rosetn972rev: The NIEL scaling hypothesis applied to neutron spectra of irradiation facilities and in the ATLAS and CMS SCT (original) (raw)
Related papers
Diffusion inélastique des neutrons et simulations atomistiques
2010
Des logiciels conviviaux et des ordinateurs multiprocesseurs d'un prix abordable sont maintenant disponibles et ouvrent aux expérimentateurs la porte du monde de la simulation pour "l'analyse avancée des données". La diffusion inélastique des neutrons est un partenaire idéal des simulations atomistiques car, comme ces dernières, elle explore les positions et le mouvement des atomes sur des échelles de longueur et de temps similaires. Du côté expérimental, la complexité croissante des systèmes étudiés (et donc de l'analyse des données) rend nécessaire l'utilisation de modèles de plus en plus élaborés et réalistes. Cet article décrit d'un point de vue pratique, les méthodes de simulation qui peuvent être utilisées pour interpréter les données de diffusion inélastique des neutrons, c'est-à-dire les techniques de dynamique des réseaux et de dynamique moléculaire. Les théories classiques à base de champs de force et de fonctionnelles de densité, toutes deux basées sur une connaissance des interactions interatomiques et de l'énergie totale, sont présentées ici comme les méthodes les plus adaptées.
Fast neutron dosimetry by means of different solid state nuclear track detectors
1977
Tous droits réservés © Association québécoise d'histoire politique et VLB Éditeur, 2013 Ce document est protégé par la loi sur le droit d'auteur. L'utilisation des services d'Érudit (y compris la reproduction) est assujettie à sa politique d'utilisation que vous pouvez consulter en ligne. https://apropos.erudit.org/fr/usagers/politique-dutilisation/ Cet article est diffusé et préservé par Érudit. Érudit est un consortium interuniversitaire sans but lucratif composé de l'
Diffusion inélastique de neutrons par temps de vol
JDN 16 – Diffusion Inélastique des Neutrons pour l'Etude des Excitations dans la Matiére Condensée, 2010
Des événements dynamiques microscopiques contrôlent de nombreux processus physiques qui régissent les propriétés de la matière condensée: transport, magnétisme, catalyse et même, fonction d'objets biologiques. La diffusion inélastique des neutrons est une sonde irremplaçable de ces phénomènes. Elle donne accès aux mouvements atomiques et moléculaires sur des distances de quelques angstroems à quelques dizaines de nanomètres, sur des échelles temporelles de quelques dixièmes de picoseconde à la microseconde. Dans ce cadre, les différentes techniques de diffusion inélastique de neutrons par temps de vol occupent une position centrale. Après avoir introduit les principes et les éléments clés d'une mesure en temps de vol, cet article présente les principales classes de spectromètres et détaille leurs caractéristiques. Un accent particulier est mis sur les forces, les faiblesses et les complémentarités des différentes technologies. de choppers (de l'anglais to chop: hacher), constitué d'une paire de disques en aluminium distants de quelques dizaines de centimètres, couverts de secteurs de cadmium, et entrainés par un arbre commun 1 . Après la seconde guerre mondiale, cette technique a été mise à profit pour déterminer l'énergie des neutrons de fission émis par les premiers réacteurs nucléaires expérimentaux. Fermi, et ses collaborateurs avaient innové, notamment en développant un collimateur tournant. Ce chopper de Fermi [5] consistait en un empilement vertical de feuilles d'aluminium et de cadmium, en rotation dans le faisceau. Une fois les réacteurs mis au point, ce dispositif fut utilisé pour étudier les modérateurs : graphite puis eau légère et eau lourde.
