nucléaires constituent le contexte général de la thèse. L'objectif de cette thèse est de développer un nouvel outil de calcul dans le code de transport Monte Carlo CEA de référence, TRIPOLI-4®, pour les études Monte Carlo, afin d’en améliorer l’efficacité dans les calculs de radioprotection dans les cas de configurations complexes. Cet outil pourra ainsi constituer une approche alternative pour des configurations difficiles à traiter par des calculs déterministes d’atténuation avec facteur de "buildup", tout en préservant un avantage en termes de temps de calcul par rapport aux calculs Monte Carlo classiques. Ce nouvel outil, dénommé "exponential track-length estimator" ("e-TLE"), est inspiré de celui développé dans le code GEANT4 pour les calculs relatifs aux applications médicales. Le manuscrit de thèse est organisé comme suit. Dans une première partie, on introduit les principales notions théoriques nécessaires à l'appréhension du champ de la thèse. Le premier chapitre est dédié au problème du transport des particules, avec une attention particulière portée sur son traitement dans le champ du nucléaire selon les deux types d'approches déterministe et stochastique. Le deuxième chapitre offre une démonstration pratique de ces deux approches avec la solution d'un problème simplifié. La deuxième partie est consacrée aux limitations actuelles des approches déterministe et stochastique pour traiter les problèmes de radioprotection dans des configurations complexes. Le chapitre trois présente quelques-unes de ces configurations problématiques. Le chapitre quatre introduit les principales techniques d’accélération implémentées dans des codes Monte Carlo avec un focus fait sur le code TRIPOLI-4®. Enfin, la troisième partie est dédiée à la partie essentielle du travail de thèse, à savoir le développement de l'estimateur e-TLE. Le cinquième chapitre présente ainsi l'estimateur du point de vue théorique et pratique, avec sa dérivation mathématique et des détails sur son implémentation dans le code TRIPOLI-4®. Les deux derniers chapitres introduisent deux versions différentes de l'estimateur, optimisées respectivement pour des calculs de dose locales et globales. La dernière section résume les conclusions et perspectives futures du travail de recherche et développement réalisé.

The necessary improvement of evaluated nuclear databases for appplication will be achieved with improvement of models and new, precise data. In particular, the effect of inelastic neutrons scattering can be of importance for reactors. In order to test the models, we performed measurement of (n, n’γ) and (n, 2nγ) cross-sections on 183W. These data will help constrain the calculation codes and ensure a better evaluation of the total (n, xn) cross section. The experimental setup and the data analysis method will be presented. The preliminary experimental results for the 183W isotope will be compared to predictions from Talys nuclear reaction code.

Present PhD aims to study the neutron fission cross section of the 242Pu that is classified as fertile isotope. This work relies on two complementary branches of nuclear physics, meaning the experimental and the theoretical aspect. This PhD takes place within a collaboration between the CEA (LEPh) of Cadarache and the CENBG (ACEN group) of Bordeaux-Gradignan.When a fission occurs, a heavy nucleus starts to deform from its spheroid equilibrium shape. The minimum of nuclear potential fluctuates as a function of the nucleus main deformation (i.e. the elongation), drawing a double-humped curve with two wells: the first one corresponds to the point of normal equilibrium shape and the second one to the fission isomer deformation.A heavy nucleus cross section overlays several energetic regions including the resolved resonance range (RRR), the unresolved resonance range (URR) and the neutron continuum. To model a cross section, the most physical and mathematically correct formalism must be applied as a function of the energy range involved. The theoretical part of this work aims to analyze and model the fission cross section over the various pre-cited energy domains. Hence, in the RRR, approximations of R-Matrix theory are used with the in-house developed computer code CONRAD. The excited states in the fission isomer well, namely the class-II states, are here described explicitly. In the URR, Hauser-Feshbach theory associated to Coupled Channels Optical Model calculations was used to represent the average resonant fission cross section. Once more, the class-II states have been identified and a more accurate data file is proposed. The present work ends with a careful study of the neutron continuum above the URR. Both the URR and the continuum were analyzed with the TALYS-ECIS-06 system of codes. Our goal was to explain the unknown origin of a sizeable structure lying right after the fission threshold at around 1.1 MeV of neutron energy. Prior to the present investigation, this rough structure was not correctly modeled, as well as its origin properly described. Since current experimental fission cross section database still shows 10 to 15% of discrepancies, a new precise measurement is advertised.For a high quality cross section measurement, several choices have to be made: the type of beam (Time Of Flight method or quasi mono-energetic neutrons), the type of detectors to be selected (one for measuring the number of fission, the other for characterizing the neutron flux) and finally the cross section to be used as a reference to quantify the neutron flux. For a fission cross section measurement, the reference commonly chosen is the 235U(n,f) reaction that belongs to the category of secondary standards. The detectors classically selected are fission chambers. It was decided to set up an uncorrelated measurement with photovoltaic cells as fission detectors and to use the diffusion cross section H(n,n)p as reference. The latter is described as a primary standard and involves the proton recoil technique. However, no detector is suitable yet to cover the energy range spanning the broad resonant structure to be investigated. The experimental part of this work was driven around the development of a new detector: so called the Gaseous Proton Recoil Telescope. This detector carries the particularity to be a miniaturized Time Projection Chamber (TPC). Indeed, any particle track can be reconstructed in 3 dimensions, thanks to the Micromegas segmented detection plane and the electron drift velocity. The first task of my work was to determine the best operating range for this brand new detector. Once this was achieved, we paid attention to the device intrinsic efficiency since a precise measurement requires a detector with a 100% of intrinsic efficiency. The work was initially carried out with a 3α source and then the final results were validated with a direct proton beam (at the AIFIRA accelerator of CENBG).; L’énergie nucléaire est la technologie principale en France pour produire de l’électricité avec une part de plus de 70%. Dans un réacteur nucléaire, le combustible présent est composé d’uranium 235 et 238. Par captures successives de neutrons, ces noyaux vont créer des actinides supérieurs. Parmi eux, le 242Pu fait l’objet de notre étude.Pour piloter un réacteur nucléaire avec sûreté, les codes de calculs de neutronique sont utilisés pour connaître et comprendre au mieux l’évolution du cœur du réacteur en fonction des conditions présentes à l’intérieur du cœur. Les codes de calculs requièrent entre autre comme paramètres de base des sections efficaces neutroniques fiables et dont l’intervalle de confiance a été bien cerné. De nos jours, les ordinateurs sont devenus tellement puissants que les techniques Monte-Carlo seront bientôt accessibles de façon routinière et que les méthodes déterministes ne contiennent presque plus d’approximations. La conséquence directe est que la précision des résultats dépend essentiellement de la précision des sections efficaces fournies en entrée. En outre, le développement des réacteurs nucléaires de quatrième génération impose une amélioration de la connaissance des sections efficaces de fission des noyaux fertiles, jusqu’à présent négligées.Pour toutes ces raisons, en plus de l’utilisation du plutonium 242 (242Pu) en tant que dépôt pour la chambre à fission du dispositif Occitane du réacteur RJH, l’amélioration de la connaissance des sections efficaces neutroniques du 242Pu cible, et plus particulièrement de sa section efficace de fission, est devenue incontournable. Pour étudier ce noyau, deux volets sont complémentaires : l’expérimentation et le calcul théorique. La théorie a besoin de mesures expérimentales servant de référence (ou d’étalon). Inversement, la transformation des comptages d’évènements observés en « observables » nécessite souvent une part de calculs théoriques pour la composante non mesurable. D’autre part des connaissances théoriques sont toujours nécessaires pour comprendre ce qui est expérimentalement observé. Dans ce travail de thèse, nous étudierons successivement ces deux volets.Pour développer une théorie, il faut d’abord en comprendre les différents éléments de base. L’interaction particule-noyau peut être schématisée par le puits de potentiel représentant le noyau cible et ressenti par la particule incidente. Ce puits contient des états d’excitation virtuels qui sont qualifiés par l’énergie nécessaire à leur excitation et par leurs nombres quantiques associés. Pour que le noyau fissionne, il doit d’abord se déformer. Sa déformation principale est l’élongation. En étudiant l’énergie du noyau dans la direction de l’élongation, on peut observer que le potentiel d’équilibre du noyau oscille en fonction de cette déformation. La courbe obtenue fait alors apparaître classiquement deux puits et deux bosses aussi appelées couramment barrières de fission. Leur hauteur, relativement à la valeur de Sn, l’énergie de séparation d’un neutron dans le noyau composé formé, détermine le caractère fissile ou fertile du noyau, un seuil de fission étant observable sur la section efficace de fission dans ce dernier cas. Etudier une section efficace de fission revient principalement à étudier le profil des états d’excitation présents à l’intérieur de chaque puits et au-dessus de chaque barrière.Lors d’une interaction entre une particule incidente et un noyau cible, un système composé de la particule et du noyau est formé. Plusieurs modes de désexcitation en compétition existent dont la fission qui requière un système composé équilibré (théorie du noyau composé). Ce postulat implique l’étude de la structure nucléaire de ce dernier, nommément 243Pu. Dans ce travail, l’impact de la structure nucléaire du 243Pu a été particulièrement étudié.Lors de l’analyse d’une section efficace, plusieurs régions énergétiques sont discernables, dont le domaine thermique, la région des résonances résolues (RRR), la région des résonances non résolues (URR) et le continuum neutronique. Pour modéliser une section efficace, il faut adapter le modèle mathématique, et donc le code de calculs, en fonction de la région étudiée. Dans le RRR, ce sont des approximations de la théorie de la matrice R qui sont classiquement utilisées. Le code de calculs utilisé sera le code CONRAD du CEA/LEPh avec les approximations Multi-Level Breit-Wigner et Reich-Moore. Dans le URR, il est possible d’utiliser la théorie de la matrice R moyenne ou le modèle optique. C’est ce dernier qui sera utilisé grâce au code ECIS-06 du système de codes TALYS. Ce dernier, couplant le modèle optique à un moteur Hauser-Feshbach, est également utilisé pour modéliser la section efficace dans le continuum. Prédire le comportement d’une section efficace revient à faire un travail d’« évaluation ». Le but d’un évaluateur est de faire une prédiction fiable de la section efficace d’une réaction donnée aux moyens de modèles théoriques et en s’appuyant sur les données expérimentales, les deux volets devant être cohérents. Néanmoins, dans le cas d’un modèle théorique déficient ou de simplifications justifiées, l’évaluateur peut se contenter de reproduire par un modèle mathématique plus simple la meilleure mesure de l’observable recherchée. Cela explique l’utilisation de coefficients de pénétrabilité de la barrière de fission constants en fonction de l’énergie du neutron incident (par simplification, fixés à l’unité) pour la modélisation du RRR notamment. Introduire une valeur non constante de ces coefficients revient à ajouter de la physique aux évaluations.La même démarche a été appliquée dans chaque région énergétique de la section efficace neutronique de fission du 242Pu. Dans le RRR, le travail principal a été d’identifier les états de classe II observés du second puits de la barrière de fission et de quantifier les paramètres les décrivant afin de les prendre en compte dans l’évaluation. Pour cela, la pénétrabilité de la barrière de fission de forme lorentzienne implémentée dans le code CONRAD a été appliquée dans un cadre d’évaluation. Ceci a permis d’obtenir une meilleure estimation des amplitudes de fission (paramètres fondamentaux de la matrice R).Dans le URR, les états de classe II ont également été identifiés puis ajoutés, cette fois dans le code TALYS, afin d’obtenir une évaluation de la section efficace de fission beaucoup plus fine que celles existantes. Ces états identifiés ont été comparés à la littérature et une analyse de la densité de niveaux a été réalisée. Pour cela, le module QPVRLD (pour Quasi-Particule Vibrational Rotational Level Density) du programme AVXSF, prédisant les états sur la base d’une méthode combinatoire et utilisant la théorie des quasi-particules, a servi de référence. Cette analyse a également permis d’avoir un regard critique sur l’énergie du fond du deuxième puits de fission estimée dans la littérature.Pour le continuum neutronique, l’objectif était de comprendre l’origine d’une structure présente au-dessus du seuil de fission (autour de 1.1 MeV d’énergie neutron). Une analyse de sensibilité de la section efficace aux différents paramètres (hauteurs et courbures) des barrières de fission a alors été réalisée. Les états dits « de transition » fournis par AVXSF ont également été testés dans TALYS. Enfin, une origine indirecte de la structure liée à la diffusion inélastique a été envisagée. Un travail sur les niveaux de basse énergie (les Low-Lying-Levels) du 242Pu a donc été réalisé et cette dernière étude a permis de comprendre l’origine de cette structure.Cependant, la taille de la structure modélisée dépend des paramètres choisis. Rappelons qu’en théorie, les données expérimentales servent de référence. Or, les différentes mesures réalisées de la section efficace de fission sont en désaccord de 10 à 15% au niveau de cette structure. Il convient alors de réaliser une nouvelle mesure centrée sur la structure qui soit fiable, précise et décorrélée des autres mesures.Il existe deux types de mesures de section efficace : les mesures intégrales, réalisées dans les réacteurs nucléaires ou après irradiation, et les mesures microscopiques dédiées à la mesure d’une section efficace choisie. C’est dans ce deuxième cadre que se réalise la partie expérimentale de cette thèse. Une mesure microscopique peut être réalisée grâce à deux techniques différentes de flux de neutrons fournis par des accélérateurs de particules : la technique par temps de vol et la technique par flux de neutrons quasi mono-énergétique. Cette dernière a été choisie pour cette thèse. Pour mesurer une section efficace de fission, il faut mesurer (« compter ») le nombre de fissions et le flux de neutrons. Pour réaliser ce premier comptage, le détecteur habituellement utilisé est une chambre d’ionisation (chambre à fission). Celui que nous avons choisi est composé de cellules photovoltaïques. Le second comptage est réalisé à l’aide d’une référence. Celle habituellement choisie est la section efficace de fission du 235U ou, plus rarement, du 238U qui sont appelées des standards secondaires (car mesurées en référence à un standard primaire comme σH(n,n)). Afin de décorréler la mesure réalisée, la référence choisie dans cette thèse est un standard primaire : la diffusion élastique du neutron sur l’hydrogène H(n,n)p, section efficace la mieux connue et reproductible ab initio. La technique est alors appelée technique des protons de recul. Le détecteur habituellement utilisé pour cette technique est un détecteur silicium. Cependant sensible au bruit des électrons, ce détecteur ne peut pas être utilisé en dessous de 1 MeV d’énergie neutron. La structure se situant autour de 1 MeV, pour l’englober, la mesure doit commencer autour de 200-300 keV et finir vers 2 MeV. Le détecteur silicium n’est pas optimisé pour notre besoin et il n’existe aucun autre détecteur adapté. C’est pour cela que nous avons choisi d’en développer un nouveau : le Détecteur Gazeux à Protons de Recul (DGPR), actuellement au stade de prototype, dont la particularité est d’être une TPC miniature.Ce détecteur est, comme son nom l’indique, un détecteur gazeux. Il est composé de deux électrodes parallèles espacées de 4 cm. La plaque anode est un détecteur segmenté de technologie Micromégas. Cette technologie se caractérise par la présence d’une grille 125 µm au-dessus de l’anode servant à amplifier le champ électrique d’un facteur 100, et donc à amplifier le signal émis. Ce détecteur contient également deux collimateurs parallèles entre eux et perpendiculaires aux électrodes. L’un des collimateurs sert d’entrée au détecteur et l’autre permet de limiter l’angle d’émission des protons de recul détectés afin que leur énergie soit au plus près de celle des neutrons qui les ont engendrés. Lorsqu’un proton entre dans le détecteur, il ionise le gaz. Les électrons produits vont dériver vers l’anode sous l’action du champ électrique et leur nombre va être amplifié après leur passage par la grille. Le signal détecté pour chaque pad (segmentation de l’anode) va d’abord être traité par trois cartes électroniques avant d’être envoyé au logiciel Cobo, interface avec l’utilisateur. La segmentation du plan de détection permet la discrimination des protons en fonction de leur provenance. Pour être sûr que tous les protons entrant dans le détecteur soient détectés, il faut étudier l’efficacité intrinsèque du détecteur. L’étude des conditions optimales d’utilisation du détecteur et de son efficacité ont fait l’objet du travail expérimental de cette thèse. Ainsi, il a été montré que le DGPR fonctionne avec 100% d’efficacité lorsque le nombre de protons par seconde entrant dans le détecteur est faible. Cette efficacité chute cependant dès que ce nombre augmente, indiquant un temps mort trop important lié au traitement du signal. Ce problème est en cours d’investigation. Une fois résolu, le DGPR sera redessiné. Si les problèmes identifiés sont résolus, ce détecteur pourra servir pour réaliser des mesures plus précises (3% d’incertitudes visées) qu’actuellement grâce à sa technique des protons de recul et permettra de couvrir avec un seul détecteur la région énergétique de 200 keV à 2.5 MeV.

