1979 Na* par COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE

COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE E.17 CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION par François MICHEL Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble Rapport CEA-R-4963 1979 Na* SERVICE DE DOCUMENTATION C.E.N SACLAY BP. n' 2, 91 190 GIF-sur-YVETTE France

PLAN DE CLASSIFICATION DES RAPPORTS ET BIBLIOGRAPHIES CEA (Classification du système international de documentation nucléaire SIDON/INIS) A 11 A 12 A 13 A 14 A 15 A 16 A 17 A 30 A s B 11 B 12 B 13 B 14 B 15 B 16 B 21 B 22 B 23 B 24 B 25 B 30 C 10 C 20 Physique théorique Physique atomique et moléculaire Physique de l'état coiidunsé Physique des plasmas at réactions thermonucléaircs Astrophysique, cosmologie etrayonnementscosmiques Conversion directe d'énergie Physique des basses températures Physique des hautes énergies Physique neutronique et physique nucléaire Analyse chimique et isotopique Chimie minérale, chimie organique et physico-chimie Radiochimie et chimie nucléaire Chimie sous rayonnement Corrosion Traitement du combustible Métaux et alliages (production et fabrication) Métaux et alliages (structure et propriétés physiques) Céramiques et cermets Matières plastiques et autres matériaux Effets des rayonnements sur les propriétés physiques des matériaux Sciences de la terre Action de l'irradiation externe en biologie Action des radioisotopes et leur cinétique C 30 C 40 C 50 D 10 D 20 Utilisation des traceurs dans les sciences de la vi Sciences de la vie : autres études Radioprotection et environnement Isotopes et sources de rayonnements Applications des isotopes et des rayonnements E 11 Thermodynamique et mécanique des fluides E 12 Cryogénie E 13 Installations pilotes et laboratoires E 14 Explosions nucléaires E 15 Installations pour manipulation de matériaux radioactifs E 16 Accélérateurs E 17 Essais des matériaux E 20 Réacteurs nucléaires (en général) E 30 Réacteurs nucléaires (types) E 40 Instrumentation E 50 Effluents et déchets rtdtoactifs F 10 Economie F 20 Législation nucléaire F 30 Documentation nucléaire F 40 Sauvegarde et contrôle F 50 Méthodes mathématiques et codes de calcul F 60 Divers Rapport CBA-R-4963 Cote-matière de ce rapport : E.17 DESCRIPTION-MATIERE (mots clefs extraits du thesaurus SIDON/INIS) en français REACTEUR SILOE EXPLORATION GAMMA DU COMBUSTIBLE DISPOSITIFS D'IRRADIATION BOUCLES EN PILE PRODUITS DB FISSION DISTRIBUTION SPATIALE DISTRIBUTION DE LA PUISSANCE SYSTEMES EN LIAISON DIRECTE SYSTEMES EN TEMPS REEL AUTO-ABSORPTION CODES POUR ORDINATEURS TRAITEMENT DE L'INFORMATION COMPTAGE ABSOLU ETALONNAGE en anglais SILOE REACTOR GAMMA FUEL SCANNING IRRADIATION DEVICES IN PILE LOOPS FISSION PRODUCTS SPATIAL DISTRIBUTION POWER DISTRIBUTION ON-LINE SYSTEMPS REAL TIME SYSTEMS SELF-ABSORPTION COMPUTER CODES DATA PROCESSING ABSOLUTE COUNTING CALIBRATION

- Rapport CEA-R-4963 Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble Service des Piles Section d'exploitation des Réacteurs de Grenoble CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION par François MICHEL Thèse présentée à l'université Scientifique et Médicale et à l'institut National Polytechnique de Grenoble pour obtenir le Titre de Docteur Ingénieur, soutenue le 19 décembre 197S - Janvier 1979 -

CEA-R-4963 - MICHEL François CONTRIBUTION A L'ETUDE ET A LA REALISATION D'UNE METHODE D'EXAMEN, PAR SCRUTATION GAMMA EN REACTEUR NUCLEAIRE DE RECHERCHE, DE DISPOSITIFS D'IRRADIATION Sommaire.- Pour répondre au besoin des expérimentateurs en réacteur nucléaire de recherche, une méthode d'examen des dispositifs d'irradiation rapide, quantitative et non destructive, a été conçue et appliquée dans la pile SILOE du C.E.N.-G. dès 1972. Le principe en est l'analyse du rayonnement gamma émis par les produits de fission et d'activâtion contenus dans le dispositif, celui-ci restant immergé dans la piscine et pouvant être remis en irradiation après l'examen. Les nucléides mesurés ont des périodes allant d'une heure â plusieurs dizaines d'années. Le but est l'analyse de l'évolution de l'échantillon combustible et l'étude suivie de la contamination eventuelle du circuit caloporteur. Ce travail décrit et justifie les choix effectués dans la conception de l'appareillage de mesure (banc de défilement i deux directions, collimation, détecteur, automatisation) et expose les méthodes de dépouillement et d'étalonnage, l'ensemble étant mis au point dans le souci de rechercher des résultats absolus (concentrations atomiques présentes}, Diverses inter- CEA-R-4963 - MICHEL François CONTRIBUTION TO THE STUDY AND REALIZATION OF A GAMMA SCANNING EXAMINATION METHOD FOR IRRADIATION DEVICES ANALYSIS IN A RESEARCH NUCLEAR REACTOR Summary.- To meet the requirements of the experinenters in research nuclear reactors, a fast quantitative, non destructive method of irradiation devices examination was conceived and applied in the CEN.G SILOE reactor as far back as 1972. The principle is the analysis of the gamma rays emitted from the fission and actuation Products contained in the device, whereas this one is staying mmersed in the pool and immediately after can be put ag iln under irradiation. The measured nuclides half-lives run from 0:1» hour to many ten years. The object is the analysis of the fuel sample evolution and the continuous study of the possible coolant contamination. This report describes and justifies the choices taken for the measurements installation conception (two dimensional scanning bench, collimation, detector, automatic operation), and explains the analysis and calibration methods, the work on the whole being adjusted to obtain absolute results (present atomic concentrations). Different results interpretations are presented which concern the

prêtâtions de résultats sont présentées, concernant la migration longitudinale et radiale des produits de fission dans le combustible, leur relficheaent en cas de rupture de gaine, et la Mesure de la puissance dégagée par les fissions. 1979 Cornaissariftt a l'energie Atonique - France axial and radial fission products nigration In the fuel, their release in case of cladding rupture, and the fission power Measurement. Coanissariat & l'energie Atonique - France

S O M M A I R E Pages INTRODUCTION! CHAPITRE I : GENERALITES 2 1.1 - Filière â eau légère 2 1.2 - Filière à haute température 3 X.3 - Filière à neutrons rapides 3 CHAPITRE II : METHODES D ' INVESTIGATION DES DISPOSITIFS D ' IRRADIATION 4 II.1 - Examens destructifs 5 II. 2 - Examens non destructifs S CHAPITRE III : NATURE DES PROBLEMES POSES PAR LA SCRUTATION GAMMA EN PILE PREMIERE PARTIE CONCEPTION ET MISE AU POINT DU DISPOSITIF D'ACQUISITION DES MESURES 10 CHAPITRE I : CHOIX DU POINT D'IMPLANTATION 11 CHAPITRE II : SYSTEME DE DETECTION 13 11.1 - Conditions de détection 13 11.1.1 Le bruit de fond 13 11.1.2 L'activité de la source 14 11.2 - Choix du détecteur 15 11.3 - Chaîne électronique associée 15 11.4 - Protection 18 11.5 - Collimation 20

CHAPITRE III : BANC DE DEFILEMENT 24 111.1 - Conditions d'exploitation 24 111.2 - Conception du sàpport 25 111.3 - Principe et modes de déplacement 26 111.4 - Organes de commande 27 111.5 - Précision 28 111.5.1 Incertitudes de réalisation 28 111.5.2 Incertitudes de dilatation thermique 29 111.5.3 Erreurs de principe 29 CHAPITRE IV : GESTION DES ACQUISITIONS 32 IV.I - Généralités 32 IV.2 - Présentation de l'ensemble automatique 33 IV.2.1 Détermination des cotes 34 IV.2.2 Déplacement du banc 34 IV.2.3 Acquisition des spectres 35 IV.2.4 Données de l'expérience 35 IV.2.5 Procëduresde dépouillement 36 CHAPITRE V : ETUDES PARTICULIERES 38 V.l - Optimisation de la position de diode 38 V.2 - Etude de reproductibilité de la post-collimation 40 V.3 - Etude en fonction de la position latérale de la source 42 V.4 - Coefficients linéiques d'absorption gamma 44 DEUXIEME PARTIE TRAITEMENT DES MESURES 47 CHAPITRE I - PRINCIPE DES METHODES DE DEPOUILLEMENT 48 I.l - Equation fondamentale du dépouillement 48 1.1.1 Equation 4" 1.1.2 Données et inconnues 49

1.2 - Méthodes d'étalonnage 50 1.2.1 Rendement relatif global SO 1.2.2 Facteur d'auto-absorption 5! 1.2.3 Recalage eaabsolu 52 1.2.3.1 Recalage par auto-étalonnage 52 1.2.3.2 Recalage sur étalon 55 CHAPITRE II : PROCEDURES PRATIQUES DE BASE 58 II. I - Programme de dépouillement lourd "NATHALIE" 58 11.1.1 Choix du programme 58 11.1.2 Processus général de calcul 59 11.1.3 Etablissement des bibliothèques Y NATHALIE 64 11.2 - Etablissement-des courbes de rendement relatif global 68 11.2.1 Méthode expérimentale 68 11.2.2 Méthode par construction 71 11.2.3 Etud? de concordance des deux méthodes 73 11.3 - Calcul d'auto-absorption (programme "ADELINE") 74 11.3.1 Principe 75 11.3.2 Densité relative d'émission y 76 11.3.3 Réalisation 77 11.3.4 Précision 79 11.4 -Calcul de création (programme "CREON") 81 11.4.1 Principe SI 11.4.2 Réalisation 84 11.4.3 Précision 85 CHAPITRE III - PROCEDURES COMPLEMENTAIRES 88 ni.l - Prëdépouillement (programme "ABEILLE") 88 111.1.1 Principe adopté 89 111.1.2 Détermination des périodes apparentes 90 111.1.3 Comparaison des traitements par ABEILLE et par NATHALIE 92 III.2 - Programmes de finition et de tracé 94 III.2.1 Analyse des 3 principaux cas de filiation 95 111.2.1.1 Cas du La 1 *' 95 111.2.1.2 Cas des Nb 5S, Nb 37, I 1 3 2 96 111.2.1.3 Cas du le 1 3 2 III.2.2 Un exemple de programme :"PITRE" 98

TROISIEME PARTIE INTERPRETATION DES RESULTATS 100 CHAPITRE I : GENERALITES 101 1.1 - Exploitation des mesures 101 1.2 - Courbe de rendement relatif de détection 102 CHAPITRE II : REPARTITIONS LONGITUDINALES ET BILANS DE PRODUITS DE FISSION DANS LE COMBUSTIBLE 106 11.1 -Généralités 106 11.2 - Répartitions 107 11.3 - Bilans 108 CHAPITRE III : EXEMPLE D'ETUDE LOCALE : INTER-PASTILLES 110 CHAPITRE IV : ETUDE DE PENETRATION DO CALOPORTEUR SODIUM DANS UNE AIGUILLE ROMPUE 112 CHAPITRE V : REPARTITIONS RADIALES DE PRODUITS DE FISSION 1 14 V.l -Généralités 114 V.2 - Renseignements déduits du défilement longitudinal 115 V.3 - Méthode d'interprétation des défilements transversaux 117 V.3.1 Principe 117 V.3.2 Réalisation (programme "LAURE") "8 V.3,3 Exemples de résultats 119 CHAPITRE VI : ETUDE QUANTITATIVE DES PRODUITS DE FISSION SORTIS D'UN COMBUSTIBLE 122 VI.1 - Intérêt de la recherche des produits de fission hors du combustible 122 VI.2 - Prorédê d'évaluation 123 VI.3 - Exemple de résultats 123

CHAPITRE VII : MESURES DE PUISSANCE (ETUDE CRITIQUE DE L'ETALONNAGE EN ABSOLU) 125 VII. I -Généralités 125 VII.2 - Mesures de puissance 125 VII.2.1 Principe 125 VII.2.2 Réalisation 126 VII.3 - Résultats comparés sur divers dispositifs 127 VII.4 - Recalaçe en absolu sur source-étalon 131 VII.4.1 Mesures sur la source-étalon 131 VII.4.2 Incidence sur l'étalonnage des dispositifs 134 CONCLUSION 140 REFERENCES ET BIBLIOGRAPHIE 143 A N N E X E S! ANNEXE I : COMMANDES MITRA 15 POUR LA GESTION DES ACQUISITIONS I - Dialogues avec le calculateur II - Enregistrement d'une séquence d'analyse III - Exécution d'une séquence d'analyse IV - Présentation des résultats V - Exemple de séquence programmée MITRA 15 AI AI-1 AI-2 AI-3 AI-5 AI-8 ' ANNEXE IT ; FICHE TECHNIQUE DE REGLAGE D'ALIGNEMENT DE LA 1 POST-COLLIMATION ANNEXE III : BIBLIOTHEQUES GAMMA I - Principales chaînes de désintégration S" II - Bibliothèque restreinte "1er défilement" AU AIII AIII-2 AIII-3 - Addenda bibliothèque "instantanée" AIII-5 III -Bibliothèque restreinte "2ëme défilement" AIII-6 IV - Bibliothèque restreinte pour pré-dépouillement AIII-9 ANNEXE IV : FICHE TECHNIQUE D'ETABLISSEMENT DE LA COURBE DE RENDEMENT RELATIF GLOBAL AIV

" ANNEXE V : "ADELINE", PROGRAMME DE CALCUL D'AOTO-ABSORPTION A V I - Programme A V-2 II - Exemple de données A V"5 III - Exemple de résultats A V-6 B ANNEXE VI : "CREON", PROGRAMME DE CALCDL DE CREATION DE PRODUITS DE FISSION I - Programme II - Exemple de données III - Exemple de résultats A' VI A VI-2 A VI-4 A VI-5 s s ANNEXE VII : "PITRE", PROGRAMME DE FINITION ET DE TRACE PODR LES DEFILEMENTS TRANSVERSAUX I - Programme II - Lecture des cartes NATHALIE et du fichier temporaire III - Exemple de données IV - Exemple de résultats ANNEXE VIII - "LAURE", PROGRAMME DE TRANSFORMATION D'UNE REPARTITION RADIALE EN IMAGE TRANSVERSALE I - Programme II - Exemple de données III - Exemple de résultats A VII A VII-2 A VII-8 A VII-9 A VII-9 A VIII A VIII-2 A V1II-7 A VIII-7

AVANT - PROPOS Toute analyse présente un double aspect temporel» puisque c'est une opération qui a lieu à un certain instant et qui dure un certain temps. Dans de très nombreux cas, ces deux paramètres, instant et surtout durée, n'ont pas une importance primordiale, l'exigence de la qualité de l'analyse [ 'imant souvent celle de la rapidité de l'exécution* Dans d'autres cas, par contre, l'exigence temporelle est absolument fondamentale, et justifie même fréquemment une moins bonne précision (principe d'incertitude de Heisenberg : AE. At ^ 0). C'est le cas, par exemple, de l'analyse in vivo d'un organisme en évolution : non seulement la mesure doit être non destructive et non perturbante (ce qui est souvent encore plus difficile) pour que le système puisse continuer à évoluer indépendamment, mais encore elle doit être faite à des instants planifiés â l'avance et ne doit pas excéder une durée bien définie. C'est le genre de problème qui se posait vers 1970 [ 32 ] aux physiciens étudiant l'irradiation en pile de dispositifs expérimentaux, en particulier au Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble : comment analyser ces dispositifs in situ, de façon quantitative? comment suivre leur évolution, comparer leur comportement au cours des cycles d'irradiation successifs et différents 1 L'examen â la fois rapide et non destructif de tels appareillages ne peut se concevoir que de deux manières :

- analyse de la perturbation apportée à un flux incident donné : flux de neutrons (neutronographie) ou de gamma (gammagraphie) ; - analyse des rayonnements spontanément émis par le dispositif lui-même. Dans le cadre de ce travail} la première méthode ne pouvant s*.appliquer car il s T agit de l'étude sélective de noyaux très voisins par leur nombre atomique, c'est la seconde qui sera adoptée : on analysera les rayons gamma (les moins auto-absorbés) émis par les différents radioéléments présents dans le dispositif â l'instant considéré. Ce mémoire exposera comment on peut réaliser, en un point de la piscine du réacteur protégé du rayonnement parasite, la spectroscopic ( ) tridimensionnelle d'un dispositif expérimental. Nous désignerons un tel examen sous le terme de scrutation gamma (plus général que le terme anglais gamma scanning) pour tenter d'exprimer le caractère rapide et complet de l'analyse dans 1*espace et dans le temps. Ce travail a été réalisé, â partir de 1972, au sein d'un groupe, spontanément constitué, commun au Service des Files du Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble (Section d'exploitation des Réacteurs de Grenoble) et au Département de Métallurgie de Grenoble (Service d'elaboration et de Radio- Métallurgie) pour obtenir des renseignements nouveaux sur les dispositifs expérimentaux en cours d'irradiation à SILOE ([ 3 ], [ 4 ]). ( ) Nous adopterons plutôt dans la suite de ce texte le mot spectrométvie (d'ailleurs couramment employé) bien qu'il ne semble pas encore appartenir officiellement à la langue française [ 44 ], car il nous semble mieux traduire l'idée de mesure sur un spectre non visible. Au surplus, il est adopté dans [ 50 j pour l'analyse des gamma.

La realisation entreprise en 1972, quia donné ses premiers résultats des septembre 1972, n'a cessé depuis d'être opérationnelle et productive. Il n'y a donc pas eu de phase de mise au point préalable à proprement parler : les recherches dans ce sens, ainsi que la mise en forme de la méthode, ont dû être simultanées â la fourniture des résultats. Elles ont déjà fait l'objet de quelques publications par l'ensemble du groupe de travail r E 6 ], C 7 i, [8J. J'ai le très agréable devoir de remercier d'une part MM. DELMAS et CHENEBAULT (DMG/SER), d'autre part, et plus encore, MM. MILLIES et MERCHIE (Piles) de m'avoir, dans ce contexte de nécessaire "production", non seulement laissé tout loisir, mais encore encouragé pour la rédaction de cette thèse, ce dont je leur reste profondément obligé. Qu'on ne s'étonne donc pas de trouver dans ce texte des annexes, des passages ou même des chapitres de peu d'intérêt d'un point de vue strictement universitaire» mais dont l'adjonction a été voulue pour tenter de faire également de ce mémoire un document de travail aussi complet que possible à l'usage du Groupe "Spectrométrie gamma" et de ses clients. J'exprime ma très vive reconnaissance à MM. PERVES et HAIRION, sans qui ce travail ne serait pas, dont les contributions, d'ailleurs, sonc essentielles, et qui non seulement ont été mes guides de tous les instants sur ce sujet particulier, mais encore ont largement contribué à ma formation d'ingénieur au cours de ces trois années.

Je n'oublierai pas non plus tous ceux dont la collaboration, quotidienne ou épisadique, m'a été précieuse» et notamment : M. CHEVALIER, qui m'a initié à la spectrométrie gamma ; M. BLACHOT, pour ses aimables communications sur les données nucléaires ; MM. COUSTOLS et FONCELLE pour leur initiation pratique à l'usage de l'informatique ; M. GUERIN et son équipe, qui ont réalisé l'automatisation du système de mesures et ainsi rendu possible l'exploitation des résultats ; le personnel de l'assistance du Centre de Calcul C.I.S.I. qui a corrigé bien, des erreurs et aplani bien des obstacles, avec juste ce qu'il fallait d'humour ; Mme LOUIS, MM. MAMAN, CHAUMIER et ROUX pour leur collaboration permanente et toujours dévouée ; Melie CHOLAT enfin, qui a témoigné une grande patience et beaucoup d'application dans le travail de longue haleine que fut la frappe de ce texte. MM. MOUSSA (Université* de Grenoble) et ESTAVOYER (Service d'etude et de Développement des Coeurs r CEN/Cadarache), en acceptant de participer au Jury de cette these, ont bien voulu appliquer leur grande compétence à juger ce travail ; je les prie d'accepter l'expression de mes remerciements les plus sincères. Je remercie très vivement M. BARJON, mon ancien directeur au Génie Atomique, qui a pris en charge la direction de cette thèse et l'a supervisée avec attention. Enfin, j'assure de ma profonde reconnaissance M. Louis NEEL, pour le très grand honneur qu'il me fait en acceptant de présider ce Jury.

I N T R O D U C T I O N "En réalité, il n'y a que des atomes et du vide." ï 49 ] "Rien ne naît de rien et tout s'enchaîne par un rigoureux déterminisme mécanique ; les corps naissent des combinaisons d'atomes et disparaissent par leur séparation. La connaissance sensorielle est due à l'émission par les objets de substances très fines, qui agissent sur les sens." [ 44 ] d'après DEMOCRITE (ATHENES, env. 400 ans av. J.-C.)

- 2 - CHAPITRE I : GENERALITES Avec le développement des centrales nucléaires de puissance de toutes les filières, et particulièrement de la filière à neutrons rapides, l'opinion publique se préoccupe de plus en plus de la sûreté de fonctionnement de ces installations. Les spécialistes qui, loin d'avoir négligé ce problème, se sont de longue date attachés à le résoudre, cherchent plus que jamais à affiner et compléter leursconnaissances dans le domaine de la fiabilité et de la sécurité du réacteur nucléaire. En particulier, de grands efforts sont réalisés pour connaître aussi précisément que possible le danger de contamination entraîné non seulement par un éventuel accident nucléaire, mais aussi simplement par un incident comme ceux qui nécessitent une intervention directe sur un circuit primaire de refroidissement, lui-même contaminé par des ruptures de gaine. Parallèlement, on s'efforce d'améliorer les connaissances en ce qui concerne la tenue du combustible et la corrosion qui menace son confinement sous irradiation. C'est donc pour une grande part un problème de localisation de produits de fission qui est mis en jeu dans ces études, avec des variations selon les filières envisagées. 1.1 - FILIERE A EAU LEGERE La connaissance des rupturea de gaine est primordiale. Dans un système où le liquide caloporteur permet seul, et sans localisation possible* de discerner un défaut d'étanchéité du combustible (première des trois "barrières" de sécurité imposées), il importe de savoir : " détecter une nouvelle rupture de ganw aussi vite que possible, dans le bruit de fond dû aux précédentes ;» prévoir la radioactivité relâchée par tel ou tel type de rupture ;

- 3 - " escimer le temps pendant lequel cette rupture pourra être tolérée sans inconvénient pour le fonctionnement ou la sécurité. 1.2 - FILIERE A HAUTE TEMPERATURE Dans ce type de réacteur, où le coeur est constitué par un entassement de billes combustibles refroidies par un gaz â haute température (hélium), il n'y a pas de première barrière globale : chaque particule doit assurer son propre confinement. Quoique les fuites d'hélium soient tout à fait minimes, elles sont cependant inévitables et il est essentiel de connaître, pour chaque type de billes combustibles et chaque mode de fabrication, le taux de relâchement de produits de fission, la nature de ces produits gazeux ou solides, leur mode d'entraînement par le caloporteur, leur mode de fixation sur les structures de graphite et les échangeurs* D'autre part, le caractère très divisé du combustible, compte- tenu de l'épaisseur importante de la gaine qui entoure chaque bille, entraîne un taux de conversion élevé. Des renseignements importants sur celui-ci, dont bénéficierait la connaissance du taux de combustion, peuvent être obtenus 3 partir des produits d'activation intermédiaires Np 2 3 9 et Pa 2 3 3. 1.3 - FILIERE A NEUTRONS RAPIDES Le combustible est ici constitué par un très grand nombre "d'aiguilles", groupées par assemblages et maintenues côte-à-côee avec un espacement donné, entre lesquelles circule le sodium caloporteur. La présence d'une détection de rupture de gaine par assemblage facilite beaucoup la localisation de ces défauts, mais ne permet nullement d'éluder leur étude. Il importe en particulier de savoir s'il s'agit : K d'une fuite au niveau de la chambre d'expansion de l'aiguille, donc d'un échappement de produits de fissiaigazeux ayant déjà perdu plus ou moins leur activité ; :c d'une rupture au niveau du combustible avec divers effets :

-* 4 - - corrosion de la gaine d'acier inox par certains produits de fission ; - corrosion par le sodium de l'oxyde d T uranium ou de plutonium ; - entraînement des produits de fission non gazeux par le sodium cf.loporteur. Les deux problêmes essentiels se retrouvent ici ; " Quelle activité libère une rupture de gaine? De combien de temps dispose-t-on pour éliminer l'élément incriminé? Comment se dépose cette activité et en particulier, quelle contamination est à prévoir, en vue des interventions d'entretien sur les différents constituants du circuit primaire, pompes ou échangeurs? K D'autre part, comment éviter ces ruptures de gaine? Accroître leur épaisseur, diminuer leur température et la pression interne ; mais aussi améliorer la connaissance de la position des produits de fission dans le combustible, donc des interactions combustiblegaine. Comme on le voit, la résolution de ces problêmes passe par la connaissance du conportement d'un certain nombre de produits de fission ou d'activation. Or, beaucoup d'entre eux, représentants de nombreuses familles chimiques, sont émetteurs de rayonnement gamma, ce qui place naturellement en avant l'idée d'une investigation expérimentale par spectrornétrie gamma.

CHAPITRE II METHODES D'INVESTIGATION DES DISPOSITIFS D'IRRADIATION Un dispositif d'irradiation en réacteur nucléaire de recherche est un système instrumenté conçu pour reproduire, dans des conditions aussi représentatives que possible de la réalité, un ou plusieurs phénomènes spécifiques apparaissant dans les réacteurs de puissance d'une filière donnée. L'étude peut être faite soit sous forme paramétrique, chaque variable étant rigoureusement contrôlée, soit sous forme globale [l ]. Un tel dispositif est constitué de deux parties distinctes (voir Fig. 1) : :: ùne partie basse, destinée â être placée à proximité ou à l'intérieur du coeur de la pile, dans le flux de neutrons, et contenant : - l'échantillon combustible, sous forme d'un crayon, de compact?, ou de plateaux de billes ; - un système refroidisseur, qui peut être une lame de gaz ou un caloporteur fluide, en convection naturelle (thermosiphon) ou forcée (thermopompe à sodium, boucle â eau ou à gaz) ; - des capteurs de renseignements sur les conditions d'irradiation (thermocouples, collectrons, cavités résonnantes, etc..) " une partie haute, support mécanique de la précédente, à laquelle elle est le plus souvent raccordée par un "décrochement" de protection biologique, de façon que les prises de raccordement aux capteurs et les points de manutention qu'elle comporte soient décalés par rapport à la verticale de la partie active. La vie de ce dispositif en pile variera, selon le cas, de quelques jours d'irradiation â plusieurs années (compte tenu des cycles de fonctionnement du réacteur). Outre les mesures physiques (flux, température, pression, dimension, élasticité, etc.), effectuées en cours d'irradiation, les moyens d'investigation qui donneront accès à toute une gamme d'examens paramétriques sont les suivants.!