Http Www Theses Fr, 2005
La sûreté [Pe04], afin de réduire au mieux le risque d'accident. La minimisation de la production de déchets [Nu02], pour que le besoin de stockage soit minimisé. La régénération ou surrégénération, qui consiste à générer, en cours de fonctionnement du réacteur, autant ou plus de matière fissile qu'on en consomme et qui permet une exploitation optimisée des ressources en combustible. Les deux seuls cycles de combustible permettant ce critère, sont les cycles fertiles/fissiles 238 U ¡ 239 Pu et 232 T h ¡ 233 U. La régénération avec le cycle U ¡ Pu n'est possible qu'avec un spectre de neutrons rapide alors qu'avec le cycle T h ¡ U , elle est atteinte aussi bien en spectre rapide que thermique. Un RSF type se compose d'une structure en graphite, servant de modérateur, percé de canaux dans lesquels circule le sel fondu (7 LiF ¢ T hF 4 ¢ U F 4) qui joue à la fois le rôle de caloporteur et de combustible. Les études par simulation numérique d'un RSF en cycle Th/U [Ma05] montrent que le bilan neutronique, relativement tendu, implique que certaines grandeurs, telles que les taux de régénération, sont très sensibles à certaines données neutroniques de base, ce qui met en évidence la nécessité d'une ré-actualisation de grandeurs dont la précision est jugée insuffisante, telles que les sections efficaces de diffusion élastique des neutrons sur les matériaux de structures et sur les noyaux légers composant le combustible. Ces considérations ont conduit à la création de la Plate-forme d'Etude et de Recherche sur l'Electro-Nucléaire (PEREN), fonctionnelle depuis 2003 sur le site du laboratoire et dédiée à l'acquisition de données nucléaires et chimiques de base dont la qualité soit au niveau de l'exigence des simulations numériques. Le volet neutronique qui nous intéresse dans ce travail comprend un générateur de neutrons pulsé pouvant être couplé à différents massifs ralentisseurs composés de graphite (C), de Téflon (CF 2) et de fluorure de lithium (7 LiF). L'étude du ralentissement des neutrons dans ces milieux permettra 1 successivement la détermination des section efficaces de diffusion élastique du carbone, du fluor puis du lithium 7. Le chapitre 1 présente précisément les motivations de ces mesures ainsi que les données existantes, expérimentales et évaluées, avant d'énoncer la méthode de mesure, basée sur l'utilisation des massifs en tant que spectromètre à temps de ralentissement. La description complète du dispositif expérimental utilisé auprès de la plate-forme PEREN est effectuée dans le chapitre 2. Dans le chapitre 3, nous nous appuyons sur cette description pour construire les fichiers sources modélisant l'expérience, utilisables par le code de simulation MCNP. L'aspect théorique de la physique d'un spectromètre à temps de ralentissement est détaillé dans le chapitre 4. L'extraction de données exploitables à partir des données brutes expérimentales et simulés, effectuée au chapitre 5, conduit à la détermination explicite, présentée dans le chapitre 6, des sections efficaces de diffusion élastique du carbone et du fluor avec une précision de l'ordre du pour-cent pour un domaine énergétique compris entre quelques eV et une centaine de keV. Enfin, le chapitre 7 est dédié à des mesures complémentaires à plus haute énergie (200 600 keV) réalisées lors d'une expérience de transmission de neutrons à travers des échantillons de graphite et de Téflon auprès de l'accélérateur Van De Graaff du CENBG. 2 Chapitre 1 Interêt et principe des mesures 1.1 Intérêt des mesures dans le cadre de l'étude des RSF Parmi les potentialités étudiées dans le cadre des réacteurs de la génération IV, les Réacteurs à Sels Fondus (RSF) avec un combustible thorium-uranium 233 sont l'objet de nombreux travaux au sein du CNRS, et dans le groupe Physique des Réacteurs du LPSC en particulier [Nu05], [Nu02], [Ma05]. Le principe de fonctionnement d'un RSF type est schématisé figure 1.1. vers le circuit de retraitement graphite (C) sel (LiF) FIG. 1.1-Schéma du coeur d'un Réacteur à Sels Fondus. Le squelette du réacteur en graphite assure le rôle de modérateur et de structure solide de l'ensemble. Il est percé de canaux dans lesquels le sel fondu à haute température (700 ¡ C) circule. Le sel, de formule chimique 7 LiF ¢ T hF 4 , assurant la fonction de fluide caloporteur et de combustible, circule librement dans les canaux vers d'éventuels circuits de retraitements. Le choix du lithium 7 dans la composition du sel est une conséquence du fait que le lithium 6, présent à 7¢ 5% dans le lithium naturel, constitue un poison neutronique extrêmement pénalisant (sa section efficace de réaction 3 6 Li n¡ t ¢ 4 He est de l'ordre de 3000 barn à l'énergie thermique). L'étude d'un tel réacteur est réalisée par simulation numérique avec le code Monte-Carlo N-Particules MCNP [Br-97] qui évalue des observables physiques par couplage entre un traitement stochastique et des bases de données nucléaires. Ces dernières contiennent un grand nombre d'évaluations de grandeurs (sections efficaces, distributions angulaires...) pour une grande quantité de noyaux. Actuellement, la précision des grandeurs extraites des simulations numériques est telle que l'incertitude sur les sections efficaces des matériaux d'intérêt d'un RSF (C, F et 7 Li) devient une source d'erreur non-négligeable. En effet, l'économie de neutrons et le taux de régénération d'un RSF T h ¡ 3 U dépend fortement du spectre de neutrons que voit le thorium fertile, spectre qui dépend du