International audience; A better knowledge of ($n,xn$) reaction cross sections is important for both reaction modeling and energy applications. This article focuses on inelastic scattering of neutrons off $^{238}$U for which improvements are needed to better constrain evaluations and solve inconsistencies in nuclear power reactor calculations. A new precise measurement of ($n,xn\gamma$) reaction cross sections on $^{238}$U has been performed at the GELINA (Geel Electron LINear Accelerator) neutron facility operated by EC-JRC-Geel (Belgium) with the GRAPhEME (GeRmanium array for Actinides PrEcise MEasurements) setup. The prompt $\gamma$-ray spectroscopy method coupled to time-of-flight measurements is used to extract ($n,xn\gamma$) cross section values which can be further combined to infer the total neutron inelastic scattering cross section. Cross section data for 18 $\gamma$ transitions (five never measured before) are presented and compared to the data in the literature. Emphasis is especially given to the uncertainty determination to produce partial cross section data as accurate as possible. Due to intrinsic limitations of the experimental method, the use of additional nuclear structure information coupled with theoretical modeling is required to determine the total ($n,n′$) cross section over the whole neutron energy range. We have investigated modeling aspects of the $^{238}$U($n,n$'$\gamma$) cross sections related to the description of compound nucleus and preequilibirum mechanisms as well as the discrete part of nuclear structure. Through comparison between experimental and calculated ($n,n$'$\gamma$) cross sections, we pinpoint inaccuracies in the description of specific reaction mechanisms and challenge recently implemented models. This helps improving the whole modeling of the ($n,n′$) reaction.

The Monte-Carlo neutron transport calculations in nuclear fuels depend on the crystalline structure and atom dynamics of materials. In the case of uranium dioxide (UO2), when neutron energies lie below a few eV, coherent elastic neutron scattering cross section accounts for the crystalline structure of UO2 and thermal scattering laws (TSLs) take into account the atom vibration behaviors of UO2. Between a few eV to 400kBT where kB is the Boltzmann constant and T represents the temperature of material, the TSLs are not available. Other neutron scattering treatments such as the Sampling the Velocities of the Target nucleus (SVT) algorithm are adopted in the Monte-Carlo calculations.In the present work, the theoretical formalism enabling to calculate the TSLs for solid crystalline, liquid and gas materials has been studied. Based on these theoretical equations, the data processing tool CINEL has been developed. CINEL is able to generate the temperature-dependent TSLs in ENDF-6 format with graphic processing unit (GPU) speedup. The generated TSLs can be further processed to be used as neutron scattering library in the Monte-Carlo neutron transport code TRIPOLI-4®. The performances of the Monte-Carlo calculations are illustrated with the analysis of neutron powder diffraction data onUO2 measured up to 1664 K with the D4 and D20 diffractometers of the Institut Laue-Langevin (Grenoble, France). The comparison of the experimental and simulated pair distribution functions confirms the unusual decrease of the U-O atomic distances with increasing temperature when an ideal fluorite structure (Fm3m space group) with harmonic atomic vibrations is assumed over the full temperature range. The flexibility of the CINEL code allowed to explore disorder or anharmonic oxygen vibrations in theFm3m space group, and to investigate other local crystalline symmetries for UO2 at elevated temperatures.Several neutron scattering treatments have also been studied, namely AK (Asymptotic Kernel), SVT (Sampling the Velocity of the Target nucleus) at thermodynamic temperature T and effective temperature Teff, FGM (Free GasModel), SCT (Short Collision Time approximation). Numerical validations of the studied neutron scattering treatments with the TRIPOLI-4® code were performed at room temperature for 1H in H2O and 16O in UO2. The principle of the SVT algorithm has been validated with Molecular Dynamics simulations in the case of water molecule. The obtained results indicate that TSLs are correctly used by the TRIPOLI-4® code to simulate the transport of neutrons with energies lying between a few eV and 400kBT. The importance of using the effective temperature and the improvement of the SCT treatment for the up-scattering calculations are confirmed., Les calculs Monte-Carlo de transport des neutrons dans les combustibles nucléaires dépendent de la structure cristalline et de la dynamique atomique des matériaux. Dans le cas de dioxyde d’uranium (UO2), lorsque les énergies des neutrons sont inférieures à quelques eV, la section efficace de diffusion élastique cohérente des neutrons rend compte de la structure cristalline de UO2 et les lois de diffusion thermique (TSLs) prennent en compte la vibration des atomes de UO2. Entre quelques eV et 400kBT où kB est la constante de Boltzmann et T représente la température du matériau, les TSLs ne sont pas disponibles. D’autres traitements de diffusion des neutrons tels que l’algorithme Sampling the Velocities of the Target nucleus (SVT) sont adoptés dans les calculs Monte-Carlo.Dans ce travail, le formalisme théorique permettant de calculer les TSL pour les matériaux solides cristallins, liquides et gazeux a été étudié. Sur la base de ces équations théoriques, l’outil de traitement des données CINEL a été développé. CINEL est capable de générer les TSLs dépendant de la température au format ENDF-6 avec accélération par processeur graphique (GPU). Les TSLs générés peuvent être traités ultérieurement pour être utilisés comme bibliothèque de diffusion de neutrons dans le code Monte-Carlo TRIPOLI-4®.Les performances des calculs Monte-Carlo sont illustrées par l’analyse des données de diffraction des neutrons sur UO2 mesurées jusqu’à 1664 K avec les diffractomètres D4 et D20 de l’Institut Laue-Langevin (Grenoble, France). La comparaison des fonctions de distribution de paires expérimentales et simulées confirme la diminution inhabituelle des distances atomiques U-O avec l’augmentation de la température lorsqu’une structure de type “fluorite idéale” (groupe d’espace Fm3m) avec des vibrations atomiques harmoniques est utilisée. La flexibilité du code CINEL a permis d’explorer le désordre ou les vibrations anharmoniques de l’oxygène dans le groupe d’espace Fm3m, et d’étudier d’autres symétries cristallines locales pour UO2 à des températures élevées.Plusieurs traitements de diffusion des neutrons ont également été étudiés : AK (Asymptotic Kernel), SVT (Sampling the Velocity of the Target nucleus) à température thermodynamique T et température effective Teff, FGM (Free GasModel), SCT (Short Collision Time approximation). Les validations numériques des traitements de diffusion des neutrons étudiés avec le code TRIPOLI-4® ont été effectuées à température ambiante pour 1H dans H2O et 16O dans UO2. Le principe de l’algorithme SVT a été validé avec des simulations de dynamique moléculaire dans le cas de la molécule d’eau. Les résultats obtenus indiquent que les TSLs sont correctement utilisées par le code TRIPOLI-4® pour simuler le transport des neutrons avec des énergies comprises entre quelques eV et 400kBT. L’importance d’utiliser la température effective et l’amélioration du traitement SCT pour les calculs de l’up-scattering sont confirmées.

This PhD was carried out at CEA in the Laboratoire d’Etudes de Physique of CEA Cadarache in collaboration with Laboratoire de Physique Subatomique et Corpusculaire (LPSC), Grenoble and Institut Laue-Langevin (ILL), Grenoble. Under this collaboration, a programme to measure fission yields from actinides of interest for current and innovative fuel cycles has been carried out since several years. These fission yields are involved in the fuel cycle studies mainly for the inventory calculation at the end of the cycle as well as for the determination of the prompt gamma-rays emitted by the fission fragments.Even though nearly eight decades have passed [1] since the discovery of fission, a clear understanding of the entire process has still not been achieved. Some aspects such as the generation of angular momentum of the fission process is not clearly understood. A few theories have been developed to explain this process of the generation of angular momentum of fission products. This PhD thesis aims at improving the understanding of the generation of the angular momentum of the fission products. To achieve this, the PhD is broadly divided into 2 parts.The first part of the PhD work is to measure and analyse several isomeric yields as a function of fission product kinetic energy. The experiments were carried out at the LOHENGRIN [2] recoil mass spectrometer located at the Institut Laue-Langevin using 241Pu target. During the ten day experimental campaign, the LOHENGRIN recoil spectrometer is used to select the fission products of interest at various kinetic energies. The detection area consists of two high purity germanium (HPGe) clover detectors and an ionisation chamber. The gamma rays arising from microsecond isomers are analysed using the coincidence gamma spectrum, where a coincidence is created between the ionisation chamber and the HPGe detectors. Whereas the gamma rays arising from the decay of the ground state analysed by using the full spectrum. In order to determine the isomeric ratios, gamma ray intensities (taken from literature) and the HPGe detector efficiencies are required. We also need to add few corrections before we can obtain our final isomeric ratios.To characterise the HPGe detectors and obtain the detector efficiencies, a second experiment was carried out using various point sources. Simulations were carried out using MCNP [3] by creating this experimental setup. The simulated efficiencies were compared with experimental efficiencies obtained from the point source experiment and the HPGe detectors parameters were obtained. Using these detector parameters, the experimental setup from the isomeric ratios experiment was simulated using MCNP and the detector efficiencies for the isomeric ratio measurements were obtained.The second part of the PhD concerns the modelling of fission products using an existing Monte Carlo code; FIFRELIN [4] developed at CEA. This code can simulate the fission process as well as fission fragment de-excitation process along with determining a large number of fission observables. By confronting results obtained with this code and those measured at ILL, the angular momentum of the fission products is calculated. Through this PhD, we also aim to create a databank of existing isomeric ratios in order to validate the FIFRELIN code.[1] L. Meitner et al, Nature, vol. 142, no. 3615, p. 239, 1939.[2] P. Armbruster et al, Nuclear instruments and Methods, vol. 139, pp. 213-222, 1976.[3] J. F. Briesmeister, MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, Los Alamos National Laboratory, April 2000.[4] O. Litaize, et al, The European Physical Journal A, vol. 51, p. 177, 2015., Cette thèse a été réalisée au CEA Cadarache au sein du Laboratoire d'Etudes de Physique en collaboration avec le Laboratoire de Physique Subatomique et Corpusculaire (LPSC) et l'Institut Laue-Langevin (ILL) à Grenoble. Dans le cadre de cette collaboration, un programme de mesure des rendements de fission des actinides d'intérêt pour les cycles du combustible actuels et innovants a été développé depuis plusieurs années. Ces rendements de fission interviennent dans les études du cycle du combustible principalement pour le calcul de l'inventaire en fin de cycle ainsi que pour la détermination des rayons gamma prompts émis par les fragments de fission.Près de huit décennies se sont passée [1] depuis la découverte de la fission, mais le processus de fission n’est toujours pas correctement prédit par les modèles. Certains aspects tels que la génération du moment angulaire du processus de fission ne sont pas clairement compris. Quelques théories ont été développées pour tenter d'expliquer ce processus de génération de moment angulaire. Cette thèse vise à améliorer la compréhension de la génération du moment angulaire des fragments de fission à travers de nouvelles mesures des propriétés des produits de fission.La première partie du travail de thèse consiste à mesurer et analyser plusieurs rapports isomériques de produits de fission en fonction de leur énergie cinétique. Les expériences ont été réalisées auprès du spectromètre LOHENGRIN [2] situé à l'Institut Laue-Langevin en utilisant une cible 241Pu. Au cours de la campagne expérimentale de dix jours, le spectromètre LOHENGRIN a été utilisé pour sélectionner les produits de fission d'intérêt à différentes énergies cinétiques. Le dispositif expérimental se compose de deux détecteurs (clover) possédant quatre cristaux de germanium de haute pureté (HPGe) chacun et d'une chambre d'ionisation. Une coïncidence est utilisé entre la chambre d'ionisation et les détecteurs HPGe pour identifier la désexcitation des états isomériques dont la durée de vie est de l’ordre de la micro-seconde. La mesure de la désintégration de l'état fondamental est obtenue par analyse du spectre gamma associé à cette désintégration. Pour calculer des rapports isomériques, les intensités des rayons gamma issu de la littérature, et les efficacités des détecteurs HPGe sont nécessaires. Nous devons également ajouter quelques corrections avant de pouvoir obtenir nos rapports isomériques.Pour caractériser les détecteurs HPGe et obtenir les efficacités des détecteurs, une deuxième expérience a été réalisée en utilisant plusieurs sources ponctuelles. Des simulations ont été réalisées à l'aide de MCNP [3] permettant de modéliser le dispositif expérimental. Les efficacités simulées ont été comparées aux efficacités expérimentales mesurées afin de déterminer les paramètres des détecteurs HPGe. En utilisant les paramètres intrinsèques de chaque détecteur, le dispositif expérimental de mesures des rapports isomériques a été simulé.La deuxième partie de la thèse concerne la modélisation des produits de fission à l'aide d'un code Monte Carlo; FIFRELIN [4] développé au CEA. Ce code permet de simuler le processus de fission et le processus de désexcitation des fragments de fission tout en déterminant un grand nombre d'observables de fission. En confrontant les résultats obtenus avec ce code et ceux mesurés à l'ILL, le moment angulaire des produits de fission peut être déduit. A travers cette thèse, nous visons également à créer une base de données des rapports isomériques existants afin de valider le code FIFRELIN.[1] L. Meitner et al, Nature, vol. 142, no. 3615, p. 239, 1939.[2] P. Armbruster et al, Nuclear instruments and Methods, vol. 139, pp. 213-222, 1976.[3] J. F. Briesmeister, MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, Los Alamos National Laboratory, April 2000.[4] O. Litaize, et al, The European Physical Journal A, vol. 51, p. 177, 2015.