S 22 SS 300000 '' it11é 111 ii achaa. D'ÏÏH DISPOSITIF P'IHBADIAIIQir 0 IffBHliUUiUi! AfiiHCUlATHSODilira in.vuc D'ENSEMBLE La parti* ban* tat placé* dan* un* boll* * «au a déplaearnani p*rm*ttartt d'ajuartr t* flux n*o» trortqu* r*eu par l'échantillon. La parti* haut* asaur* la ramotv té* du tirait d* r*frotaia**m*nt d*a c*bf*a élaetrlqum. d*a tub*a d*> balayage* d*s produit* d* nation, d*» circulta d* commanda davann**. U ealason rrt* hor* pi)* la parti* haut* a la bouel* d* réfrigération. C*#*-el poaaad* un* puiasane* da réfrigération d* 240 kw *t prét*nt* IM éeurité* n*c*aaair*a pour la continuité d* la réfflgé* ration. L* bal* étaetrfoju* «aura : l'alimentation d*a élémsnt* chauffant* r*nr*gtetr*m*rft d** tamper*. turaa «t du débltmétr* -IM «Ignaux d* régulation d* la ( * action* d* sécurité automa* Pig. 1 Légende 1) Partie du dispositif au niveau du cesur. - 2) Boite à eau à déplacement 3) Partie basse. 4) Liaison partie-basse boîte à eau. 5) Liaisons électriques partie-basse - partiehaute. 6) Liaison partie-haute partie basse, boucle de refroidissement. 7) Partie haute comportant un échangeur. 8) Liaisons électriques partie-haute - baie de contrôle. 9) Caisson comportant un échangeur. 10) Baie de contrôle comprenant l'alimentation électrique et les sécurités. 11) Boucle de refroidissement. CO»UJ âaréao-teur

- 6 - II.1 - EXAMENS DESTRUCTIFS Ces examens sont le fait de travaux en "laboracoires chauds", tels que le Laboratoire d'analyses et de Mesures de Haute Activité (L.A.M.A.) a GRENOBLE : :: analyses mécanographiques ; " analyses chimiques ; " spectromëtrie Y avec défilement [ 23 à 27 ]. Ces méthodes, propres à donner des résultats fins et précis sur des mesures diraensiotmelles, des quantités de substances analysées, des répartitions longitudinales ou radiales de produits de fission â l'intérieur d\mcombustible, les caractéristiques mécaniques d'un combustible, ont aussi leurs faiblesses, du point de vue adopté ici : K nécessite de démanteler le dispositif d'irradiation et de mettre un terme à l'expérience (les résultats ne peuvent porter que sur les conditions en fin de vie); " examen différé de plusieurs semaines après la fin de l'irradiation, délai imposé par la désactivation imperative du dispositif avant son démantèlement et son transfert en laboratoire chaud, et qui élimine a priori, pour la spectromëtrie Y» la possibilité de détecter les radionucléides de courte période ; K bouleversement des conditions de répartition des produits de fission hors du combustible, lesquels peuvent être recueillis et mesurés globalement, mais non sélectivement en leurs éventuels points de fixation préférentiels (recueil du caloporteur avec lavage de son circuit). II.2 - EXAMENS NON DESTRUCTIFS A la date où est entrepris ce travail, deux installations apportent des renseignements importants : (*) Il s'agit ici de destruction du dispositif d'irradiation considéré comme un ensemble, et non de celle de l'échantillon combustible, à laquelle le terme est souvent appliqué dans les articles sur ce sujet.

- 7 - K Neutronographie : Cette technique peut être appliquée autant de fois que nécessaire au cours d'une irradiation, par exemple lors des arrêts cycliques du réacteur ; elle permet de mettre en évidence avec une grande finesse des variations dimensionnelles [ 2], des modifications 'l'aspect du combustible (réarrangement, trou central, ruptures de gaine), mais est incapable de discriminer les radîonucléâies entra eux au niveau des anomalies décelées. K Speçtromëtrie des pas de fission : La méthode consiste à pomper pendant l'irradiation les gaz de fission émanant du dispositif et à analyser les bouffées piégées devant des détecteurs y, significatives du mode de relâchement du combustible et de son évolution ; cette méthode continue, extrêmement sensible, présente comme inconvénients de ne travailler que sur les radionuclëides gazeux ou volatils (et leurs descendants) et par l'intermédiaire de circuits dérivés, donc avec le problème de confiance dans le prélèvement. C'est ainsi que prend corps [3] l'idée d'une méthode d'investigation par speçtromëtrie y en pile-piscine, avec défilement, très semblable dans son principe à la speçtromëtrie en laboratoire chaud, qui permettrait : " d'une part d'examiner comme elle, sans destruction de l'échantillon combustible, une gamme de produits de fission largement étendue vers les courtes périodes (puisque sans délai de désactivation) ; " d'autre part de les localiser dans l'intégrité du dispositif, circuit càloparteur inclus, en l'état de fin d'irradiation ; " enfin, avec moins de souplesse assurément que la mesure des gaz de fission, de suivre l'évolution de l'expérience au cours de l'irradiation, par l'examen aussi fréquent que nécessaire de produits de fission gazeux et non gazeux dans leur situation naturelle. Cette expérience vise en effet 2 atteindre les résultats suivants : " localisation et évaluation quantitative des radionucléidesdans le combustible (matières fissiles, migration de produits de fission) ; " idem dans le caloporteur et les structures du dispositif, en cas de porosité ou de rupture de gaine ; " évaluation de puissance instantanée (produits de fission à période courte) ou de taux de combustion (produits de fission â période longue).

Piscine de travail Niveau de l'eau Piscine principale Déplacement vertical: 4000mm (± 0,5mm ef horizontal: 30Qmm (± 0,05mm) Stockoce et traitement des données If mi m mi #1 Diode Ge.Li resolution 2Kev à 1332 Kev pic/compton: 30 Blindage du compteur Collimateur INSTALLATION DE SPECTROMETRY X IMPLANTATION EN PILE ( S I I 0 E ) S D Fig. 2

- s - CHAPITRE III NATURE DES PROBLEMES POSES PAR LA SPECTROMETRY EN PILE Comment concevoir la realisation d'un tel système de mesures? L'idée d'une détection en continu «st à rejeter a priori, compte tenu des objectif; recherchés : en particulier mesures sur le combustible. Il faudrait en effet effectuer l'examen du dispositif, celui-ci étant à coeur, donc viser en direction du coeur. Le rayonnement parasite gamma considérable issu de cette région constitue à lui seul un handicap insurmontable. Les examens seront donc nécessairement effectués hors flux neutronique, par exemple dans le bassin de travail dont on dispose à SHOE (voir Fig. 2). Le dispositif sera transféré, sous la protection biologique de l'eau, du coeur vers la zone d'examen. La durée du transfert sera seule ajoutée au temps nécessaire pour désaccoupler le dispositif de ses organes de contrôle ou de fonctionnement extérieurs, ce qui laisse prévoir un délai moyen d'environ deux heures avant le début des mesures. " Même dans cette zone d'examen isolée du coeur, le problème du bruit de fond à la détection apparaît comme le problème essentiel de la méthode : - bruit de fond d'ambiance du hall-piscine ; - bruit de fond dû aux autres expériences implantées dans le voisinage (tuyaux de prélèvements radioactifs) ; - bruit de fond du, dans l'examen d'un point précis du dispositif, aux autres parties de celui-ci (ce qui associe le problème de la collimation â celui de la protection du détecteur) ; - bruit de fond dû, enfin, dans la détection des rcdionucléides intéressants, aux structures activées du dispositif, visées simultanément. " Le deuxième problème à résoudre sera celui du "gamma-scanning" proprement dit : acquisition de spectres gamma avec défilement, ou exploration de toute la partie intéressante du dispositif.

- 9 - Compte tenu de la nécessité de garder la partie active du dispositif immergée, il sera logique d'appliquer le déplacement au dispositif et de conserver le détecteur fixe, hors de l'eau. La réalisation d'un tel banc de défilement à deux dimensions pose un important problème de mécanique» du fait de sa taille, de la charge et du travail dans l'eau épurée. " D'autre part, la commande de ce mécanisme devra être corrélée avec la détection par un système de gestion de l'acquisition. Ce système devra notamment être capable de prendre en compte la totalité des spectres acquis, chacun avec ses données de stockage en vue de son traitement ultérieur. Il est souhaitable qu'il comporte aussi un programme de prédépouillement qui puisse fournit des résultats simples, presque en. temps réel, de façon à orienter la suite de i 'examen en cours ou à fournir des résultats immédiats sur l'évolution qui s'est accomplie dans le dispositif. C'est doncun système d'informatique relativement complexe et performant qui devra Stre mis en place dans ce but. " te dépouillement et l'interprétation des mesures, étape finale du processus, ne sont pas non plus des procédés acquis d'avance. La multiplicité des programmes de dépouillement de spectres y existants ne permet pas d'éluder le problême, à la fois spécifique et nouveau, dans la mesure où l'on souhaite exploiter avec précîsion,et en valeurs quantitatives» des résultats acquis dans des conditions qui ne seront nullement celles du "laboratoire". Il faudra en particulier : - tenir compte, dans la complexité du spectre, d^s interférences possibles entre raies y ; - concevoir une méthode d'ëtaloruage en absolu adaptée ; - évaluer l'auto-absorption du rayonnement Y et son absorption par les structures du dispositif d'irradiation ; - interpréter les défilements transversaux de combustible en tant qu'images de répartitions radiales. Ce sont donc ces quatre problèmes essentiels (détection, mécanique, gestion des acquisitions, interprétation), relevant de spécialités bien différentes et dont la solution n'a pu être recherchée que grace à un travail d'équipe, qui seront repris en détail dans la suice.

10 - PREMIERE PARTIE CONCEPTION ET MISE AU POINT DU DISPOSITIF D'ACQUISITION DES MESURES "On n'agirait jamais, si l'on considérait le poids immense aes choses et la faiblesse de l'homme." [ 53 3 ALAHI

- I! - CHAPITRE I : CHOIX DU POINT D'IMPLANTATION L'implantation de l'expérience au Service des Piles de Grenoble est prévue initialement à SILOE, réacteur le plus chargé en dispositifs d'irradiation et présentant donc le plus de possibilités d'application à court terme. Le lieu d'implantation du collimateur doit répondre à plusieurs exigences : :: être loin du coeur et situé de façon à ne pas viser une zone active delà piscine (poste de decontamination, 2one d'entrée en cellule chaude, stockage d'éléments combustibles, etc..) ; " se trouver largement au-dessous du niveau de la surface de l'eau, de façon qu'eu cours d'examen la partie active du dispositif soit toujours immergée : il faut éviter l'interdiction d'accès aux zones expérimentales (la profondeur de 4 m paraît souhaitable, compte tenu des caractéristiques du plus grand dispositif envisagé) ; " déboucher sur une zone expérimentale disponible, de dimensions et de charge au sol suffisantes pour accepter l'encombrement et le poids de la protection nécessaire au détecteur ; " se trouver à la verticale d'une zone accessible au niveau du bord piscine (+ 6,40 m) et offrant un dëbattement vertical important pour l'implantation et le déplacement du système mobile ; " enfin utiliser, dans la mesure du possible, l'une des traversées déjà existantes, mais non exploitées, à travers le mur de la piscine. Compte tenu de ces exigences, un compromis satisfaisant a pu être trouvé en un point situé au niveau + 3,J0 m. dans le mur Est du bassin de travail de SILOE (voir Fig. 3). Voici les caractéristiques de cette implantation :

SCHEMA. D'IMPLANTATION BAMS IB HALL-PISCINS VUE EN PLAN F C-C IT -Pi Niveau +6,40m L.Niveau +3i20m,_*LNiveau JS' - \- légende: a Bassin principal (coeur du réacteur) t> Bassin de travail c Traversée utlli3ée pour la oollimation d Emplacement du détecteur -.i,-*, de [ î ]

-12 " existence préalable d'une traversée non exploitée ; " situation satisfaisante, isolée du coeur, dans une partie relativement peu encombrée du bassin de travail ; aucune vue directe sur des zones actives ; " axe du canal situé à 3,20 m au-dessous de la surface de l'eau, ce qui est raisonnable, bien qu'un peu inférieur à la valeur souhaitée ; " zone expérimentale assez exiguë, mais aménageable, et dont le plancher s'appuie sur la surépaisseur du mur-piscine élevée jusqu'au niveau 3,20 ceci présente l'avantage d'accroître confortablement, dans le voisinage de cet appui, la charge au sol admissible qui est de 2 tonnes au m 2 au point le plus faible de la zone expérimentale.

- 13 - CHAPITRE IT SYSTEME DE DETECTION II.I - CONDITIONS DE DETECTION Deux conditions essentielles déterminent la conception de l'installation : II.I.I - Ls bruit de fond Issu-des diverses sources évoquées précédemment, le bruit de fond constitue l'obstacle le plus visible de l'expérience. Il convient de distinguer le bruit de fond émanant de la zone visée du dispositif et celui provenant du reste de l'espace. " En ce qui concerne ce dernier, le problème peut a priori être résolu par un blindage du détecteur, aussi efficace que possible, aussi épais que nécessaire ; l'expérience in situ est indispensable (voir p. 18 et suivantes). " Quant à la première composante, elle caractérise le problème suivant : quelles chances a-t-on de pouvoir mesurer les raies d'un certain nombre de produits de fission choisis, dans un spectre considérablement perturbé par les raies parasites des produits d'activation créés dans la zone visée? Des expériences préliminaires ont été réalisées en collaboration avec le laboratoire chaud (L.A.M.A.) pour évaluer ces chances [ 5 ] : un échantillon de combustible non gainé (dioxyde d'uranium enrichi à 3%) et baignant dans du NaK a été irradié en four CHOUCA â 500*0, transféré en quelques heures au L.A.M.A. et examiné à différents temps de deactivation par spectrometrie y. Les conclusions essentielles ont été les suivantes : <- les produits de fission sont bien détectés dans le combustible dès les premières heures, malgré la très importante activation du NaK (de ce point de vue, le caloporteur le moins favorable, du fait du Na 2< * de période 15 heures) ;

- -14- - compte tenu des conditions prévues en pile par rapport à celles de l'expérience, on doit pouvoir détecter les. produits de fission dans le NaK, donc a fortiori dans tout autre milieu, au Bout de deux jours de refroidissement. Ces perpectives sont jugées encourageantes et le projet de réalisation est lancé [ A ], II,1,2 - L'activité de la source La source étant constituée par un dispositif d'irradiation, l'activité sera très importante et très hétérogène: «Î ès_imdortante : un dispositif fortement irradié, sortant du coeur du réacteur pour être amené, au bout de deux ou trois heures, sur le banc de spectromëtrie, est bleu d'effet CERENKOV. Cette observation suffit à se faire une idée qualitative de l'activité émise. Pour la chiffrer sommairement, il suffit d'imaginer une tranche de combustible d'un millimètre d'épaisseur, peuplée de quelques IÛ 16 atomes d'un radionuclide donné de période 2 h (I 1 3 2 par exemple) : ceci représente un flux de I0 1 2 gamma par seconde émis dans tout l'espace, du fait de ce seul radionucléide. * Très hétérogène ; Cette émission gamma, si intense sur un combustible examiné avec un faible temps de refroidissement, sera proportionnellement très faible sur une zone de structures peu activées, examinée après plusieurs jours ou plusieurs semaines de deactivation. L'expérience prouvera que prévoir une variation d'activité de 10 a le long d'un dispositif n'est pas excessif, compte tenu des objectifs fixés. Cette valeur représente d'ailleurs la dynamique souhaitable pour atteindre un seuil de détection qui avoisine le niveau admis de contamination externe des gaines de crayons combustibles, qui est de l'ordre de 10-7.

- 15 - II.2 " CHOIX DU DETECTEUR L'expérience préliminaire citée précédemment avait été effectuée â l'aide du meilleur type de détecteur gamma : un semi-conducteur au germanium compensé au lithium, ou diode Ge(Li). La complexité des spectres combustible alors enregistrés (voir Fig-4) montre à l'évidence qu'il sera nécessaire d'utiliser un appareil de performances au moins égales à celles du détecteur du L.A.M.A. On choisit donc a priori une diode Ge(Li). Les caractéristiques de ces types de détecteur peuvent être bien différentes et il convient d'approprier le choix aux différents impératifs de la détection : K R 3.oi"tion_en_énergie : l'inhabituelle complexité des spectres va conduire, pour pouvoir détecter le plus grand nombre de pics avec la meilleure précision possible, à rechercher un haut pouvoir de résolution en énergie : résolution (ou largeur à mi-hauteur du pic) inférieure à 2,3 kev sur la raie a 1,33 MeV du Co 6 0. " Rapport Pic/Compton : toujours du fait du grand nombre de pics dans le spectre, les fronts Compton s'ajoutant les uns aux autres lorsqu'on descend la gamme des énergies et créant un bruit de fond considérable sous les pics, il faut s'imposer un rapport Pic/Compton très élevé, si possible supérieur â 30. " Géométrie : la condition précédente se ramène pratiquement au choix d'un volume utile (zone désertée) maximal, supérieur en tous cas I 40 cm 3, ce qui est obtenu industriellement pour des diodes de type "coaxial fermé", " g fiçâçj ' ce paramètre ne nécessite ici aucune optimisation, car le faisceau incident sera toujours plutôt trop intense que pas assez ; le problème de L'intensité absolue (parfois utile en laboratoire) fait place ici â celui de la détection Signal/Bruit de fond. H Cryostat _et_réservoir : compte tenu de la température souvent élevée du hall piscine, la contenance du réservoir d'azote liquide doit être prévue de façon que le remplissage ne soit pas trop fréquent (difficultés â prévoir du fait de l'environnement et du blindage du détecteur) : au moins une trentaine de litres.

touche morte type n 1.0 COUPE PS LA P10P5 freyll)?enêtre d'entrée 26 0 J3,0 39,0 44 Cotes données en SCHEàlA DO PETECSEUR Oritic A = 332 B = 101 no C = 101 = ' I! w Bfjium Via j-4~^* ^ËM I W "» /' '-"III 1 E = 82 mm ^ g i ^/_-_- ij- F = 123 mm 5 < «1! i I ' i- iii 3

-16 - D'autre part, il convient d'avoir un ensemble canne-cryostatrëservoir rigide et mécaniquement valable, en vue du positionnement du détecteur er. alignement avec l'axe imposé du faisceau (réglages à prévoir). Enfin, la disposition de la canne sera nécessairement horizontale, et si possible compatible avec la distance de l'axe du faisceau au plancher de la zone expérimentale (30 cm environ). Après des études de marché et plusieurs essais, le détecteur adopté, en service depuis le 18 mai 1974, est le suivant : diode Ge(Li) R.T.C* de hautes performances, de type coaxial fermé (avec préamplificateur R.T.C. monté en liaison continue) correspondant aux caractéristiques annoncées ci-dessous (voir Fig. 5) : - Volume utile : 46 cm 3 - Epaisseur compensée : 14,5 à 17 mm - Fenêtre d'entrée : 0,75 mm - Distance fenêtre d'entrée - surface diode : 9 mm - Tension d'emploi recommandée : + 2750 V - Résolution à 1,33 MeV : 2,00 kev (au 1/10 de la hauteur : 4 kev) - Résolution à 122 kev : 1,14 kev - Résolution à 2,61 MeV : 2,69 kev - Rapport Pic/Compton pour 1,33 MeV : 35 - Contenance du réservoir : 34 litres - Autonomie : supérieure à 15 jours. Les caractéristiques relevées dans les conditions de fonctionnement normal sont toujours inférieures à celles annoncées en laboratoire. Voici les mesures effectuées à SILOE sur une source donnant un faible taux de comptage : - Résolution â 1,33 MeV : 2,23 kev - Pic/Compton correspondant : 32 - Résolution à 661 kev : 1,66 kev La rigidité mécanique du système est assurée dans ce détecteur. Par contre, la hauteur de la canne au sol est trop grande et il faut encastrer le réservoir dans un trou percé â travers le plancher de la zone expérimentale. Des études ont été faites pour estimer l'incidence de cette ouverture sur la charge au sol admissible dans cette zone ; du fait de la proximité d'une poutre porteuse, la résistance du plancher peut encore être estimée â 500 kg/m 2 avec une assez bonne marge de sécurité.

- 17 - L'alignement du détecteur doit se faire par déplacement dans le plan perpendiculaire au faisceau. Cela nécessite un système à la fois robuste (c'est l'ensemble du détecteur qui devra bouger d'un seul bloc) et assez fin (oc verra que le positionnement du faisceau sur un point précis de la diode est important) ; une table de fraiseuse assujettie verticalement a une lourde équerre fixe (voir Fîg. 7) accepte facilement la charge, malgré un porte-à-faux important, et permet dans ces conditions un positionnement à ± 2/10 mm. L'équerre est portée par un support de fers U reposant sur le sol de béton par l'intermédiaire d'amortisseurs en caoutchouc destinés à atténuer la transmission du' bruit microphonique. II.3 - CHAINE ELECTRONIQUE ASSOCIEE Si un gros effort financier a été accompli pour la diode, partie essentielle de la détection, l'électronique associée n'a pas été complètement optimisée et est simplement constituée de matériel classique de bonne qualité : M générateur de haute tension MPSC 13.(C.R.C.) à temps d'établissement contrôlé, tension variable de - 3000 à + 3000 V ; une Haute Tension très élaborée pourrait faire gagner Q,l kev sur la résolution à 1,33 MeV ; " préamplificateur R.T.C. type 56056/02 à liaison d'entrée continue, ~"~ de bonnes caractéristiques ; " grcpl^icgee"* proportionnel ELSCINT_^gAVN_3 (version sans anti-empile- ** ment) avec compensation de pôle, restitution de ligne de base et adaptation au taux de comptage ; il semble peu recommandé d'employer ici un amplificateur avec système anti-empilement, afin de ne pas perdre le caractère quantitatif de l'information, qui est essentiel dans les mesures ; " HI é^l29 LiSHî5 ËÎÏ2î!S^» b l o c d'exploitation mémoire à 4000 canaux, équipé de : - Codeur C 44 B r I train de conversion de fréquence 100 MHz, valeur élevée qui permet de forts taux de comptage. Au niveau du codeur sont définies les notions de temps actif de comptage et de temps mort ; ce dernier est le temps pendant lequel on ne peut pas analyser les impulsions reçues à l'entrée parce qu'une opération d'analyse est déjà en cours ou qu'un résultat de codage est en cours dans le bloc d'exploitation. Ce temps représente donc la durée pendant laquelle le codeur est bloqué.

- IS - Si T r est le temps réel d'un comptage et T m le temps mort, le temps actif est : T a - 1 r - T^ soit, si l'on exprime T m comme une fraction de Tr : T m - p T r Ta *?rd-p) Le nombre p sera souvent commode pour estimer l'activité d'une source comptée avec le détecteur dans des conditions données* - Horloge programmable H 23 : La grandeur T a correspondant â un spectre en mémoire ou en cours de stockage est toujours inscrite dans le canal 0 du bloc d'exploitation. - Stabilisateur À 18 B : Cet auxiliaire était indispensable lors de la période transitoire pendant laquelle le BIDAC était implanté à l'intérieur du hall-piscine où la température varie beaucoup, pour stabiliser la courbe de conversion canaux -énergie. Hais, cette correction se faisant au prix d'une légsre diminution du pouvoir de résolution en énergie» la solution définitive choisie est d'isoler l'électronique dans un local climatisé, hors du hall-piscine, et de supprimer le stabilisateur. Ligneji_gaîn : L'atténuation du signal imposée par la distance préamplificateur-amplificateur (70 m de cable) est compensée par l'emploi d'une ligne amplificatrice réalisée d'après une mise au point du LETI : le signal, amplifié I l'entrée, ; est dédoublé en polarités inverses, puis transmis et récupéré à 1. sortie sur coïncidence des deux impulsions, de façon à éliminer les parasites de ligne. II.4 - PROTECTION Le détecteur étant installé, sans protection, à son emplacement prévu dans le hall-piscine, le bruit de fond ambiant suffit â saturer la chaîne de détection. Ceci montre la nécessité d'un blindage très efficace du détecteur.

- 19 - L'expérience ayant orouvé qu'environ dix centimetres de plomb doivent entourer la diode dans toutes les directions, il convient, pour limiter la charge au minimum, de placer la protection aussi près que possible autour du détecteur, Il faut pour cela tenir compte de plusieurs exigences : " géométrie complexe du détecteur ; «déplacement du détecteur :lon deux directions ; «élimination du rayonnement secondaire ; î! distance du mur^piscine au détecteur assez grande pour permettre les diverses manoeuvres sur la collimation. Le problème a été résolu ainsi : Une première protection très condensée est placée autour de la canne sous forme d'un cylindre de plomb d'épaisseur 5 cm, solidaire du support mobile du détecteur. L'épaisseur complémentaire est apportée, de façon globale, par un tunnel fixe de 5 cm de plomb, juste assez vaste pour permettre un déplacement du détecteur de ± 5 cm transversalement et verticalement (soit environ le diamètre extérieur d'une diode). Les angles solides non couverts par cette protection sont essentiellement la partie arrière et la partie avant de la diode. Les autres seront obstruées par des briques de plomb ajoutées à la demande sur les points faibles, en fonction de l'expérience. L'aveuglement de la partie arrière est assuré simplement par un unique cylindre de plomb placé aussi ;>rès que possible derrière la canne de la diode, et solidaire du déplacement de celle-ci. La partie avant pose le problème le plus critique, proche de celui de la collimation. Il faut en effet tenir compte d'un bruit de fond provenant essentiellement du dispositif examiné situé derrilre le mur-piscine. La Fig. 6 porte les épaisseurs équivalentes d'eau, en l'absence de protection, pour différents trajets linéaires issus de la diode en direction de la piscine. Ces valeurs sont nettement trop faibles pour les directions inclinées. Une première barrière est donc conçue sous la forme d'un épais rideau de plomb (10 cm) pendu dans l'eau le long du mur-piscine et entourant la bride d'étanchëicé du canal (voir Fig, 6). Le faisceau étant supposé défini, on encadre celui-ci d'un double tunnel virtuel de plomb, de façon que la diode ne puisse avoir aucune vue directe sur le mur-piscine.

Plomb Bride d'étanchéité Béton du mur-piscine I -4,50 tu. d'auc- Piscine Clavette de maintien de la fente en rotation IJfindt la*- àtail-' Fente, vera le détecteur Ecran de \ Remplissage: grenaille de plomb Bride d'étanchéité PLAN DE LA TRAVERSEE DU MUR PISCINE AVEC EPAISSEURS D'EAU EQUIVALEHTES VUES DU DETECTEUR GAMMA. B3S3 «sis?

-20 - La première protection, entourant de très près le faisceau, est constituée de trois blocs de plomb amovibles, avec positions repérées (longueur : 10 cm, trou carre J 5 cm, épaisseur : 5 cm). La seconde, interceptant un angle solide plus vaste, est une cage de plomb posée sur une plate-forme de béton coulé, et dont le plafond est formé de deux demi-couvercles translatables, permettant l'accès à la zone du faisceau. Enfin, un dernier gros bloc (longueur : 15 cm) assure l'obstruction de l'anneau situe entre la protection latérale et la protection avant. Le demi-espace inférieur bénéficie, par nature, de la protection de béton constituée par le plancher, par la surépaisseur du mur-piscine et par le bloc coulé qui supporte la protection avant. Pour éliminer le rayonnement secondaire de rémission dans le plomb ( X de 80 kev ), les surfaces de la protection prochas de la diode - face arrière du gros bloc avant, face avant du cylindre arrière, face interne de la coquille de dioie - sont recouvertes de plaques de cuivre, matériau convertissant le rayonnement secondaire du plomb en rayanaenept.tertiaire encore plus mou et invisible dans la gamme de détection. Dans ces conditions, le poids de plomb reposant sur la zone expérimentale 3,20 m est d'environ 1200 kg. S'y ajoute le poids des diverses structures métalliques, du détecteur, de la plate-forme de béton coulé. Le tout représente une charge au sol totale inférieure à 2 tonnes, pour une surface d'implantation supérieure â 2 m 2, ce qui est juste inférieur à la norme prévue - Le bilan total d'efficacité de tout cet ensemble de protection est bref â énoncer : a. la sortie de la chaîne de détection, l'intensité par seconde du bruit de fond détecté est ramenée à 7 gamma d'énergies comprises entre 80 et 2800 kev. Ce résultat est jugé comme tout â fait satisfaisant. II.5 - COLLIMATION Ce système a,pour tache de définir le faisceau analysé ; il doit satis~ faire aux conditions de précision imposées par la recherche de résultats quantitatifs valables, en tenant compte de l'activité élevée et hétérogène de la source.

