Développement et optimisation de méthodes de mesures d'échauffements nucléaires et de flux gamma dans les réacteurs expérimentaux : identification, maîtrise, traitement et réduction des incertitudes associées

• Auteur / Autrice : Hicham Amharrak
• Direction : Abdallah Lyoussi, Michel Carette
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Instrumentation
• Date : Soutenance le 18/12/2012
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Physique et Sciences de la Matière (Marseille)
• Jury : Président / Présidente : Michel Giot
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Abdallah Lyoussi, Michel Carette, Michel Giot, Cheikh M'Backé Diop, Abdelmjid Nourreddine, Jacques Di Salvo, Patrick Blaise
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Cheikh M'Backé Diop, Abdelmjid Nourreddine

Mots clés

Mots clés contrôlés

Chambres d'ionisation

Énergie nucléaire -- Recherche

Monte-Carlo, Méthode de

Mots clés libres

Echauffement nucléaire

Minerve

Eole

Tld

Osld

Chambre d'ionisation

Optimisation des mesures

Modélisation Monte Carlo

Nuclear heating

Minerve

Eole

Tld

Osld

Ionization chamber

Measurement optimization

Monte Carlo Modeling

Résumé

L'objectif de cette thèse vise à mettre au point et à améliorer les méthodes de mesures d'échauffements nucléaires auprès des maquettes critiques du CEA-Cadarache EOLE et MINERVE, au moyen de détecteurs thermo-luminescents (TLD), de détecteurs à luminescence optiquement stimulée (OSLD – nouvellement mis en œuvre dans le cadre de ce travail de thèse) et d'une chambre d'ionisation. Il s'agit d'identifier, de hiérarchiser, de traiter et enfin de réduire les différentes sources d'incertitudes et de biais systématiques associés à la mesure.Une série d'expériences a été mise en place dans le réacteur MINERVE. Les mesures ont été réalisées dans un environnement en aluminium ou en hafnium à l'aide d'un nouveau protocole : les TLD ont été étalonnés individuellement, la répétabilité de la mesure a été évaluée expérimentalement et les lois de chauffe des TLD ont été optimisées, conduisant à une réduction des incertitudes de mesures. Des mesures de gammas émis de façon différée après arrêt du réacteur MINERVE ont également été réalisées : les résultats obtenus montrent un bon accord des mesures avec les trois types de détecteurs utilisés.L'interprétation de ces mesures nécessite des calculs pour tenir compte des facteurs de correction, liés à l'environnement et au type de détecteurs utilisés. Ainsi, des corrections de la contribution des neutrons à la dose totale intégrée par les détecteurs ont été évaluées à l'aide de deux méthodes de calcul. Ces corrections ont été obtenues sur la base de simulations Monte Carlo couplées neutron-gamma et gamma-électron à l'aide du code MCNP.

The objective of this thesis is to develop and to improve the nuclear heating measurement methods in MINERVE and EOLE experimental reactors at CEA-Cadarache, using thermo-luminescent detectors (TLD), optically stimulated luminescence detectors (OSLD – newly implemented in the context of this thesis) and an ionization chamber. It is to identify, prioritize, treat and reduce the various sources of uncertainty and systematic bias associated with the measurement.A series of experiments was set up in the MINERVE reactor. The measurements were carried out in an aluminum or hafnium surrounding using a new procedure methodology. The TLD are calibrated individually, the repeatability of the measurement is experimentally evaluated and the laws of TLD heat are optimized. The measurements of the gamma emitted, with a delay (delayed gamma) after shutdown of the MINERVE reactor, were also carried out using TLD and OSLD detectors with the aluminum pillbox as well as by ionization chamber. The results show a good correlation between the measurements recorded by these three detectors.The interpretation of these measurements needs to take account the calculation of cavity correction factors related to the surrounding and the type of detector used. Similarly, the correction due to the neutrons contributions to the total dose integrated by the detectors are evaluated with two calculation methods. These corrections are based on Monte Carlo simulations of neutron-gamma and gamma-electron transport coupled particles using the MCNP.