Displacement per Atom (DPA) is conventionally computed using the DPA cross sections in reactor applications. The DPA cross sections can be influenced by temperature through the Primary Knocked-on Atom (PKA) energy and the Doppler broadening of reaction cross sections. The former is shown not important due to the threshold energy of atomic displacement and the small value of thermal kinetic energy. For 56Fe, the Doppler broadening has limited influence on DPA cross sections due to high resonance energies. On the other hand, the self-shielding should be considered in the computation of DPA, which depends not only on the cross sections but also the corresponding recoil energies of the PKA. ECCO 1968-group calculations show that the self-shielding corrections on DPA cross sections are necessary for the computation of atomic displacement. In addition, the total DPA rate calculated by self-shielding corrected total cross sections is smaller than the sum of partial components. The recommended method to compute DPA is the calculation of each reaction, especially for coarse energy structures. The total DPA rate in ASTRID reactor inner core is 25 DPA/year, for which the contributions of the elastic scattering, total inelastic scattering, and disappearance reactions are 81.9%, 18.0%, and 0.1%, respectively. The corresponding relative reductions due to the corrections of multi-group cross sections are 11.3%, 5.9%, and 20.5%, respectively.

International audience; Multipoint kinetic equation systems have been solved numerically using matrix algebra software and 1st to 4th order implicit schemes based on single-step matrix propagators. These matrix schemes have been validated successfully on demanding point kinetics benchmarks with various prescribed reactivity insertions. Verification tests have also been performed on a simple 3-region fast reactor core model with asymmetric step or ramp reactivity insertions and cross-checked with the multipoint kinetics SACRE code developed at INL and based on existing and validated stiff ODE solver packages. Accurate results can be obtained at a limited time expense. The reason for intriguing results obtained in some transients has been elucidated and linked to the multipoint matrix coefficient interpolation method during the transient.

Currently, the major source of uncertainty for stochastic transport simulations comes from nuclear data (cross sections, angular and energetic distributions; etc.).Those are obtained by an evaluation process, in which experimental data are fitted with nuclear physic models.Thereby, nuclear data uncertainties comes from the nuclear models parameters uncertainties.Nuclear data are continuously improved, in particular by an assimilation process.Yet, this process is only applied on a small part of the data, with deterministic methods in which data are averaged on energy-groups.To ensure nuclear data consistency and improve the assimilation process, it is necessary to apply the assimilation process at the root of nuclear data, directly to the nuclear parameters.To obtain such a feedback, transport codes have first to be fed with consistent nuclear data.A strong coupling between a nuclear reaction code (CONRAD) and a stochastic transport code have been implemented in the code LAST.Thus, the nuclear data used are produced with the same parameters and models, and LAST can be utilized to compute reactivity sensivities to nuclear parameters with simple perturbations, via all the concerned nuclear data.Multiple Monte-Carlo transport codes have recently been improved with adjoint-based method, and are now able to compute sensitivity to nuclear data.In order to overpass simple perturbations computations, a weak coupling between CONRAD and a development version of TRIPOLI-4® has been carried out during this PhD, giving promising results.This coupling has also been used to demonstrate the necessity to include all the nuclear data during the assimilation process, unlike the current method used., Actuellement, la principale source d'incertitudes lors de la réalisation de simulations stochastiques du transport de neutrons provient des données nucléaires (sections efficaces, distributions angulaires et énergétiques...) :celles-ci sont obtenues par un processus dit d'évaluation, où des modèles de physique nucléaire sont recalés sur des résultats expérimentaux.Les incertitudes des données nucléaires proviennent donc des incertitudes sur les paramètres de modèles utilisés.Les données sont continuellement améliorées, notamment par un processus d'assimilation d'expériences intégrales.Pour autant, ce processus n'est appliqué qu'à une partie des données nucléaires, en utilisant des méthodes déterministes basées sur des moyennes par groupe d'énergie.Pour conserver la cohérences des données nucléaires et affiner le processus d'assimilation, il est nécessaire de réaliser l'assimilation directement sur les modèles et paramètres de physique nucléaire.Il convient alors de fournir au code de transport des données nucléaires consistantes.Durant cette thèse, le code LAST a ainsi permis, pour la première fois, de lier par un couplage fort un code de transport stochastique avec un code de physique nucléaire (CONRAD).Ce dernier va permettre de produire des données à partir des mêmes paramètres et modèles, avant de réaliser une simulation de transport Monte-Carlo. Il est alors possible d'obtenir un premier retour sur les paramètres nucléaires via toutes les données nucléaires impactées, par de simples méthodes perturbatives.Plusieurs codes Monte-Carlo ont récemment intégré la capacité de réaliser le calcul de sensibilités aux données nucléaires par l'utilisation de méthodes adjointes.Pour dépasser les restrictions des simples méthodes perturbatives, un couplage faible entre le code CONRAD et une version de développement de TRIPOLI-4® intégrant ces nouvelles capacités a produit des résultats prometteurs.La mise en place de ce retour sur les paramètres a permis de montrer l'importance d'inclure l'intégralité des données nucléaires durant le processus d'assimilation.

In the normal operation of nuclear reactors, the kinetic behavior of the neutron population in the core is driven by the so-called delayed neutrons (DN). The DN yield per fission, their average lifetime and their groups’ abundances are the main physical parameters used to predict the kinetic behavior of the reactor and its reactivity. The overall uncertainty associated to reactivity predictions, which is linked directly to the nuclear reactor safety margins, is thus closely dependent on a few parameters associated with DN. Depending on the nuclear data library, DN kinetic parameters present significant discrepancies, even for major fissile isotopes such as 235U or 239Pu. In this context, CEA has long been working for improving DN nuclear data. In 2018, CEA launched the ALDEN project (Average Lifetime of DElayed Neutrons) in the framework of a collaboration between CEA/DES, CEA/DRF, CNRS/IN2P3 (LPSC, CENBG, LPC), ENSICAEN and Caen University. This program aims at measuring the kinetics of the delayed neutrons to derive the DN yield, their average lifetime and abundances. Two experimental campaigns focusing on the thermal fission of 235U were conducted in 2018 and 2019. They demonstrated the concept feasibility and gave high quality estimations of the DN multiplicity (1.631 ± 0.014 %) and average lifetime (8.82 ± 0.6 s) for 235U. More recently in March 2021, a more ambitious irradiation campaign was conducted on 239Pu and 233U. This paper details the new experimental setup, which was upgraded to meet ILL safety requirements for handling plutonium. The data analysis process is presented, with a focus on the problem of dead time correction. Finally, some preliminary delayed neutron decay curves are showed and discussed.

International audience; A reliable assessment of the final inventory in the fertile blanket of a Fast Neutron Reactor is an important issue for fuel cycle physics, as it impacts safety, reprocessing and design studies. The performances of fertile blankets neutronics calculations is a long standing issue, as there as specificities in these regions that are quite challenging, especially for depletion codes.The new CEA fuel depletion calculation package is DARWIN3-SFR, which incorporates the deterministic neutronics code APOLLO3® and the depletion module MENDEL. This paper details the validation of DARWIN3-SFR for fertile blanket calculations through the re-interpretation of the DOUBLON pin-irradiation in the Phenix reactor.During this irradiation, nine pins are studied through isotopic ratios, which give us information about the depletion and, indirectly, the neutron flux calculations inside the blanket. This environment is especially challenging for neutronics codes, since there is a strong variation of the neutron energy and population over a short distance. Our recent analysis of TRAPU - which is a similar experiment, but in the core center - has proven DARWIN3-SFR to be reliable for the fuel depletion calculations of fissile subassemblies; nevertheless, its performances in the fertile blankets still require validation.We observe that, once the calculated neutron flux level has been adjusted to the experiment through the 148Nd/238U ratio, DARWIN3-SFR provides results similar to the reference stochastic code TRIPOLI-4®. However, both codes have difficulties to reproduce some of the measured isotopic ratios inside the fertile blanket. Whilst DARWIN3-SFR produces identical results for most of the isotopes analysed (234U, 235U, 236U, 238Pu, 239Pu, 240Pu), variations of the neutron spectrum lead to some disparities for the production of 241Pu and 242Pu. Indeed, the low-energy flux estimation is higher with TRIPOLI-4® than with DARWIN3-SFR in the energy range where the 240Pu has a high capture cross section, which increases the calculated production of 241Pu and 242Pu.DARWIN3-SFR and its predecessor DARWIN-2 are efficient at calculating the average neutron flux level over the entire fertile blanket. However, the results of the two codes show a strong pin-to-pin dispersion, resulting in a different shape of the neutron flux inside the blanket. With DARWIN3-SFR, the estimated neutron spectrum is softer than in DARWIN-2, which impacts the 238U capture and fission reaction rates and hence the production of plutonium.

International audience; Due to the heavy computational burden of full reactor kinetics modeling, reduced-order models are usually employed to simulate transients. Among those, point and multipoint kinetics have small computation time and provide satisfying results for many applications. We implemented point and multipoint kinetics (Avery’s and Kobayashi’s models) in the APOLLO3 code. Then these models are applied to study two simple transients, one in a coupled fast-thermal configuration, the other in a fast reactor. As at present we focus on the neutronic response only (neutron and precursor populations), the study is limited to step-change transients with no thermal feedback. This work permits to better delineate the potential of these methods and opens interesting perspectives. As an example, multipoint kinetics allows accounting for very fast shape transients that, depending on the coupling of the system, may result in global population changes occurring before the conventional prompt jump and altering significantly its quantitative value.