PLAN DÏÏ aianchoh DE COLLIMATEUR (PARTIE FIXE: DEKAL) PLAK D'UN COLLIMATSUH (PENAL) *- J - -' j ** ' W-.w^WW^V^^w^^^ f^ U ^ ULL. n Pig. 7-A

- 21 - " Ji^çollimateui^ Ï il sera placé dans le canal existant» à travers le mur-'piscine (diamètre : 30-cm, longueur :60 cm), prolongé par une bride d'étanchéité affleurant, côté piscine, le rideau de plomb suspendu. La position du collimateur utilisera cette avancée pour être la plus proche possible de la source (fenêtre d'inox de 1,5 mm d'épaisseur), afin d'accroître au maximum la définition du faisceau. La partie annulaire non utilisée du canal sera emplie de greaaille de plomb après alignement du système (Fig. 6). "Géométrie variable : le choix porte, dans ce domaine, sur un système à fente unique de dimensions réglables ou sur un système à fentes fixes interchangeables. Dans le souci d'une part de réaliser un système mécaniquement simple, d'autre part d'assurer une très bonne reproductibilité des mesures (la forte activité conduira souvent à utiliser une fente fine : quelques 1/10 mm), la deuxième solution apparaît comme la plus saine. - Haute définition : déterminer avec netteté la zone examinée impose de réaliser un collimateur long dans un matériau fortement absorbant ; réaliser dans ce collimateur une fente fine demande, de plus, que le matériau soit bien usinable. Cela élimine le plomb (densité 11,5) comme l'uranium appauvri (densité 18, donc bien meilleure absorption), métaux tous, deux bon marché mais difficilement usinables, Le choix s'est porté sur du DENAL, alliage de tungstens fritte de densité 17, matériau très cher, mais à la fois très absorbant, bien usinable et excluant les risques d'oxydation. Le collimateur est donc constitué (voir Fiç,.7-A) d'un fourreau de DENAL fixe placé au fond du canal et prolongé par un tube d'acier inox, dans lequel viennent s'emmancher des pièces de DENAL interchangeables, elles-mêmes supportées par un prolongement d'inox massif (voir Fig. 6). La fente choisie une fois assujettie sur ce prolongateur, l'ensemble peut être glissé dans le manchon, La liberté en rotationpermettant une orientation quelconque (les positions horizontale et verticale sont repérées par l'enclenchement d'une clavette). Les pièces de DENAL amovibles ont une longueur de 260 mm et comportent une fente qui,selon le cas, présente une section de ; * 0,3 mm x 10 mm - 0,5 mm x 20 mm - 0,5. mm x 30 mm 5 mm x 20 mm (*) 10 mm x 25 mm (fente réalisée en plomb, compte tenu de ses grandes dimensions et delà faible activité des zones pour l'examen desquelles elle est réalisée). (i) en commande

100 45-O.Q2 o ~~ 'v portje droite - - I J J - PLAN D'UN BLOC POST COLLNATEUR îrou 3nnm x3mm l

- 22 - Si l'on ajoute la possibilité de travailler sans fente, simplement à travers le trou du fourreau de diamètre 40 mm, cet ensemble de collimations jalonne une gamme d'activités relative de 400, à eaux de comptage égal. Si les dimensions géométriques des faisceaux définis, donc des zones analysées, sont satisfaisantes, l'atténuation apportée aux fortes activités est encore beaucoup trop faible. L'utilisation d'un écran atténuateur en mercure, d'épaisseur variable, initialement installé entre le collimateur et son prolongateur, a été vite abandonnée malgré son agréable souplesse d'emploi, du fait de la mauvaise reproductibilité du système» Des cales d'inox rectifiées, d'épaisseur bien connues, peuvent être intercalées sur le trajet du faisceau à sa sortie du canal, jusqu'à concurrence de 32 mm, et remplacent avantageusement le mercure (voir ^p. 44 : Coefficients linéiques d'absorption gamma). Hais cette atténuation présente l'inconvénient d'être très variable en fonction de l'énergie. Le besoin se fait donc sentir d'un système d'atténuation plus uniforme, comme l'est un collimateur, ec à la fois indépendant de la section de zone visée, comme l'est un écran. Post-collination^ Î la système conçu pour satisfaire ce compromis est une post-collimation interchangeable située à l'extrémité du faisceau avant la diode. Un support à déplacements micrométriques de précision (deux translations, deux rotations pour effectuer le réglage d'alignement : voir à la p.-40 l'étude de cette question) porte des blocs interchangeables de DENAL ou de plomb, parallépipedes rectangles comportant deux faces d'inox rectifiées pour la mise en position, et percés de trous longitudinaux de différentes dimensions (voir Fig. 7-B). Ces trous doivent permettre à la diode de "voir" toute la section de la fente du collimateur, afin de conserver le caractère quantitatif des mesures. Ils ont donc la forme de troncs de pyramides, terminés cependant du coté de la diode par des parties prismatiques à faces parallèles, de façon à rendre l'angle de sortie moins sensible â l'énergie du gamma qui le traverse (effet de bord). Le faisceau sortant a, selon le cas, une section de : - t mm x 1 mm - 3 mm x 3 mm - 7,5 mm x 7,5 mm - 15 mm x 15 nm - section naturelle (pas de post-collimation).

f, S3 f-'i < cb l'j H M 01 EH fi d f. Pi tl! u) 5 R ENSEMBLE DU SYSTEME DE COLLIMATION GAMMA

-23 - La réalisation des post-collimateurs (! x 1) et (3 x 3) est telle que leur angle solide ne couvre 1»ÏS faisceaux que des fentes (10 x 0,3) et (20 x 0,5), Ils ne devront donc être employés qu'avec celles-ci. Une numérotation à 3 chiffres permet dis lors de coder toutes les combinaisons possibles du système de collimation : Position de la fente 0 1 Verticale 1 2 Horizontale 2 3 4 e Dimension de la-fente Fas de fente 10 x 25 5 x 20 0,5 x 30 0,5 x 20 0,3 x 10 Dimension de la post-collimation Pas de P.C. ' 15 x!5 2 3 4 7,5 x 7,5 3xi.X! De la combinaison 1Q0 à la combinaison 154} le système adopté couvre une gamme de rendements de détection de 10, en suivant sensiblement une progression géométrique de raison 5. Cela permet de travailler sur une gamme d'activités de source de I0 a, avec un taux de comptage variant de 0,1% de temps mort environ (limite de détection) à environ 10%. De plus, la définition de faisceaux très fins (combinaison 244 par exemple) va permettre d'optimiser le point d'impact nur la diode : l'étude de ce sujet est exposée plus loin (voir p. 36). La Figure 8 donne une représentation schématique cotée du système de collimation tel qu'il se présente dans son ensemble.

- 24 _ CHAPITRE III BANC DE DEFILEMENT III.l - CONDITIONS D'EXPLOITATION Le système mécanique de déplacements doit tenir compte des caractéristiques de la source, des mesures à effectuer et de la précision recherchée, x Ifa dispositif d'irradiation est un ensemble de près de 10 mètres de long, pesant au maximum 1/2 tonne et n'offrant quasiment pas de rigidité mécanique. La longueur de la zone a examiner varie de quelques décimètres à 2 m (dispositif â thermopompe : voir Fig. 1) ou même 3,30 m (dispositif BOUILLEUR). La largeur de la zone est inférieure à 30 cm. Le banc de défilement devra donc être conçu pour cette charge et pour ces dimensions (mouvement bidimensionnel X-Y), K Lg_mqde de mesure choisi correspond à un fonctionnement pas à pas i comptage sur un point donné, puis déplacement et comptage sur un nouveau point, ceci pouvant s'effectuer â la fréquence qu'on désire (quelques secondes à plusieurs heures), de façon à simuler éventuellement un défilement continu. " La précision doit être suffisante pour assurer une bonne description des phénomènes physiques observés, ainsi que la reproductibilité du positionnement au point choisi. La précision n'est en aucun point plus nécessaire que dans l'examen du combustible nucléaire, d'une part du fait des phénomènes physiques qui s'y déroulent dans un faible volume, d'autre part du fait que la forte activité de cette zone conduit â employer, dans son examen, les fentes de collimation les plus fines, qui imposent le positionnement le plus précis.

SCHEMA Da CHARIOT P0RTE-DI5P03ITIF - Pig. 9 -

- 25 - C'est donc sur cette zone bien délimitée du dispositif (environ 500 x 10 cm) que sera concentré l'effort sur la précision du système, qu'on souhaite de l'ordre du l/io mm, La réalisation de l'ensemble, qui a fait 1'objet d'études détaillées rapportées dans [ 9 ], s'inspire au maximum de la conception d'un système dans lequel la détermination géométrique précise, ainsi que le guidage, sont reportés et restreints à la zone d'examen fin du dispositif ("zone de référence"). III.2 - CONCEPTION DU SUPPORT On définit un chariot porteur dont le dispositif d'irradiation sera rendu solidaire, et auquel seront appliqués les déplacements verticaux et horizontaux. Ce chariot doit être plan et rigide, de façon à ne pas déformer le dispositif qu'on y applique, et assurer la reproductibilitë de positionnement. Il do.it être mince, de façon à n'interposer entre la source et le collimateur que le minimum de matière absorbante. Le chariot est donc réalisé (voir Fig. 9) sous la forme d'une plaque fixée sur un cadre. La plaque est en AG3 (alliage d'aluminium) d'épaisseur 3 mm ; densité 2,6 ; taux de transmission gamma 93% a 500 kev (contre 82Z pour la même épaisseur d'inox). Le cadre, formé de profilés en U, est aussi réalisé en AG3 qui, à poids égal, donne une flèche inférieure à celle de l'inox. L'ensemble pèse environ 400 kg. La fixation du dispositif sur le chariot se fait de façon que l'axe longitudinal de celui-ci soit parallèle â l'axe du dispositif en général, et à celui du combustible singulièrement. D'ans ce but, on positionne le dispositif d'irradiation de façon que sa partie basse avant (celle qui se trouve placée, en irradiation, au contact du coeur du réacteur), vienne s'appliquer contre le cadre du chariot par l'intermédiaire de cales, réglables en hauteur, destinées à compenser les é\entuels décrochements de structures et â assurer le parallélisme. Des vérins (axial et transversal) viennent alors immobiliser le bas du dispositif par des appuis appliqués au niveau de la zone de référence : en général en regard du combustible (pression d f appui < 2 kg/cm )

La position du reste du dispositif dépend alors de sa géométrie plus ou moins rigide, plus ou moins plane et rectiligne. La partie haute une fois suspendue et ficelée (c'est la meilleure méthode, la plus souple) aux barres da rigidité du chariot, on a un ensemble qui répond aux conditions souhaitées : - assurer un positionnement bien défini sur la 2one de référence du dispositif ; - ne pas soumettre le dispositif à des contraintes ou déformations préjudiciables pour lui, du fait de sa relative fragilité. Le problème du positionnement concerne des lors uniquement le déplacement du chariot lui-même. III.3 - PRINCIPE ET MODES DE DEPLACEMENT Le principe d'une table à déplacements selon des coordonnées cartésiennes (X, T) conduirait à une réalisation lourde, complexe et très chère, compte-tenu du poids â déplacer, des déplacements à couvrir (3,50 m x 30 cm) et de la longueur du chariot à guider. L'idée d'une mécanique plus souple, plus légère et finalement mieux adaptée â la modulation de précision recherchée, s'est fait jour en substituant un système semi-polaire (9, Y) au système cartésien (X, Y). Etant donné un point de suspension du chariot, variable verticalement, le déplacement transversal est effectué par une rotation autour de ce point. Les erreurs introduites par l'adoption de cette conception sont analysées et commentéesplus loin, une fois définis les organes de déplacement. LÊJ^Eiâ e 3î 2.-yj=E i 2i e s C a s 5 u r é par un système de vis-ëcrou : une poutre verticale, reposant sur le hord-pi scine, supporte une vis de course 3700 mm, de pas 10 mm et de diamètre 63 mm, diamètre surdimensionné, choisi dans le souci essentiel d'éviter les vibrations en rotation (vitesse critique 600 tours/minute : bien supérieure à La vitesse maximale prévisible). La rotation de la vis détermine la translation verticale du chariot, suspendu librement à l'écrou grâce a un double cardan, et permet un déplacement de 3600 mm. Le mécanisme adopté est une vis â billes, dispositif plus précis et de meilleur rendement (0,8 â 0,9) que le système vis-ëcrou classique : ceci esc important pour réduire le plus possible le couple d'entraînement.

Mo teur transversal PLAN DE LA MECANIQUE DE GUIDAGE IMMERGEE DANS LA PISCINE AU NIVEAU DU COLLIMATEUR a*» lî envoi d < an(rle

- 27 - Le rattrapage de jeu vertical se fait automatiquement du fait de la pesanteur qui s'exerce constamment sur le système, le bas du chariot s'appuyant simplement sur le manteau de plomb qui entoure le collimateur. En évaluant à 800 kg la charge maximale (chariot + dispositif), le couple nécessaire pour faire monter l'ensemble est de 16 m.n. La.rotation transversale se fait par l'application d'ure translation en un point fixe de l'espace, mais variable verticalement par rapport au chariot (voir Fig. 10). Le point d'application, constitué par une douille a billes, coulisse le long d'un rail rectifié fixé au cadre vertical du chariot, de façon a effectuer le guidage de celui-ci dans les déplacements verticaux. Les variations d'inclinaison du chariot sont absorbées par le double cardan qui porte la douille à billes. Le cardan est fixé â la partie écrou d'un système vis-écrou implanté dans le plan horizontal du collimateur. K Ce système étant immergé dans l'eau déminéralisée à 3Û C, il était nécessaire de remplacer, autant que possible, tout frottement par un roulement pour éviter le grippage. Quoique les efforts de translation horizontale soient beaucoup plus faibles que ceux de déplacement vertical, on a adopté un system du même genre : - douille à billes pour le guidage ; - vis à rouleaux pour le déplacement (longueur filetée 300 mm, diamètre 20 mm, pas 5 mm), système qui présente un rendement un peu inférieur (0,7)à celui d'une vis à billes. La commande de rotation de la vis est reportée au bord-piscine par l'intermédiaire d'une barre d'accouplement et d'un renvoi d'angle (rapport de réduction I). Le couple nécessaire pour manoeuvrer trans\ersd.ement le chariot chargé comme précédemment est de 0,6 m.n. III.4 - ORGANES DE COMMANDE La commande des déplacements se ramène donc directement à des rotations â appliquer à des arbres, sachant qu'on veut pouvoir effectuer, sur commande manuelle ou d'ordinateur, des déplacements pas à pas ou apparemment continus.

CARACTERISTIQUE COïïPIE-VITEaJE DES MOTEUaa PAS A PAS va Mo 000 two tooa t«a> Moo : M112-FJ25 with HPI 1S2 INDEXER et HTB 1D3 THAHSIATOP Pig. 11

-28 _ Le moteur pas à -pas de puissance semble s'appliquer parfaitement au principe de la commande informatique, et présente une distance d'arrêt suffisamment faible pour satisfaire à la- précision recher- - u J fc *" * - soit un pas. : déplacement vertical : seul le modèle le plus puissant peut con-** " ' venir, compte-tenu des couples imposés. Il s'agit du moteur MEGEX type M 112 FJ 25, dont voici les caractéristiques, correspondant à la Fig. 11 : - Nombre-de pas par tour : 200 - Couple de maintien ; 4,3 ra.n - Couple maximal : 5 m,n - Vitesse maximale : 2500 pas/seconde - Couple â la vitesse maximale : 2,2 m.n Le rapport g 0 "?}' statique de la charge l'utilir r Couple de maintien du moteur l sation d'un réducteur de rapport supérieur ou égal à A, Pour disposer d'un système largement dimensionné, on choisit un réducteur de rapport 25, ce qui permet d'engendrer un déplacement micrométrique par pas chiffrable en entiers : 2 ym par pas. La vitesse maximale correspond alors à un déplacement vertical du chariot de 5 mm par seconde. :: déplacement horizontal : on a tout intérêt à choisir un moteur identique pour le déplacement horizontal, de façon à n'avoir qu'un seul processus de commande. Avec le même réducteur (employé ici du point de vue de la vitesse), un pas du moteur correspond à un déplacement du chariot de 1 um ; et la vitesse maximale de translation horizontale est de 2,5 mm par seconde. III.5 - FKSCISION III.5.1-Incertitudes de réalisation : l'usinage des pièces, la restriction des jeux, l'alignement au montage sont tels que la précision mécanique de la réalisation est de l'ordre du 1/100 mm.

- 29 - III.5.2 - Incertitude de dilatation thermique : Le chariot d'aluminium étant en partie immergé dans l'eau de la piscine (température 2/ 30 C) et en partie émergeant dans l'air ambiant (température i 25 C), la variation d'immersion au cours d'un défilement vertical en' traîne une dilatation ou un racourcissement du chariot. Dans le cas de l'examen d'une 2one de référence de 500 mm de haut» on introduit une erreur égale à la dilatation de la longueur correspondante du chariot : Al - X 1 AT # 2,3.l0~ s. 500. 5 Al # 0,05 mm Cette estimation a été vérifiée ultérieurement par une expérience effectuée en l'absence de climatisation du hall-pile (durant un week-end de la période d'arrêt du réacteur), ce qui laisse supposer une augmentation de température ambiante de plusieurs degrés. Une source inhomogène de Co 6 0, cylindre hypercarré d'environ 3 mm de hauteur, a fait l'objet d'un examen par balayages pas à pas répétés pendant plus de 24 h. On a mis ainsi en évidence des variations progressives et identiques des cotes correspondant au maximum d'activicé de la source et aux extrémités haute et basse (définies par : activité * max/2) : déplacement de 0,5 mm, traduisant un allongement égal de la partie du chariot située entre la noix de suspension et la zone de mesure (soit ^ 5 m). Cela traduit l'élévation de température suivante, jugée tout à fait vraisemblable : 0,5 A6 - i # à*c 2,3.10. 5000 Cette expérience, qui confirme l'évaluation initiale, traduit des conditions de mesure assez exceptionnellement mauvaises (forte variation de température de l'air, longue durée de l'examen), qu'il conviendra d r éviter pour tout examen nécessitant un très bon positionnement géométrique de la source. III.5.3 - Erreurs de principe : L'adoption du système (S, Y) au lieu d'un système (X, Y) rigoureux, introduit des erreurs de positionnement systématiques. Le cas le plus défavorable se présente quand le chariot est le plus bas. De par l'implantation de la vis, le rayon-vecteur R (distance colcollimateur - point de suspension du chariot) est alors de 5,50 m, le débattement horizontal maximal étant de ± 15 cm.

ERREÏÏR JE POSITIONNEMENT VERTICAL PUS A LA ROTATION Axe vertical r\ «c O (Point de suspension du chariot) B (Point réel visé) *- = * A (Point à viser) 0 (Collimateur) Pig. I2-A

- 30 - La Figure 12-A permet da majorer 1*erreur absolue faîte en visant le point B au lieu du point À : - OA - OB - R ( i-s!>#- - 9a COS Do 2 6o # tge, «- - - 0,027 (soit 1,5 ) * 15" 2T55QÔ # 2 mm Pratiquement, cette erreur ne pourra être approchée que dans l'examen de l'extrême haut d'une partie basse de dispositif (vase d'expansion du caloporteur, par exemple), c'est-à-dire dans un cas où la precision recherchée n'est que de quelques millimètres ; donc pas d'inconvénient majeur dans ce cas. A l'inverse, que devient cette erreur dans le cas de l'examen d'un crayon combustible de dimensions standard (h 500 mm, 0-10 mm)? R vaut alors sensiblement 7 m. En défilement transversal (fente verticale), d'un bord au centre du crayon, on commet l'erreur de positionnement vertical suivante ': (0/2) 2 # 0,002 mm 2R 2.7000 ce qui n'entre quasiment pas en ligne de compte. : En défilement longitudinal (fente horizontale), il n'y a d'erreur que si l'axe du combustible n'est pas confondu avec la verticale issue du point de suspension du chariot ; dans ce cas, et en supposant le même angle 9«que précédemment, largement pessimiste, on a (voir Figure 12-B) : e" - -~ 9o 2 # 0,2 mm, soit une erreur de 2/10 mm entre le bas et le haut du crayon combustible.

ERREUR DE P 031TIONMBËENT VERTICAL BUE A LA HOIATIOK 8 (Point fle suspension du chariot) (Collimateur et du dispositif Axe vertical Pig. I2-B -

31 - C'est en définitive cette erreur qui esc prépondérante dans l'évaluation de la précision du banc de défilement. Mais étant en fait de l'ordre de grandeur a priori recherché, elle peut être tolérée ; et la conception d'une réalisation selon le système (0, Y) exposé ci-dessus est toutâ-fait justifiée» compte tenu de l'importante simplification mécanique qu'elle apporte. En résumé, on pourra ainsi majorer les incertitudes de positionnement de la source i en défilement vertical : e < -k en défilement horizontal ; e < 1 10

- 32 _ CHAPITRE IV : GESTION DES ACQUISITIONS IV.I - GENERALITES Les exigences de la décroissance radioactive et la quantité des mesures à effectuer ont vite rendu nécessaire la mise en place d'un mode d'acquisition automatique concernant la commande des moteurs associée aux ordres de comptage, et la mémorisation des spectres avec toutes leurs cou itions de stockage. En effet les dates de comptage sur un dispositif sont directement conditionnées par la date de sa sortie du coeur. Celle-ci se situe généralement le jour d'arrêt du cycle de la pile. SILOE fonctionne en effet selon un cycle de U semaines, dont 3 d'irradiation et 1 d'arrêt. C'est pendant cette semaine d'arrêt que le dispositif doit être examiné^ avant son retour dans le coeur pour le cycle suivant. Si l'on tient compte : " d'une part, du fait qu'il arrive fréquemment d'avoir à examiner plusieurs dispositifs à chaque cycle (jusqu'à 4 ou 5, parfois) ; :: d'autre part, de la nécessité d'examiner chaque dispositif une première fois pour les nucléides de courte période ("1er défilement" : au bout de quelques heures de désactivation), puis une deuxième fois pour les périodes plus longues ("2ëme défilement" : de 3 à 7 jours après la sortie du coeur), on conçoit aisément : - qu'il y ait des périodes d'une semaine au cours desquelles il faut effectuer les comptages à toute heure du jour et de la nuit ; - que, durant ces périodes, le nombre de spectres acquis puisse être considérable (moyenne effective établie sur l'année 1974 : une centaine de spectres par cycle). A ces examens s'ajoutent païf ois aussi ceux des dispositifs qui, n'étant pas soumis â irradiation chaque cycle, peuvent être examinés en "3ëme défilement" (quelques semaines de refroidissement) pour déceler les corps de longue période.

SCHEMA. DU SYSTEME DE GESTION DES ACQUISITIONS Déplacement horizontal MOTEURS Déplacement vertical Diode Ge(Li) ~~T~ Haute Tension Préampli (HA.LI-PIL3) (LOCAUX CLIMATISES) Couplage Banc de défilement Enregistreur RG 23 sur cassettes magnétiques Télétype r Imprimante r Interface OAMC Calculateur MITRA 15 Codeur C 44 B DIDAC 4000 Horloee H 23 3 TZf Ampli Disques maenétiques 3ande magnétique Programme de? réd épouillement Traceur 3EHS0ÏT I V I Centre de calcul C.I.S.I. - Iris 55 Grenoble - Liaison IBM Saclay - Pig. 13 -

- 33 - L'ensemble de ces mesures ne peut être accompli qu'à l'aidé d'un système automatise quant à l'acquisition et â la mémorisation des spectres. IV.2 - PRESENTATION DE L'ENSEMBLE AUTOMATIQUE La conception de l'automatisme destiné à la scrutation y en pile SILOE est à la base d'un système informatique plus vaste destiné â gérer plusieurs voies de spectrometrie gamma installées, ou en cours d'installation, au Service des Files : laboratoire chaud, dosimetries scrutation en pile MELUSÏNE, spectrometrie "en ligne" [ 10 ]. La réalisation de ce système a été menée à bien par le Groupe de Traitement des Mesures de la Section d'exploitation des Réacteurs de Grenoble - Service des Piles - sous la direction de M. GUERIN. Le coeur de l'automatisme est un calculateur MITRA 15 (C.I.I.), de mémoire 64 K octets, auquel sont associés : - un support de disques magnétiques ; - deux dérouleurs de bandes magnétiques (compatibles I.B.M.) ; - une imprimante MDS rapide (300 lignes/minute) ; - un traceur BENSON. Le calculateur est telié à l'ensemble de spectrometrie par l'intermédiaire de deux liaisons de rolrsdifférents (voir Fig. 13) : x un interface CAMAC assurant la liaison, d'une part avec le sélecteur DIDAC, auquel il transmet les ordres de début et de fin de comptage, de déversement et d'effacement, d'autre part avec un télétype destiné à la télécommande et à la programmation ; :: un couplage approprié avec les tiroirs de commande des moteurs horizontal et vertical, qui transmet les ordres de déplacement et d'arrêt. Les différentes étapes de fonctionnement sont explicitées ci-dessous :

-34 - IV.2.1 - Détermination des cotes La détermination, des cotes se fait par deux systèmes de principes différents : " D'une part, une incrémentation commandée par les impulsions de commande des pas moteurs au niveau du calculateur. C'est ce système qui régit les déplacements programmes. L'initialisation de ces compteurs se fait, en conmande télétype, sur des cotes quelconques. " D'autre part, un système de lecture des cotes, indépendant du précédent, et fondé sur un principe opto-êlectronique précédemment mis en oeuvre à SACLAY pour le mouvement des barres de commande de réacteur [ Il ] ( l '. One roue crantée placée sur l'axe du moteur intercepte deux faisceaux optiques et impose des front 0 de montée et de descente à la cellule réceptrice ; on peut ainsi déterminer le sens de déplacement et lire des cotes au 1/10 mm. L'initialisation de l'affichage se fait par une remise à zéro après positionnement adéquat du banc de défilement, La comparaison des deux mesures permet de contrôler la validité des cotes prises en compte par le MITRA!5. IV.2.2 - Déplacement du banc Le déplacement du banc peut être commandé : :î manuellement, â partir de la baie installée au niveau 6,40 m, soit en petite vitesse (10 mm/minute horizontalement, 20 mm verticalement), soit en vitesse accélérée (50 mm/minute horizontalement, 100 mm verticalement) ; " automatiquement, à partir du télétype (et en petite vitesse uniquement pour le déplacement horizont.?!), selon le principe d'un nombre de pas comptés à partir de la i-osîtion précédente ; l'ordre peut Être donne directement, ou intégré dd.ns une séquence programmée. (j) Utilisé également sur le banc de défilement, par ailleurs conçu différemment, de la spectrométrie en pile OSIRIS [45 ],

-35 - IV.2.3 - Acquisition des spectres " Le DIDAC peut être commande manuellement* indépendamment du système (et il utilise alors son horloge H 23), ou par le MITRA 15, à l'intérieur d'une séquence programmée (et il dépend alors de l'horloge du calculateur), " L'enregistrement des spectres peut se faire sur deux supports différents : - sur une bande magnétique MITRA 15 (c'est le processus normal de fonctionnement), par l'intermédiaire du disque magnétique, mémoire-tampon au niveau de laquelle pourront être effectuées certaines opérations : tri en fonction de la voie d'analyse, prêdëpouillemenc du spectre ; - sur cassette magnétique de RG 23 (c'est la procédure de secours), soit sur ordre manuel, soit dans une séquence programmée. En outre, existe la possibilité de déverser la mémoire du DIDAC, canal par canal, sur une petite imprimante ou sur un ruban perforé. " La programmation d'une séquence se fait sur le télétype, comme l'introduction préalable dans le calculateur des données de l'expérience et du choix du support d'enregistrement (bande magnétique ou RG 23). En cas de refus de l'une et l'autre procédure, la sortie sur télétype des données de comptage est en tout cas conservée. Un mémento pratique des ordres de commande MITRA 15 est présenté en annexe I, suivi dun exemple de séquence programmée et exécutée. IV.2,4 - Données de l'expérience Le repérage des spectres esc un point capital de la gestion des acquisitions. Les données dont la connaissance est indispensable au dépouillement ultérieur des spectres doivent être, en fonctionnement automatique, stockées avec le spectre. Certaines de ces données concernent l'examen tout entier, d'autres, chaque comptage particulier ; ce sont : " -D_Q^qées_, t^.,s&i u j3ngg_i* ' examen : - date de début de séquence (en années, mois, jours, heures, minutes et secondes) ï - titre de l'examen (nom du dispositif examiné, numéro d'ordre de la scrutation Y effectuée) ;

