Flux de neutrons
Dépôt sur l'anode Cathode
Fragment de fission +
-Ar-N2 E
Figure 3.10 – Principe de fonctionnement d’une chambre à fission avec dépôt sur l’anode. 3.3.2.1 Placement des chambres à fission
La disposition des chambres à fission utilisées dans le réacteur varie peu au gré des confi-gurations. La quasi totalité des détecteurs se situe dans le réflecteur, soit dans les assemblages expérimentaux soit dans les cavités expérimentales. Un seul détecteur est placé dans un des assemblages combustible, et ce pour deux raisons :
— la structure de couplage GENEPI-3C/VENUS-F et le mécanisme des barres de contrôle et de sûreté au-dessus du réacteur compliquent l’instrumentation dans le cœur, — on cherche à préserver l’homogénéité du cœur.
Il a donc été choisi d’insérer le plus petit détecteur à disposition (CFUF, ∼1 mg de dépôt d’235U) dans un assemblage combustible de type EFA (voir section 3.2.2.2) afin de minimiser la perturbation induite.
Table 3.4 – Caractéristiques des différents détecteurs à disposition.
Diamètre Hauteur Masse du dépôt Type de dépôt Tension
(mm) sensible (mm) (mg) (V) CFUL01-659 CFUL01-658 CFUL01-653 48 211 1000 235U (∼90%) 600 CFUL01-673 48 211 1000 238U (∼99,965%) 600 RS 26,2 203 111 235U (∼90%) 300-800 CFUM 25,4 120 14 235U (∼90%) 600 CFUF 4,7 27 1 235U (∼90%) 600
3.4 Électronique des détecteurs et système d’acquisition
Les chambres à fission sont reliées à une alimentation haute tension et leur signal est ache-miné par des câbles coaxiaux jusqu’à des ADS (Amplificateur Discriminateur d’impulsions) de type Canberra 7820-ADS [86] ou PHSPA, situés dans la salle d’acquisition à proximité du réacteur. Comme évoqué précédemment, le seuil est choisi de manière à éliminer les
si-gnaux d’amplitude faible issus de particules peu énergétiques (α, γ) pour ne considérer que les signaux d’amplitude suffisante issus d’une fission sur le dépôt de la chambre.
Les impulsions en sortie des amplificateurs-discriminateurs sont des signaux numériques TTL reliés à la carte électronique GANDDALF [87], dédié à l’acquisition des données expé-rimentales de l’expérience GUINEVERE. L’horloge du système d’acquisition GANDDALF a une fréquence de 50 MHz, permettant une résolution temporelle de 20 ns, et plusieurs modes de comptage sont disponibles :
— en mode impulsion, le système stocke le temps absolu de l’arrivée de chaque signal, — en mode échelle, le système compte le nombre de fronts montants du signal en
en-trée pendant une période définie par l’utilisateur, puis stocke le nombre d’événements détectés,
— en mode fenêtrage, le système fonctionne en mode impulsion pendant une période définie par l’utilisateur, et en mode échelle le reste du temps.
GANDDALF dispose aussi de voies d’entrées recevant des signaux analogiques, et permet de stocker à la fois le temps d’arrivée et l’amplitude des signaux.
En complément des chambres à fission, les signaux relatifs au monitorage de la source de neutrons provenant des détecteurs API et PI sont eux aussi acquis par GANDDALF, tout comme le contrôle commande de GENEPI-3C : certaines informations liées à l’accélérateur, comme le temps auquel le faisceau atteint la cible ou l’intensité du faisceau sont également stockées.
Chapitre 4
Analyse des expériences d’interruption
de faisceau
Nous allons exposer dans ce chapitre la méthode d’analyse utilisée pour extraire, à partir de l’interruption de la source externe de neutrons, la réactivité des différentes configurations de VENUS-F étudiées. Plus précisément, il s’agit d’étudier l’évolution temporelle de la réponse de chaque détecteur après l’interruption du faisceau. Après un rappel de la méthode employée pour l’analyse de cette évolution, nous décrirons les outils développés ainsi que leur validation et discuterons des résultats expérimentaux.