Decay heat is the thermal power released by a nuclear reactor after shutdown; it is produced by radioactive decay of unstable isotopes composing the fuel and delayed fission reactions. The contribution of delayed fission reactions becomes negligible within some minutes of cooling time, whereas the contribution of radioactive decay is about 7% of the nominal power one second after the reactor (PWR) shutdown, and still 1.5% on hour later, i.e. 40 MWth for a PWR producing 900 MWe. The decay heat released by spent nuclear fuel must be managed during reactor functioning (shutdown phase) and in all the phases composing the backend of the fuel cycle (core unloading, storage in pool, transport, reprocessing, etc.). The design of safety systems is based on the use of calculation codes, which must be qualified through the comparison with measurements being representative of industrial applications. This PhD thesis is in the framework of the Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) process of the CEA’s package DARWIN for fuel cycle applications, which computes, among other things, the decay heat of Light Water Reactors (LWR). The objective of this thesis is to study the feasibility and the basic design of a measurement of the decay heat released by an irradiated nuclear fuel sample in the very short cooling times, i.e. starting from 1 minute of cooling time. To perform the measurement, we need a research reactor (Material Testing Reactor, MTR) to irradiate the fuel sample. The reactor selected is the future CEA’s MTR, i.e. the Jules Horowitz Reactor (JHR). To start the measurement at 1 minute of cooling time, we are bound to design it in the reactor vicinity, an environment perturbed by nature. Thus, the challenge for demonstrating the feasibility of the measurement is to develop a methodology to discriminate the source to be measured, i.e. the fuel sample decay heat, from perturbations coming from the reactor core. The PhD work consisted in designing a calorimeter which could be inserted into a JHR experimental device, defining the phases of the experiment (irradiation, the irradiation stop, the cooling before the measurement, the temperature measurement in the fuel sample and in the structures of the calorimeter, particularly in the tungsten which is devoted to gamma absorption) and implementing an inverse technique for the estimation of the decay heat starting from temperature measurements. Neutronic simulations of the experiment in the JHR reflector with the stochastic code TRIPOLI4 and the evolution code MENDEL, have been performed to show the constraints for the irradiation phase and estimate power sources in the experimental device. A thermal modeling of the experimental device has been performed to verify the respect of temperature limits during irradiation, the sufficient amount of cooling prior to the measurement phase, and to perform inversion, i.e. the determination of decay heat starting from temperature measurements. The decay heat of the fuel sample and the perturbation induced by the decay heat of the reactor core, have been modelled by using two sum of exponential functions so as to reduce the number of unknown parameters that have to be estimated with the inverse technique. Our findings show that the applications of the inverse technique is efficient to estimate the total amount of decay heat released in the experimental device, being the sum of the fuel sample and reactor core contributions. The estimation of the perturbation can be performed separately with the same device and the same methodology in another experiment; thus, it is possible to estimate the decay heat of the fuel sample starting from 1 minute of cooling time to several tens of minutes, even days. The demonstration of the feasibility of this decay heat measurement, called the PRESTO experiment (PoweR Estimation for Short Time Optimization), paves the way for an effective measurement in the JHR reactor., La puissance résiduelle est la puissance thermique dégagée par un réacteur nucléaire après l’arrêt ; elle provient de la décroissance des isotopes instables composant le combustible nucléaire irradié ainsi que des fissions résiduelles. La contribution des fissions résiduelles devient négligeable après quelques minutes de temps de refroidissement, alors que la contribution de la décroissance radioactive est 7 % de la puissance nominale une seconde après l’arrêt du réacteur de type REP, et encore 1,5 % une heure après, i.e. 40 MWth pour un REP900 MWe. La puissance résiduelle, dégagée par le combustible nucléaire irradié, doit être gérée lors du fonctionnement du réacteur (phases d’arrêt) et dans toutes les phases de l’aval du cycle du combustible (déchargement du combustible, stockage en piscine, transport, retraitement, etc.), soit dans les scénarios de fonctionnement nominal, soit dans les scénarios incidentels ou accidentels. La conception des systèmes de sûreté s’appuie sur l’utilisation d’Outils de Calcul Scientifique (OCS) qui doivent être qualifiés par la comparaison avec des mesures qui soient représentatives des applications industrielles. Cette thèse s’inscrit dans le processus de Vérification, Validation et Quantification des Incertitudes (VVQI) de l’OCS du cycle du CEA, le formulaire DARWIN qui calcule, entre autres, la puissance résiduelle des réacteurs à eau légère. L’objectif de la thèse est d’étudier la faisabilité et de réaliser une pré-conception d’une expérience de mesure de la puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié aux temps très courts, i.e. à partir d’une minute de temps de refroidissement, dans une plage temporelle où il n’existe pas à ce jour de mesure expérimentale. Pour la réalisation de cette expérience de mesure, il est nécessaire d’utiliser un réacteur de recherche pour l’irradiation de l’échantillon de combustible. Le réacteur retenu est le futur Réacteur Jules Horowitz (RJH) du CEA. Le fait de vouloir commencer l’expérience de mesure à partir d’une minute après l’arrêt de l’irradiation oblige à concevoir l’expérience à proximité du réacteur, environnement par nature perturbé. Ainsi, le défi pour démontrer la faisabilité de l’expérience est de mettre au point une méthodologie capable de discriminer la source à mesurer, i.e. la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible, des perturbations provenant du cœur du réacteur. Le travail réalisé au cours de cette thèse a consisté dans la conception d’un dispositif de mesure qui puisse s’insérer dans un dispositif expérimental du RJH, la définition des différentes phase de l’expérience (irradiation, arrêt de l’irradiation, refroidissement avant mesure, mesure de température dans l’échantillon combustible et dans le dispositif) et l’utilisation d’une méthode inverse pour l’estimation de la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible à partir de mesures de température qui sont réalisées dans l’échantillon de combustible et le dispositif de mesure, en particulier dans le tungstène destiné à absorber le rayonnement gamma. Des calculs de neutronique avec les OCS du CEA TRIPOLI et MENDEL ont permis de montrer les contraintes lors de la phase d’irradiation de l’échantillon combustible pour obtenir un flux neutronique suffisant sur l’échantillon, et de caractériser les sources de puissance dans le dispositif de mesure. Une modélisation thermique du dispositif a été mise au point à l’aide du logiciel Scilab pour vérifier les limites en température lors de l’irradiation, le bon refroidissement du dispositif en préalable à la mesure et pour pouvoir appliquer la méthode inverse, i.e. la détermination de la puissance résiduelle à partir des différentes mesures de températures qui sont réalisées dans l’échantillon de combustible et l’écran en tungstène. La puissance résiduelle de l’échantillon et la perturbation induite par la puissance résiduelle du cœur du RJH ont été modélisées par des sommes d’exponentielles décroissantes de façon à réduire le nombre de paramètres à déterminer avec la méthode inverse. Nos résultats montrent que l’application de la méthode permet d’estimer efficacement la puissance résiduelle totale qui a été déposée dans le dispositif de mesure, comme la somme de la contribution de l’échantillon de combustible plus celle du cœur du RJH. La perturbation pouvant être mesurée au préalable dans ce même dispositif (sans le combustible), il est possible de remonter à la puissance résiduelle de l’échantillon combustible sur une plage temporelle d’une minute à plusieurs dizaines de minutes, voire plusieurs jours. La démonstration de la faisabilité de cette expérience de mesure de puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié, dénommée PRESTO (PoweR Estimation for Short Time Optimization) ouvre donc la possibilité d’une mesure effective sur le réacteur RJH.

Because the irradiation damage is a major challenge of nuclear materials, it is of upmost importance to accurately calculate it with reliable uncertainty estimates. The main objective of this thesis is to develop and improve the methodologies for computing the neutron irradiation-induced displacement damages as well as their uncertainties. After a brief review on nuclear reaction models and primary radiation damage models, we propose a complete methodology for calculating damage cross sections from different nuclear reactions and the subsequent calculation of Displacement per Atom (DPA) rates.The recoil energies from neutron-induced reactions are summarized with an estimation of the relativistic effect and the target thermal vibration. Particularly, a new method for computing the recoil energy from charged particle emission reactions is proposed by considering both the quantum tunneling and the Coulomb barrier. Some methods are developed to improve and verify numerical calculations. Damage cross section calculations from neutron radiative capture reaction and N-body reactions are also thoroughly analyzed and discussed. In addition to the neutron irradiation-induced displacement damage, the electron, positron, photon-induced DPA cross sections, as well as the beta decay and Fission Products (FPs)-induced damage are also investigated. Orders of magnitude of their relative contributions are given.For the neutron irradiation-induced DPA rate calculation, attention should be paid when using infinite dilution cross sections. E.g., in the ASTRID inner core, the self-shielding correction on ECCO 33-group damage cross sections leads to a 10% reduction of DPA rate, whereas the multigroup correction is still not automatically treated for DPA rate calculation in neutronic codes nor for computing Primary Knock-on Atom (PKA) spectrum. Based on the presently proposed method for computing the FPs-induced DPA by atomistic simulations, the peak value of the FPs-induced DPA rate can be 4 to 5 times larger than the neutron-induced one in the cladding of the ASTRID inner core, even though the penetration of FPs in the Fe-14Cr cladding is less than 10 µm. Therefore, the question of whether the FPs-induced damage should be considered for determining fuel assembly lifetime in fast reactors needs to be discussed.In the reactor vessel of a simplified pressurized water reactor, the covariance matrices of 235U prompt fission neutron spectrum from ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0 respectively lead to 11% and 7% relative uncertainty of DPA rate. Neglecting the correlations of the neutron flux and PKA spectrum results in an underestimation by a factor of 21. The total uncertainties of damage energy rate are respectively 12% and 9%, whereas an underestimation by a factor of 3 is found if the correlations of damage cross section and neutron flux are not considered., Étant donné que les dommages causés par l'irradiation constituent un défi majeur pour les matériaux nucléaires, il est nécessaire de calculer précisément ces dommages conjointement avec l’estimation de ses incertitudes. L'objectif principal de cette thèse est de développer et d'améliorer les méthodologies pour calculer les dommages induits par l'irradiation neutronique ainsi que de proposer une méthodologie pour l’estimation de l'incertitude. Après une brève revue des modèles de réactions nucléaires et des modèles de dommages d’irradiation primaires, on propose des méthodes complètes pour calculer la section efficace des dommages à partir de différentes réactions nucléaires pour calculer du taux de Déplacement par Atome (DPA).Une interpolation améliorée est proposée pour produire la valeur de crête de la distribution d'énergie-angulaire à partir de données tabulées. Les énergies de recul des réactions induites par les neutrons sont résumées avec une estimation de l'effet relativiste et de la vibration thermique de la cible. En particulier, une nouvelle méthode de calcul de l'énergie de recul des réactions d'émission de particules chargées est proposée en considérant l’effet tunnel et la barrière Coulombienne. Certaines méthodes sont développées pour améliorer et vérifier les calculs numériques. Les calculs de la section de dommage provenant de la réaction de la capture et des réactions d’émission de N-corps sont également analysés et discutés en profondeur. En plus des dommages induits par l'irradiation neutronique, les sections DPA induites par les électrons, les positons et les photons et les dommages induits par la désintégration bêta sont également étudiées.Pour le calcul du taux de DPA induit par l'irradiation neutronique, il convient de faire attention lors de l'utilisation de sections à dilution infinie. Par exemple, dans le cœur interne d’ASTRID, la correction d'autoprotection sur la section DPA de ECCO 33-groupe conduit à une réduction de 10% du taux de DPA, tandis que cette correction multi-groupe n'est pas toujours automatiquement traitée pour le calcul de DPA dans les codes neutroniques ni pour le calcul du spectre Primary Knock-on Atom (PKA). En plus des dommages par les neutrons, une méthode générale est proposée pour calculer les dommages de déplacement induits par les Produits de Fission (PFs) avec des simulations de collisions atomistiques. Elle montre que la valeur de crête du taux de DPA induit par les PFs peut être 4 à 5 fois supérieure à celle induite par les neutrons dans la gaine du cœur interne d’ASTRID, même si la pénétration des PFs dans la gaine Fe-14Cr est inférieure à 10 µm. Par conséquent, la question si les dommages induits par les PFs doivent être pris en compte pour déterminer la durée de vie des assemblages combustibles dans les réacteurs rapides doit être discutée.Dans la cuve d'un réacteur à eau pressurisée, les matrices de covariance du spectre de neutrons prompts de fission de 235U venant de ENDF/B-VII.1 et JENDL-4.0 conduisent respectivement à une incertitude de 11% et 7% du taux de DPA. Négliger les corrélations du flux de neutrons et du spectre PKA entraîne une large sous-estimation d’un facteur de 21. Les incertitudes totales du taux de dommages sont respectivement de 12% et 9%, tandis que les nulles valeurs des corrélations de la section efficace de dommage et du flux de neutron conduisent à une réduction de l'incertitude par un facteur de 3.

The number of Displacement per Atom (DPA) in the fuel cladding is a key quantity for determining the operation lifetime of fuel assemblies in Sodium-cooled Fast Reactor (SFR). Since the cladding is directly irradiated by Fission Products (FPs), the present work evaluates the FPs-induced atomic displacements in the Fe-14Cr cladding. Three degrees of freedom (the yields of FPs, energy distribution, and angular distribution of each FP) are reduced using the assumptions proposed in this paper. Two additional approximations are proposed to obtain the reasonable upper and lower limits of DPA in the cladding so that the computation burden is largely reduced. Numerical results show that the proposed approximations can give a reasonable estimate of the FPs-induced DPA in the fuel cladding. The FPs-induced damage is limited in the range of few microns but can be 5 times more important than the neutron-induced one in the cladding of ASTRID inner core. Along with the depth in the cladding, the FPs-induced damage rate becomes less important than the neutron-induced one at penetration deeper than 5 μ m and smaller than 1/10 of neutron-induced DPA at penetration larger than 7 μ m . A subsequent question of whether the FPs-induced damage should be taken into account in the cladding needs to be discussed for SFRs.

The present work investigates the attenuation of neutron and photon-induced irradiation damage in a Pressurized Water Reactor (PWR)-like mock-up Reactor Pressure Vessel (RPV) using Tripoli-4® Monte Carlo simulations with a particular emphasis on the presence of a thick stainless steel heavy reflector between the core and RPV. Results show that the photon-induced damage is well described by the exponential law. The neutron-induced damage attenuates quicker than the exponential form near the outer surface of RPV. Nevertheless, an exponential form can represent the attenuation of neutron-induced damage within 5% discrepancy for penetration ϕ > 0.5 ) is more representative of the displacement damage attenuation than the flux above 0, 0.1, and 1 MeV in RPVs. The damage rate is approximatively equal to K ϕ > 0.5 with K = 9.5 × 10 - 22 D P A / n ∙ c m - 2 in PWR RPVs.