-36- - date de sortie du coeur du dispositif examine ; - date de référence choisie comme origine des temps pour y ramener les valeurs mesurées dans les comptages successifs ; - épaisseur de l'écran d'intensité d'acier inox interposé sur le faisceau (en 1/100 mm). ; - numéro de la collimation employée, selon le code précédemment défini. Ces données, fournies par l'expérimentateur lors de la programmation de la séquence» sont enregistrées sur la bande magnétique lors du début d'exécution de la séquence. " Données propres â chaque comptage : - numéro du spectre (à ne pas répéter sur la même bande magnétique!); - cote horizontale (en 1/10 mm) ; - cote verticale (en 1/10 mm) ; - date de début de comptage (en cas de cumul de plusieurs comptages, date de début du premier comptage) ; - temps de refroidissement (calculé par le MITRA 15 comme différence entre la date de début de comptage et la date de référence) ; - deux des trois grandeurs suivantes : * temps réel du comptage (en secondes),. temps actif du comptage (en secondes),.. temps mort (différence entre temps réel et temps actif). Lors de l'enregistrement du spectre sur bande magnétique, ces données sont insérées dans les 50 premiers canaux du spectre, réservés à cet effet et, de toute façon rendues inutilisables par le niveau du bruit de fond â l'énergie qu'ils représentent. IV.2.5 - Procédures de dépouillement Les méthodes de dépouillement font l'objet de chapitres ultérieurs. Celui de ce paragraphe est simplement de préciser les supports de l'information utilisés, en fonction du mode de dépouillement choisi :

- 37 - K Dépouillement lourd : Cette méthode requiert des moyens qui ne peuvent être offerts, dans l'état actuel des choses, que par un laboratoire de calcul spécialisé. Dans cette optique, les bandes magnétiques comportant les spectres sont déversées dans des fichiers sur disques à la CI.5.t., où ils seront traités ensuite. " Dépouillement jrapide ; Dans la mesure où l'on peut se contenter de ' " "" résultats (bien) approchés, on dispose, sur la MITRA IS, d'une procédure de prëdépouillement, qui peut être utilisée de deux façons : - En temps réel : une option calcul intégrée à la séquence programmée permet de mettre en oeuvre le prëdépouillement d'un spectre dès que celui-ci parvient sur le disque magnétique du MITRA 15 ; on dispose ainsi des résultats quelques secondes après la fin du comptage. Cette possibilité est éventuellement fort intéressante pour orienter la suite de l'examen en cours. - En temps différé : la mène procédure peut être appliquée à une séquence de spectres déjà enregistrée sur bande magnétique, et rappelée spectre à spectre sur le disque. On peut obtenir ainsi, à la demande, un ensemble de résultats préliminaires concernant un examen entier avant la ré-irradiation du dispositif. Ces renseignements permettent donc de tirer les conclusions essentielles du dernier cycle d'irradiation et de modifier si nécessaire les conditions du prochain, en fonction des buts recherchés.

u- SCHSia DE 1A PI3PB / STUDS PS FHElTinKNZMZMT 14.-B ù\di>z Axe de la diode Lisite de la zone p Rayon extérieur de "* Axe optimal du faisceau la diode (à 6 om du centre! /Matérialisation )de la zone d'impact 15,5- (4) 5 4 rfî)/ 1440.^', (1) Activité totale (temps moi (2) Pic 1596 kev du La 1A0 (5) Bruit de fond au niveau du relatif à oe oie, (4) Pic/Bruit de fond 10 12 Pis. H \Z. h) 14 16 IS R (as)

CHAPITRE V : ETUDES PARTICULIERES L'exploitation de l'ensemble de l'installation décrite ci-dessus nécessite des études de reproductibilite ou d'optimisation sur certains points particuliers, surtout du point de vue quantitatif des mesures. V.l - OPTIMISATION DE LA POSITION DE DIODE Les travaux de SHERMANN et STRAUSS [ 12 ] montrent l'influence de la position du point d'impact d'un faisceau collimatê contre une diode coaxiale Ge(Li) sur la taille du pic photoélectrique et la hauteur du front Compton. Il a paru intéressant de mettre en application ces remarques, du fait de l'emploi fréquent de post-collimateurs fins (section de faisceau de quelques mm ). Principe : Le phénomène peut schémâtiquement se décrire ainsi. Le signal utile est représenté par le pic photoélectrique» qui correspond â l'absorption totale de l'énergie du gamma incident par le détecteur (effet photoélectrique prépondérant). Dans l'effet Compton, le gamma incident ne cède qu'une partie de son énergie à un électron (libre) du détecteur, le reste étant emporté par un gamma secondaire. Ce dernier peut, â son tour, être absorbé dans le détecteur (d'où la reconstitution de l'énergie correspondant au pic photoélectrique), ou au contraire s'en échapper (simple contribution au font Compton). Or, il est évident que le gamma secondaire s'échappe d'autant plus facilement que le point d'impact du gamma incident est loin de l'axe du détecteur. : Cela correspond à ce qu'on peut observer sur les Figures 14, qui donnent les résultats des mesures effectuées à SILOE : - un pic photoélectrique nettement plus fort vers l'intérieur de la zone désertée que vers l'extérieur ; - un bruit de fond au sommet du front Compton (dont la composante principale, à cette énergie, est le font Compton lui-même), un peu plus faible au centre qu'à l'extérieur.

ETUDE DE POSITIONNEMENT 14-C OIOD>E: -v 50001^ A x e. ptimal à 6,5mm <3a centre / J?J _G) ----- -4*> Et. / ^/ ^_ :*J s'/*''~~ (l) Activité totale" ' / (3) (2) Bruit Pic 1596 de ke7 fond du La HO U) Pio/Bruit de fond?aiscbau 10 mm 2 (1) -Ai \ \ Hl/Ê" (mm) ETUDE DE POSITIONNEMENT u-p- OIOD-E "vi^p2?(»- Axe optimal à 7 mm du centre t9\/ - '.' 7 ""-^ ^ FAISCEAU 50 mm z // ' 1 N // \. 1 ' / (!) M6Z N N - = / _-.--- \. N W,5. S/{ Même définition des courbes \ V \ --'-. '/ 530 o_ue ci-dessus NVV S ^' L ici. - Pig. H (suite) - \>>^ «. 1 m. " v -s. Rlfâ (< ) ^

- 39 - La courbe du rapport Pic/Bruit de fond, grandeur qui caractérise le mieux la sensibilité de détection du système, s'en déduit facilement ; son maximum indique le point d'impact le plus favorable du faisceau sur la diode. Manipulation : Le' mesures ont été faites sur un élément combustible star-dard de SHOE examiné (plaques transversales, pour homogénéiser la source) avec un collimateur de fente 30 mm x 0,5mm, un écran de 25 mm d'inox et, successivement, des post-collimateurs définissant sur une diode coaxiale vraie des faisceaux étroits de sections circulaires approximatives : - 2 mm 2 (post-collimateur 0 1,5 mm); - 10 mm 2 (post-collimateur 0 3,5 mm); - 50 mm 2 (post-collimateur 0 7,5 mm). On effectue tout d'abord le repérage du centre de la diode, dans la géométrie de faisceau le. plus fin, en déplaçant le détecteur dans le plan perpendiculaire au faisceau, verticalement ou transversalement (voir Figures 15). Le signal suivi est alors le taux de comptage global sur la gamme d'énergie habituelle : 100 kev à 3 MeV. Dans un premier passage transversal,les fronts de montée et de descente.du signal permettent de déterminer le plan vertical axial de la diode (Figure 15-A), Un deuxième déplacement, vertical et dans ce plan, permet alors de localiser le centre (Figure 15-B). Enfin, on décrit un rayon â 45 (Figure 15-C) selon la direction OR, qui devient l'abscisse des Figures M. Ce choix est motivé par la prévision d'emploi du collimateur en fente verticale aussi bien qu' horizontale, et dans le souci de conserver, dans les deux cas, la même efficacité de détection. On fait ainsi en sorte que les faisceaux horizontal et vertical interceptent des zones (p, désertée, n) équivalentes, en admettant la symétrie de révolution de la diode. Les signaux suivis sont alors la hauteur du pic à 1596 kev du La l b 0 et la hauteur du bruit de fond sur le front Compton relatif à ce pic. " Résultats Les trois résultats correspondant aux trois post-collimateurs employés montrent que le point optimal d'impact s'éloigne du centre quand la section du faisceau croît : - faisceau 2 mm : point optimal 3 6 mm du centre de la diode ; - faisceau 10 mm 2 : point optimal â 6,5 mm ; - faisceau 50 mm 2 : point optimal â 7 mm.

y, vz SSOH-.50ES ra/.iiœ: VL i~?o:ic:or or;i^.-.-t. :>; :;io" Diode Impacts du faisceau

- 40 - Cette variation s'explique bien par la forme dissymétrique de la courbe du Pic/Bruit de fond dans la zone du maximum (voir Figure 14-b). En effet» son intégrale sur la largeur du faisceau atteint son m^yfnwim pour une position de l'axe du faisceau d'autant plus éloignée de celui de la diode que ce faisceau est plus large. En définitive, la position optimale adoptée est la position moyenne (6,5 mm du centre), meilleur compromis pour les post-collimateurs couramment utilisés. V.2 - ETPDE DE REPRODaCTIBILIIE DE LA POST-COLLIMAIION L'assurance d'avoir une bonne reproductibilité de positionnement, donc d'efficacité de la collimation, est une nécessité pour l'aspect quantitatif des mesures et l'étude suivie d'un dispositif au cours de son irradiation. Si le problème ne se pose pas pour le collimateur dont la conception, interchangeable mais géométriquement invariable, assure par principe la reproductibilité, il n'en va pas de même pour le post-collimateur. Celui-ci est en effet monté sur un support â <* degrés de liberté,pour permettre son alignement optimal entre le collimateur et la diode, immobilisée dans la position choisie. Cet état de chose nécessite d'une part la mise au point d'une méthode d'alignement systématique, â répéter avant chaque campagne de mesures, d'autre part un contrôle statistique de la reproductibilité permise par cette méthode. " ^thode^d^alisnemenç : La méthode consiste à rechercher la position du post-collimateur donnant l'intensité maximale du faisceau, par optimisations successives sur chaque degré de liberté. Pour chacun de ces h paramètres, on ef ' *:ue une succession de comptages sur toute la gamme d'énergie en modifiant chaque fois la valeur du paramètre (utilisation du DIDAC en mode "multiëchelle" sur une base de temps réel) ; on visualise ainsi une courbe d'activité totale en fonction de la position (voir Figure 16), dont le sommet correspond â la valeur optimale du paramètre. Un comptage classique dans cette position adoptée fournit un nombre de coups total sur la gamme d'énergie, qui sert de valeur d'étalonnage intermédiaire de l'alignement. La mise en jeu des paramètres se fait suivant un ordre établi une fois pour toutes, l'expérience ayant en outre montré que l'itération de la manipulation n'est pas nécessaire pour l'obtention du maximum absolu, au niveau de sensibilité du système.

ALIGKEMEKT DU POST-COLLIMUTEOB (Oolllmation 244.) RLIEN. PC BLIGN. PC 1 pa3 = 1/10 mm Réponse en translation horizontale 1 pas = 1/10 mm Réponse en translatian verticale P.L.IGN. PC RLI'GN. PC 1 pas *3 an d'angle 1 pas «3 on d'angle Réponse en rotation par rapport Réponse en.rotation par rapport à l'axe horizontal à l'axe vertical Fig. 16

- 41 - En pratique, on suit donc la fiche technique établie en Annexe II, que l'on complète par les valeurs mesurées, la différence des résultats de comptage initial et final permettant d'évaluer le dëréglage qui avait pu intervenir dans le système. :î Etude de_rep iroductibilité : Des essais de reproductibilitë ont été faits sur une même source, par déréglages et réglages successifs de l'alignement du post-collimateur avec comptage sur toute la gamme d'énergie. Les écarts entre les résultats sont inférieurs à 1Z, valeur qui semble constituer la borne d'une fourchette statistique de réglage. Cela est confirmé par le tableau suivant, qui porte les résultats de comptages effectués avant et après chaque réalignement, et qui de plus met en évidence les cas de déréglage accidentel du système entre deux périodes d'examen. Dispositif source Date réglage Comptage avant Comptage après Gain relatif Z Remarques ALPHA 30/01/75 15 230 16 480 + 8,2 Déréglage GAMMA 3 04/02/75 375 981 378 089 + 0,6 N BETA 18/02/75 217 940 217 980 0 ALPHA 07/03/75 10 300 10 250-0,5 1 Ecarts sta- El. Comb. 27/03/75 55 044 55 570 + 1,0 > tistiques DELTA 05/06/75 479 000 480 000 + 0,2 DELTA 09/06/75 370 000 370 000 0 ) ALPHA 0 19/06/75 103 522 185 050 + 78,8 Fort dérëglage ALPHA 0 24/06/75 107 910 107 150-0,7 Ecart statistiq. ALPHA 0 26/06/75 90 664 92 287 + 1,8 ALPHA 0 23/07/75 28 578 28 862 + 1,0 DELTA 04/08/75 358 994 369 925 + 3,0 LAMBDA DELTA 11/08/75 26/08/75 181 062 189 090 180 315 188 702-0,4-0,2 1 Légers déré- ) glages 1 Ecarts sta- J tistiques En conclusion, on peut adopter en confiance la valeur de \% pour chiffrer la précision de reproductibilitë de la réponse en fonction de l'alignement de post-collimation.

TRACE BU LA 1 4 " ET. TRHN5VER. EHMJMR 3 Fente théorique 15 [ (20 mm) 10 j \ r-, i 1 I Pente apparente 1 i [zi mm) \ définie comme largeur à i 5- - 1 ' i 1 1 «1 «i i i i 1 1 1 «1 «0 1 pas = 2 mm t 1 I!! -20-10 10 20 mm

- 42 - V.3 - ETUDE EH FONCTION DE LA POSITION LATERALE DE LA SOURCE La confiance en la reproductibilité des conditions de collimation doit s'accompagner de la réponse à la question suivante : quelle variation du signal entraînerait un mauvais positionn&>nennt latéral de la source devant la fente, dans un défilement longitudinal? Pour connaître cette réponse, deux expériences ont été faites par déplacement, devant la fente horizontale (20 mm x 0,5 mm, collimation 244), de deux sources de geometries différentes. " Ç^ X 0 H-,. D 5^us ^JiËA% SiE!^-4f-y?^^re : ^ e dispositif GAMMA 3 est équipé d'un crayon de diamètre approximatif 16 mm, dont le positionnement devant la fente doit donc être assez précis. On lui a fait subir un défilement latéral de 40 mm, symétriquement par rapport à l'axe supposé de la fente, en effectuant dans chaque position un comptage cumulé sur toute la gamme d'énergie. Le résultat de l'expérience est représenté par la Figure 17. constate que : On - L'axe de la fente avait été correctement aligné sur celui du combustible (symétrie des flancs) - Les points correspondant à une visée théorique sur la moitié du combustible ont une ordonnée supérieure d'environ 4Z à la moitié de l'activité maximale. Inversement, la largeur apparente de la fente, définie comme largeur à mi-hauteur de l'activité maximale, est de 21 mm. L'effet d'angle solide dû au décollement de la source par rapport au collimateur se traduirait par un élargissement apparent de la fente de 0,15 mm, avec une source plane homogène (voir Figure 18). Or-, la densité d'émission gamma au droit de l'axe du combustible est 10 fois plus forte qu'à sa périphérie, et environ 5 fois plus que la densité moyenne d'émission. Il faut donc amplifier d'un facteur ^ 5 l'effet d'angle solide, pour un combustible réel, ce qui donne un accroissement apparent de fente de 0,75 mm. L'écart résiduel peut raisonnablement être attribué à :. l'incertitude d'usinage de la fente (^ 0,1 mm) ;. l'effet de perméabilité des coins du collimateur et du postcollimateur aux gamma de haute énergie. - Les 3 points correspondant à une visée complète du crayon montrent une asymétrie de la réponse plus forte de 32 a droite qu'à gauche, dont les causes peuvent être simultanément :

SCHEMA DE L'ANGLE DE VISEE HORIZONTAL (Toutes les cotes sont données en millimètres) = 0,075 aim fl = 20 + 2.0,075 Pente apparente:^ = 2 0 > 1 5 ^ (Point de oonvergenoe du faisceau) -?ig. 18 -

- 43 -. défaut de parallélisme entre les bords de la fente ;. défaut de parallélisme entre 1'axe "horizontal" de la fente et la direction du déplacement latéral. K ïïe S- p â _2Sli ês-^iïïê52i2sâ : ^ e dispositif SOURCE, comportant un cylindre hypercarré de Co s o, de diamètre ^ 3 mm, monté de façon â se trouver à la même distance du collimateur, en position d'examen, qu'un crayon combustible classique, a fait l'objet d'un déplacement transversal devant la fente, avec pour chaque cote horizontale, un balayage vertical en 10 points espacés de 0,1 mm. Sur chaque cote verticale, on a relevé la valeur du pic 1332 kev. La cote verticale correspondant au maximum d'activité de ce pic n'est pas constante au cours du déplacement horizontal : elle varie presque d'une extrémité à l'autre du défilement vertical, soit 1 mm. Ceci a donné lieu au tracé de deux courbes en fonction de la cote horizontale (voir Figure 19) : l'une (a) représentant la variation de l'activité â la cote verticale moyenne, l'autre (b), la variation du maximum d'activité à cote verticale variable. La courbe (a) est sensiblement symétrique, avec un maximum centré de 13? supérieur aux valeurs d'extrémités. Elle montre que la source est inhomogene et que les cotes verticales ont subi un glissement au cours de l'examen. La courbe (b) est sensiblement linéaire, l'extrémité droite étant de 17. supérieure â l'extrémité gauche. Elle montre un défaut de parallélisme des bords du collimateur. De plus, la variation de I mm de la cote relative au maximum d'activité confirme l'hypothèse d'un glissement vertical. Une telle variation peut difficilement s'expliquer par la dilatation thermique du chariot (voir p. 29), et on est conduit à supposer, comme précédemment, un défaut d'orthogonalité entre l'orientation de la fente et la direction du défilement transversal. Cet écart se chiffrerait alors par l'angle : oc - Arc tg -^j- # 3 - Remarque : un tel défaut présente fort peu d'importance dans un examen classique de crayon combustible en fente "horizontale". En effet, on commettrait sur le volume visé l'erreur relative :

- 44 - " La conclusion essentielle de ces deux expériences est que le positionnement latéral d'un crayon combustible devant la fente n'introduit pas d'erreur grossière tant que le crayon est entièrement vu par la fente. Cette erreur est même négligeable pour une variation latérale extrême raisonnablement admissible, soit ± 2 mm (défaut éventuel de verticalité du crayon) : 6 - ± - p. -7Z - ± 0,7% 0) V.4 - COEFFICIENTS LINEIQUES D'ABSORTIOM GALMMA î! L'écran d'intensité interposable sur le faisceau se compose de cales indépendantes d'acier inox 18/8 (NS 22 S ; densité 7,9), calibrées comme suit : Désignation de la cale Epaisseur de la cale (mm/100) Epaisseur cumulée avec les cales précédentes A 406 406 B 406 812 c 406 1218 D 407 1625 E 407 2032 F 407 2439 6 407 2846 H 407 3253 1 99 3352 2 200 3552 L'étalonnage de cet écran a été fait grâce à des spectres d'une même source stockés sans écran - intensité perçue à l'énergie E : le (E) - puis avec des épaisseurs x d'inox - intensité perçue : I (E) - pour déterminer le coefficient linéique d'absorption gamma en fonction de l'énergie, selon la formule : ( ) Ce résultat justifie l'hypothèse faite plus loin (voir : Principe des méthodes de dépouillement) qui consiste à approcher par la valeur 1 le facteur ft de couplage source-collimation.

- 45 - U (E) - Log a ME) r(e) ou, x étant exprime en mm, u s exprime en mm-. Ces mesures se sont trouvées en bon accord avec un calcul de y effectue à partir des sections efficaces microscopiques d'absorption totale pour chacun des éléments constituant l'écran, selon la combinaison linéaire : M CE) -J^d 10-25 ]T n i-1 -i. o\ (E) avec : nombre d'avogadro \ d : densité du matériau constituant l'écran ; n : nombre de corps simples constituant l'écran ; p. : proportion massique du corps simple i dans le matériau ; A. : masse atomique du corps simple i ; o*. (E) : section efficace microscopique d'absorption totale du corps simple i à l'énergie E, exprimée en barn/atome. Les valeurs dès C utilisées proviennent de la table de constantes [ 13 ] et, dans le cas de l'inox NS 22 S, donnent les résultats suivants : Energie (kev) p inox Fraction absorbée correspondant à 10 ram d inox 100 0,256 92,3 % 150 0,149 77,5 % 200 0,114 68,0 Z 300 0,086 57,8 % 400 0,073 51,7 Z 500 0,065 47,6 7. 600 0,060 44,8 Z 800 0,052 40,6 Z 1000 0,047 37,2 Z 1500 0,038 31,4 7. 2000 0,032 27,6 7. 3000 0,026 23,0 Z

- 46 - : D'autre part, la connaissance de.i coe.. icients d'absorption gamma est nécessaire pour nombre d'autres matériaux intervenant dans le dispositif-source. Une comparaison mesure-calcul a pu être faite pojr des échantillons de zirconium et d'oxyde d'uranium ; la concordance a été également satisfaisante puisqu'elle s'est faîte à quelques centièmes près. Les matériaux divers susceptibles d'intervenir dans l'absorption gamma étant trop nombreux pour permettre des mesures de y sur chacun d'entre eux, on a préféré adopter pour tous le mode d'obtention par calcul indiqué ci-dessus (*), afin de disposer d'un système de valeurs entièrement cohérent. De plus, les résultats obtemis ont été comparés, chaque fois que possible, aux abaques [ 14 ] et on n'a pas dénoté de divergence supérieure à quelques centièmes. D'ailleurs, la précision estimée des y ainsi obtenus est celle des tables de valeurs a, soit, dans la gamme d'énergie utilisée (200 kev à 30 MeV), environ 5Z. C 1 ) L'algorithme de calcu de y a été inséré, sous la forme d'un sous-programme en option - MUCOM - dans les programmes de calcul d'absorption gamma nécessaires aux dépouillements : voir Annexe III.

- 47 DEUXIEME PARTIE TRAITEMENT DES MESURES " Je voudrais croire qu'avec une lunette plus grosse, 3e serais bien plus savant ; toutefois ce n'est pas si simple ; à mesure au 'un instrument est plus puissant, il faut penser davantage pour en tirer quelque chose." ALAIN

- 48 - CHAPITRE I PRINCIPE DES METHODES DE DEPOUILLEMENT Depuis la source gamma émettrice jusqu'au résultat - nombre d'atomes d'un nucléide donné à un instant donné dans un volume donné - calculé à partir d'un pic du spectre gamma, l'information subit une série de dégradations successives : " Four le faisceau gamma : - auto-absorption de la source et absorption par son conteneur ; - atténuation due au collimateur (angle solide) ; - absorption par l'écran d'intensité en inox ; - atténuation due à la post-collimation (angle solide) ; - interaction du faisceau avec les différentes parois du canal de collimation provoquant des gamma parasites ; - réponse de la diode. " Four le signal électrique : transmission de l'ensemble électronique (temps mort). " Dans le calcul : évaluation de la surface d'un pic. On trouvera schématisé l'ensemble de ces phénomènes successifs sur la Figure 20, avec l'indication des symboles respectifs dont il sera fait usage dans la présentation formelle qui va suivre. 1.1 - EQUATION FONDAMENTALE DP DEPOEILLEMENT 1.1.1 - Equation L'hypothèse de l'existence, dans l'interprétation d'un spectre gamma selon la statistique gaussienne, d'une surface relative à chaque pic, dite "surface gaussienne", et proportionnelle au nombre de photons gamma émis par le radionucléide à cette énergie, peut se traduire pratiquement par l'équation suivante, qui constituera la baie du dépouillement quantitatif de tout spectre gamma

- 49 - SG. : X N y t T g A (E^ D (E^ (1 (E.) avec SG. : surface gaussienne de la raie i d'énergie E. ; X : constante radioactive du nuclëide émetteur ; N : nombre d'atomes du nucléide émetteur présents dans la source ; T : temps actif du comptage (temps réel - temps mort) ; Y- : intensité absolue (ou "facteur d-5 branchement'*) de la raie i ; À D H : facteur de proportionnalité, fonction de l'énergie, relatif à la source et à son conditionnement seuls ; : facteur de proportionnalité, fonction de l'énergie, relatif aux systèmes de collimâtion et de détection seuls ; : facteur de couplage géométrique, fonction de l'énergie, entre la source et la collimation. t.1.2 - Données et inconnues K SGi est une caractéristique du spectre et du programme de dépouillement adopté. Cette grandeur, définie ici comme la surface de la courbe de Gauss associée au pic, est en fait, plus exactement, toute grandeur proportionnelle au nombre de gamma reçus par le détecteur à l'énergie considérée, comme par exemple la surface de l'histogramme du pic celle qu'elle est donnée par le programme de dépouillement adopté. " X et Y^ sont des données nucléaires caractéristiques du nucléide étudié, périodiquement mises à jour grâce à [ 15]. Ainsi, il n'est pas inutile de préciser, pour la bonne compréhension ultérieure de certains problèmes d'incertitudes, que durant la réalisation de ce travail certaines valeurs proposées par la littérature ont été modifiées ; par exemple, la valeur de l'intensité de la raie 1596 kev du La 1 ** est passée de 88% à 96,5%, soit 10% de recalage. " T a caractérise le comptage effectué, indépendamment de l'importance variable du taux de comptage. :E Four connaître N, l'inconnue recherchée, il convient donc de déterminer les variables A (E^), D (E^) et Î2 (E ).

- 50 - Le couplage source-collîmation, représenté par Î2, qui traduit, des conditions géométriques telles que la position latérale de la source devant la fente ( l ). peut être en fait négligé avec une bonne approximation ; on en trouvera plus loin une justification par conséquence ( 2 ). On prendra donc : fl (E^ - l VE t ( 3 ) On peut dire dès lors que A, dénomme dans la suite facteur d'auto-absorption, représente la proportion transmise du faisceau gamma initial, compte tenu de 1'auto-absorption de la source et de l'absorption par les structures de son conditionnement. D'autre part, D représente le rendement absolu du système de détection, compte tenu du détecteur, de l'angle solide de visée et de l'éventuel écran atténuateur 1.2 - METHODES D'ETALONNAGE 1.2.1 - Rendement relatif global On appelle rendement relatif global une grandeur rj, fonction de l'énergie, proportionnelle aux facteurs A et D : ri <E> - k A( ) D(E) où le facteur k, arbitraire a priori, est fixé par le choix d'une valeur r\ (E^) particulière. Le regroupement dans une même variable de 1'auto-absorption du dispositif-source et du rendement absolu de détection constitue, wn le verra, une manoeuvre d'intérêt pratique évident compte tenu de la méthode d'étalonnage adoptée. ( l > Voir l'étude particulière p. kl, ( ) Concordance des deux méthodes d'établissement d'une courbe de rendement relatif. ( ) Il est à noter que cette hypothèse, même fausse, ne rendrait pas caduc le principe de base de l'autc-ëtalonnage, exposé plus loin, grâce à l'utilisation d'un rendement relatif global de détection défini pour chaque ensemble ource-ccllimation.

