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Submitted on 1 Jan 1958
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Mesure du nombre moyen de neutrons émis par fission induite dans 238U par des neutrons de 14,2 Mev
S. Blaise, M. Gaudin, R. Joly, J. Leroy, G. Vendryes
To cite this version:
S. Blaise, M. Gaudin, R. Joly, J. Leroy, G. Vendryes. Mesure du nombre moyen de neutrons émis par fission induite dans 238U par des neutrons de 14,2 Mev. J. Phys. Radium, 1958, 19 (1), pp.66-67.
�10.1051/jphysrad:0195800190106600�. �jpa-00235770�
66.
MESURE DU NOMBRE MOYEN DE NEUTRONS ÉMIS PAR FISSION INDUITE DANS 238U PAR DES NEUTRONS DE 14,2 MeV
Par S. BLAISE, M. GAUDIN, R. JOLY, J. LEROY et G. VENDRYES,
Service de Neutronique Expérimentale, C. E. N., Saclay.
Service de la Pile de Fontenay-aux-Roses, C. E. N. F. A. R.
Sommaire. 2014 Nous avons mesuré le rapport 03BD/03BD’, du nombre moyen de neutrons 03BD émis par fission de 238U avec des neutrons de 14,2 MeV, au nombre de neutrons v’ émis par fission de 235U
avec des neutrons thermiques.
Abstract. 2014 We measured the value of the ratio 03BD/03BD’ between the mean number of neutrons 03BD emitted by fission of 238U with 14,2 MeV neutrons and the number of neutrons 03BD’ emitted by fission
of 235U with thermal neutrons.
LE JOURNAL DE PHYSIQUE ET LE RADIUM TOMF 19, .TANVIER 1958,
Des expériences ont été faites à Saclay pour
mesurer le nombre moyen v de neutrons émis par fission de 238U, fission induite par des neutrons de 14 MeV. Le dispositif expérimental (fige 1)
FIG. 1.
comprend essentiellement"’une chambre à fission,
contenant dans un cas de l’uranium naturel, et
entourée de compteurs à BF3, plongés dans la paraffine. La chambre à fission est un long cylindre
contenant une vingtaine de feuilles d’aluminium
sur lesquelles le matériau fissile est déposé. Ces dépôts sont placés dans un faisceau de neutrons de 14 MeV, issus de la cible d’un générateur
Cockroft-Walton de 200 keV, et produits par
réaction (d, T). Entre la chambre à. fission et la
cible, le faisceau est défini par un collimateur
cylindrique (longueur : 1,75 m ; diamètre 3,5 cm) pratiqué dans un vaste réservoir empli d’eau. La
chambre à fission et les compteurs à BF3 sont protégés contre les neutrons directs et diffusés par 20 cm d’eau et 5 cm de carbure de bore.
On compte simultanément les impulsions de fission, les impulsions fournies par .les détecteurs à BF et les impulsion s de neutrons en coïncidence
avec les fissions, c’est-à-dire qui arrivent moins de 200 ys après chaque fission. Moyennant certaines corrections, dont la plus importante est celle qui tient compte des coïncidences accidentelles, le rapport du nombre de ’ coïncidences vraies au
nombre d’impulsions de fission est égal au pro- duit ev, où e représente l’efficacité de l’ensemble des
compteurs pour la détection d’un neutron moyen issu de l’axe de la chambre, et où v est le nombre
moyen de neutrons émis par fission. Ne connais- sant pas la valeur de l’efficacité e, nous avons
répété l’expérience en utilisant le même dispositif auprès de la pile EL2 mais en partant des fissions ir. duites dans 235U par les neutrons de 0,025 eV
fournis par un spectromètre à cristal. Cette seconde
expérience donne ev’ où v’ est le nombre moyen de neutrons émis par fission thermique de 235U.
Nous faisons ainsi l’hypothèse que l’efficacité est la même dans les deux cas; ce n’est pas rigoureu-
sement exact à cause de l’asymétrie de la distribu-
tion angulaire des fragments de fission induite par des neutrons rapides. L’abaissement d’efficacité est
en grcs de 2,5 %.
La comparaison des deux mesures donne le
rapport v/v’ ; la valeur obtenue est 1,765 ± 0,053 compte tenu de la précision statistique, de l’in cer- titude sur le temps de coïncidence et des fluc- tuations du flux de neutrons durant une expérience.
Püsant v’ = 2,47 0,03, on obtient :
Nous voulions être sûrs : 10 que dans notre dis-
positif expérimental devant l’accélérateur Cockroft les impulsions de fission recueillies fussent réel- lement dues aux fissions de 238U, induites par les neutrons de 14,2 MeV, et non par des neutrons
d’énergie bien inférieure ; 20 que les fissions de 235U
Article published online by EDP Sciences and available at http://dx.doi.org/10.1051/jphysrad:0195800190106600
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induites par les neutrons thermalisés dans le bloc de paraffine étaient négligeables. Nous avons
mesuré avec un compteur à BF3 le flux de neutrons lents, et calculé que le nombre des fissions ther-
miques était inférieur à 1 % du nombre de fissions total.
Nous avons enfin répété l’expérience à 14 MeV
avec une chambre contenant de l’uranium appauvri (2.10-4 de 235U) et nous avons obtenu
c’est-à-dire un résultat cohérent avec le premier.
Quant à l’énergie des neutrons rapides qui
induisent la fission de 23’8U, nous l’avons mesurée
en plaçant des émulsions nucléaires à l’endroit des
dépôts. Du spectre des protons de recul dans la direction du faisceau on a déduit le spectre des
neutrons rapides, en faisant l’hypothèse que tout neutron incident venait directement de la cible à travers le collimateur ( fig. 2).
Il a été tenu compte de ces neutrons moins éner-
giques : 10 en pondérant le spectre des neutrons
incidents par la section efficace de fission à chaque énergie ; 2° en supposant une variation linéaire de vE, en fonction de l’énergie du neutron incident.
Sachant que pour 1,5 MeV, V1,5 == 2,65 [1] la
valeur expérimentale veap = 4,29 doit être aug- mentée de 0,15 pour donner le v à 14,2 MeV. Ces
corrections effectuées, en moyennant les mesures faites avec l’uranium naturel et l’uranium appauvri
nous obtenons :
V14,2 = 4,44 + 0,10 pour la fission de l’uranium 238 par
-
0,20
{ des neutrons de 14;2 Mev.Pour la fission des noyaux composés 240PU et 236U,
les résultats des mesures dev conduisent à un accrois- sement linéaire de 0,11 + 0,01 neutron par MeV et
FIG. 2. - Nombre de neutrons dans le faisceau incident.
(unités arbitraires). ,
de 0,15 + 0,01 neutron par MeV respectivement [2].
Si l’on admet qu’une telle loi linéaire est valable pour le noyau composé239U, on obtient, dans ce cas,
un accroissement de v de 0,14 neutron par MeV.
BIBLIOGRAPHIE
[1] DIVEN, MARTIN, TASCHEK et TERRELL (non publié). [2] J. TERRELL, Phys. Rev., à paraître.