Taking the quantum tunneling and Coulomb barrier into account, the present work proposes the calculation of Primary Knock-on Atom (PKA) energy for charged particle emission reactions. The method proposed in this paper and that used in NJOY have a large difference of PKA energy for charged particle emissions. For a D+T fusion neutron-induced 6Li(n,t)4He PKA, the maximum PKA energy calculated with NJOY is 2.9 MeV, whereas 14.2 MeV is obtained with the formula proposed in the present work. The subsequent total neutron-induced Displacement per Atom (DPA) calculated with the two methods has a small difference for most isotopes of which the DPA is predominated by neutron scattering reactions, such as 56Fe and 58Ni. However, the difference can be important for nuclei with charged particle emission channels open at thermal energy, such as 6Li, 10B, and 59Ni. Using the damage cross sections (calculated by NJOY with and without modifications) and SRIM/TRIM-2008 calculations, the relative differences on total DPA rates of the compound material 90%56Fe-9%58Ni-1%59Ni are within 1% for two fast spectra, 1.5% for fusion first wall, about 5% for the heavy reflector, and 25% for a pressurized water reactor vessel.

The present work investigates the discrepancy between the numbers of atomic displacements from the direct computation and the damage energy-based calculation in Full Cascade (FC) simulation of SRIM-like codes. A new formula of atomic displacements is proposed to correlate the atomic displacements and damage energy. The efficiency of displacement increases with ion energy below keV owing to the increase of residual energy transfer efficiency. In general, the number of atomic displacements is proportional to the damage energy for incident ion energy above keV and about 2 times the value deduced from the modified Kinchin-Pease formula. The linear relationship between atomic displacement and damage energy should also be valid for neutron-induced irradiation damage in operating nuclear reactors due to high neutron energy. Based on the proposed formula, the ratio of damage between Quick Calculation (QC) and FC is then deduced with a unique parameter correlating the number of vacancies and damage energy. Using the approximate value 0.86 from binary collision approximation to correct atomic scattering, the reference value of FC/QC is F C / Q C 0 = 2.15 . It is observed that FC/QC’s of total atomic vacancies are well included in [0.9, 1.2]× F C / Q C 0 .

https://www.epj-conferences.org/articles/epjconf/abs/2020/01/epjconf_animma2019_04005/epjconf_animma2019_04005.html; International audience; Decay heat is the thermal power released byradioactive decays of unstable isotopes after the nuclear reactor shutdown, and delayed fission reactions. It constitutes a key parameter for the nuclear reactor safety and the nuclear fuel cycle; for this reason, design codes have to be qualified by comparison with experimental measurements. The CEA's package DARWIN2.3 has been qualified for the calculation of PWR decay heat with two integral measurements: the MERCI experience and the CLAB laboratory's experiments; performed respectively on the following cooling time intervals: 40 min 40 days and 12 years 25 years. A lack of validation in the first hour of cooling time requires to consider large margins on the calculated decay heat value. As a result, delays in core unloading, intervention of human operators and safety systems dimensioning may occur. The PRESTO experiment, under conception at CEA, deals with a decay heat measurement between 1 and 40 minutes of cooling time for a PWR fuel sample irradiated in the Jules Horowitz Reactor (JHR). A previous thermal study showed that measurements could be sensitive to the decay heat 1 minute after the beginning of the cooling time. Now, a more precise estimation of power sources was performed with the Monte-Carlo code TRIPOLI. In this framework, four different device configurations were considered. Our results show that the irradiation power is not enough elevated in configurations where a tungsten shield is present.

International audience; The safety improvement of nuclear reactors requires continuous efforts in understanding the fundamental physical quantities related to the fission process. In neutronic models, the reactor dynamics is covered by the kinetic parameters to characterize the temporal behavior of the neutron population subject to perturbations. The reactor transfer function is a frequency domain analogy of this temporal description. It can be measured experimentally through transfer function analysis via noise analysis or kinetic modulation, for the study of reactor stability and kinetic parameters. This paper summarizes the experimental measurements of reactor transfer function through kinetic modulation. Extensive work have been conducted experimentally, starting from the beginning of reactor physics research. An overview is given regarding various experimental designs and conducted analyses. The concepts of the modulation system are also discussed. The current work is limited to online contents and internal archives of CEA Cadarache due to difficulties in accessing references traced back to 1950s.

Thorium constitutes a natural resource alternative to uranium to fuel nuclear fission power plants. This study explores an original way to benefit from thorium with pressurized water reactors (PWR). It relies on a versatile reactor EPR ™ core concept which well circumscribes thorium fuel reprocessing and re-fabrication Fleets representative of what can be deployed at the scale of a small country were simulated using the scenario software COSI6. The cornerstone of this study is here the possibility to multi-recycle plutonium into Pu/Th fuel as plutonium degradation is softened by mixing it with high-grade fissile matters. Plutonium content inside Pu/Th fuel remains then far below the limit existing in PWR for safety reasons. This synergistic effect between U/Pu and U/Th cycles enables a better valorization of fissile elements present in spent fuels. Improved plutonium management makes possible to stabilize spent fuel stocks and the plutonium inventory at the cycle back-end. Thanks to multi-recycling allowed by the U/Pu/Th studied scheme, uranium resource savings exceed 25%. Minor actinides production is also reduced even though production of curium alone increases. These results reveal that thorium introduction in standard PWR may be a sustainable middle-term option, assuming that U/Pu/Th fuel reprocessing and re-fabrication would become available.

The investigation of atomic displacement damage is important for studying the irradiated materials. The present work proposes two equations to describe the total neutron-induced and gamma-induced Displacement per Atom (DPA) rates versus the penetration in materials. The attenuation of DPA rate in materials is studied in the heavy reflector of the PERLE experiment. The proposed analytic formula for neutron-induced atomic displacement well describes the Monte Carlo simulated results with two fitting parameters, while the formula for gamma-induced DPA is in agreement with Monte Carlo simulations with potential 10% uncertainties. It is noticeable that the neutron flux above 0.5 MeV is more representative than that above 0.1 MeV or 1 MeV for the attenuation of DPA in the heavy reflector. Due to the representativity of the PERLE experiment for the heavy reflector of Evolutionary Pressurized Reactor (EPR), an analytic expression of displacement damage is obtained. The atomic displacement rate at the inner surface of EPR heavy reflector is 1.4 DPA/year (using the standard Norgett-Robinson-Torrens (NRT)-DPA metric). The DPA rate at the outer surface of the reflector is reduced by a factor of 9 (and 32) as the thickness of the steel increases from 2 cm to 20 cm (and 30 cm).

The traditional methodology of nuclear data evaluation, which has been in use for the past four decades, is showing its limitations in reducing significantly the uncertainties in neutron cross sections below their current level. This suggests that a new approach should be considered. This PhD work aims at demonstrating that a major qualitative improvement is possible by changing the reference frame historically used for evaluating nuclear data model. The central idea was to move from restrictive frame of the incident neutron and target nucleus to the more general frame of the excited compound system. Such a change, which implies the simultaneous modelling of all the reactions leading to the same compound system, opens up the possibility of direct comparison between nuclear model parameters, whether those are derived for reactor physics applications for reactor physicsapplications, astrophysics or basic nuclear spectroscopy studies. This have the double advantage of bringing together evaluation activities performed separately, and of pooling experimental databases and basic theoretical nuclear parameter files. During this PhD thesis, a new module, so called TORA (TOol for Reactions Analysis), was implemented within the CONRAD system of the CEA/LEPh, to allow the change of paradigm foreseen for next generation of evaluated neutron cross sections. After rigorous numerical validation of the TORA module, this work ends by associated studies within this new frame., La méthode classique d’évaluation des données nucléaires pour la Physique des réacteurs, en vigueur depuis quatre décennies, atteint maintenant ses limites en terme de réduction des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques. Ce constat nous a conduit à définir une approche nouvelle plus exhaustive en terme de processus physiques et de types d’observables capitalisables. Le travail de thèse présenté ici a pour objectif la démonstration qu’une amélioration qualitative majeure sur les paramètres a posteriori dans l’ajustement des sections efficaces, est réalisable en changeant de référentiel de travail, passant du cadre historique du neutron incident sur un noyau cible (c’est à dire de la spectroscopie neutronique)au cadre plus universel du centre de masse du système composé excité. Un tel changement de philosophie implique la modélisation effective simultanée de toutes réactions nucléaires menant au même système composé, ouvrant par voie de conséquence une inter-comparaison immédiate entre paramètres des modèles nucléaires provenant des différents pans de la physique, qu’ils soient issus des applications en physique de réacteurs ou de problématiques d’astrophysique ou de structure de la matière. La méthode ici décrite présente l’avantage de réunir des activités d’une même thématique (l’évaluation de données), habituellement exécutées séparément et ce, en regroupant les différentes bases de données expérimentales et différents jeux de paramètres ; qu’ils soient qualifiés d’ "a priori" ou d’ "a posteriori" dans le processus d’ajustement des données. Cette procédure a été mise en œuvre au travers du développement d’un nouveau module dénommé TORA (TOol for Reactions Analysis) du code CONRAD (COde for Nuclear Reaction Analysis and Data Assimilation) du Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives (CEA). Ce nouvel outil permet de calculer de façon autonome toutes sections efficaces neutroniques ou particules chargées microscopiques différentielles ou intégrées en angle qu’elles soient mesurées par rapport au référentiel des particules incidentes ou émergentes. Après une validation numérique des résultats des voies isolées de réaction par rapport aux codes institutionnalisés (CONRAD, SAMMY, NJOY, etc.) et après une comparaison des résultats TORA avec ceux d’un cas test de référence établi au niveau de la communauté scientifique des données nucléaires et traitant du système composé $^7$Be$^∗$ , l’accent a été mis sur une application concrète et d’actualité : le système composé $^{17}$O$^∗$. La problématique de la réduction des incertitudes des sections efficaces neutroniques de l’ $^{16}$O impliquant le système composé $^{17}$O$^∗$ , a été mise récemment en lumière au travers du projet international CIELO (Collaborative International Evaluation Library Organisation) qui a abouti en particulier à une clarification sur l’amplitude de la section efficace $^{16}$O(n, $\alpha$) $^{13}$C, réévaluée à la hausse de 40%. C’est le type de problème que l’approche unifiée de ce travail doit permettre à terme de prévenir en ayant un jeu unique cohérent de paramètres nucléaires (les paramètres fondamentaux de la théorie de la matrice R ; les amplitudes réduites $\gamma _c$ par voie d’excitation c d’un état du système composé) pour la reproduction des résonances observées quelle que soit la spectroscopie de réaction. En effet, historiquement les sections efficaces mesurées $^{16}$O(n, $\alpha$) $^{13}$C et $^{13}$C($\alpha$, n) $^{16}$O, ne pouvaient être l’objet d’un ajustement simultané et la mesure de la section efficace $^{13}$C($\alpha$, n) $^{16}$O devait être renversée (temporellement) pour rejoindre la base expérimentale neutronique de $^{16}$O sous la forme d’une pseudo-mesure $^{16}$O(n, $\alpha$) $^{13}$C et ainsi pouvoir compléter l’information disponible pour l’évaluation des données de $^{17}$O$^∗$ . Au-delà de cette question argumentée dans le manuscrit, une ébauche d’ajustement des sections efficaces neutroniques de $^{16}$O au travers de mesures de la base expérimentale rassemblée par le projet CIELO est réalisée avec comme produit fini des paramètres de résonance sous forme d’amplitudes réduites (et non pas sous forme de largeurs à mi-hauteur observées comme habituellement) avec rattachement à la structure nucléaire de l’ $^{17}$O, puisque étant définis par rapport à une énergie d’excitation dont l’origine de l’échelle se trouve être l’énergie de l’état fondamental de ce dernier. Une question, connexe au traitement matrice R et à l’énergie reportée dans la bibliographie pour les résonances observées, repose sur le choix de la convention choisie pour le calcul du facteur de déphasage, S$_l$, et ses implications notamment à l’ouverture énergétique (seuil) d’une réaction. Un survol de la problématique est donné dans le manuscrit.

Due to the discrepancies of gamma-induced Displacement per Atom (DPA) cross sections among different calculations, the present work identifies the sources of the discrepancies and recommends the computation of displacement cross sections induced by photons, including the stopping power for electrons and positrons, the differential scattering cross sections, and the gamma-matter interactions. The production of electrons and positrons and the corresponding gamma-induced damage cross sections computed with the above methods are validated against Monte Carlo simulations. The damage cross section for Photoelectric Effect (PE) is negligible for incident photon energy higher than 2 MeV. Above 2 MeV, the percentage of atomic displacement for Compton Scattering (CS) decreases with incident energy, while that for Pair Production (PP) increases and becomes more important than CS above 10 MeV. In the PP, it is recommended to differently treat positrons and electrons for damage calculations because positrons produce 68–77% of DPA induced by electrons. 9.8 × 10−10 DPA/year gamma-induced displacement is obtained in the heavy reflector of PERLE experiment using the recommended damage cross sections. Neglecting the influence of moderator on photon flux in reflector, 8.1 × 10−4 DPA/year gamma-induced displacement damage is found in the reflector of Evolutionary Pressurized Reactor (EPR).