SCHEMA PB grakskissioh DE Ii'IireOHSIMIOIT ÎJ A Dispositif-source (auto-absorption) Collimateur (rendement de transmission) Ecran d'intensité (absorption) Post-collimateur (rendement de transmission) Diode Ge(Li) (rendement de détection) vmniitim ^ Couplage source-collimation dépendant de l'angle solide de visée (dégradation du spectre par interaction sur les parois du canal de détection avec rayonnement secondaire) n Chaîne électronique (aveuglement passager: temps mort relevé par DIDAC) > D:: S5 Histogramme (calcul de surface de pic) ^ Données nucl. nombre d'atomes mesuré Obtention des résultats?ig. 20

- SI - En effet, l'équation fondamentale s'écrit alors : La détermination de N à partir de SG^, la fonction H étant connue ( ), est dès lors possible â un facteur près : SG N - k \ T * a n (E t> Cela assure immëdiatement la connaissance en relatif des nombres d'atomes N, et l'étalonnage en absolu aura donc â porter uniquement sur la détermination de la constante k. 1.2.2 - Facteur d'auto-absorption La fonction A* caractéristique du dispositif examiné, mesure l'atténuation apportée au rayonnement gamma issu de la source par : - l'auto-absorption de la source (le plus souvent, portion cylindrique d'un crayon combustible) ; - l'absorption par les structures (généralement cylindriques et concentriques) successives du dispositif ; gaine, caloporteur, conteneurs, fourreaux. Le facteur A (E) dépend donc en principe : " des natures, densité et épaisseur de chaque matériau du dispositif dans la zone examinée ; ( 1 ) L'établissement de la courbe n(e) se fait expérimentalement, selon la méthode exposée plus loin : voir Procédures Pratiques p. 63,

- 52 - " de la répartition de la densité d'émission gamma dans la source : en admettant, comme il est souvent justifié de le faire, une répartition radiale présentant une symétrie de révolution autour de l'axe vertical de la source, on conçoit bien en effet que les différences d'auto-absorption entre un gamma émis du centre de la source et un gamma émis de sa périphérie seront pondérées, dans le calcul de la résultante totale, par les densités respectives d'émission ganma en ces deux points. La détermination de À nécessite un calcul simple, mais long, pour lequel l'ordinateur sera utile (voir Procédures Pratiques, P. 74). 1.2.3 - Recalage en absolu C 1 ) Le recalage qui permet de donner des résultats en absolu (nombres d'atomes d'un nucléide donné dans un volume donné de source) consiste en la détermination du facteur k précédemment défini. Cette détermination peut être effectuée par deux méthodes différentes exposées ci-après. 1.2.3.1 - Recalage par auto-étalonnage On appelle ainsi la méthode de recalage qui n'utilise que des résultats portant sur le dispositif examiné lui-même. Ces résultats, qui proviennent évidemment de données extérieures à la spectrométrie gamma, sont fournis en 1'occurence par les mesures de puissance des expérimentateurs sur leurs dispositifs, ou par les calculs nucléaires effectués par le Groupe Dosimétrie du Service des Piles à partir des mesures relevées sur les dispositifs. K La donnée de base utilisée est l'histoire, au cours de l'irradiation, du nombre de fissions induites par seconde dans le combustible. Cette fonction,combinée à la connaissance de l'évolution du combustible au cours du temps, permet de connaître à tout instant, par le calcul, la concentration d'un produit de fission donné dans le combustible. ( ) Il devra bise rester à l'esprit dans la suite que ce terme d'"absolu" recouvre une notion cependant relative aux données, objet de ce chapitre, sur la base desquelles est effectué l'étalonnage.

- 53 Pour un nucléide directement créé par fission, sans antécédent radioactif, on obtient en effet â la fin d'un palier de puissance : F v N c \ O-e ) + N fl e avec N c : nombre d'atomes du nucléide calculé ; X : sa constante radioactive ; t : temps en secondes évalué à partir du début du palier de puissance ; M«: nombre d'atomes du nucléide existant déjà à l'instant du début de palier ; F : nombre de fissions par seconde sur le palier ; y : rendement de fission équivalent du nucléide pour le combustible en question. Le produit F y e représente le nombre d'atomes d'un nucléide produit par seconde par l'ensemble des fissions dans le volume V donné de combustible, supposé homogène. Si l'on rient compte des a corps fissiles différents qui composent le combustible et de la gamme d'énergie (E) du spectre neutronique, on a : F y - V 21 e i«l L 7 i (E) Zi (E) <j> CE) d E soit,en simplifiant pour ne retenir qu'un groupe thermique et un groupe non thermique, dit "rapide" ("fission spectrum neutrons" [16] ) : n F y e - v II (y it ï i E * t + y if z i f * f > Dans le formalisme de traitement adopté qui tient compte des flux tant rapide que thermique, y e est donc défini par : tr (y it z it *t * y if Sjf y n i-l ^ < y a i C it +?if «if 5 où les a sont les taux de fission relatifs à chaque nucléide.

5CHETA DE SBalS^C-RATIO?! DU LA 140 (tiré ae [25] ) I «.OM.w M I,«? U Uf...,\. if tik 141.1 Ml.«^^fc^i I W.t *.) I //,... MI...V. *v \*,»...,**. / Ai ua Pig. 21 -

- 54 - On aura donc par exemple : 7 e - y t (U" s ) a c (û 2 3 5 ) + y f (u 238 ) o f (U 2 3 8 ) + y f (Th 232 ) a (Th 232 ) Les a sont également fonctions du temps et traduisent l'évolution du combustible, laquelle peut être calculée par le Groupe Dosimetric (grâce au code Apollo par exemple) Les y sont des données nucléaires, susceptibles elles aussi de mises â jour éventuelles, tirées de [ 16 ]. La réalisation du calcul de création, est exposée dans les Procédures Pratiques (voir p. Q\ ). " Parmi les nucleides à mesurer par spectrometrie gamma et qui peuvent faire l r objet d'un tel calcul, certains présentent l'avantage de ne pas migrer longitudinalement et radialement â l'intérieur du combustible (ou même vers l'extérieur, en cas de gaine percée) ( l ) : Zr 9 5, Ru 1 0 3, Ba 1 * 0. Ces corps présenteront donc à l'examen une répartition identique à la répartition de création. Le Ba occupejlci une place privilégiée, car il possède un descendant B~, le La 1 (période 40,1 h ), dont la raie principale (96,5% d'intensité) est à 1596,49 kev (Fis."21).LÊnergie relativement élevée de cette raie minimise les erreurs que l'on peut commettre sur son absorption, et en fait un repère de qualité pour l'étalonnage en absolu. Pour le La *, mesuré par sa raie à 1596 kev, on peut donc écrire que le nombre d'atomes mesurés sur une zone donnée du combustible est égal au nombre d'atomes calculé pour la création dans cette zone : N (La 1 " 0 ) - N (La 1[f0 ) m c ( l ) Tout au moins en fonctionnement sans surpuissance et sans surchauffe.

- 55 - l*'oû la détermination de k, tous les autres paramètres étant alors supposés connus : X f T a ndsss) k - N (La 1 " 0 ) ^ ^ C SGisss Remarque : Cette premiere méthode d'étalonnage en absolu ne peut être utilisée à juste titre que sur des dispositifs d'irradiation dont la puissance est suffisamment bien connue pour constituer une référence sûre. 1.2.3.2 - Recalage sur étalon Au cas où les évaluations de puissance du dispositif sont douteuses ou difficiles, il est nécessaire de procéder â un étalonnage par comparaison à un dispositif-étalon (ayant lui-même faic l'objet d'un auso-êtalonnage) ou à une source-étalon calibrée. La dernière solution, qui semblait a priori la plus sûre, présentait malheureusement ies difficultés d'ordre pratique et de calcul : - l'intensité de la source doit être très élevée (de l'ordre du Curie) pour pouvoir en faire la mesure avec des conditions de collimatîon semblables à celles employées dans l'examen d'un combustible ; - des différences très importantes de géométrie, de répartition d'émission gamma et de structures existent entre une source et un dispositif d'irradiation, qui sont susceptibles de majorer fortement les erreurs éventuelles commises dans le calcul des auto-absorptions nécessaire au recalage. Ces difficultés n'ont été jugées correctement surmontables que récemment, après mise au point (et étude critique en précision) des différentes procédures de calcul qui constituent les maillons d'une chaîne d'étalonnage. Aussi, dans les débuts, semblait-il préférable de s'étalonner sur un dispositif connu possédant des caractéristiques géométriques et nucléaires comparables à celles du dispositif examiné.

56 - Etalonnage sur..dispositif-étalon : Une raie ( l ) d'énergie E{ commune à l'étalon (symboles d'indice e) et au dispositif mesuré (symboles d'indice m) permet de faire le recalage selon le principe suivant* Les deux dispositifs étant examinés dans les mêmes conditions de collimâtion, les équations de définition des rendements relatifs globaux s'écrivent respectivement : ". «1> " \ A e <V D e (E i> n (E.) - k A (E.) D (E.) m x m m î m i avec D e (E.) - D m (E.) On en déduit : n m a t ) A e CE,) n CE.) A m (E.) e i m L les fonctions n e, r^, Ag et An étant supposées connues, ainsi que le facteur b^ provenant de l'auto-étalonnage du dispositif-étalon, comme indiqué au sous-chapitre précédent. Etalonnagg_sur i source-étalon Le problâme, dans ce cas, se présente différemment. D'une part, la mesure sur la raie Ej de la source-étalon (par exem ple : 661,60 kev du Cs 1 3 7 ou 1332,48 kev du Co 60 ) donne : SG. - T. A (E.) D (E.) ej ej e j' e y où r représente la grandeur-étalon : nombre de gamma émis par la ^-vrce dans la raie E. pendant toute la durée du comptage J effectué. D'autre part, l'équation du rendement relatif global sur le dispositif mesuré permet d'écrire : \> < E <> * K A m < E ;> d m < E <> m j m m j m j ( x ) Le plus souvent la raie 1596 kev du La Ito

Si les deux mesures sont faites dans les mêmes conditions de collimation, ou a encore : et le facteur de recalage vaut alors : "* * SG ej ^ <V A m (E.) " Cette méthode d'étalonnage a été utilisée : - dès le début, à partir de dispositifs-ëcalons, pour recaler les mesures sur les dispositifs dont la puissance était mal connue ; - plus récemment, à partir d'une source-étalon, pour comparer entre eux l'ensemble des étalonnages effectués jusqu'alors et contrôler éventuellement la confiance accordée aux dispositifs-étalons (voir p. 131).

0RCriiivI(jRji.itli3 Su DEPOuILLSfcBNl' LOURD "{ SPECTRE 4000 POINTS + Données de stockage X RECHERCHE DES PICS - Etalonnage en énergie - Surfaces gaussiennes CORRECTIONS -(Rendement relatif global de détection) - Surfaces corrigées îibliotilèque restreinte Calcul du rendement relatif IDENTIFICATION Calcul du nombre d'atomes relatif Etablissement de la bibliothèque de prédépouillement ETALON (2 Calcul d'auto-absorption DONNEES DE PUISSANCE - description du cycle d'irradiation - évolution du combustible - rendements de fission U MISE EN FORME - Recalage éventuel des décroissances -(Recalage en absolu) - Tracé automatique - Nombres d'atomes K_ (3 CREATION - Nombre d'atomes créés H 00 H n (W HO, N 0 (la^ ) N 0 (X) Correction de flux éventuelle Calcul de k Nombre absolu d'atomes mesurés V x > (l! NATHALIE (Dépouillement) (2: ADELINE (Auto-absomtion) (3: CREON (Création des P.P.) (4: FINITION et TRACS3 N 0 (X) Distributions Bilans Pig.

- 58 - CHAPITRE II PROCEDURES PRATIQUES PE BA5E La mise en oeuvre du dépouillement lourd nécessite le déversement des spectres, stockés sur bande magnétique MITRA 15, sur les disques-fichiers du Centre de Calcul C.I.S.I. de Grenoble. Les programmes de traitement écrits pour l r I.B.M. 360/50 de ce Centre ont été reconvertis pour être utilisables sur l'iris 55 qui l'a remplacé en octobre 1974. Conformément au principe des méthodes de dépouillement exposé au Chapitre précédent, le déroulement du traitement est conçu selon l'organigramme de la Figure 22, dont les opérations successives, regroupées en programmes, sont explicitées dans la suite. II.1 - PROGRAMME DE DEPOUILLEMENT LODRD "NATHALIE" II.I.l - Choix du programme Le Département de Métallurgie de Grenoble utilisait déjà, pour le dépouillement de ses spectres sur prélèvements gazeux, un programme mis au point à partir du code JADE [14 ]. Ce programme, dénommé NATHALIE, a fait l'objet, de la part du DMG * des modifications nécessaire? pour être adapté aux problèmes de la spectrométrie gamme en pile avec défilement. Il ne fait pas de doute que ce programme ne constitue pas la meilleure approche actuelle pour le dépouillement d'un histogramme gamma -des méthodes plus élaborées permettent une mise en forme plus exacte du bruit de fond ( [ 18 ] par exemple) ou un calcul plus fin des surfaces de pics (programme SAMPO par exemple) (*). Mais le choix a été fait avant tout dans le souci d'avoir : C 1 ) Cf. une étude comparative : [ 21 ]

3CH3MA D'ANALYSE D'Ufl PIC PAH LE PROGaAtffitS SE PBPOUIILSÎGJTT NATHALIE \ Lissage (gaussienr.e) y' "mai 1 'min \ JL'. <0 y>o r^ J """" ~~~-~^_ \ v y '? Bruit de fond (trapèze)^ ^s^ y'^ ô " * «. Borne gauche torne droite CA5AUX Pig. 23

- 59 - - un outil de travail très vite disponible pour satisfaire aux premières demandes d r examen ; - une procédure relativement simple, et de coût modéré, pour tenir compte du nombre considérable de spectres à traiter, et de la complexité de ces spectres ; - des mesures de surface d'un pic non nécessairement exactes en absolu, mais essentiellement reproductibles, dans les mêmes conditions, ce qui est suffisant compte tenu de la méthode d'auto-étalonnage en absolu. La recherche éclectique du programme optimal parmi les procédures qu'expose une littérature foisonnante sur ces sujets dépassait le cadre de ce travail de synthèse. Le programme NATHALIE, qui avait l'immense mérite de pouvoir être très vite opérationnel, a paru constituer le compromis adéquat compte tenu des différentes conditions a satisfaire. Ses performances ont, jusqu'à présent tout au moins, satisfait à la précision recherchée. II. 1.2 - Processus général de ça?.cul Dans un premier temps, l'histogramme est décrit polynsmialement, par groupes de 5 canaux successifs, pour déterminer les maximums et les minimums de la dérivée au point milieu, qui permettent, de déceler l'existence de pics. Chaque pic est ensuite jugé significatif ou non, en fonction d'un critère d'acuité (test de Student). Pour chaque pic significatif, le programme recherche les bornes gauche et droite comme points de changement de signe de la dérivée et décric le bruit de fond comme un segment de droite joignant ces deux bornes C l ) (voir Figure 23). 11 note la hauteur du bruit de fond sous le sommet, ainsi que la hauteur du pic : deux informations utiles pour juger qualitativement, par la suite, de la confiance à attribuer au résultat correspondant. Le programme lisse alors l'histogramme du pic au-dessus du bruit de fond, sous la forme d'une gaussienne dont il calcule la surface. ( ) En cas de pic multiple, le bruit de fond est déterminé une seule fois, entre la borne gauche du pic gauche et la borne droite du pic droit.

- 60 - L'abscisse du pic est convertie en énergie, grâce à une courbe d'étalonnage canaux-énergie dont on introduit les paramètres ( L ) ou qui est lissée par le programme lui-même, selon la méthode des moindres carrés linéaires, à partir d'un relevé de positions de pics. Chaque énergie calculée est confrontée à la liste des énergies d'une bibliothèque de raies gamma qui permet l'identification (parfois multiple) du pic. Le calcul est ensuite repris pour chaque nucléide, afin d'attribuer â chaque raie détectée, et supposée lui appartenir, son nombre d'atomes correspondant. La comparaison relative d'une part de ces résultats pour les différentes énergies d'un nucléide, d'autre part des intensités gamma respectives de ces raies, tirées de la bibliothèque, fournit un contrôle efficace de validité de l'attribution de la raie. Le nombre d'atomes correspndant à la raie est calculé sous la forme : i S G n * \ T a y. e(e.) S(E.) N E est une fonction de l'énergie, lissée sous forme d'un polynôme dont on introduit les paramètres, qui sert le plus souvent à représenter le rendement relatif global n» précédemment défini ( 2 ). Ç est une fonction de l'énergie représentant la fraction transmise du faisceau gamma par l'écran d'intensité en inox. ( ) La courbe d'étalonnage Energie E (kev) f (canal C) est définie ainsi : E - a + bc + c C 2 + d C 3 ( 2 ) e est défini par Ï Log fi E(E) - a' + b' Log ft E + c'(log ee) 2 + d'(log E) 3 a', b', c* et d' étant les résultats d'un lissage par moindres carrés linéaires. On constate par expérience que ce mode de représentation fournît un meilleur résultat qu'un simple polynôme, pour la courbure â représenter. En pratique, chaque courbe est définie par deux déterminations de ce type, l'une valable aux énergies inférieures à une borne de raccordement donnée, l'autre aux énergies supérieures.

- 61 - Facile à calculer (*), elle est par définition englobée dans le terme D de l'équation fondamentale. Four la simplification des raisonnements ultérieurs, on supposera (sauf avis contraire indiqué) que la correction Ç est implicitement effectuée au niveau de la surface gaussienne ; la fonction D et, par suite, le rendement relatif global n ne dépendront pas de l'écran d'inox. Les nombres d'atomes sont ramenés à l'instant de référence, avec la période du nuclëide considéré (ce qui introduit une erreur, pour certains nucléides en filiation, qui sera corrigée plus loin dans le dépouillement) ; puis le calcul se termine par une moyenne pondérée sur les résultats de certaines raies, déterminées dans la bibliothèque NATHALIE comme raies de confiance. Correction de tiécroîssançe_dendant_le_temps_de^çgmfitage : Le nombre d'atomes N d'un nuclëide émetteur gamma varie au cours du temps, du fait de sa décroissance radioactive* Sur un comptage donné - de durée réelle T r, de durée active T a - en prenant comme origine des temps et date de référence l'instant t de début de comptage, NATHALIE calcule d'abord son nombre d'atomes comme : SG. "n A Y i T a K(E.) K représentant implicitement toutes les fonctions de l'énergie mises en oeuvre. Or, SG. vaut en réalité : SG. - f r \ N(t) (l-p) dt Yi K(Ei) ( ) 5(E)» e, x étant: l'épaisseur de l'écran. La meilleure approximation polynomiale de u, à partir des valeurs données p. 45, a été obtenue empiriquement par la formule : Log fi [Log fi 11(E)] - a" + b" Log e (Log @E) + c" [Log e (LoggE)] 2 + d" [Log e(log ee)] 3 a"» b", c" et d" étant les résultats d'un lissage par linéaires. moindres carrés

- 62 - où p représente la fraction moyenne du temps réel de comptage correspondant à l'aveuglement de la détection» comme défini p.18. -T t X S e " u O-p) dt Yi K(E t) T», 0-e _ X T r ) ÎT Y, K(E.) nucléide existant à l'ins oû N(j est le nombre d'atomes du tant 0 du début de comptage. Une correction est donc insérée dans la suite du programme pour obtenir la valeur exacte recherchée N. : Avec des données numériques vraisemblables, telles que : X - 10~V r (période ~ 2 h) T r - 1000 s la correction apportée atteint : 5 % Remarque : Dans le cas d'urefiliation du type : Ba 1 * 0 6 j. La 11 * 0 (X { - 6,263.10' 7 s" 1 ) (X - 4,802.10' 6 s" 1 ), on commet, pour l'évaluation du nombre d'atomes du fils, une erreur qui tient au fait que celui-ci décroît en réalité avec une période apparente sauvent plus proche, dans les conditions de la mesure, de la période du père que de sa période propre. 1000 s, l'erreur rela Dans l'exemple cité, toujours avec T tive est majorée par i 1-e " A l T r 1-e ~ X 2 T r I-e" X l T r

- 63 - La correction de cette erreur est négligée dans NATHALIE. Il sera cependant nécessaire de l'appliquer dans les programmes de finition (voir p. 94) pour des nucléides de courte période (correction Nb 97 dans les mêmes conditions : ^ 14%), et même pour le La dans certains calculs fins d'étalonnage, où de nombreuses petites erreurs cumulées peuvent vite accroître inutilement l'incertitude. Correction d'interférence de.raies : La superpcsition fortuite de deux raies gamma sur la même énergie Ej est un handicap évident pour le calcul des nombres d'atomes de? nucléides correspondant. Si la raie E n'est pas unique pour le nucléide 1, ce n'est pas très grave pour le calcul de ce corps, car une autre raie Ej aura évidemment été choisie comme raie de référence. 1 Dans cette hypothèse, même si le nucléide 2 n'émet que l'unique raie E^, on pourra toutefois obtenir une approximation valable du nombre d'atomes de celui-ci. En admettant que la surface du pic Ej. est la somme des deux composantes relatives aux nucléides 1 et 2, on a : Or, on peut exprimer le fait que les surfaces des pics du nucléide 1 relatif aux énergies E^ et Ej sont dans le rapport de leurs intensités respectives d'émission Yi et ys r en s'affranchissant de la courbe de rendement.- Connaissant la surface du pic de référence E- du nucléide 1, soit SG;. on peut en déduire la composante du pic Ej, due au nucléide 2 1 I Y i»< ' S G i " SG Î yj n i Cette correction d'interférence est effectuée automatiquement par NATHALIE pour quelques raies en interférence dont l'exploitation est nécessaire, déterminées par la bibliothèque gamma afférente au programme. - Remarque ; Le rapport peut être module par un facteur empirique, fruit de l'expérience, traduisant l'effet de l'éventuel léger décalage des énergies des deux raies interférences. Cette correction n'est cependant acceptable que si les deux raies sont suffisamment proches l'une de l'autre.

- 64 - - Exemple caractéristique d'interférence :. Nucléide I : H 2 3 9 - Raie de référence : 277,61 kev (13,4%) - Raie interférant î 228,20 kev (11,6/0. Nucléide 2 : Te 1 3 2 - Raie unique : 228,20 kev (88%) ÏI, 1.3 - Etablissement des bibliothèques gamma NATHALIE Traiter l'identification des pics à l'aide d'une bibliothèque de raies gamma complète, comme la "Bibliothèque des Radioéléments du C.E.N.-G.", serait non seulement lourd et coûteux mais encore nuisible â l'efficacité de l'interprétation. Il a paru préférable d'en tirer une bibliothèque restreinte adaptée au problême particulier de détection, ^'établissement de cette bibliothèque restreinte est fondé sur l'expérience et sur une étude critique minutieuse de l'environnement en énergie de chaque raie choisie, K Expériençe_de la détection : Les premiers dispositifs examinés ont permis de mettre en avant, par identification manuelle, un bon nombre de produits de fission et d'activation de base, qu'on retrouve dans la pluparc des examens : - Produits de fission ayant un assez fort rendement (5-10~ 2 ) pour les fissions thermiques de l'u 235 (combustible-type) ; en voici la liste : Kr 89, Rb", Sr". Sr",Y",Y 93, Zr 9!, Hb", Zr 97, Nb 97, Mo", Eu 1 " 5, Ru ljs, Ru i o s, I U I, Te! 3 2. I 1 3 2, I 1 3 3, I 1 3 4, I l 3!, Xe 1 3!, Cs 1 3 \ C3 1 3 6, Cs 1 3 7, Ba 1 * 5, La 1 '», Ce' 41, Ce 1 " 3, Ce 1 ", -M 1 " 7. - Produits d'activation résultant des réactions neutroniques sur certains matériaux constituant les structures du dispositif (ou sur leurs impuretés) - Cr sl, Mn' 1 *, Mn!s, Fe s9, Co 60, Cu 6 *, Mo 53 -, ou sur le caloporteur - Sa 2 " -, ou sur le combustible - Np 2 3 9 -. Des examens plus particuliers ont conduit à allonger occasionnellement cette liste avec, par exemple, Pa (activation d'un combustible O-Th) et la 182, Ta (impuretés très gênantes dans le niobium, qui donne lui-même Nb ).

- 65 - " gtude_d_'environnementfl.n_ener ie_des_raies : Pour mesurer un nucléide détecté par quelques-unes de ses raies, il ne suffit pas d'effectuer un calcul systématique sur la surface de la raie principale. Encore faut-îl s'être assuré que celleci est vierge de toute interférence et située dans un environnement propre â ne pas perturber le calcul automatique de sa surface ; si ce n'est pas le cas, il convient de faire la même étude pour une autre de ses raies, et si aucune ne convient (intensité trop faible, énergie trop basse), d'évaluer le pourcentage éventuel d'interférence à déduire pour la raie qui semble la moins mauvaise. On determine ainsi une ou deux raies dites "de confiance" pour chague nucléide. Far exemple :. La 1 * 0-1596,5 kev : pas de problème particulier ;. I 1 3 2-772,7 kev : et non 667, perturbée par la raie 669,8 du même corps et par la proximité de 665 du Te l 3 I m ;. Np 2 3 9-277,6 kev : et non 106,1 d'intensité plus forte mais moins bien placée en énergie. Le problème du temps de désactivation vient jouer un rôle important dans l'étude d'environnement d'une raie ; tel picisolé lors d'un premier défilement peut avoir un voisin gênant en 2ème défilement, ou inversement : - Par exemple, pour le Zr 9 5 (période 64 j) la raie 724,2 kev est fortement entachée de Ru 1 0 5 (période 4,4 h), émettant à la même énergie, durant les premières 24 heures, et peut être perturbée plus faiblement durant les quelques jours suivants par la raie 727,1 de l'i 132 (période apparente * 77 h, celle du Te 1 3 2 ). Mais au-delà d'une quinzaine de jours, elle est plus digne de confiance que la raie 756,7 kev (prise jusqu'alors comme raie de confiance) dont le calcul peut être perturbé par la proximité de la raie 765,8 kev du Nb 9 5 devenue d'autant plus forte que la 756,7 devient plus faible. - Autre exemple : pour l'i 133 (période 21 h) la seule raie suffisamment intense est la 529,9 kev, qui coïncide pratiquement avec la 530,8 du Nd 14 * (période H j), ellemême seule raie utilisable pour le calcul de ce corps (l'autre raie, 319,5 kev, est écrasée le plus souvent par le 320,5 kev du produit d'activation Cr 5 1 ).

- 66 - Dans ce cas, aucune raie de confiance ne peut être déterminée et la seule méthode possible pour mesurer ces deux corps consiste à considérer comme j 1 3 3 la raie 530 kev en 1er défilement, puis â retrancher cette valeur, recalée dans le temps, de la raie 530 de nouveau mesurée en 2ême défilement, afin d'obtenir la valeur du Nd* 1 * 7. En conséquence, une étude fine de voisinage a été faite comme dans chacun des exemples ci-dessus, sur un ensemble de quelques 200 raies sélectionnées, représentant plus de 50 nuclëides. On a pris en considération, pour la raie examinée et chaque raie avoisinante (sone de ± 3 kev), les facteurs suivants :. énergie et intensité absolue gamma de la raie ;. rendement de fission et période du nucléide correspondant. " La synthèse de ce travail a abouti à l'établissement de plusieurs bibliothèques restreintes, toujours susceptibles de modifications ou de mises à jour, dont les versions actuelles sont présentées en Annexe III : - une "bibliothèque 2ême défilement" appropriée aux nuclëides visibles â partir de quelques jours de refroidissement ; - une "bibliothèque 1er défilement", extension de la précédente pour couvrir la gamme des nucléides détectables dès quelques heures de désactivation ; - une "bibliothèque instantanée", spéciale pour l'examen en continu de circuits de prélèvements sur caloporteur, susceptibles de véhiculer des corps de très courte période.» Chacune de ces bibliothèques comporte, pour chaque raie, successivement : 1. N d'ordre de la raie ; 2. "1" pour marquer une raie de confiance, utilisée dans le calcul du nombre d'atomes moyen (résultat final de ' NATHALIE) ; 3. "1" pour signifier â NATHALIE de poursuivre le calcul sur la raie jusqu'à obtention du nombre d'atomes au temps de référence ; sinon, calcul anandonné après identification (raie jugée trop mauvaise) ;

- 67-4. N" de classement du nucléide sur le disque-fichier "Résultats" de NATHALIE ; 5. Index spécifique du nucléide, formé par le numéro atomique suivi de la masse atomique ; 6. Désignation du nucléide par la masse atonique et le symbole ; 7. Période du nucléide ; 8. N de sortie de carte perforée portant le nombre d'atomes du nucléide relatif au calcul sur cette raie (si ce N* est absent, pas de perforation de carte) ; 9. N de la raie de confiance du nucléide dont une raie interfère avec la raie considérée ; 10. Idem en. cas de 2ëme interférence ; 11. Energie de la raie considérée (en kev) ; 12. Incertitude absolue sur cette énergie (pour mémoire ; 0 signifie qu'on ne connaît pas la p 1 4cision) ; 13. Intensité absolue d'émission gamma de la raie ; 14. Facteur multiplicatif à appliquer à la surface gaussienne de la raie désignée en 9. pour obtenir la valeur à retrancher de la surface du pic considéré, en cas d'interférence ; 15. Idem pour la raie désignée en 10.,en cas de 2éme interférence ; 16. Valeur théorique, en canaux, de l'énergie de la raie considérée, dans le cas (très fréquent) d'un étalonnage en énergie de 0,7 kev/canal- Comme on le constate par la liste donnée ci-dessus, le rôle de la bibliothèque restreinte, choisie automatiquement par NATHALIE en fonction du temps de désactivation affiché sur le spectre traité, est de permettre l'identification du pic (grâce à l'énergie) et le contrôle ultérieur de cette identification (grâce â l'intensité gamma), de détecter les cas d'interférence importante et de préciser alors le dosage de la correction â apporter au nombre d'atomes calculé.