ralentissement des neutrons, donc des section efficaces de diffusion du modérateur et des noyaux légers du sel. Le besoin d'actualiser et d'affiner ces données nucléaires de bases ont conduit à la réalisation au LPSC de la Plate-forme PEREN auprès de laquelle ce travail de thèse a été réalisé avec pour but la détermination précise des sections efficaces de diffusions élastiques de neutrons σ c , σ F et σ Li sur le carbone, le fluor et le lithium 7 pour un spectre énergétique type d'un RSF. ' 100 keV), appliquée au processus de diffusion élastique de neutrons, se vérifie sur l'ensemble des noyaux légers et constitue une des conditions de base de la faisabilité de nos mesures. En terme d'interaction des neutrons avec la matière, nous pouvons distinguer les diffusions potentielles (que nous avons décrit jusqu'ici) et les réactions d'absorption du neutron conduisant à des voies de sortie variées. La section efficace totale est définie comme la somme de la section efficace de diffusion élastique et de la section efficace d'absorption. Pour les noyaux étudiés dans ce travail, en considérant des énergies de neutrons inférieure à la centaine de keV (c'est-à-dire en dessous du seuil des résonances), la diffusion élastique, largement favorisée devant les réactions d'absorption, est quasi-confondue avec la section efficace totale. Cette propriété qui confère aux milieux étudiés l'appellation de "milieux peu absorbants" constitue la deuxième condition de faisabilité des mesures. 1.2.2 Données expérimentales existantes LE CARBONE De nombreuses mesures de la section efficace du carbone sont répertoriées dans la base de données EXFOR [EXF]. Cependant, une grande majorité de mesures concernent des énergies de neutrons supérieures au MeV , au-delà de notre domaine énergétique de mesure. La sélection des mesures répertoriées que nous effectuons ici consiste à conserver uniquement les mesures, postérieures à 1970, entre 1 eV # E # 100 keV qui contiennent plus de 10 points en énergie. Cette restriction conserve six expériences dont nous représentons les résultats figure 1.2. Deux des six mesures représentées couvrent le domaine épithermique. La plus ancienne [Ha74], publiée en 1974, met en évidence un plateau en énergie dont la valeur moyenne est de l'ordre de 4¢ 7 barn avec une erreur moyenne de 10%. Une mesure récente [Al97], qui bénéficie d'incertitudes 6 65
Radiobiologie avec des neutrons rapides
Radioprotection, 2006
Des cellules d'un cancer humain (mélanome) particulièrement résistant à des doses classiques de radiothérapie médicale (rayons X de haute énergie) ont été irradiées avec des neutrons de 14 MeV à des doses étagées de 5 centiGrays (cGy) jusqu'à 1,12 Gray (Gy), à deux débits de doses, l'un très faible (0,8 mGy mn-1), l'autre modéré (40 mGy mn-1). L'effet biologique a été étudié par deux techniques : analyse de la survie cellulaire et des anomalies chromosomiques. Un aspect inhabituel de la forme de la courbe de survie a été mis en évidence au très faible débit de dose : mort cellulaire aiguë à 5 cGy suivie d'un plateau de survie de 10 à 32,5 cGy. Le taux d'aberrations chromosomiques induites suit lui-même un plateau au très faible débit de dose, de 10 à 30 cGy. Ces phénomènes disparaissent à plus fort débit de dose, ce qui suggère l'existence d'un seuil de déclenchement de la réparation cellulaire et une saturation vers 35 cGy. Ces résultats ont un intérêt pour la radiobiologie des neutrons et la radioprotection. ABSTRACT Radiobiology with fast neutrons. Human melanoma cells particularly resistant to high energy X rays were irradiated with 14 MeV neutrons at low doses ranging from 5 cGy to 1.12 Gy and using two different dose rates: a very low one (0.8 mGy mn-1) and a moderate one (40 mGy mn-1). The biological effects of neutrons were studied both by cell survival assay and chromosomal aberrations analysis. Unusual features of the survival curve at low dose rate were observed as a marked degree of cell killing at 5 cGy followed by a plateau of survival from 10 to 32.5 cGy. At low dose rate, the levels of induced chromosomal aberrations tended also to reach a plateau with doses ranging from 10 to 30 cGy. Both phenomena disappear at higher dose rate. The existence of a plateau observed after low-dose neutrons suggests that a repair process might be induced after a threshold dose of 5-7.5 cGy with a saturation around 32.5 cGy. These findings may be of interest for the domain of neutrons radiobiology and radioprotection.
Contribution à la dosimétrie des fluences de neutrons thermiques
Revue de Physique Appliquée, 1968
On a utilisé l'enregistrement des trajectoires de fragments de fission dans le verre et le mica, et celui des particules 03B1 dans le nitrate de cellulose, pour mesurer des fluences de neutrons thermiques. On a ainsi obtenu une série de dosimètres dont le prix de revient est négligeable et qui sont calibrés à ± 10 % pour les mesures absolues de fluences comprises entre 106 et 1021 n/cm2 ; dans ce domaine, les dosimètres permettent d'effectuer des mesures relatives de fluences très précises. Abstract. 2014 The recording of fission fragment trajectories in glass and mica and of 03B1 particles in cellulose nitrate has been used for the measurement of thermal neutron fluxes. A series of very cheap dosimeters, calibrated at ± 10 % for the measurement of absolute flux values between 106 and 1021 n/cm2 have been realized ; in this range of fluxes, the dosimeters can provide relative flux values with great accuracy.