International audience; The experimental programs performed in EOLE and MINERVE ZPRs for the last 40 years have been very fruitful for the understanding of LWR physical phenomena, and have generated a large experimental database on core physics. These fifty years old facilities could not comply with new post-Fukushima earthquakes safety criteria requirements, and the decision to close them was taken at the end of 2017. Therefore, the French Atomic and Alternative Energies Commission (CEA) started the project of building a new facility in Cadarache, called ZEPHYR (Zero power Experimental PHYsics Reactor), and designed for offering at least the same level of services as EOLE and MINERVE, and extending their capacities to several fast range applications. ZEPHYR is intended to be a modern RandD tool dedicated to reactor physics research (nuclear data, code validation in fundamental, mock-up and degraded/accidental configurations) open to the international community and Academia, whose functionalities and versatility will make it unique in the world. The scientific needs of a new critical facility were analyzed considering the foreseen needs of neutron calculation tools within 10-20 years, beside the unique experimental database provided by 50 years of experiments in EOLE and MINERVE to date. The major issues of current RandD needs address both nuclear data improvement for Gen2 to Gen-IV applications and innovative calculation tools (in particular non-equilibrium situations such as transients, 3D kinetics effects, as well as explicit instrumentation, and residual models). Analysis showed that the ZEPHYR project, versatile and flexible, with extended spectral capabilities, will be an essential element of the validation strategy by separate effects of future core physics calculation tools in a large range of spectra and configurations.

The Displacement per Atom (DPA) rate is conventionally computed with DPA cross sections in reactor applications. The method of direct calculation with energy-angular distributions given in the Center of Mass (CM) frame is proposed and recommended in the present work. The methods for refining and verifying the calculations of DPA cross sections are proposed: (i) Gauss-Legendre-Quadrature-based Piecewise Integration (GLQPI) for ensuring the numeric convergence of integral over emission angle due to the discontinuity of integrand; (ii) verification of the convergence for trapezoidal integration over the secondary energy; (iii) interpolation of double-differential cross sections. For 56Fe of JEFF-3.1.1, the current numeric integration over emission angle is shown not convergent, whereas the direct trapezoidal over the secondary energy and the direct interpolation of energy-angle-integrated damage are shown accurate. On the other hand, it is shown that the DPA cross sections are overestimated if isotropic angular distributions are assumed. However, the DPA cross section is not sensitive to the high-order Legendre polynomials because the former is an angle-integrated quantity. Numerical results of neutron elastic scattering show that 2 orders of Legendre polynomials can give the DPA rates of 56Fe within 0.5% overestimation for fission reactors, while 4 orders are required for fusion reactors. For neutron inelastic scatterings-induced DPA, the first order Legendre polynomial is sufficient for both fission and fusion reactors., Comment: arXiv admin note: text overlap with arXiv:1902.04889

International audience; The measurement of delayed gamma rays following neutron-induced fission is simulated with MCNP 6.1 to investigate the feasibility of fissile material detection in long-lived, medium activity radioactive waste in 870 L drums. The signal from homogeneously distributed fissile material in the drum is several hundred counts in the main delayed gamma peaks of interest. In a peripheral position or in the drum center, the signal is however too small to allow for a reliable measurement

WONDER-2018 – 5th International Workshop On Nuclear Data Evaluation for Reactor applications. 8-12 octobre 2018, Aix-en-Provence, France; International audience; Nuclear decay heat is a crucial issue for PWR in-core safetyafter reactor shutdown and back-end cycle. It is a dimensioning parameterfor safety injection systems (SIS) to avoid a dewatering of the reactor core.The decay heat uncertainty needs to be controlled over the largest range ofapplications. The assimilation of the MERCI-1 experiment was studied toprovide feedbacks on nuclear data. This experiment consisted in themeasurement of the decay heat of a PWR UOX fuel sample irradiated inthe OSIRIS reactor, for cooling times between 45 minutes and 42 days.More specifically, the consideration of several experimental values ofMERCI-1 at different cooling times was tested. This raised issues aboutcorrelations to consider between different measurements. Besides, theimpact of considering correlations between independent fission yields incovariance matrices on the decay heat uncertainty calculation and on thefeedbacks on nuclear data is discussed.

The desire to improve the fuel efficiency of nuclear reactors has motivated new solutions in their design. One of them is the heavy reflector used in the generation III+ and in the future generation IV reactors. γ-rays passing through matter cause its excitation and temperature rise. It is a process called γ-heating, and it is responsible for more than 90% of the heat production in the non-fuel region of the nuclear reactor. This is also the case of the heavy reflector. To simulate the γ-heating effect in every state of the nuclear reactor it is necessary to have precise data on the prompt γ-rays emitted by different fission fragments produced in the course of the nuclear chain reaction. In 2012, at the research reactor of the ILL, an innovative experiment, called EXILL, was conducted. It produced a large amount of useful data on the de-excitation of the fission fragments. A large number of HPGe detectors were used to study the neutron induced fission process by measuring the emitted γ-rays. Fissile targets were irradiated by an intense cold neutron beam. In this work we analyzed the ²³⁵U targets. We studied several fission fragments and more generally the fission process by using high-resolution γ-ray spectroscopy. At the beginning, we used the standard γ-γ-γ coincidence analysis method. We were able to filter experimental data, identify the well produced γ-rays, and calculate their relative intensities. The problems we have encountered are related to the background. The results obtained with this method were background dependent and thus presented some problems with reproducibility. We therefore developed and tested a new analysis methodology. Its crucial feature is a coincidence gates scanning in three directions which helps to find the most suitable background. The idea was to move from a “spectroscopic” method, which main purpose is finding new transitions and excited states in a nucleus, to a “spectrometric” method, which allows us to obtain more precise γ-ray intensities. We developed a semi-automatic analysis software which facilitates fitting of the chosen γ-ray peak, the contamination and the background. Various γ-ray intensity calculation schemes were derived to take into account different contamination strengths and placements. The results of the analysis with the new technique are reproducible and more reliable. The standard and the new analysis method were compared in the ¹⁴²Ba analysis. In this work, we also compared our experimental results on some nuclei, such as ¹⁰⁰Zr, with the simulation results performed with the FIFRELIN code. It is a Monte-Carlo code which simulates the fission process and the de-excitation of the fission fragments. It uses various models to describe these processes. We were able to test the behavior of different models implemented in FIFRELIN to find the optimal simulation parameter values and to test how well these setups reproduce the experimental results. FIFRELIN was unable to simultaneously reproduce the γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr and the prompt-neutron multiplicity averaged over all fission fragments. However, with modified simulation parameters, FIFRELIN locally provided correct prompt-neutron multiplicity for the fission fragment with the atomic mass A=100 and well reproduced γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr. We also compared our experimental results on ¹⁰⁰Zr coming from the ²³⁵U(n,f) process with the other available experimental data coming from the experiments on ²⁴⁸Cm(sf) and ²⁵²Cf(sf), and another experiment on ²³⁵U(n,f).; La volonté d'améliorer l'efficacité énergétique des réacteurs nucléaires a motivé de nouvelles solutions dans leur conception. L'une d'elles est l’utilisation d’un réflecteur lourd dans les réacteurs de génération III+ et les futurs réacteurs de génération IV. Lorsque la matière est traversée par des rayons γ, les excitations induites entraînent une élévation de sa température. Ce processus, appelé échauffement γ, est responsable de plus de 90% de la production de chaleur dans la région hors combustible d'un réacteur nucléaire. C’est également le cas dans le réflecteur. Pour simuler l'effet de l’échauffement γ en fonction de la composition du combustible, il faut disposer de données précises sur les γ prompts émis par les différents fragments produits dans le processus de fission. En 2012, une campagne d’expériences inédite, EXILL, a été menée au réacteur de recherche de l'ILL. Un grand nombre de détecteurs HPGe a été placé autour d’une cible fissile et a mesuré les rayons γ émis par la cible alors qu’elle était irradiée par un faisceau intense de neutrons froids. Dans ce travail, nous avons analysé les données obtenues avec des cibles ²³⁵U. Elles nous ont permis d’étudier la désexcitation de plusieurs fragments de fission et plus globalement le processus de fission induite par des neutrons. Dans un premier temps, nous avons utilisé la méthode standard d'analyse par coïncidence γ-γ-γ. Nous avons pu filtrer les données expérimentales, identifier les transitions γ dans des fragments bien produits et calculer leur intensité relative. Les problèmes que nous avons rencontrés concernent le bruit de fond. Les résultats obtenus dépendent de ce choix et présentent donc des problèmes de reproductibilité. Nous avons développé et testé une nouvelle méthodologie d'analyse. Son principe est un balayage des portes de coïncidence selon trois directions, ce qui permet de trouver le bruit de fond le mieux adapté. L'idée principale était finalement de passer d'une méthode "spectroscopique", dont le but est de trouver de nouvelles transitions et des états excités dans un noyau, à une méthode "spectrométrique", qui nous permet d'obtenir plus précisément l’intensité de transitions γ connues, avec une meilleure estimation de leur incertitude. Cela nous a amené à développer un logiciel d'analyse semi-automatique d'ajustement des pics. Divers schémas de calcul de l'intensité des transitions γ ont été également élaborés pour tenir compte des contaminations possibles, selon leur emplacement dans la matrice de coïncidence et leur intensité. La méthode standard et la nouvelle méthode d'analyse ont été comparées pour l'analyse du ¹⁴²Ba. Dans ce travail, nous avons également comparé nos résultats sur quelques noyaux, tel que le ¹⁰⁰Zr, avec des simulations réalisées avec le code FIFRELIN. Ce dernier est un code Monte-Carlo qui simule le processus de fission et la désexcitation des fragments de fission. FIFRELIN utilise plusieurs modèles différents pour décrire ces processus. Nous avons testé le comportement des différents modèles, trouvé les valeurs optimales des paramètres de simulation et testé comment ces configurations reproduisaient les résultats expérimentaux. FIFRELIN n'a pas été en mesure de reproduire simultanément les intensités des transitions γ émises par les fragments de ¹⁰⁰Zr et la multiplicité de neutrons prompts moyennée sur tous les fragments de fission. Cependant, avec des paramètres modifiés, FIFRELIN a fourni localement une multiplicité de neutrons prompts correcte pour les fragments de masse atomique A=100 et des intensités de transition γ bien reproduites pour le noyau de ¹⁰⁰Zr. Nous avons également comparé nos résultats expérimentaux sur les fragments de ¹⁰⁰Zr provenant du processus ²³⁵U(n,f) avec les autres données expérimentales disponibles provenant des expériences sur ²⁴⁸Cm(sf) et ²⁵²Cf(sf), et une autre expérience sur ²³⁵U(n,f).

The desire to improve the fuel efficiency of nuclear reactors has motivated new solutions in their design. One of them is the heavy reflector used in the generation III+ and in the future generation IV reactors. γ-rays passing through matter cause its excitation and temperature rise. It is a process called γ-heating, and it is responsible for more than 90% of the heat production in the non-fuel region of the nuclear reactor. This is also the case of the heavy reflector. To simulate the γ-heating effect in every state of the nuclear reactor it is necessary to have precise data on the prompt γ-rays emitted by different fission fragments produced in the course of the nuclear chain reaction. In 2012, at the research reactor of the ILL, an innovative experiment, called EXILL, was conducted. It produced a large amount of useful data on the de-excitation of the fission fragments. A large number of HPGe detectors were used to study the neutron induced fission process by measuring the emitted γ-rays. Fissile targets were irradiated by an intense cold neutron beam. In this work we analyzed the ²³⁵U targets. We studied several fission fragments and more generally the fission process by using high-resolution γ-ray spectroscopy. At the beginning, we used the standard γ-γ-γ coincidence analysis method. We were able to filter experimental data, identify the well produced γ-rays, and calculate their relative intensities. The problems we have encountered are related to the background. The results obtained with this method were background dependent and thus presented some problems with reproducibility. We therefore developed and tested a new analysis methodology. Its crucial feature is a coincidence gates scanning in three directions which helps to find the most suitable background. The idea was to move from a “spectroscopic” method, which main purpose is finding new transitions and excited states in a nucleus, to a “spectrometric” method, which allows us to obtain more precise γ-ray intensities. We developed a semi-automatic analysis software which facilitates fitting of the chosen γ-ray peak, the contamination and the background. Various γ-ray intensity calculation schemes were derived to take into account different contamination strengths and placements. The results of the analysis with the new technique are reproducible and more reliable. The standard and the new analysis method were compared in the ¹⁴²Ba analysis. In this work, we also compared our experimental results on some nuclei, such as ¹⁰⁰Zr, with the simulation results performed with the FIFRELIN code. It is a Monte-Carlo code which simulates the fission process and the de-excitation of the fission fragments. It uses various models to describe these processes. We were able to test the behavior of different models implemented in FIFRELIN to find the optimal simulation parameter values and to test how well these setups reproduce the experimental results. FIFRELIN was unable to simultaneously reproduce the γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr and the prompt-neutron multiplicity averaged over all fission fragments. However, with modified simulation parameters, FIFRELIN locally provided correct prompt-neutron multiplicity for the fission fragment with the atomic mass A=100 and well reproduced γ-ray intensities of ¹⁰⁰Zr. We also compared our experimental results on ¹⁰⁰Zr coming from the ²³⁵U(n,f) process with the other available experimental data coming from the experiments on ²⁴⁸Cm(sf) and ²⁵²Cf(sf), and another experiment on ²³⁵U(n,f).; La volonté d'améliorer l'efficacité énergétique des réacteurs nucléaires a motivé de nouvelles solutions dans leur conception. L'une d'elles est l’utilisation d’un réflecteur lourd dans les réacteurs de génération III+ et les futurs réacteurs de génération IV. Lorsque la matière est traversée par des rayons γ, les excitations induites entraînent une élévation de sa température. Ce processus, appelé échauffement γ, est responsable de plus de 90% de la production de chaleur dans la région hors combustible d'un réacteur nucléaire. C’est également le cas dans le réflecteur. Pour simuler l'effet de l’échauffement γ en fonction de la composition du combustible, il faut disposer de données précises sur les γ prompts émis par les différents fragments produits dans le processus de fission. En 2012, une campagne d’expériences inédite, EXILL, a été menée au réacteur de recherche de l'ILL. Un grand nombre de détecteurs HPGe a été placé autour d’une cible fissile et a mesuré les rayons γ émis par la cible alors qu’elle était irradiée par un faisceau intense de neutrons froids. Dans ce travail, nous avons analysé les données obtenues avec des cibles ²³⁵U. Elles nous ont permis d’étudier la désexcitation de plusieurs fragments de fission et plus globalement le processus de fission induite par des neutrons. Dans un premier temps, nous avons utilisé la méthode standard d'analyse par coïncidence γ-γ-γ. Nous avons pu filtrer les données expérimentales, identifier les transitions γ dans des fragments bien produits et calculer leur intensité relative. Les problèmes que nous avons rencontrés concernent le bruit de fond. Les résultats obtenus dépendent de ce choix et présentent donc des problèmes de reproductibilité. Nous avons développé et testé une nouvelle méthodologie d'analyse. Son principe est un balayage des portes de coïncidence selon trois directions, ce qui permet de trouver le bruit de fond le mieux adapté. L'idée principale était finalement de passer d'une méthode "spectroscopique", dont le but est de trouver de nouvelles transitions et des états excités dans un noyau, à une méthode "spectrométrique", qui nous permet d'obtenir plus précisément l’intensité de transitions γ connues, avec une meilleure estimation de leur incertitude. Cela nous a amené à développer un logiciel d'analyse semi-automatique d'ajustement des pics. Divers schémas de calcul de l'intensité des transitions γ ont été également élaborés pour tenir compte des contaminations possibles, selon leur emplacement dans la matrice de coïncidence et leur intensité. La méthode standard et la nouvelle méthode d'analyse ont été comparées pour l'analyse du ¹⁴²Ba. Dans ce travail, nous avons également comparé nos résultats sur quelques noyaux, tel que le ¹⁰⁰Zr, avec des simulations réalisées avec le code FIFRELIN. Ce dernier est un code Monte-Carlo qui simule le processus de fission et la désexcitation des fragments de fission. FIFRELIN utilise plusieurs modèles différents pour décrire ces processus. Nous avons testé le comportement des différents modèles, trouvé les valeurs optimales des paramètres de simulation et testé comment ces configurations reproduisaient les résultats expérimentaux. FIFRELIN n'a pas été en mesure de reproduire simultanément les intensités des transitions γ émises par les fragments de ¹⁰⁰Zr et la multiplicité de neutrons prompts moyennée sur tous les fragments de fission. Cependant, avec des paramètres modifiés, FIFRELIN a fourni localement une multiplicité de neutrons prompts correcte pour les fragments de masse atomique A=100 et des intensités de transition γ bien reproduites pour le noyau de ¹⁰⁰Zr. Nous avons également comparé nos résultats expérimentaux sur les fragments de ¹⁰⁰Zr provenant du processus ²³⁵U(n,f) avec les autres données expérimentales disponibles provenant des expériences sur ²⁴⁸Cm(sf) et ²⁵²Cf(sf), et une autre expérience sur ²³⁵U(n,f).