- 68 - II.2 - ETABLISSEMENT DES COURBES DE RENDEMENT RELATIF GLOBAL Cette fonction de l'énergie caractérise, dans un système de collimation donné, la réponse de la diode pour les différents systèmes d'émission-absorption que présentent les dispositifs d'irradiation. On retrouve ici l'incidence de la conception de la collimation : le caractère discret et essentiellement reproductible des combinaisons fente- post-collimateur permet seul d'attribuer a un dispositif donné une courbe de rendement relatif global qui soit utilisable pour tous les examens successifs. Deux méthodes permettent l'établissement de cette courbe : - la première, expérimentale et classique dans son principe, est utilisée le plus souvent, car elle ne nécessite aucune information extérieure aux bibliothèques nucléaires et à l'examen gamma du dispositif lui-même ; - la seconde est une méthode de construction par calcul à partir d'une courbe déjà établie sur un autre dispositif. II.2.1 - Méthode expérimentale " Le^princioe de la méthode consiste à comparer les intensités gamma théoriques d'un certain nombre de raies avec les surfaces des pics respectifs détectés. Les raies en question doivent être : - bien réparties sur toute la gamme d'énergie intéressante (150 kev à 3 MeV) ; - vierges de toute interférence ; - bien connues quant à leur intensité gamma. En comparant les valeurs de différentes raies E^ d'un nuclëide â celles d'une raie de référence E r de ce même aucléide, on a : N SG. SG r " k * ïi \ ntt^ k x y r T a n <3?

- 69 - d'où la valeur du rendement : S G ncty - r,(e r ) ^ i ^r ^ Le choix arbitraire de la valeur n(e r) traduit le caractère relatif de la courbe de rendement global. Si un seul nucleide ne suffit pas à décrire toute la gamme d'énergie souhaitée, on applique la méthode successivement à plusieurs corps, en attribuant à chaque nouveau n(e r) la valeur lue sur la portion de courbe tracée à l'aide du prëcédentnucléide. Aussi souvent que possible, la courbe est déterminée en début d'irradiation, lors d'un examen consécutif à une période d'irradiation à faible puissance et S (relativement) faible température. Ces conditions permettent en effet d'avoir une image du combustible traduisant les distributions de création des produits de fission, en excluant toute modification due 1 des migrations. La courbe de rendement relatif global, qui dépend de l'auto-absorption de la source, donc de sa distribution, constitue alors un outil de référence témoignant des conditions de début de vie du combustible. " Inapplication de -la méthode se fait en suivant pas â pas l'algorithme systématique suivant (*). Une fois placés les points correspondant aux raies du La 11 * 0, sur la base d'une condition arbitraire : n(e 1596 kev) I, on recale successivement les points relatifs aux raies des Ba 1» 0, I 1 3 1 et I 1 3 2 <»). On calculera ensuite le point relatif â la raie 228 kev du Te 1 3 2, par rapport â la raie 772 kev de l'i 13Z, selon la formule : n Te( 228) - ^(772) ^ J I l ^ * «> X ( I e ) 772 228 ( ) Mis au point par N. CHAUMIEH au cours de son stage dans le Groupe Spectro- Gamma de la S.E.R.E.G. (1974-1975). ( ) On trouvera en Annexe IV une fiche technique d'établissement de la courbe de rendement relatif global, portant les énergies et les intensités gamma des raies prises en compte.

Cette formule n'est valable qu'au bout d'un certain temps après la fin de l'irradiation, quand l'i 132 (période 2,28 h) existant alors provient tout entier de la désintégration du Te (période 77 h) ; c'est le cas en 2ème ou en 3ême défilement. Le résultat obtenu est excessif car le pic 228 kev est en partie dû à une raie du Np 2 3 9 (période 56,4 h). Pour évaluer la contribution de celle ci, on fait un calcul par itération à l'aide du pic 278 kev du Np 2 3 9, de la manière suivante : - On partira d'une estimation de n(228), calculée sans tenir compte du Np, si on ne dispose pas d'autres renseignements, et on lira sur la courbe obtenue grâce a ce point une estimation de n(278). La surface du pic 228 kev due au Np seul sera, en première approximation : Y (N?) n(22b) SG (Np) - SG (Np) - m -7 r "8 278 ^ ( N N n(278) 226 On recommencera un calcul de rendement à l'aide de la nouvelle valeur de la surface, relative au T e, du pic 228 kev : Tl'C^a) - n(77i) SG 22e(Te) Y 7? (I) A(I) & < T e) \(I) - X(Te) 7? 772 226 On lira une nouvelle valeur n'(27a), puis on fera une nouvelle approximation de SG22s(Np} à l'aide des valeurs T]'(izs) et n'<27*) ; et ainsi de suite, par itérations convergentes. - Pour accélérer la convergence, quand on aura obtenu deux valeurs successives de SGj.aaCNp), on prendra comme départ de l'itération suivante une moyenne pondérée de ces deux valeurs, avec les coefficients 2 pour la dernière et I pour l'avant-dernière. 3 au 4 itérations suffiront alors pour donner la valeur exacte de SGî2s(N?) et de n(22e)«- Quelques valeurs numériques : Ml) u. n- Y 772(I) - 75% Y 228CTe) - 907. Y (Np) - 13,«Y W - 11,62 278 22â

- 71 - - Remarque 1 : Dès que la valeur de n(î7s) ne peut plus être précisée par lecture directe sur la courbe, on arrête l'itération et on a une équation simple du 1er degré. - Remarque 2 : Si le pic 304 kev du Ba 1 * 0 est bien placé sur la courbe, on supposera celle-ci linéaire entre 228 et 304 kev. n(i7s) sera ainsi fonction de 11(22») et on aura à résoudre une équation du 2ème degré. Les résultats ainsi obtenus ne diffèrent pas de plus de 1% de ceux obtenus par itération. La Figure 24 donne un exemple de tracé d'une courbe de rendement, par le procédé de CHAUMIER, correspondant aux valeurs portées sur la fiche technique de l'annexe IV. La précision du tracé par cette méthode, estimée statistiquement sur un bon nombre de tracés, est de l'ordre de ± 5% audessous de 1 MeV, meilleure au-dessus. L'incertitude est essentiellement due au calcul de chaque pic par le programme de dépouillement - calcul qui dépend de l'environnement du pic, variable avec le dispositif considéré - et â l'imprécision plus importante sur les raies les plus faibles utilisées. Il est â noter qu'au-dessous de 300 kev, la courbe s'appuie sur le seul pic a 228 kev ; il conviendra donc de l'utiliser avec prudence dans cette zone. L'incertitude moyenne estimée de 5% se répercute naturellement en totalité sur le calcul des nombres d'atomes en absolu. Par contre, il est important de remarquer que dans l'étude comparative des différents examens successifs d'un dispositif (effectués dans les mêmes conditions de détection, et traités avec la même courbe de rendement), cette incertitude.disparaît presque car le calcul des pics»:: trouve toujours effectué de la même façon que lors du tracé de la courbe (') II.2.2 - Méthode par construction La courbe de rendement relatif global d'un dispositif donné peut être construite par calcul â partir de celle tracée pour un autre dispositif, selon le procédé suivant : ( ) Il convient de ne pas perdre de vue non plus le problème des empilements gamma qui peut être source de désaccord dans la comparaison de spectres différant beaucoup par leur taux de comptage (voir p. 136).

- 72 - Dispositif J! n,(e) «kj Aj(E) D^E) A Dispositif 2 : n 2(E) - * 2 2< E ) D 2< E > Si les conditions de collimation sont identiques pour les examens des dispositifs ] et 2, D.(E) - D-CE) D(E) et on a : k 2 A 2(E) n 2 (E) - j- n,(s) ^Ë7 719 peut donc être déduit de T\\ par deux calculs d'auto-absorption, k./k. étant arbitraire et, par exemple» choisi grâce à la condition : n 2(1596 kev) - I " Remarque : A partir d'un dispositif de référence (indice 1) dont on estime avoir bien déterminé le rendement relatif global» on peut établir la courbe de rendement du système de détection seul, du moins en relatif : On en déduit la courbe de rendement relatif global de tout dispositif mesuré (indice 2) dont on sait évaluer l'autoabsorption : k H 2(E) - -jp-a 2(E) k, D(E) Si, de plus, le dispositif de référence est un dispositif, étalon, on connaît ki et donc aussi le rendement absolu de la détection D(E) ; il suffit alors de prendre le facteur arbitraire k2 1 pour que ri2 représente le rendement absolu global sur le dispositif mesuré : ri 2(E) - A 2(E) D<E) On aura ainsi combiné l'établissement de la courbe de rendement et l'étalonnage en absolu.

L l,01 6 i / 9 s r E i 01 6 Q l 9 s r t i i Il lilrlinimjifhirrlill lit 1 1 rr! 1 fill 1 fi! iiiwiniiiiiiiiiiiiiiit#i>t i "-«JH "* lu H- IJ] 1 : 1 Iffll Hit IIlift 11 H ii -i miiii i LUJUj-jji If î 1111 IfflfJtl lïï 1 Iff 1 [ft : c m W Jjl ij] J] j Ji lu +lt 4= 1 jjjlljj n j j lj jlj{{l oim'ai thimjqfttii yji f IfflKlIttff f ttfjirnllnif -» - c 'ill iiilbiibllll MB - il ' ïîsflu flflfllflmtlfllmhitow îf E îlhnfilîrmfflffrafflhnff - H mra Hf ft ; îwffll HilffMilHTUïïll58FD' W linfffttmlf ffléffllffifflmïïll T Mil if H ITI rr r! rrl 1 - t -. 01 1 lr ; T1 Imrnrtrrnml illmil t il il y iphtj H H :.. i 1 11ffllir 1 HT mrr TT ' vlrtfh IfrlmfrlffliTH' T i 11 ai! \ * 1- f ifffflffffinmïï îhs3i îi Mi BHWI bihwi twiniwiimiji..t'i ynlilbiliwfl j fffji] ^j) f 4j ji]iji) j 11 [ ijfflljromtfflmgmffi ipj alf Wmm- * 9 j 1 6 i,qi

- 73 - La précision de la courbe établie par la méthode de construction dépend : - de la précision du tracé de la courbe originelle (5% pour une courbe de rendement relatif global, mais précision statistiquement meilleure pour la courbe de rendement de la détection, qui peut être tracée à partir de plu-r sieurs dispositifs (*); - de la précision des calculs d'auto-absorption sur les deux dispositifs en question, qui est évaluée plus loin. II.2.3 - Etude de concordance des deux méthodes Four tester la concordance des deux méthodes, on a tracé la courbe de rendement relatif global d'un dispositif donné, qui sera dans la suite dénommé DELTA (crayon de petit diamètre compose d'u02-pu02, entouré de structures nombreuses et diverses) i - par la méthode expérimentale (courbe n') ; "par construction (courbe r\ u ) sur la courbe analogue d'un autre dispositif, ALPHA, considéré comme dispositif-étalon et de type nettement différent de DELTA (crayon de fort diamètre composé d'002 enrichi à ^ 2,5%, placé dans une gaine unique très épaisse). Les deux courbes, tracées sur la Figure 25, font état des divergence relatives suivantes : ECkevi 200 300 500 700 1000 1500 1596 2500 ^ 82 92 82 62 42 12 0 52! C 1 ) Voir établissement de la courbe de rendement de détection (p. 102).

On constate que l'écart est partout inférieur à 10%. Sachant que la courbe n 1 est tracée a 5%, ce qui est aussi la precision de la courbe de départ pour le calcul de n", on constate : - que la concordance est satisfaisante ; - que l'écart est inférieur à la somme des incertitudes estimées (et ce sans même faire entrer en ligne de compte la précision des deux calculs d*auto-absorption relatifs â deux modèles pourtant fort différents) ; - que l'approximation consistant à négliger le facteur de couplage ft dans l'équation fondamentale (voirp.50 ) esc justifiée, au niveau de précision des méthodes employées. En effet, en toute rigueur, le rendement relatif global se définit par : n(e) - k A(E) D(E) G(E) Or, la méthode de construction exposée ici ne traite que de l'auto-absorption du dispositif-source d'une part, et du rendement de détection d'autre part. Puisque le résultat reste, à toute énergie, dans la gamme d'incertitude prévisible indépendamment de l'approximation faite, Si apparaît donc, au niveau de précision atteint, comme une constante, qui peut être englobée implicitement dans le facteur de recalage k. II.3 - CALCUL D'AUTO-ABSORPTION (PROGRAMME "ADELINE") Deux hypothèses sont â la base du calcul de l'auto-absorption d'un diapositif-source : " 1ère hypothèse : L'émission gamma de la source, est isotrope : on considère que tout gamma émis par un radio-nucléîde de la source a les mêmes chances de partir dans chaque direction de l'espace. ÏE 2ëmehypothèse : Le faisceau gamma détecté est uni-directionnel : on suppose que les gamma reçus par la diode sont tous émis par la source dans la même direction, celle de l'axe d'alignement de la colliraation.

Saine d'absorption extérieure Epaisseur semi-curviligne (eau en général) Fenêtre du collimateur D I O'D E SECTION SCHEMATIQUE D'UN PI370SITI? POUR CALCUL P'AUTO-ABSORPTION Plg. 26 - S.

- 75 - L'ensemble de ces deux hypothèses de travail permet de se restreindre à la résolution du problême suivant. II.3.1 - Principe Dans une tranche horizontale du dispositif (voir Figure 26), de hauteur égale à la hauteur de la fente, prise pour unité, on veut évaluer le rapport de-l'intensité I 0 du flux total émis par la source dans la direction de la diode â l'intensité de ce flux après son atténuation par la source (autoabsorption du combustible) et par les gaines d'absorption successives (structures concentriques constituant le dispositif). En un point de coordonnées polaires (r, 9) ou cartésiennes (x, y) par rapport au centre de la section du dispositif, pris pour origine, on a une densité d'émission f (r, 9). Le flux émis par unité de hauteur est l'intégrale sur la section du combustible : JL I B * // f(r, 6) r dr d8 L'auto-absorption d'un gamma d'énergie E dans la source se traduit par :.(E) - e"^ E > Y oû ]i est le coefficient d'absorption linéique de la source supposée homogène, et Y la distance parcourue par le gamma dans la source en direction de la diode : Y - y + / R* - x" L /absorption par la gaine d'ordre j, centrée en 0, se traduit par >ar : avec : YG. «BXSEt - x' - RGIf - x' J 1 J RGEj et EGIj représentant respectivement les rayons extérieur et intérieur de la gaine j.

SCHEMA D'UH DISPOSITIF BIT IBBADIATIOK Flux thermique non perturbé Maximum à rj22 mm du ooeur Element du ooeur du réacteur "Fronts" successifs, au cours de l'irradiation, délimitant symboliquement la zone de moindre flux pour un combustible pré-empoisonné. 'kxe de symétrie du dispositif (Les axes OX et OY sont, au sens près, les mêmes que ceux des fig. 26 et 28.) - Fig. 27

- 76 Le facteur d'auto-absorption A, tel qu'il a été précédemment défini, représente la fraction transmise du faisceau émis : A(E) " I ( E ) Io(EJ Jf f(r,8) ace) P. ag. CE) r dr d8 A(E) - J J J *' r dr d8 Jl' 11.3.2 - Densité relative d f émiasion gamma Il apparaît que f(r,6) peut être défini simplement à un facteur près. On appellera f densité relative d'émission gamma. Pour une source constituée par un combustible nucléaire (ce qui est le cas le plus fréquent), et en l'absence de migration des produits de fission, cette densité radiale est semblable à la répartition de la création des produits de fission, donc de la densité de fission, elle-même liée à la forme du flux neutronique. Dans le cadre de la théorie de la diffusion, que l'on peut accepter comme une première bonne approximation en neutrodynamique, le flux neutronique à l'intérieur d'un crayon combustible suit radialement la forme de la fonction la de Bessel. Four une répartition homogène de la matière fissile, la densité relative d'émission gamma a donc la même forme, qu'il sera suffisant ici d'approcher par un polynôme. D'autre part, le dispositif étant situé pour l'irradiation dans le réflecteur â proximité du coeur, le flux thermique varie assez fortement le long de l'axe OX dans le dispositif (voir Figure 27). La fonction correspondante, qui doit donc venir pondérer la répartition Bessel précédente, peut être bien approchée dans le cas de la Figure 27 par une combinaison linéaire des fonctions I» et K«de Bessel. Mais le problême devient très compliqué si l'on considère le cas d'un dispositif en irradiation dans un créneau du coeur. De plus, l'introduction du dispositif dans le réflecteur perturbe le flux théorique de façon complexe. Au total, on se contentera donc de rendre grossièrement la dissymétrie transversale du flux dans le crayon par l'approximation d'un plan oblique sur l'axe OX, de pente positive ou négative.

- 77 - Enfin, l'existence dans le combustible d'un poison artificiel consommable (gadolinium par exemple) vient perturber la symétrie de révolution. La pente du flux entraîne une consommation dissymétrique du poison, et le "front" des fissions thermiques en théorie circulaire, subit cette dissymétrie. On adoptera ici pour le représenter l'image d encercle dont le décentrage augmente et le rayon diminue au cours de l'irradiation (voir Figure 27). II.3.3 - Réalisation Le programme ADELINE rédigé pour effectuer le calcul de A est reproduit en Annexe V. Il travaille selon une boucle de 100 pas sur 6 décrivant les 2ir radians, incluse dans une boucle de 100 pas sur r décrivant le rayon-vecteur de 0 au rayoo extérieur du combustible. Le calcul, qui peut être effectué pour 12 énergies différente*, traite au plus 10 zones d'absorption, dont deux zones-source au maximum. X Zones-source : La section du combustible est en pratique décrite comm r > sur la Figure 28 : - une zone périphérique concentrique aux gaines d'absorption ; - une zone intérieure, décentrée par rapport à la précédente (paramètre 0Ï2) permettant éventuellement de simuler le trou central du combustible, ou la zone centrale de faible émission gamma (combustible "empoisonné"). Dans chacune de ces zon circulaires, la densité relative d'émission gamma est représentée par une surface de révolution (polynôme pair de degré maximal 4), centrée sur l'axe de la zone, superposée â un plan oblique selon l'axe OX 0), de pente p : Zone centrale : f* - s (a-, + bo p + c» çh) (i + P o x) Zone périphérique : fi - si (ai + bir 2 + ci r") (j + P 1 x) ( ) Le plan vertical normal â l'axe de détection, qui se projette selon OX dans le plan de figure, est aussi le plan de symétrie du dispositif définissant le sens Avant-Arrière en position d'irradiation contre le coeur (voir Figure 27)

DEFINITION DES ZONES-SOURCE ET DES CAS DE FIGURE \ POUR CAICU1 D'ATTTO-ABSORPTION 1/ Densité d'émission f. Densité d'émission f 0 i (zone 1) (zone 0) vers la diode Fig. 28

- 78 - Les facteurs arbitraires s 0 et si permettent éventuellement d'assurer la continuité de à la limite des deux zones-source, si les pentes p«et pi adoptées sont égales. " Gaines. x,es gaines d'absorption simple sont décrites comme des couronnes concentriques â la zone-couronne de la source, â l'exception de la zone périphérique prévue pour tenir compte de l'eau présente, lors de l'examen gamma, entre le dispositif et le collimateur (voir Figure 26).!! Coeffiçients_d_labsorption : On définit pour chacune des 2 2ones-source et des 8 zones d'absorption les valeurs des coefficients u relatifs à chaque énergie réclamée dans le calcul. Les y peuvent être fournis directement en données ou au contraire calculés (lorsqu'il s'agit de corps composés jamais utilisés jusqu'alors) par un sous-programme en option - MtICOK - qui les détermine en fonction de la densité globale et des sections efficaces microscopiques d'absorption totale en géométrie collimatée [ 13 ] " Sââ-ÉÊ fisiiïs : ** e découpage de la source en deux zones décentrées de natures différentes décompose le calcul de l'absorption en 3 cas de figure correspondant aux points d'émission M3» M2, Mi ou M ou Mj (voir Figure 28). La différenciation des cas est faite par application des tests suivants :. x ^ (ÔÏ2 - R 0) ou x 1 <M + Ro) : cas 1, f - fi. (ffî - R 0) < X < (ÔÂ + Ra). p $ Ra : cas 2, f - fg. p > R«. y ^ 0 : cas 3, f - fi. y < 0 : cas 1, f - fi K L'annexe V présente également un exemple de données et un exemple de sortie pour une énergie. On trouvera sur la Figure 29 un exemple de courbe d'auto-absorption (dispositif ALPHA).

3:>N' -At ' N0UNV3 SM3rdVd S3"!

- 79 - II.3.4 - Precision Les causes d'erreur du calcul d'auto-absorption peuvent être inventoriées comme suit : K Erreur sur lgs, coefficients.d'absorption : On sait que ceuxci sont évalués à 52 près pour un corps simple. Pour un corps composé, l'incertitude théorique serait «fois 5% plus l'incertitude sur l'évaluation de la densité globale. Or, les résultats des mesures de y effectuées sur inox et U02, dont il a été question plus haut, ont montré qu'en fait la marge d'incertitude est bien inférieure à l'évaluation théorique pessimiste ; l'erreur sur le u, dans ce cas, sera en pratique majorée par 102. " Erreurs sur iles_epai3seur3 -de matière : Si l'on estime â 0,1 mm l'incertitude absolue sur l'épaisseur de chaque zone d'absorption» l'incertitude relative varie de \Z à 5% selon la complexité des structures constituant le dispositif. L'incidence de ces incertitudes sur le calcul du facteur d'autoabsorption va être évaluée en simplifiant le problème par approximation plane des zones d'absorption : i-l A sera ainsi le résultat de l'absorption par plusieurs écrans plans successifs, supposés constitués du même matériau. On fera le calcul pour l'énergie de référence 1396 kev (énergie choisie pour les recalages), en prenant pour U une valeur moyenne raisonnable : JI «0,04 mm- 1 L'incertitude relative sur A s'exprimera par : n ^ - X (H 4" " «M

- 80 - " Ç a g-4 u _dispgsitif_alpha : Ce type de dispositif, constitué d'un combustible (y composé) et d'une gaine épaisse, peut être schématisé par les 2 zones :. x» 6 mm (Ax - 0,1 mm) u - 0,04 mm" 1 (Au - 0,004 mm" 1 ). x» 7 mm (Ax» 0,1 mm) u 0,04 mm" 1 (Au» 0,002 mm" ) d'où l'incertitude : M «2, 0, 04. 0,1 + 0,004. 6 + 0,002. 7 A f *» * C a s au dispositif_delta : Un tel type de dispositif comporte, outre un combustible de petit diamètre, 7 gaines d'absorption, ce qu'on peut schématiser par :. x * 3,5 mm (Ax - 0,1 mm) u - 0,04 mm" 1 (Ap - 0,004 mm" 1 ). 7 fois : x «2 mm (Ax "0,1 mm) d'où l'incertitude : U - 0,04 mm" 1 (Au - 0,002 -. 2 mm' 1 ) M - 8. 0,04. 0,1 + 0,004.3,5+7 (0,002. 2) A Cela, dans l'hypothèse où se cumulent toutes les incertitudes sur les épaisseurs de gaines, ce qui est statistiquement fort peu vraisemblable. En conséquence, il conviendra d'adopter pour incertitude d'un calcul d'auto-absorption la valeur de ± 5%, mais en gardant bien â l'esprit que négliger 1 mm d'inox dans les structures équivaudrait â commettre une erreur systématique de 4% sur le facteur d'auto-absorption â 1596 kev.

- 81 - II.4 - CALCUL DE CREATION (PROGRAMME "CREON") II.4.1 - Principe Le calcul de création des produits de fission est effectué dans les cas de figure suivants : K SSËSS-1 : L e nucléide calculé a un prédécesseur & -2 période négligeable. (Exemple : Sr 91, I l 3 l f Nd 1 * 7 ). On a le schéma suivant : Fission Z+l ^ V S" ^ Na (Xi) Calcul du nucléide Nj avec: \i constante de désactivation de Ni yi rendement de fission de la chaîne cumulée jusqu'au numéro atomique Z compris. Pour un palier d'irradiation à puissance constante, de durée t, induisant F fissions par seconde dans le combustible considéré, la création de Ni est déterminée par l'équation différentielle : et donne : dt " n '"*!» Ni - 0»!,-»lt + ÎU a-e- Xlt > Les valeurs indicées 0 se rapportent 3 l'instant de début de palier pris pour origine du temps.

Ordre_2 : On tiendra compte ici des situations où la demivie du prédécesseur ne peut plus être négligée (Exemple : Sr-ï", Ba-La 1 * 0, Ce-Pr 1 **). Fission directe (Xi) _> N 2 Z + 1 (Xj) _^ S3Z +2 Dans ce cas, pour calculer Ni et Nz f on tient compte du rendement indépendant de fission y du nucléide N2, lié à 72» rendement de la chaîne cumulée jusqu'à Z+l > par : yi y* - yi Ni est donné par la même formule que précédemment. N2 est déterminé par l'équation différentielle : dnz -jj- - y F + Xi Ni - Aj N "dt 2 et vaut en fin de palier : Hz - Ni e - X j t X l M t * y F (e - X l C - e~ Xlt ) X 2 - Xi + Cyi * yi) F (1 _ e -X l E ) Ordre 3 : On tiendra compte ici de l'existence d'un metastable intermédiaire (Exemple : : Zr-Nb -Nb 95, I-Xe"»-Xe 13î )

- 83 - Fission Fission directe Fission directe (yt>«h2 est une forme metastable de N2, ayant sa propre constante radioactive X 3 et son rendement indépendant y". Le rendement de la chaîne de désactivaticn cumulé au niveau Z+I vaut : yj. yi + y] + V'l On adopte i' approximation n y'1. SI - yi 2 qui est justifiée par le fait que y\ yi et que yj - y'i «yi. et y 2' sont petits devant B' et B" sont les pourcentages complémentaires de désintégration de Ni en N2 et en NÇ respectivement. N2 est supposé pouvoir disparaître non seulement par désintégration 6 v mais aussi éventuellement par capture neutronique ( l ). Si 4 est le flux neutronique et o c la section efficace de capture correspondante, on peut définir une constante apparente de disparition de N2 par : ( l ) Cas du Xe I 3 s surtout! a. - 3,6.10* barn^ $» 10 1! n.cm--vj " <J C4 TC 3,6.10-V X # 2,l.l0" 5 s- :

Nt est défini comme précédemment, puisque B' + B" 1 SÇ est déterminé par l'équation différentielle : ^ - ft F * B" X, H - V'»J et vaut alors : A 2 ~Xl + CB"yi * y* )F ( 1.,-x; tj Enfin, l'équation différentielle régissant N2 : X* SfL - y; F B'X, H, *; 1Ç dt donne la formule : Sj. Kî e A» ' + Ce A, t -e A» C > (XJ-X,) (XJ-XO x ï "? " XFi «««Tin - «y.n; )i ( e. X ï t _ e. x, t ) xï - x: II.4.2 - Réalisation Le programma CREON, fondé sur ces equations, est le résultat d'une refonte d'un précèdent programme écrit au D.M.G./S.E.R. Le calcul est effectué pour une successiou de paliers de puissance définis par une puissance instantanée, dégagée par les fissions,et par une durée. Un paramètre caractéristique du combustible considéré permet la conversion de la puissance dégagée en nombre de fissions instantané.

- 85 - Entre certains paliers, on introduit, aussi souvent que nécessaire, une série de pourcentages qui permettent de répartir les fissions en : - fissions thermiques dues à U 2 3 5 (at5) - fissions non thermiques dues à U 2 3 5 (af5) - fissions non thermiques dues à 0 2 3 8 (af8) - fissions thermiques dues â Pu 2 3 9 (at9) - fissions non thermiques dues à Pu 2 3 9 (af9) - fissions thermiques dues â Pu 21 * 1 (cttl) - fissions thermiques dues SU 2 3 3 <at3) - fissions non thermiques dues à Th 2 3 2 (ccf2) L'évolution relative de ces tt, dont la somme reste égale à I, permet de tenir compte de l'évolution du combustible au cours du temps et de son incidence sur chaque rendement de fission équivalent pour ce combustible (voir p. 53). One sortie numérique peut être réclamée à la fin de chaque palier de puissance intéressant, en particulier lors des fins de cycle. La rédaction actuelle du programme est présentée en Annexe VI, avec un exemple de données ainsi qu'un tableau de sortie précisant en particulier la liste desnucléides calculés. II.4.3 - Précision L'incertitude sur le calcul de création dépend essentiellement de la précision des rendements de fission utilisés et du nombre instantané de fissions introduit pour chaque palier de puissance. Rendements_de Mfission : La précision des valeurs proposées par [16 ] varie de 0,52 à plus de 60%. Elle est particulièrement mauvaise pour des nucléides éloignés des sommets de la courbe rendement-masse atomique (voir Figure 30) et pour des combustibles peu courants (U 233, Th 2 3 2 par exemple).