4.1 Les expériences d’interruption de faisceau
4.1.1 Cadre général
Parmi les méthodes discutées dans le 2ndchapitre qui permettent l’analyse des expériences d’interruption du faisceau, nous utiliserons l’équation de la cinétique point inverse (CPI) :
ρ$(t) = 1 + Λ βeff 1 n(t) dn dt − 1 n(t) n0 J X j βjeff βeff e −λjt+ J X j λj βjeff βeff e −λjt t Z 0 n(t0)eλjt0 dt0 (4.1) Cette équation implique que la réactivité d’un système sous-critique peut être déduite de l’évolution de la population neutronique après l’interruption de la source externe de neutrons. Pour cela, la population neutronique au cours du temps n(t) et les paramètres cinétiques du réacteur doivent être accessibles. Ces derniers peuvent être obtenus soit par simulation soit par mesures dédiées, et la population de neutrons est fournie par différents détecteurs localisés dans le réacteur en faisant l’hypothèse que les taux de comptage R = ΣΦ obtenus par les chambres à fission utilisées sont proportionnels à la population neutronique.
De plus, il est nécessaire que la concentration en précurseurs soit stabilisée pour que cette équation soit valable [88]. Il faudra s’assurer expérimentalement de l’établissement de cet équilibre avant la prise de données.
On notera enfin la dépendance temporelle de la réactivité dans cette équation. Bien que dans les cas étudiés ici la réactivité du système soit fixe, l’analyse par la CPI évalue une réactivité pour chaque pas en temps sur le domaine d’évaluation défini par n(t).
4.1.2 Spécificités des expériences analysées
L’utilisation d’interruptions périodiques du faisceau, dont la fréquence et la durée restent encore à définir, est envisagée pour mesurer régulièrement la réactivité lors du fonctionnement à puissance nominale d’un ADS. Afin de tenir compte de la périodicité des interruptions, l’ac-célérateur GENEPI-3C a donc été utilisé en mode continu avec interruptions programmées du faisceau au cours des expériences étudiées dans cette thèse. Les choix de la durée d’interrup-tion et de la période (fréquence) se sont portés sur 2 ms et 25 ms (40 Hz), respectivement. Ces valeurs permettent un fonctionnement stable de l’accélérateur et sont représentatives des conditions envisagées dans un ADS de puissance, pour lequel on rappelle que les durées d’in-terruption sont limitées par les contraintes thermiques subies par les matériaux.
Temps 2 ms 23 ms Temps Populatio n neutronique Populatio n neutronique 2 ms Cumul Intensité du f aisceau
Figure 4.1 – Principe du cumul des données expérimentales : les réponses fournies par les détecteurs lors de chaque interruption sont recalées en temps par rapport à l’interruption correspondante, puis sommées pour aboutir à un seul jeu de données par détecteur et par configuration.
D’autre part, le réacteur VENUS-F est un réacteur maquette, qui n’est pas dimensionné pour fournir une puissance élevée. Lors des expériences d’interruption de faisceau, le flux neu-tronique dans le réacteur est de l’ordre de 108 à 109neutrons.cm−2.s−1, à comparer aux flux de 1014 neutrons.cm−2.s−1 accessibles dans des réacteurs de puissance. Compte tenu de l’effica-cité des détecteurs, les taux de comptage proportionnels à l’intensité du flux sont donc faibles, et l’analyse des données issues d’une unique interruption faisceau est impossible faute d’une statistique suffisante. Par conséquent, pour chaque détecteur les données obtenues pendant chacune des interruptions sont recalées en temps par rapport au début de l’interruption cor-respondante, puis cumulées. Ce recalage temporel est illustré sur la figure 4.1. Pratiquement, plusieurs centaines de milliers d’interruptions sont réalisées lors de chaque expérience pour atteindre une statistique satisfaisante.