International audience

International audience; Pure powders of TiC$_x$O($_{1-x}$) solid solution were synthesized through the carbothermal route. The chemical analysis of the light elements in the as-obtained TiC$_x$O($_{1-x}$) oxycarbides powders were performed by Instrumented Gas Analysis (IGA). The cell parameters of the samples were determined with an accuracy of about 2% by means of X-ray powder diffraction and the internal standard method. As a result, a model correlating the cell parameters to the chemical composition was established. These reference TiC$_x$O($_{1-x}$) oxycarbides powders were then sintered in order to obtain pellets of dense ceramics. After having determined that the sintering process does not change the chemical composition of the starting powder, chemical analysis of the different samples of the solid solution were successfully undertaken by Ion Beam Analysis techniques (IBA). The Nuclear Reaction Analysis (NRA) method - that was used to analyse light elements with very high sensitivity - was coupled with Rutherford Back Scattering (RBS) analysis in order to accurately determine the metallic over light elements ratio and to determine the stoichiometry of the phase on massive samples. Exhaustive simulations of the NRA spectra were performed and demonstrated that discrete compositions of the TiC$_x$O($_{1-x}$) can be efficiently measured locally for bulk samples. Compared to IGA results, the relative amounts of carbon and oxygen of bulk materials were determined with a bias lower than 5%. This protocol being implemented for the TiC$_x$O($_{1-x}$) system was then tested on HfC$_x$O($_{1-x}$)with the same success.

International audience; The Remote Handling tasks scheduled during the ITER maintenance shutdown require transportation of in-vessel components and remote-handling tools from the Vacuum Vessel (VV) ports to the Hot Cell Building (HCB). These components and tools will be moved using the Cask and Plug Remote Handling System (CPRHS). During plasma operations, plasma facing components will be highly activated by neutrons and/or contaminated with tritium. After plasma operations, activated dust will be removed from the VV but some amounts will remain. Therefore, the CPRHS may be contaminated by residual activated dust due to the transportation of these components between the VV and the HCB. As the CPRHS is not shielded, residual activated dust may lead to a residual dose rate around the CPRHS. To assess the risk of external exposition in case of human intervention for maintenance purpose inside or close to the CPRHS, dose rate estimations were performed around and inside the CPRHS for several initial dust configurations with the normalized value of 1 g of residual activated dust. The results of this study constitute a dosimetric data base and may support ITER Organization in the definition of a decontamination level and maintenance plan.

Neutron resonances observed in neutron cross section data can only be compared with their theoretical analogues after a correct broadening of the resonance widths. This broadening is usually carried out by two different theoretical models, namely the Free Gas Model and the Crystal Lattice Model, which, however, are only applicable under certain assumptions. Here, we use neutron transmission experiments on UO2 samples at $T=23.7$ K and $T=293.7$ K, to investigate the limitations of these models when an ab initio phonon spectrum is introduced in the calculations. Comparisons of the experimental and theoretical transmissions highlight the underestimation of the energy transferred at low temperature and its impact on the accurate determination of the radiation widths $\Gamma_{\gamma_{\lambda}}$ of the 238U resonances $\lambda$ . The observed deficiency of the model represents an experimental evidence that the Debye-Waller factor is not correctly calculated at low temperature near the Neel temperature ( $ T_{N}=30.8$ K).

International audience; An ambitious plan for nuclear development exists for long in China. The study of scenarios with prospect of 150 GWe to 400 GWe in 2050 is carried out using the COSI6 simulation software, and aims at analyzing the evolution of nuclear energy currently planned in China. Results rely on natural uranium supplies, fuel fabrication, spent fuel reprocessing, quantities of proliferating materials and the opportunity of a rapid deployment of fast reactors (FBR). It seems impossible for China to start two fast reactors before 2020 without any external source of plutonium. Anyway, FBR may represent at the most around 30% of the total nuclear capacity in the country by 2050. Indeed the deployment of FBR only can start from 2035 to 2040. Finally, the pace of FBR development should be controlled carefully by the proportion of FBR and PWR with respect to the reprocessing capacity. Natural uranium savings appear rather low by 2050, because the transition toward a fast reactor fleet independent from uranium ore lasts decades. However, this independence may be reached by the end of the century, before uranium resources are dwindling, if the first corners to close the fuel cycle are turned in the next decade.

International audience; The possibility of computing adjoint-weighted scores by Monte Carlo methods is a subject of active research. In this respect, a major breakthrough has been achieved thanks to the rediscovery of the so-called Iterated Fission Probability (IFP) method, which basically maps the calculation of the adjoint neutron flux into that of the neutron importance function. Based on IFP, we have recently developed the calculation of effective kinetics parameters and sensitivity coefficients to integral reactor responses in the Monte Carlo production code Tripoli-4®. In view of the next release of the code, we have added a new routine allowing for the calculation of the adjoint angular flux (and more generally adjoint-weighted sources) in eigenvalue problems, which can be useful for code-code comparisons with respect to deterministic solvers. In this work we analyse the behaviour of the adjoint angular flux as a function of space, energy and angle for a few benchmark configurations, ranging from mono-kinetic transport in one-dimensional systems to continuous-energy transport in fuel assemblies. The Monte Carlo adjoint flux profiles are contrasted to reference curves, where available, and to simulation results obtained from ERANOS and APOLLO2 deterministic codes.

Studies on fission yields have a major impact on the characterization and the understanding of the fission process and are mandatory for reactor applications. Fission yield evaluation represents the synthesis of experimental and theoretical knowledge to perform the best estimation of mass, isotopic and isomeric yields. Today, the output of fission yield evaluation is available as a function of isotopic yields. Without the explicitness of evaluation covariance data, mass yield uncertainties are greater than those of isotopic yields. This is in contradiction with experimental knowledge where the abundance of mass yield measurements is dominant. These last years, different covariance matrices have been suggested but the experimental part of those are neglected. The collaboration between the LPSC Grenoble and the CEA Cadarache starts a new program in the field of the evaluation of fission products in addition to the current experimental program at Institut Laue-Langevin. The goal is to define a new methodology of evaluation based on statistical tests to define the different experimental sets in agreement, giving different solutions for different analysis choices. This study deals with the thermal neutron induced fission of 235U. The mix of data is non-unique and this topic will be discussed using the Shannon entropy criterion in the framework of the statistical methodology proposed.

Special Issue on 4th International Workshop on Nuclear Data Covariances, October 2–6, 2017, Aix en Provence, France – CW2017; International audience; Evaluating uncertainties on nuclear parameters such as reactivity is a major issue for conception of nuclear reactors. These uncertainties mainly come from the lack of knowledge on nuclear and technological data. Today, the common method used to propagate nuclear data uncertainties is Total Monte Carlo [1] but this method suffers from a long time calculation. Moreover, it requires as many calculations as uncertainties sought. An other method for the propagation of the nuclear data uncertainties consists in using the standard perturbation theory (SPT) to calculate reactivity sensitivity to the desire nuclear data. In such a method, sensitivities are combined with a priori nuclear data covariance matrices such as the COMAC set developed by CEA. The goal of this work is to calculate sensitivites by SPT with the full core diffusion code CRONOS2 for propagation uncertainties at the core level. In this study, COMAC nuclear data uncertainties have been propagated on the BEAVRS benchmark using a two-step APOLLO2/CRONOS2 scheme, where APOLLO2 is the lattice code used to resolve Boltzmann equation within assemblies using a high number of energy groups, and CRONOS2 is the code resolving the 3D full core diffusion equation using only four energy groups. A module implementing the SPT already exists in the APOLLO2 code but computational cost would be too expensive in 3D on the whole core. Consequently, an equivalent procedure has been created in CRONOS2 code to allow full-core uncertainty propagation. The main interest of this procedure is to compute sensitivities on reactivity within a reduced turnaround time for a 3D modeled core, even after fuel depletion. In addition, it allows access to all sensitivites by isotope, reaction and energy group in a single calculation. Reactivity sensitivities calculated by this procedure with four energy groups are compared to reference sensitivities calculated by the iterated fission probability (IFP) method in Monte Carlo code. For the purpose of the tests, dedicated covariance matrix have been created by condensation from 49 to 4 groups of the COMAC matrix. In conclusion, sensitivities calculated by CRONOS2 agree with the sensitivities calculated by the IFP method, which validates the calculation procedure, allowing analysis to be done quickly. In addition, reactivity uncertainty calculated by this method is close to values found for this type of reactor.

Two blind analyses for 241Pu(nth,f) isobaric fission yields have been conducted, one analysis using a mix of a Monte-Carlo and an analytical method, the other one relying only on analytical calculations. The calculations have been derived from the same analysis path and experimental data, obtained on the LOHENGRIN mass spectrometer at the Institut Laue-Langevin. The comparison between the two analyses put into lights several biases and limits of each analysis and gives a comprehensive vision on the construction of the correlation matrix. It gives confidence in the analysis scheme used for the determination of the fission yields and their correlation matrix.

International audience; In France, the COSI6 software can simulate prospective scenarios of nuclear energy evolution. Nuclear scenarios focused these last years on the development of SFR technology. However, SFR are more expensive to build than thermal reactors. In case SFR would not become economically competitive in the next decades, MOX spent fuels would pileup in the backend of the fuel cycle, unless alternative solutions of plutonium management in PWR were found. In this study, advanced EPR (European Pressurized water Reactor) fuel designs are applied to enable plutonium multi-recycling and stabilization of all spent fuel: CORAIL refers to fuel assemblies containing LEU and MOX rods, and MIX (also called MOXEUS) to assemblies where fuel rods are composed of plutonium mixed with enriched uranium. Scenarios results reveal that introducing MIX and CORAIL in EPR by the middle of the century can lead to a fast stabilization of spent fuel and plutonium inventories. With respect to open cycle, more minor actinides (MA) accumulate (about +70%), but the production of transuranic elements (Pu + MA) remains almost 3 times less. Furthermore, all high-level wastes are now packaged for long-term storage. Besides, spent fuels still contain significant quantities of fissile uranium. In MIX scenarios however, this uranium may be enriched and easily recycled into dedicated EPR for efficient natural uranium savings. In this case, the resource balance is significantly better than in open cycle (-30%). Multi-recycling in PWR appears therefore to be a viable temporary solution, allowing for spent fuels and wastes management until we expect the running out of natural uranium.