COUBBES S'ABOHPAHCE DE3 MASSES PES FRAGMENTS JE LA?I5S ION L'ordonnée représente le rendement de fission en pourcentage (!!fission yield") ; A gauche, pour la fission thermiaue d'u 233 et de Pu 239; A droite, pour différentes énergies des neutrons, pour V 235. Le rendement total (aire sous la courbe) est évidemment 200^. - Fig. 30 (tirée de [24]) -

- 86 - Mais pour les produits de fission les plus abondants, mesurés en spectromëtrie gamma, et pour des combustibles classiques, la precision peut en général être estimée comme meilleure que 4%, dans certains cas meilleure que 2% (par exemple : Zr 95, Ba I t f 0 ). Le calcul d'un rendement équivalent pour un combustible complexe modifie peu les estimations ci-dessus. En effet, d'une part les taux de fissions correspondant à des rendements mal connus (af8, atl, at3, af2) sont généralement très faibles a want les autres (at5, etc9, af9) ; d'autre part, pour un même nucléide, les rendements correspondant aux divers types de fissionssont numériquement assez proches C 1 ). L'éventuelle dispersion entre les précisions des rendements relatifs â chaque type de fission apparaît donc en pratique comme négligeable. :: BYS-13 Î2B.j -EH u J:g âs g : chiffrer l'incertitude sur le nombre de fissions introduit dans le calcul est une entreprise assez ardue. Il faut en effet tenir compte : - quand la puissance est mesurée par bilan thermique :. des fuites thermiques dans la zone de mesure (entre les thermocouples) ;. des puissances gamma dissipées dans la zone de mesure et provenant l'une du coeur du réacteur, l'autre du combustible considéré ; - quand la puissance est mesurée par collectrons :. de la variation du flux neutronique entre le point théorique de mesure et l'emplacement réel du collectron ;. du vieillissement des collectrons au cours de l'irradiation ; - dans les deux cas, du choix de la valeur de l'énergie* 8 gagée par une fission et, éventuellement, de l'évolution du combustible. (') Sauf dans la région des limites des fragments légers, c'est-â-direla région des masses 85 et 105 (voir Figure 30). Dans cette étude, l'exception intéressante concerne les Rutheniums: - Ru l 0 3 yt9/yt5 * 2 - Ru 1 0 5 yt9/yt5 # 4 - Ru, o s yt9/yt5 # 10

- 87 - On conçoit bien que l'incertitude résultante de tous ces problèmes est impossible à chiffrer de façon générale. L'estimation de la précision sur le nombre instantané de fissions doit donc faire l'objet d'une etude particulière pour chaque dispositif, en collaboration avec les responsables des mesures d'irradiation et des calculs de dosimetric. On obtient, selon les cas, une précision relative de quelques centièmes ou de quelques dixièmes, qui se reporte entièrement sur le calcul de création. " RgggEgug : Si les mesures de puissance sont effectuées de la même façon tout au long de l'irradiation, et si l'évolution du combustible est bien comprise, les nombres d'atomes calculés pour chaque cycle d'irradiation seront parfaitement cohérents entre eux et traduiront sans aucune incertitude le phénomène physique relatif.

- 88 - CHAPITRE III PRQCËDURES COMPLEMENTA1RES Le dépouillement des spectres par le programme NATHALIE nécessite un minimum de quelques jours de délai pour le transfert et le traitement. De plus» ses résultats, sortis sur texte et consignés sur disque-fichier» ne sont pas toujours directement exploitables : ce sont en effet des nombres d'atomes ramenés à l'instant de référence choisi avec la période propre du nucleide sans considération des cas de filiation» ce qui introduit des erreurs en particulier pour les corps importants suivants : I, Nb 9 5 et Nb", La 1 * 0. Le traitement des mesures ne peut donc être considéré comme terminé et, pour obtenir des résultats utilisables» il faut : - si l'on veut faire un dépouillement fin, mettre en oeuvre des programmes complémentaires ; - si l'on veut des résultats très rapides, trouver une solution plus immédiate que NATHALIE. III.I - PREDEPOOILLEMENT (PROGRAMME "ABEILLE") L'idée d'utiliser les possibilités de calcul du MITRA 15 gérant les acquisitions pour effectuer des programmes de "prédépouillement' 1 a paru séduisante» dans la mesure où il est parfois intéressant de : - disposer en "temps réel" de résultats partiels mais suffisamment exacts pour permettre d'orienter le programme de l'examen en cours ; - connaître rapidement certaines caractéristiques de l'irradiation qui vient de se terminer pour prendre des me. res immédiates en vue de l'irradiation suivante ; - plus généralement, dans les cas où le dépouillement classique semble trop lourd, obtenir des résultats moins élaborés, mais suffisants pour le but recherché.

: : \>'V CONSTANTE RADIOACTIVE APPARENTE,,-«.. -,..a»» - a. i 4 A' 1 ' ;: - -i-! H4 i ;HW: ;! t : :i-;::: ihhpj] ;! iiliijiir-- - -.-4 i H ;!!:...: : :: ~...... 1 ; ; Ï : " $ ~j;:.r J -; :i-;::: ihhpj] «VJ II i 4^ u ;!is - -: : ihlfeî:;; léf ^ffl iî :;E~ : l r ii.."lli 1?î jjfi -! < ' - : --" nil.rf <^. fi».) 1. ;...il... iz:.. -""^^-fi.'fi-'n -hlji; 1 i!i; : U \ ni if i ih in 1 2JHffi::::4^;r + - H J 4l ::;i!rr; ' z:: ' :: -- - mi ;; 4 i 1 i -: i! 1 ~i-i- r! : - ii..ziatiii)= /i'/aotsji*:'.«-i.-jo Hi -: - -f! j!i! j * * : j ;,-:. î ; ii; 3.<: ::. i: ;îa1 jm H k,1,... 4+ -j- «: * 7 H.- T -I. )o"' T TT~~ li : i'iis i ':...Ciailll ivs^.-r-vfm iter::..:.: : ; ;y t.-iii.y^:--- ', i^j i b,j,;.:: ;. ^-'tjlfc -i: : '. : jiji jsijl!! -V: \\\m!iijpf iéiliil\èmk JJiilJHN-BOTif T i -; j ih^.bp-r^f'- rr-lr -p T- - 3- - J. ili: L: il :.:.^. i ' " i-i-t Z*-~:- r,1" :::.. J...ÎJ...i...r ttf}!lj!;i.,..., Wà li^h&miw ;, M..:,...,...... ijli j ij ;ij jis, - -! ' TLr^^^f^l^pip ïmt' i; r'frth"h' ^!i'hi^i' 1 rhp ' T j i 4,.-;,: ; - -- jijj jij j;; ï?!- l^nfli^l "nil-tiwi^ 1 Uii H-4-! J ' :1: : fiflfflfl:'; u : 'frill ^' r Wwr TrFf ïrlj Tpl^Vtn r i 1 u -J.-lo"' -4.-1 ' 4«~\ : - ;--: -- ; jji]]i!!élj" :- T 1 Hi'11 il'lf'rrrlt WrTirlwffl ''''rrh TT ;M : - ' -- W4]-j:pk^': ' 1 i M pilli : pip : pi f!i 111 ' :i f: : '. : -- J " " uji^fe^,.--. u r \' ' ' if I'M! li^'"j ir :p1ifr ïjjîj jimlm'- - : 1 r " ".: = }. jn.l...: r--. T- in: R.«.]_t., -t - - T..:.:i jljj^ à :- :! I: 1. [Ij :^HU^EÏT::. : : j ; j : jj;:l ;:! ' ' '! ' ï ' MiHM H''h' i l i V'4'ri''"ri i P II Hii! ''ri'' i r r'rr'l 111 1 '"' = ' rr -i~ : " : "'-}iiit&^"- ::.! 'I i ;!!r!ti r J!: :" lj :lî"[i.:l. i 1.1 j i j! 11 i 1 : riiilji: "" I T 1 l! II f,,4 : :.._....4.... '"' = ' rr -i~ : " : "'-}iiit&^"- ffh f r fit pi f Mm jfllltifrif Ffff T ' - i ;-. + _u.l Wi t!i!jll.. "j:!:!:::! ' lsn!!:i m.:mfc: ill :U!L;;;:.:.._^i:_._ 4-^- 4l 1 i I» 5 10* 10» 10««' t (4) I

- 89 - III.1.1 - Principe adopté Le traitement du spectre à prédépouiller est effectué au niveau du disque-tampon du MITRA. 15, sur ordre inséré dans la séquence d'examen et exécuté dès la fin du stockage. Il était nécessaire d'adopter un principe de calcul des surfaces de pic beaucoup plus léger que celui de NATHALIE, mais cependant digne d'une certaine confiance, au moins pour la reproductibilité des effets. L'expérience de M. JtJNOD dans le dépouillement des spectres (Cf. [ 19 ] et [ 20 ] ) et sa collaboration pratique sont a la base de la réalisation d'un algorithme simple (programme ABEILLE, réalisé par le G.T.M.) utilisant la sommation directe de l'histogramme pour le calcul ÛI_ surface. Le sommet du pic est recherché dans une fourchette de canaux définie par L'expérimentateur. Les bornes du pic à calculer sont déterminées par l'inversion de pente de l'histogramme, ou, à défaut, par des "garde-fous" prédéterminés à partir de la largeur à mi-hauteur du pic. Le point intéressant ici étant d'arriver directement à des résultats utilisables en nombres d'atomes, le programme effectue : - le recalage en énergie par une équivalence canaux-kev définie une fois pour toutes (^ 0,7 kev/canal), la chaîne électronique étant alors supposée invariante dans le temps (local climatisé à température constante) ; - le recalage quantitatif par introduction d'une courbe de rendement absolu, si celle-ci a été établie précédent-' ment grâce au dépouillement lourd, selon les méthodes exposées ; sinon, avec une courbe de rendement constant et égal â 1, ce qui permet quand même de travailler en relatif sur chaque nucléide ; - le recalage dans le temps en ramenant les valeurs â l'instant de référence, grâce â une "période apparente" attribuée à chaque nucléide comme indiqué plus loin. Ces procédés permettent d'alléger sensiblement le travail du calculateur, et d'accroître la rapidité de la réponse.

:! : : : 0 a. [*-') CONSTANTE RADIOACTIVE APPARENTE... ^..S - - -. --'f -» -».,..* -. I 4-if' I -:-:HHiiL? i:ï 1- :iulli!iifp :";llm iijpv" ' 1....;.!.. Ji r, : - ; - t : ; ÏÏ JT^t ii? L.-niteiji :... - X V [ : :: :- ~ ; I II.1 r-i-tiiis;:-.- :'"..'..: " :, i mtojiïi *mf>si.±. * 1 j H vi! Hi; * i L P -4.V -l. l, *>-!- = - - I-HII- :;:....i..l,i' tip". ;! I-" -. hf#!-:4j -4-i... [* "jij^i \$M-- 7H#-pptdw f. : --4;i^^^^ ^4 Li IE fl: : 3,.:..._4fee-r^J^T:^-' ^'\ : i M ; Hhiijih.-' : :: :- '.:"f':>ii *À 1 ; H ti533.<to (t 1 ) l.jlj';:ji : M. : JJ j sp^^t,:: i..,:.. 1, ; - ; - : : - : : - r :W^rf-:-- " :J:.K«.: ;h; il'ili":;. ' ; ; :J;; ;,:;, ;.- 1 1 '"H \jki\iï<'â3rr I - ; i _ S1 " i i -i:-h iit - niiiim:;::;;:,:.,;.; Ï" ^liipï^ïï ;$frri!p:;t" :::x: M*KL f n" :! ] jij] :;::; 4. j> T M ill ill it '"'^ : J:iR, >* _u: ""': li liiill^feitj iin 1 jhl lipilliri : ' I i::i ', j ; iljj i;l A 1 t!~ *\:i: 'i':ffiipïi$: T:M -! i:;), i: IL illj IL < i = H ttljiiliiills*'::-ii : : ; 1-1 1 Î j j!!{i>!:: H-f- M" - : - -J- tï r^... irt -;:::: ^ife^.. :' '. '! JfC j! ::[::. : '' jjk '' l 1 ^ ÎE:! i:i.: ''' T III 'J '' = rt 'i! '' " 1 ::::- r."-"-. *,«?. J r,-:! i - :!: J' If jij j [!li> ; : ; II ::":"-.i- UIL:]. 1 ::::" :' ' ' " i Ï tt "! *'- ;!L ^ " " ::;:: \ES!^i::j] II - - l - ^ i ï : ' - - -f-i:-;:-.: i-- II - ~ - - : "»: r "".' ST - - - -! - : ; : " " : - r-":: r il^-::-- ;... il > : f n" '"'^ U i ; i 1! r ii I I 1 1 1 it'i 1 - ' " "<"T i. r~i., j : I TT ". "'.. ;!! ( -! : ' - : : : : ::- itilh;"!i» ;.t;r :..,.,.....L. ;, r.:.,.,.... _:..:.:: i-i ~" t I""' -!»t it-t.t:--^-.;: -1 ; -fo 5 ID* * ' 10' «' t(<) -; ; j 1 II

- 90 - " Les données nécessaires au prédépouillement, extérieures aux données du comptage, sont fournies par une "bibliothèque de prédépouillement", établie par l'expérimentateur, où chaque raie physique peut apparaître sous des numéros d'ordre différents, auxquels sont associées des périodes apparentes différentes, fonctions du temps de désactivâtion : voir Annexe III. Cette bibliothèque comporte, pour chaque raie : 1. N d'ordre ; 2. Désignation du nucléide ; 3. Borne gauche de recherche du pic (en canaux) ; A. Canal probable correspondant au sommet du pic ; 5. Borne droite de recherche du pic ; 6. Constante radioactive propre du nucléide (s" 1 ) ; 7. Constante radioactive apparente du nucléide ; 8. Intensité absolue de la raie j 9. Energie de la raie (kev). Suivent les coefficients de la courbe d'atténuation d'inox, puis les séries de coefficients des diverses courbes de rendement absolu (*) correspondant aux divers dispositifs examinés, pour diverses conditions de collimation. III.1.2 - Détermination des périodes apparentes Le but du dépouillement est la connaissance du nombre d'atomes de l'espèce N à l'instant de référence pris comme origine des temps : N. Ce nombre ne peut être atteint que par la mesure à l'instant t : N(t). Si l'espèce considérée N2 est le produit de la décroissance d'un prédécesseur Ni, N2(t) est lié à N2, strictement, par la formule : N 2(t) - N 2 e - X a. X M!<e e ) C 1 ) Même détermination de ces courbes que dans NATHALIE ; voir pp. 60 et 61.

; - - : -.4 A ^«.(V^ CONSTANTE RADIOACTIVE APPARENTE I «. *. «a -..-...»*-..»... S.... M O. -.Î 4 : '- I :j(i HltiM:::'- }. 1 - ; i! ri- V;r-:r-\...R«;3ij.V i.^ 1..j ; 4; ^j.j.:.... : : :... j j : ;.;;.,.:;:...,;:;.:.. U.JJ jijy.v.,...-..,\ i»:: ::.:-!. ""t. i! i.y,1-ii- - : :! '' ^fj j i i!j:in- ; :J:--.-:'i:!i-r- Hii i iir'il-v : - M^!.E Ip'^t- -:*U JHrip ipil^k '; - : - --if! ^i-^-j-j.. i: :.: :: l Hi T- : ;: -. - - : f - -'- J rlhh-:i'«! - : " i : :r : :.: 11. gi - J; :^ ; :. : 1:.: : : : i& i - ii ' : plipil '?! ' [ i p L :.!- " P h: -IZ:1._._: ' R «iv- - - J.T W Mli N'l i- ;; - IT ^ > - ij} if &*; : #! = j-jiip jliit 2 -- - -r J t- ;.U H}-lr,l; ; ' î rt ~rr-* - - : ^ s r]4±j= i, J^^^ ÏE =L jj^... u! ; ^..Tr^-V-rrTiijIiilii,:,:"": ;:-^l>.^s?-^...:. 1.j, j ;;;iip,-! m:...il...j. h^r-ii^r^-mseal.-^i^i' ':,:h;":i:-' T Ç : : : H P»è» T ' v "" [i:..i ; : 1 j i il? : : ; ; ;: : : ' _ji[[ 4 l ï '*' ;» ' : - fl. : j..., 1..;.;::- L....x-r>. ^mk/ih.. \\\<m; "jfr ir r: :; h: i? p jî[ l» ; " - J ' " i-hi - \r- mjfy ' : - y y" 1\ i lj ii iphrlss- ::;::: - - -j-jj { N & V -. JJ M:7^rpHl^ijw; ifim i iili H*w[^H:ii;iy;iM i! i! Ifl!hii!ll:K > ~ ::! ' if "- M te J-p - * - : 4 1 -fy É Wf ~ 1 Éii! i! 4* rij{! tt iiéii t» r!w- 4 H HjWîliHiWs i - - -r= ', - -'it-_.- m i:i:,:,...: ^..,. _ Rku L, à ;?. :.. il im Je jjji j jl! i-ih- : : -- ' ['{.'Mi'' : 1 1 ' ; : jliii'li'i; i'î.j: : i. 1 il'!: I [[ I i - s!i : i;;! î-urjti'i : i l j i M1 sïjmi:i: :,:j": M -i l I : -^ i ±f» '. : : '[ [ i i i i!i]f;:fc:i :h«: H H' T_Lj.I } JiliiUiipHfliiK :. 1 jitijf pirw : i : :. : ^ t ^:: + ; T.TTf T-Ti.:!. iv., 3. s_... ~ I In < i Mm t m -il qu ms R^plilp"^ 4- ;-: --.. \ \\/i i ilpki ::,: M: 4*;i- ; 4-mU :::tt ilbi i Wp J^'i{ iii'$" : '" - " "... 1. r h > Mil: Tiihiiib' 1-== :. IMiHi i T lliffi L 1W ' 1 [ {1 ]jh!ii j : W. f -* ; - - î Ti;.: ::...! _ J, r-l ::.: ' : " fliïi illiséi f P : :H H! R^plilp"^ i i ii:.fc 3,.* -... ±. \m mm! ± y * m mwàviààm i-htlii'iliillhw r» s : " " T îîmih:- r- - t ;: "»"- + " iééfefflm.*... l îpiù % i - i ti! ::,. ]: U]. LLL. :i. i. :: ; - - -... -. j. _........... r 4 -_: :; ;;.:. 4. x-k- 4«* -lo* /to* AO e -to* tu)

- 91 - Cette expression fait intervenir des valeurs relatives au prédécesseur, dont la recherche, dans un programme, représente une complication mal en rapport avec la simplicité de l'algorithme retenu ici. On lui préférera donc l'expression suivante plus commode : N 2 (t) - Ng e'v 1 où X a, que nous appellerons constante radioactive apparente de 1 espèce N2, dépend nécessairement du temps de désactivât ion t et du rapport Père/Fils 5 l'instant origine (NÎ/ND : A a * - - Log a [ e * +, ' K vb- (e -e ) J a t e A2" Ai «2 Pour un rapport Père/Fils donné ^fonoiion de la durée totale de l'irradiation et de son découpage dans le temps), la constante radioactive apparente varie avec le temps de refroidissement pour tendre vers la période du père. Les abaques des Figures 31 précisent ces variations pour les 3 cas de filiation les plus importants : Ba-La l< *, Te-I 13a, Zr-Nb 95. - Remarque : Il est important de noter que X a peut être négative, ce qui traduit simplement une alimentation au lieu d'une disparition. Ainsi, on voit sur l'abaque du La l k 0 (Figure 3I-A), que pour un rapport Père/Fils de l'ordre de 8 (assez fréquent, expérimentalement parlant), X a est légèrement négative pendant: environ un jour et demi, période correspondant à la remontée du La ("rebondissement"). D'autre part, il est évident que s'il s'agit d'un nucleide sans prédécesseur, \ a représente la constante radioactive réelle de ce corps. Compte tenu de cette définition, et en distinguant le temps actif de comptage T a du temps réel de comptage T r, la formule pour obtenir le nombre d'atomes à partir de la surface pic S^ est la suivante :

92 ^ Ty-t Coal tante de Correction Correction de décalage â desactivation d r *craa décroissnce l'instant de.propre du d'inox peodant le reference NclEide temps de comp- Ct-0) tag* réel II.1.3 - Comparaison des traitements par ABEILLE et par NATHALIE Le programme ABEILLE esc conçu pour traiter des pics simples» Les résultats concernant des multiplets, ou même des pics simples situes dans un environnement propre a perturber la définition du bruit de fond, ne présentent aucune garantie d'exactitude. Les différences de traitement entre ABEILLE et NATHALIE portent : - sur le calcul de surface du pic ; - sur la correction de décroissance pendant le temps de comptage ; - sur le calcul de décroissance par rapport au temps de référence. Four comparer les deux traitements, on utilisera donc les nombres d'atomes calculés à l'instant t de la mesure. a ÇSSBSKéîl25--4ë T?,^cs extraits d'unspectre^çombuatiblg ; Le tableau ci-après porte sur 10 spectres comptés en 2ême défilement (6 jours de refroidissement) sur le dispositif DELTA et traités successivement par les deux méthodes de dépouillement. On a relevé les valeurs de deux pics bien isolés, l'un â haute énergie (1596 kev du La U o ) ( l ). l'autre à énergie moyenne (537 kev du Ba 1IM1 >..../... (*) Four le La 11 * 0 on a utilisé le nombre d'atomes NATHALIE à t avant correction de décroissance pendant le temps de comptage (voir p. 61), ce qui donne un résultat plus exact puisque le La décroît alors avec une constante apparente de desactivation beaucoup plus proche de celle du Ba 1 * 0, et même de 0, qie de sa constante propre (voir Figure 31-A).

- 93 - Les valeurs tabulées ei-'desaaus représentent le Résultat ABEILLE (to rapport R i s u l t a c HAIHALLE (t) Cote longitudinale (mm/10) Temps actif de comptage (s) Temps mort (*) Ba"*» -537 kev La"" 1596 kev 745 rooo 2,0 1,002 1,038 1245 1800 10,6 1,018 1,012! 1595 1800 11,1 0,976 1,019 1965 1800 11,3 0,995 1,024 2645 1800 11,2 0,997 1,014 2995 1800 11,3 0,986 1,024 3345 1800 11,2 0,993 1,013 3645 1800 11,0 0,987 1,015 3765 1800 10,8 1,011 1,022 4445 1000 2,0 0,953 0,999 Moyenne arithmétique 0,992 1,018 \ Ecart-type 0,018 0,010 Compaxaison_de_Eiçs_d'une_3gurge_EtiEe i Une source de Co 60 qui a fait l'objet de multiples examens, a permis les comparaisons suivantes sur le pic 1332 kev, évidemment situé dans un environnement particulièrement désertique.

ï l l l ï CE SPECTRE: Estimation directe: Bruit de fond (avec bornes â'abeille) = 1612 Surface, de l'histogramme correspondant» 98600 Pic Canal 2256 LR ïic 1596 ke7 IH0 HATHALIE: Bruit de fond = 1380 Surface (gaussienne) = 97243 Bruit de fond = 1616 (+13$ Surface (histogramms) = 98596 (+1,4,=?) Borne ABEILLE (100) 100 ^ Borne ÎIAIHAIIS (99" Bruit de fond ABEILLE (52) 2240 2245 2250 2255 2260 2265 2270 - Fig. 32 -

- 94 - Cote longitudinale ABEILLE NATHALIE 498 499 500 501 502 503 504 505 1,025 1,025 1,026 1,024 1,023 1,020 1,019 1,029 506 507 508 509 510 511 512 513 514 515 1,024 1,028 1,023 1,024 1,024 1,020 1,025 1,025 1,020 1,021 516 517 518 519 520 521 522 523 524 525 1,029 1,025 1,024 1,027 1,023 1,024 1,023 1,020 1,024 1,027 526 527 528 529 531 532 533 534 535 536 1,025 1,025 1,026 1,024 1,028 1,025 1,024 1,024 1,031 jl,037 La moyenne de ces valeurs est : 1,0242 L'écart-type vaut ; 0,0025 Les résultats ci-dessus montrent que même pour des pics isolés, NATHALIE et ABEILLE ne coïncident qu'à 3% près environ, ce qui est normal si l'on considère que non seulement les calculs des surfaces, mais aussi les définitions du bruit de fond sous le pic sont différentes (voir Fig 32) Par contre, la reproductibilité de l'écart propre à chaque raie est remarquable, particulièrement lorsque le bruit de fond sous le pic est très faible (1332 kev de la source Co). Ce résultat suffit à légitimer le programme ABEILLE dans son rôle de calcul de pré-dépouillement pour bon nombre de pics simples importants. III.2 - PROGRAMMES DE FINITION ET DE TRACE La segmentation du dépouillement correspond non seulement â un morcellement souhaitable des programmes pour une meilleure maniabilité, mais aussi au désir de pouvoir contrôler manuellement le résultat â divers stades de son élaboration. Ainsi, les sorties de NATHALIE, inexactes pour les corps en filiation tels que La 1 4 0, I 1 3 2, Nb 9S, Nb 97, présentent cependant l'intérêt de permettre :

95 - - de juger de la qualité et de la précision des calculs sur les pics, et de décider a ce stade de la validité du dépouillement ou de la nécessité de le refaire (mauvais étalonnage en énergie, erreur dans les paramètres ou les données de comptage) ; - de limiter â ce stade certains dépouillements qui ne nécessitent pas une analyse ultérieure plus fouillée (tracé d'une courbe de rendement). Mais le plus souvent, on désire représenter un grand nombre de nucleides sous la forme de courbes de répartition en fonction d'une cote, ce qui nécessite un tracé automatique, après correction sur les corps en descendance ; c'est le rôle des prograsmes de finition et de tracé. III.2.1 - Analyse des 3 principaux cas de filiation III.2.1.1 - Cas du La 1 " 0 3ai*o _^ ui^, Cei*o Ti - 12,81 j T 2-40,1 h Xi - 6,2627. lo'v 1 \ z - i.sols.io-v 1 3 t a b l e Le fichier "résultats" de NATHALIE comporte, pour le La 1 un nombre inexact d'atomes à t 0, soit : NJ - N 2(t) e X z C Le problème est de remonter de N à N, vrai nombre d'atomes â t * 0, grâce à la période apparente du La par : x fi ltt> Hi - [ NJ &~ Xzt ] e a D'où la formule (en repassant aux X réelles) : À2 - Xi

- 96 - " Remarque : Cette équation fait intervenir le rapport R du nombre d'atomes de Ba 1 * 0 au nombre d'atomes de La 1 * 0 à t * 0. La seule façon de connaître R à la fin de chaque cycle d'irradiation est dele tirer de CREON (programme de création), ce qui n'apporte pas d'incertitude supplémentaire puisque R n'est pas fonction du niveau de puissance, mais seulement de la durée du palier qui, elle, peut être bien connue. Cependant R, calculé ainsi, représente le rapport moyen Père/Fils sur tout le combustible. L'appliquer, par l'équation ci-dessus, â un point de mesure particulier du combustible, c'est supposer implicitement que le Ba et le La ne subissent pas de démixtions locales qui pourraient faire varier leur rapport au point de mesure. Cette hypothèse semble acceptable, compte tenu des connaissances sur le comportement de ces corps. III.].1.2 - Cas ded Nb 95, Mb 97, I 1 3 2 L'hypothèse ci-dessus n'est pas applicable pour les couples de filiation correspondant à ces nucléides. On a en effet constaté des démixtions entre Zr et Nb, et la grande faculté de migration des Te et I incite à la prudence sur ce point. Ainsi, il est donc préférable de ne pas introduire le rapport R dans le calcul, mais plutôt la valeur Ni du père â l'instant t 0, laquelle peut être le résultat d'une mesure Locale effectuée en ce point. L'équation sera donc : Ni - Ni* + T ^ V Nî [ I - e Al - Al ( A a " A l ) t I " Remarque : Ce cas qui s'applique en théorie aux 3 nucléides cités (parmi d'autres) ne présente d'intérêt pratique, en ce qui concerne 1 'I 1 3 2, qu'en tout 1er défilement. En effet, quoique l'équation soit rigoureuse, on limite en pratique son application au cas où (A2 t) ne dépasse pas une valeur donnée. Cette restriction s'explique par la répercussion de l'erreur commise sur une mesure (N2 â l'instant t) sur le résultat de NATHALIE correspondant (N^0) qui sert de base au calcul de Ni dans ce programme : N 2 ' - Sa e* jt Une perturbation ÔN2 de la mesure se traduira par l'écart 68ïJ* dans le calcul de NATHALIE :

(NJ 0-97 - + 6N 2 ) - (N 2 + 6N 2) e' A 2t et cette erreur est amplifiée par le "bras de levier" A 2t o V -6Nj e X 2 t Si ce facteur devient trop grand, la valeur N 2 n'aura plus de signification puisque N 2, d'où elle est tirée, présentera une incertitude considérable. En pratique, on s'est limité â : A 2t < 3 soit sensiblement X 2t < 20 III.2.1.3 - Cas du Te 1 Te 1 132 B /I,-77h \/T. -2, 28 h \Xi - 2,5005.10 s /{\i - 8, 4448.10"V En 2ëme défilement l'i peut être considéré comme traceur direct du Te 1 3 2, puisqu'il décroît sensiblement avec la période de celui-ci : Xl < 2% Il est donc plus Intéressant de calculer le nombre d'atomes de Te 1 3 2, ce qui est possible naturellement â partir de la raie 228 kev de ce corps, mais aussi à partir de la raie 772 kev de l'i, dont l'énergie est beaucoup plus favorable à la minimisation des erreurs d'absorption. C'est ce calcul qui sera étudié ici. L'équation exacte : N».o -A 2t. Ai..a/ Ait A 2t» 2(t) N 2e + * \ Nî (e - e ' ) peut s'écrire -A 2t Nî A 2-A 1.Alt AT - " 2 e Ma.(A,-A 2)t

Approximation de l'intégrale de surface pour normalisation (PITRE) 5 ō "1, yr 2 / /. a et D: tomes de travail fournies au programme x^t cote transversale du point de mesure N^: nombre d'atomes mesuré en oe point Fig. 33 -

- 98 - On peut alors tenir compte de la définition de la période apparente pour transformer cette expression en vue d'une approximation simple : tiz «! e X ac a(x a-x 2)t * _ X2-X1 Xit Ni «2 e (Xi-)t Xi 1 - Ni' i ^ T»s e x -x X l t ; îf-x7 N» *hfh. Nz e 1 - Xi Xlt 1 + &x7 L'approximation ci-dessus est valable au 2ëme ordre près. Et on ne fera une erreur que de 10~ 3, dans les conditions courantes du 2ème défilement,en l'adoptant simplement au 1er ordre près : Ni" i N 2 e Ait " Remarque : On constate que la base utilisée pour le calcul est Nî(t) et non N^0 comme on pour" rait s'y attendre ; c'est que NATHALIE n'effectue plus la correction de décroissance e 2 dès que Xzt > 20 (hypothèse retenue ici : 2ème défilement) et range alors dans le ficher "résultats" la valeur brute N2<t), qui peut donc être directement utilisée. III.2.2 - Un exemple de programme : PITRE Chacun de ces 3 cas de filiation est traité par un programme indépendant - PERFILS 3, PERFILS 2, PERFILS 1 - adapté aux répartitions longitudinales sur un crayon combustible. De même que PERFILS 4, destiné aux nuelaides sans filiation, ces programmes permettent une présentation par tableaux et par tracé BENSON en fonction de la cote, après recalage en absolu grâce au facteur k.