Deterministic uncertainty propagation methods are certainly powerful and time-sparing but their access to uncertainties related to the power map remains difficult due to a lack of numerical convergence. On the contrary, stochastic methods do not face such an issue and they enable a more rigorous access to uncertainty related to the PFNS. Our method combines an innovative transport calculation chain and a stochastic way of propagating uncertainties on nuclear data: first, our calculation scheme consists in the calculation of assembly self-shielded cross sections and a pin-by-pin flux calculation on the whole core. Validation was done and the required CPU time is suitable to allow numerous calculations. Then, we sample nuclear cross sections with consistent probability distribution functions with a correlated optimized Latin Hypercube Sampling. Finally, we deduce the power map uncertainties from the study of the output response functions. We performed our study on the system described in the framework of the OECD/NEA Expert Group in Uncertainty Analysis in Modelling. Results show the 238U inelastic scattering cross section, the 235U PFNS, the elastic scattering cross section of 1H and the 56Fe cross sections as major contributors to the total uncertainty on the power map: the power tilt between central and peripheral assemblies using COMAC-V2 covariance library amounts to 5.4% (1σ) (respectively 7.4% (1σ) using COMAC-V0).

International audience; Critical mass calculations of various HEU-fueled fast reactors result in large discrepancies in C/E values, depending on the nuclear data library used and the configuration modeled. Thus, it seems relevant to use integral experiments to try to reassess cross sections that might be responsible for such a dispersion in critical mass results. This work makes use of the Generalized Least Square method to solve Bayes equation, as implemented in the CONRAD code. Experimental database used includes ICSBEP Uranium based critical experiments and benefits from recent re-analyses of MASURCA and FCA-IX criticality experiments (with Monte-Carlo calculations) and of PROFIL irradiation experiments. These last ones provide very specific information on $^{235}$U and $^{238}$U capture cross sections. Due to high experimental uncertainties associated to fission spectra, we chose to consider either fitting these data or set them to JEFF-3.1.1 evaluations. The work focused on JEFF-3.1.1 $^{235}$U and $^{238}$U evaluations and results presented in this paper for $^{235}$U capture and $^{238}$U capture, and inelastic cross sections are compared to recent differential experiment or recent evaluations. Our integral experiment assimilation work notably suggests a 30% decrease for $^{235}$U capture around 1-2.25 keV, a 10% increase in the unresolved resonance range when using JEFF-3.1.1 as "a priori" data. These results are in agreement with recent microscopic measurements from Danon et al. [Nucl. Sci. Eng. 187, 291 (2017)] and Jandel et al. [Phys. Rev. Lett. 109, 202506 (2012)]. For $^{238}$U cross sections, results are highly dependent on fission spectra.

In the present report it was studied the neutron thermal scattering of light water for reactors application. The thermal scattering law model of hydrogen bounded to the water molecule of the JEFF-3.1.1 nuclear data library is based on experimental measures performed in the sixties. The scattering physics of this latter was compared with a model based on molecular dynamics calculations developed at the Atomic Center in Bariloche (Argentina), namely the CAB model. In the frame of this work, experimental measurements of the double differential cross sections were done at room temperature. The new microscopic data were used to analyze the performance of the CAB model and JEFF-3.1.1. The CAB model exhibits an improvement over JEFF-3.1.1. The impact of these models was evaluated on application on reactor calculations at cold conditions. The selected benchmark was the MISTRAL program (UOX and MOX configurations), carried out in the zero power reactor EOLE of CEA Cadarache (France). The contribution of the neutron thermal scattering of hydrogen in water was quantified in terms of the difference in the calculated reactivity and the calculation error on the isothermal reactivity temperature coefficient (RTC). For the UOX lattice, the calculated reactivity with the CAB model at 20 °C is +90 pcm larger than JEFF-3.1.1, while for the MOX lattice is +170 pcm because of the high sensitivity of the thermal scattering to this type of fuels. In the temperature range from 10 °C to 80 °C, the calculation error on the RTC is -0.27 ± 0.3 pcm/°C and +0.05 ± 0.3 pcm/°C obtained with JEFF-3.1.1 and the CAB model respectively (UOX lattice). For the MOX lattice, is -0.98 ± 0.3 pcm/°C and -0.72 ± 0.3 pcm/°C obtained with the JEFF-3.1.1 library and with the CAB model respectively. The results illustrate the improvement of the CAB model in the calculation of this safety parameter.Finally, the uncertainties on the thermal scattering data were quantified creating covariance matrices between the parameters of the CAB model and the JEFF-3.1.1 library. The uncertainties were propagated to produce covariance matrices for the thermal scattering function and for the scattering cross section of hydrogen bounded to the light water. The uncertainty on the calculated reactivity of the MISTRAL benchmark (UOX fuel) is ±125 pcm for JEFF-3.1.1 and ±71 pcm for the CAB model (20 °C).; Dans ces travaux de thèse, la diffusion thermique des neutrons pour l’application aux réacteurs à eau légère a été étudiée. Le modèle de loi de diffusion thermique de l’hydrogène lié à la molécule d’eau de la bibliothèque de données nucléaires JEFF-3.1.1 est basée sur des mesures expérimentales réalisées dans les années soixante. La physique de diffusion de neutrons de cette bibliothèque a été comparée à un modèle basé sur les calculs de dynamique moléculaire développé au Centre Atomique de Bariloche (Argentine), à savoir le modèle CAB. Dans le cadre de ce travail, des mesures expérimentales de la section doublement différentielle ont été faites à température ambiante. Les nouvelles données microscopiques ont été utilisées pour analyser la performance du modèle CAB et du JEFF-3.1.1. Le modèle CAB présente une amélioration par rapport à JEFF-3.1.1.L’impact de ces modèles a également été évalué sur le programme expérimental MISTRAL (configurations UOX et MOX) réalisé dans le réacteur de puissance nulle EOLE situé au CEA Cadarache (France). La contribution de la diffusion thermique des neutrons sur l’hydrogène dans l’eau a été quantifiée sur le calcul de la réactivité et sur l’erreur de calcul du coefficient de température isotherme (reactivity temperature Coefficient en anglais - RTC).Pour le réseau UOX, l’écart entre la réactivité calculée à 20 °C avec le modèle CAB et celle du JEFF-3.1.1 est de +90 pcm, tandis que pour le réseau MOX, il est de +170 pcm à cause de la sensibilité élevée de la diffusion thermique pour ce type de combustible. Dans la plage de température de 10 °C à 80 °C, l’erreur de calcul sur le RTC est de -0.27 ± 0.3 pcm/°C avec JEFF-3.1.1 et de +0.05 ± 0.3 pcm/°C avec le modèle CAB pour le réseau UOX. Pour la configuration MOX, il est de -0.98 ± 0.3 pcm/°C et -0.72 ± 0.3 pcm/°C obtenu respectivement avec la bibliothèque JEFF-3.1.1 et avec le modèle CAB. Les résultats montrent l’apport du modèle CAB dans le calcul de ce paramètre de sureté. Enfin, les incertitudes sur les données de diffusion thermique ont été quantifiées en calculant des matrices de covariance entre les paramètres du modèle CAB et ceux de la bibliothèque JEFF-3.1.1. Les incertitudes liés aux paramètres de modèle ont été propagées afin de calculer des matrices de covariance pour la loi de diffusion thermique et pour la section efficace de diffusion de l’hydrogène lié à l’eau légère. L’incertitude sur la réactivité calculée pour MISTRAL (réseau UOX) est de ±125 pcm pour JEFF-3.1.1 et ±71 pcm pour le modèle CAB (20 °C).

Minor actinides transmutation is a solution written in the 2006 law on nuclear waste management. One option to carry out transmutation is to recover these heavy nuclides during fuel reprocessing and load them again in reactor cores to achieve fission and obtain shorter-lived fission products. However, minor actinides loading in the nuclear fuel cycle leads to penalties on core transient behavior and fuel reprocessing, such as a modification of core feedback coefficients or a higher neutron source and decay heat of the spent fuel.Following a complete analysis of the transmutation impacts, an optimization methodology of the reactor core taking into account all the fuel cycle and core behavior constraints is developed here. For the heterogeneous mode, where minor actinides are loaded in dedicated targets located at the core periphery, it is shown that the use of light elements to locally moderate the neutron spectrum in the blankets is an optimal solution, even when considering the negative impacts on the fuel cycle.For the homogeneous mode, where minor actinides are directly mixed with the fuel, it is shown that low void cores with axial heterogeneities are not impacted by minor actinides loading for loss-of-flow transients. It is demonstrated that core design results from a balance between core behavior in loss-of flow transient and reactivity insertion transient. Finally, it is shown that regardless of the minor actinides transmutation mode envisaged, fuel cycle constraints were challenging and requires significant R&D in support., La transmutation des actinides mineurs est une solution inscrite dans la loi de 2006 sur la gestion des déchets nucléaires à long terme. Une approche possible pour implémenter cette technique consiste à récupérer ces noyaux lourds lors du retraitement du combustible nucléaire et à les recharger dans le cœur d’un réacteur pour les faire fissionner et ainsi obtenir des produits de fission à vie plus courte. Cependant, l’ajout d’actinides mineurs dans le cycle du combustible nucléaire entraine l’apparition de pénalités, tant sur le comportement du réacteur associé que sur les différentes étapes du retraitement. On observe ainsi une modification des coefficients de contre réactions du cœur, ou une augmentation de la puissance résiduelle ou de la source neutron des combustibles irradiés.Après une analyse exhaustive des impacts de la transmutation, une méthodologie d’optimisation du cœur d’un réacteur est ici développée avec prise en compte de l’ensemble des contraintes liées au cycle du combustible et au fonctionnement du réacteur. Pour le mode hétérogène, dans lequel les actinides mineurs sont chargés dans des assemblages dédiés placés en périphérie du cœur, il est démontré que l’utilisation d’éléments légers pour modérer le spectre dans les cibles est une solution optimale, y compris en tenant compte des impacts négatifs sur le cycle.Pour le mode homogène, où les actinides mineurs sont directement dilués dans le combustible du cœur, il est démontré que les cœurs à faible vidange présentant des hétérogénéités axiales ne sont que peu impactés par le chargement en actinides mineurs pour les transitoires de type perte de débit. On montre également que le design d’un cœur pour le transmutation doit résulter d’un arbitrage entre les performances pour un transitoire de perte de débit et celles pour un transitoire de type insertion de réactivité. Enfin, il a été démontré que quelle que soit l’approche envisagée, les contraintes liées au cycle présentent des défis que seule une importante R&D dans ce domaine pouvait surmonter.

Minor actinides transmutation is a solution written in the 2006 law on nuclear waste management. One option to carry out transmutation is to recover these heavy nuclides during fuel reprocessing and load them again in reactor cores to achieve fission and obtain shorter-lived fission products. However, minor actinides loading in the nuclear fuel cycle leads to penalties on core transient behavior and fuel reprocessing, such as a modification of core feedback coefficients or a higher neutron source and decay heat of the spent fuel.Following a complete analysis of the transmutation impacts, an optimization methodology of the reactor core taking into account all the fuel cycle and core behavior constraints is developed here. For the heterogeneous mode, where minor actinides are loaded in dedicated targets located at the core periphery, it is shown that the use of light elements to locally moderate the neutron spectrum in the blankets is an optimal solution, even when considering the negative impacts on the fuel cycle.For the homogeneous mode, where minor actinides are directly mixed with the fuel, it is shown that low void cores with axial heterogeneities are not impacted by minor actinides loading for loss-of-flow transients. It is demonstrated that core design results from a balance between core behavior in loss-of flow transient and reactivity insertion transient. Finally, it is shown that regardless of the minor actinides transmutation mode envisaged, fuel cycle constraints were challenging and requires significant R&D in support., La transmutation des actinides mineurs est une solution inscrite dans la loi de 2006 sur la gestion des déchets nucléaires à long terme. Une approche possible pour implémenter cette technique consiste à récupérer ces noyaux lourds lors du retraitement du combustible nucléaire et à les recharger dans le cœur d’un réacteur pour les faire fissionner et ainsi obtenir des produits de fission à vie plus courte. Cependant, l’ajout d’actinides mineurs dans le cycle du combustible nucléaire entraine l’apparition de pénalités, tant sur le comportement du réacteur associé que sur les différentes étapes du retraitement. On observe ainsi une modification des coefficients de contre réactions du cœur, ou une augmentation de la puissance résiduelle ou de la source neutron des combustibles irradiés.Après une analyse exhaustive des impacts de la transmutation, une méthodologie d’optimisation du cœur d’un réacteur est ici développée avec prise en compte de l’ensemble des contraintes liées au cycle du combustible et au fonctionnement du réacteur. Pour le mode hétérogène, dans lequel les actinides mineurs sont chargés dans des assemblages dédiés placés en périphérie du cœur, il est démontré que l’utilisation d’éléments légers pour modérer le spectre dans les cibles est une solution optimale, y compris en tenant compte des impacts négatifs sur le cycle.Pour le mode homogène, où les actinides mineurs sont directement dilués dans le combustible du cœur, il est démontré que les cœurs à faible vidange présentant des hétérogénéités axiales ne sont que peu impactés par le chargement en actinides mineurs pour les transitoires de type perte de débit. On montre également que le design d’un cœur pour le transmutation doit résulter d’un arbitrage entre les performances pour un transitoire de perte de débit et celles pour un transitoire de type insertion de réactivité. Enfin, il a été démontré que quelle que soit l’approche envisagée, les contraintes liées au cycle présentent des défis que seule une importante R&D dans ce domaine pouvait surmonter.

International audience; The photonic interrogation analysis is a nondestructive technique allowing to identify and quantify nuclear fissile materials in nuclear waste packages. This paper details an automatic procedure which has been developed to simulate the delayed $\gamma$-ray spectra for several actinide photofissions. This calculation tool will be helpful for the fine conception (collimation, shielding, noise background optimizations, etc.) and for the on-line analysis of such a facility.