DISPOSITIF DELTA Répartition transversale (Cf. Annexe VII) 95 ZR -i 1 1 1 1 1 r 0 g 0 0 0 Cil _1 ce z i - Pig. 34 -

- 99 - Four le traitement des défilements radiaux (ou plus exactement transversaux), l'ensemble de ces quatre traitements a été regroupé dans un programme unique à options donné ici à titre d'exemple : PITRE, programme d'interprétation et de tracé des radiaux expérimentaux. PITRE utilise les cartes perforées des résultats NATHALIE, portant, pour un nucléide donné, les nombres d'atomes correspondant â diverses raies (choisies parmi 4 au maximum : voir "bibliothèques restreintes"). Par lecture directe, il en constitue sur disque un fichier temporaire, classé par spectre. Pour chaque nucléide demandé, PITRE consulte ce fichier pour y prélever les valeurs relatives aux raies demandées dans le calcul, et les traiter en fonction du cas de filiation du nucléide. PITRE fait tous les tests précédemment indiqués sur (X2t), tant pour l'interprétation des résultats NATHALIE que pour la validité des approximations, et commente ses résultats en conséquence. De plus, une raie est choisie sur chaque nucléide (en général la plus énergétique) pour effectuer une normalisation appliquée ensuite à ses autres raies. Pour cette raie, on normalise à 1 la moyenne des valeurs mesurées, selon la formule suivante (voir Figure 33) Î x -a n^]_ *i +I-*i b " X n-i i-2 b - a» j a et b étant les abscisses transversales correspondant aux deux bords du combustible examiné, et Ni la valeur mesurée au point d'abscisse transversale X. Les raies d'un nucléide normalisées grâce â ce recalage seront donc comparables entre elles non seulement en forme, mais encore quantitativement. Le programme PITRE permet ainsi : - de tracer la répartition transversale d'un nucléide vu par une quelconque de ses raies (voir Figure 34) ; - de comparer, pour un même nucléide, les différentes répartitions relatives aux différentes raies, ce qui peut donner lieu à une interprétation par différence d'auto-absorption entre cea diverses énergies. Le détail de PITRE est présenté en Annexe VII, avec un exemple de données et de résultats.

- 100 - TROISIEME PARTIE INTERPRETATION DES RESULTATS "Toute aonmxiaaance vient des sensations mais peut s'élever au-dessus d'elles par la raison." [ 44 ] d'après DEMOCRITE

- 101 - CHAPITRE I GENERALITES I.I - EXPLOITATION DES MESURES Le résultat du traitement est donc en définitive le nombre d'atomes présents, relatif ou absolu, dans un volume donné. Cette grandeur, inperprétëe en fonction des cotes géométriques, constitue la donnée de base pour les études sur lesquelles la méthode vise à déboucher et qui sont en particulier : - répartitions longitudinale et radiale des produits de fission ou d'activation â l'intérieur du combustible ; - étude des cinétiques de migration de certains produits de fission très mobiles (iodes, césiums) ; - localisation et bilan des produits de fission sortis du combustible en cas de rupture de gaine, et mélangés au caloporteur ou déposés préférentiellement sur certaines structures (point "froids" par exemple) ; - étude de pénétration du caloporteur dans un combustible ouvert (sodium) ; - repérage géométrique et étude de la formation d'espacements incerpastilles, avec analyse des produits de fission repoussés ou attirés par ces zones ; - mesures de puissance moyenne d'un combustible au cours d'un cycle d'irradiation, ou de puissance "instantanée" en fin de cycle ; - mesures de taux de combustion ; - étude de l'évolution d'un poison consommable (gadolinium). En fonction du temps de désactivation, on analyse préférentiellement les produits de fission (ou d'activation) suivants :

102 - au "1er défilement" (quelques heures après sortie.du coeur) : Kr 88 Sr 91, Sr", Y 9 3, Zr 97, Nb 9 7, I 1 3 2, I l 3 Ï, I 13 *, I I 3 S, Xe 1 3!, Ce 1 * 3 ; - au "2ëme défilement" (après quelques jours de refroidissement) : Zr 9 Nb 9S, Ru" 5, B.u 105, Te 1? î, I Ï 3 1, Cs 1 3 \ Ba 1» 8, La 1 "", Ce 1 " 1, Nd" 7, Np 2 3 9, Pa 2 3 3 ; - au "3ême defilement" (après quelques semaines de désactivation) : Ru 1 0 s, Cs l 3 \ Cs 1 3 7, Ce K \ Avant d'aborder des exemples d'interprétation concernant les différentes études citées ci-dessus, il convient de s'assurer de la confiance que l'on peut accorder au système complexe de traitement précédemment exposé. 1.2 - ETABLISSEMENT D'UHE COURBE DE RENDEMENT RELATIF DE LA DETECTION Le problème de la confiance dans le processus de dépouillement peut être abordé, de façon globale, sous l'angle-du rendement: relatif propre au système de détection. Il est rappelé (voir p.72 ) que celui-ci peut être obtenu simplement en divisant le rendement relatif global établi sur un dispositif par le facteur d'auto-absorption correspondant : n*e) - k A(E) D(E) D(E) soit, en relatif n(e) k à(e) : d(e) T1(E) A(E) La cohérence d'une grande partie du processus de dépouillement sera vérifiée si l'on peut obtenir pour divers dispositifs d'irradiation, mesurés indépendamment les uns des autres, des courbes d(e) qui soient identiques,â la précision près des méthodes. En effet, cette vérification met implicitement en cause : - la reproductibilitë du système de collimation ; - la reproductibilitë du calcul der pics par les programmes de dépouillement ;

- 103 - - la méthode pratique d'établissement de la courbe de rendement relatif global pour un dispositif donné ; - le calcul d'auto-absorption. " La collimation employée pour les mesures de d(e) sera la plus courante (244) ; elle correspond â la fente 20 mm * 0,5 mm et au post-collimateur I mm x 1 mm. :: Les dispositifs considérés seront : - ALPHA : Dispositif d'expérimentation simple constitué d'un combustible de grand diamètre (0^13 mm) dans une gaine épaisse de Zircaloy. - DELTA : Dispositif à thermopompe (NaK) pour la filière rapide, avec combustible (0 i» 7 mm) à trou central ; structures : tubes inox, tiobium, "shoopage" cuivre. - THETA : Dispositif à thermosiphon (NaK) pour la filière rapide, avec combustible de petit diamètre (0 *v 6 mm) ; structures : nombreux tubes inox. - UPSILON : Dispositif à thermosiphon (NaK) pour la filière rapide, avec crayon de petit diamètre (0^6 mm) ; structures : tubes inox, "shoopage" cuivre, beryllium, - OMICRON : Dispositif â eau pressurisée, avec crayoo d'assez fort diamètre (0^9 mm) ; structures : conteneur inox pour examen ultérieur par neutronographie (crayon hors du dispositif). - GAMMA : Dispositif H.T.R. à compacts combustibles, de très grand diamètre (0 *\» 16 nm) ; structures : tubes inox, graphite. î: Le tableau ci-après regroupe, pour ces dispositifs, les valeurs de d(e) relatives â diverses énergies. Dans chaque cas, d a été normalisé à 1 pour 1500 kev.

-!04 - Energie (kev) ALPHA DELTA 1! THETA 1 i UPSILON OMICRON GAMMA 200 6,77 i 228 5,63 250 1 J 5,5. 4,22 300 4,12 3,87 400 3,01 500 2,66 2,54 2,42 j 530 2,60! 1 600 2,18 2,20 2,36! 750 1,80 1,75 765 1,82 i 800 1,66 1,72 1000 1,38 1,42 1,42 1,38 1048 1,33 1,36 1,36 1,37 1173 1,22 1,24 1,23 1,24! 1260 1,15 1,16 1,16 1,1? : 1332 1,10 1,11.,,0 1,11 : 1500 1 1 1 1 1! 1 1596 0,95 0,95 0,95 0,95 j 2000 0,81 0,80 0,79 0,79! 0,t>l

Rendement COURBE DE RENDEMENT BEIATIF DU SYSTEME DE DETECTION (normalisée à 0,1 pour 1,5 MeV) -0,4.0.3 _0.2 «ï~ I t ' t I» ft r 0.5 ( 1 KIEV 1.5

- 105 - L'ensemble de ces résultats est représenté par la courbe de la Figure 35» dont le tracé unique est rendu logique par la bonne concordancjed.es points expérimentaux propres â chaque dispositif. Pratiquement, cette courbe apparaît ainsi définie avec une incertitude variable selon l'énergie, et dont les ordres de grandeur sont : - 102 au-dessous de 300*keV - 5Z de 300 à 600 kev - 2% au-dessus de 600 kev (avec passage à 0 à 1500 kev, par hypothèse). Conclusion : Sachant que les courbes de rendement relatif global sont tracées à environ SZ près et que la précision des coefficients d'absorption gamma utilisés dans les calculs d'auto-absorption est elle-même de 5% en moyenne, on peut dire que la précision apparente obtenue pour l'établissement de la courbe de rendement relatif de détection est bonne et apporte une preuve satisfaisante de la cohérence du système de traitement relatif des résultats. Cette approche, d'autre part, montre les limites de la méthode qui, rigoureusement, ne pourra fournir de résultat quantitatif avec une précision meilleure que celle d'établissement de cette courbe. Enfin, la recherche, dans le même esprit, d'une preuve globale de validité des étalonnages en absolu reposerait nécessairement, quant à elle, sur l'assurance: de l'exactitude des mesures de puissance dégagée dans les dispositifs-étalon. Il ne semble pas que cette hypothèse puisse être faite a priori sans autre discussion (voir p. 86). La comparaison des résultats sera donc faite plus concrètement dans un paragraphe ultérieur (voir Chapitre "Mesures de Puissance" p.125).

REPARTITION LONGITUDINALE CRAYON COMBUSTIBLE (DiliPOSITIF SIGMA) Nb d atomes pf.s.nts L o o a,., t Nb d atomes cp.ss La répartition a été divisée point par point par la courbe - i i i r ~i i i i i r i i i r ~i i i i i i i i r la de flux normée. à l'exclusion de remontée d'extrémités. 140 LR 1C4 OCFlUMMr «ace Kmcietr ace ccfilsiertr * M H. i <v. - aw.mk l ;; t^.-.i'w.i.f.;.-.>j:.y..t^.-j.r l..vmi I! A^1'J^f^^.^v^A l^l^^.^4^.^-^ :;v^^f.^t> w^^^* î^^..>l^. L^t ^'^v^^tl. l^ *.i -U^l ^i^f,^.^;«l 11 1.^\.sa I I Ruptures de gaine -J i l l l i i i 1 I l i i i l j _l I I I I I I L. o. 1. a. a. h.». i. % t.- i. 10. «. 12. m. n.». m. n. «.». M. H. 23.». IN. as. M. ai. M. t». M.». n.

- 106 - CHAPITRE II REPARTITION LONGITUDINALE ET BILANS DE PRODUITS DE FISSION DANS LE COMBUSTIBLE II.1 - GENERALITES La description longitudinale d'un crayon combustible est faite à l'aide de trois types de comptages : - défilement continu en mode "multi-échelle" ; - spectres "ponctuels" effectués a une cote verticale donnée ; - spectres "cumuls" sur une zone de quelques millimètres ou de quelques dizaines de millimètres de hauteur. Le premier type de mesure fournit une image longitudinale de l'activité totale du combustible et permet de mettre en évidence la forme grossière du flux et les irrégularités locales (exemple Fig. 39). Le deuxième type de mesures permet une description fine de certaines zones du combustible où l'on cherche à analyser des inhomogénéités spécifiques. Le troisième type de mesures est destiné à fournir des résultats précis sur une zone non ponctuelle, mais cependant relativement bien restreinte ( l ), en éliminant les inhomogénéités de la zone, jugées non significatives. ( 1 ) Il semble prudent de n'utiliser que des cumuls restreints pour les bilans de produits de fission (et non un cumul total sur l'ensemble du combustible), de façon à pouvoir contrôler, sur chaque zone individuelle, la validité de la courbe de rendement relatif global, qui risque d'etre mise en défaut par la variation longitudinale des répartitions radiales de nucléides (variation de la température et du flu*., inhomogénéité du combustible).

Mb. At. Presents Nb. At. Formés Nb. At. Pre'ssnts Nb- At. Formés ISOTOPES AYANT ISOTOPES QUI N'ONT T r 0 U S MEMOIRE DE LA SURCHAUFFE PAS SUBI LA SURCHAUFFE MIGRATION DES IODES ET TELLURE APRES UNE SURCHAUFFE ( DISPOSITIP SIGMA ) T r 0 U S Pig. 37

- 107 - II.2 - REPARTITIONS Les différences de comportement entre les divers produits de fission sont illustrées par les exemples suivants, obtenus sur des aiguilles combustibles d'expérimentation de la filière rapide (dispositif SIGMA), dont la gaine a volontairement été rompue, par surchauffe, aprèsquelques mois d'irradiation. La méthode a permis la comparaison des répartitions consécutives à des irradiations effectuées avant et après rupture de gaine. C'est cette dernière période qui sera illustrée ici. " Le La 11 * 0 présente une répartition normale (en ce sens qu'elle suit la forme du flux longitudinal), à l'exception de quelques irrégularités au voisinage des ruptures de gaine (voir Figure 36). Aucune perturbation notable ne semble avoir été provoquée ici par la surchauffe. Cela vient confirmer la validité de l'hypothèse de faible mobilité de ce corps, qui est à la base du choix effectué pour le recalage en absolu. " On met en évidence un comportement tout autre pour les iodes (voir Figure 37). D'une part, on constate une diffusion générale vers les trous de la gaine et vers le haut du crayon (chambre d'expansion de l'aiguille). D'autre part, on observe des images différentes des perturbations dues à la surchauffe, en fonction de la période de l'isotope considéré. En effet, la surchauffe ayant eu lieu avant la dernière période du cycle d'irradiation, les isotopes de courte période - I 1 3 5 (6,7 h), I 1 3 3 (20,8 h) - n'en ont pas conservé la mémoire, contrairement aux isotopes de plus longue période - Te 1 3 2 vu par I 1 3 2 (77 h), I 1 3 1 (8,07 j) - dont lea repartitions restent encore fort perturbées en milieu de crayon. En régime d'irradiation constant, on observerait également pour ces isotopes des profils différents. Mais ce' différences devraient alors être interprétées en fonction de la ci - atique de migration propre à chaque isotope.!î Les Zr 9 5 et Zr 9 7 présentent des profils aussi réguliers que le La lf0, avec également une légère perturbation au niveau des trous (voir Fig. 38) ; et on constate également la remarquable similitude des Zr 9 7 et Nb 9 7, résultat satisfaisant, puisque le Nb 97 (përiode : 72 mn) est ici en équilibre avec le Zr (période : 17 h).

CRAYON COMBUSTIBLE (DlaPQjITIf SIOKA) CRAYON COMBUSTIBLE No. ol. présents Nb. al. créés loc. (rjijpjjirip sim) I" Dif 2TD»! 63 Jours TSSktV 95 Nb ' 1" Ml.. 2* Oil crm SO 100 150 ZOO 260 300 T7-TJ t l x) i i t t I! i > I l è I t I 11\ ^Hout Bas d'expansion \?JrQus.B<iQ VCwlMltibtl. 7 50 100 CO 200 250 300

- 108 - Par contre, le comportement du Nb 9 5 (période : 35 j), pour ce regime de puissance particulier, est très différent de celui du Zr 9 5 (période : 64 j) : sa répartition dénote un afflux considérable dans la zone de rupture. Cette dëmixtion effective du zirconium et du niobium ne peut que difficilement être mise en évidence en laboratoire chaud. En effet, les examens se font généralement au bout d'un temps de désactivation tel que le Nb 95 observé provient alors en grande partie de la désactivation du Zr. Dans ces conditions, on observe quasiment un traceur du zirconium et non le niobium dans son comportement propre ( ). Les résultats présents mettent donc en évidence : - la différence de comportement manifeste entre niobium et zirconium, celui-ci étant resté quasiment insensible à la surchauffe ; - la discrimination due â "l'effet mémoire" du Nb 9 5 par rapport au Nb 9 7 qui n'a rien retenu des effets de la surchauffe intervenue en cours de cycle. II.3 - BILANS Les répartitions normalisées, comme celles présentées ci-dessus (nombre d'atomes présents / nombre d'atomes créés localement), permettent, dans l'hypothèse de la connaissance du recalage en absolu, d'effectuer un premier bilan des quantités de produits de fission restées dans le combustible ou au contraire sorties,par.les éventuelles ruptures de gaine. La surface limitée par le profil de répartition est égale à l'aire du rectangle de hauteur unité lorsque l'espèce considérée est restée tout entière dans le combustible (voir La llf0, Figure 36). ( ) Le rapport [ 35 ] soulève ce problème, et publie des mesures sur des échantillons plus ou moins irradiés, examinés par spectromëtrie gamma en laboratoire chaud avec un temps de désactivation exceptionnellement bref. Ces mesures, effectuées vers la même époque que le présent travail, fournissent des résultats concordants, tant pour le comportement propre du niobium (mis en évidence aussi dans [ 36 ] ) que pour ceux des Ba-La, Te et I.

CRAYON COMBUSTIBLE <BI3PCBITIF iilcma) CRAYON COMBUSTIBLE (DIUPttilTIP 3IBKA) 97 Nb 97 Zr Nt>. at. or*;os - ^ itioo "ï353 2000 2 500 3000 C=E=Î / : / / ; / / / Z-3L *\ Haut ^ Ycombustible Bas \. 2 jfout tfqb L hqmbre _d * expansion TS3 zrz: idoo Ï355" 2000 y y y y y, y y y y.\ Haut LMSUMt/ Bas ''*». 8. Çfiambre d ' expansion Couverture J

- 109 - Au contraire, un bilan déficitaire dans le crayon est mis en évidence pour les espèces migrant vers l'extérieur (voir les I, Figure 37). Pour être tout à fait sûr, ce genre d'évaluation doit être confirmé par une mesure directe des produits de fission sortis du combustible, grace à une investigation du circuit caloporteur (voir Chapitre sur ce sujet, p. 122). En effet, un bilan déséquilibra peut parfois dénoter simplement l'inexactitude d'une donnée nucléaire implicitement utilisée, rendement de fission ou intensité absolue de la raie. SfSâïSliê : Dans ces conditions, un bilan excédentaire semble représenter une anomalie. On obtient pourtant parfois de tels bilans pour des corps très mobiles comme le Te 1 3 2. Ce paradoxe s'explique en fait par une variation de 1'auto-absorption propre aux gamma de ce corps, dont la répartition radiale peut avoir varié sensiblement par rapport à la répartition d'origine. Cette question sera reprise dans le sous^chapitre ultérieur sur les répartitions radiales (voir p. 115). s Pgeçigign : Le cumul de toutes Its incertitudes intervenant dans un résultat quantitatif final (NATHALIE, intensités gamma, périodes, rendement relatif global, coefficients d'absorption gamma, calcul d'autoabsorption, rendements de fission, calcul de création ou mesure sur étalon), ne serait pas, statistiquement, significatif de la précision effective qu'offre la méthode. Celle-ci est évidemment tr&s difficile â chiffrer rigoureusement. Cependant, l'expérience pratique montre - et c'est là l'essentiel - que les bilans de produits de fission présents dans le combustible peuvent être estimés (en excluant évidemment l'incertitude propre à l'étalon du recalage en absolu, source gamma ou mesure de puissance) pour les produits de fission courants à mieux que \0% près. Plus exactement, il semble qu'une précision d'environ 57, soie le meilleur résultat qu'on puisse espérer pour les nuclëides les plus importants (Ba-La 1 "**, Zr-Nb 9S, Ru l Î 3, I 1 5 1 ), dans l'état actuel de la méthode (Cf. p.105).

I DISPOS IT I? DELTA REPARTITION LONOITODINALE DE L'ACTIVITE TOTALE SUR LE CRAYON Crayon UO - PuO Espaces inter-pastilles 1 Remontée d'extrémité ' ' ' T I "x,! Couverture supérieurs (D0 2 naturel) 182 215 Bas JlMl.t_

- MO - CHAPITRE III EXEMPLE D'ETUDE LOCALE : INTER-PASTILLES Le défilement vertical continu sur un crayon combustible, en mode multi-échelle, permet d'obtenir le profil d'activité totale du crayon et de mettre en évidence des phénomènes tels que la dissymétrie du flux longitudinal ou la formation d'espaces inter-pastilles, dont les cotes peuvent ensuite être relevées plus précisément. Une étude fine de ces zones peut montrer l'afflux de certains produits de fission vers ces espaces, ou au contraire leur absence caractérisée, par comparaison à la valeur moyenne sur une 2one voisine de la pastille, sans singularité. Les exemples de résultats présentés ci-après ont été obtenus sur le dispositif DELTA en début de vie (deuxième cycle d'irradiation) et donc bien avant la rupture de gaine provoquée. La répartition d'activité totale (voir Figure 39) met en évidence trois pics importants correspondant à deux inter-pastilles, de cotes verticales respectives 182 et 215 mm, et à l'extrémité supérieure du crayon, en contact avec la couverture d'u02 naturel. Ces irrégularités notables concernent des zones de 1 à 2 mm de haut. On s'est intéressé à l'évaluation relative des nucléides responsables de ces pics d'activité par rapport à leur concentration moyenne au voisinage de l'inter-pastille (voir Figure 40). Par ordre décroissant d'abondance, on y relève : - un excès considérable des iodes et tellures ; - un léger excès des césiums, du baryum et des produits d'activation des structures (absorption plus faible dans cette zone) ; - un défaut des autres produits de fission, spécialement net pour les zirconiums et niobiums. Il est à noter que ces singularités, qui correspondent sans doute à une période de restructuration du combustible, disparaissent complètement après les cycles d'irradiation ultérieurs.

REPARTITION DES ACTIVITES DES PRODUITS DE FISSION EN UN POINT DE L'INTER-PASTILLES 162 (Dispositif DELTA) " Activité dans l'inter-pastillea Activité moyenne combustible Te 131 Te 132 I132 ï I-,- 2 : traceur du Te-,,, ( TEMPS DE DESAOTITATION ) ( 6 JOURS ) L 131 Cs 136 Cs 137 Ba 140 La 14-0 P. A. Struct Niveau moyen d'activité dans la aajabjistible Autres P. P. Zr Nb?ig. 40

- Ill - L'étude de la cinétique de migration des iodes vers les inter-pastilles peut être tentée par une méthode analogue à celle des mesures de relâchement des gaz de fission : Cf. [37], [38]. La Figure 41 représente la va-.., Nombre d'atomes présents dans l'inter-pastille nation du rapport Q Î; =- n "j - J ", : = *-T.,, * v ^ Nombre d'atomes total formes dans le combustible - rapport analogue au rapport R/B des gaz de fission ("ReLease/Birth") - en fonction de la période de l'isotope considéré. On obtient ainsi» en coordonnées Log-Log, une courbe sensiblement linéaire, dont la pente est significative du mode de relâchement des produits de fission vers la zone considérée. L'expérience des gaz de fission permet encore de déterminer un ordre de grandeur de la quantité d'isotopes stables ayant migré dans l'inter-pastille (par application d'un facteur ^ 2 à la valeur relevée au niveau de la période de l'i 131 : 8 j). Même si le comportement des deux inter-pastilles n'est pas identique, on peut cependant évaluer ici cet ordre de grandeur à environ 10% de la quantité d'iode formé dans tout le combustible. Cette proportion est considérable. Dans le même ordre d'idées, on peut entreprendre l'étude des produits de fission affluant vers l'interface combustible-couverture, à l'extrémité supérieure du crayon (Cs, Zr), ou dans le premier millimètre de la couverture (Te, I : concentrations linéiques environ doubles des concentrations moyennes).

29 i 7 J 77 h '«) I, ;;o,n i, C, Ii n,f>7 h

- 112 - CHAPITRE IV ETUDE DE PENETRATION DU CALOPORTEUR 5QOIUM DANS UNE AIGUILLE ROMPUE La recherche du sodium ayant pénétré dans an crayon (filière "rapide")» à la suite d'une rupture de gaine, est importante pour l'étude du combustible ouvert et du comportement chimique de certains produits de fission. plusieurs mois de désactiva- Une telle recherche a été possible, après tion, grâce â la méthode suivante : Le crayon, extrait de son dispositif, a été réirradié dans un conteneur simple, sous atmosphère gazeuse, à basse température, pendant une durée correspondant â environ 5 périodes du Na 2 * (résultat de l'importante activation du Na 2 3 ), pour porter celui-ci sensiblement à saturation : $ : flux de neutrons thermiques ; a : section efficace deactivation du N a 2 3 A : constante radioactive du N a 2It(période 15,01 h) ; t : durée du palier d'irradiation. en neutrons thermiques (0,536 barn); Les examens, effectués rapidement après la fin d f irradiation, ont permis de mesurer les répartitions du Na 2 " (voir Figure 42) et de plusieurs produits de fission, grâce au faible bruit de fond dû aux structures et à la fa-llrle auto-absorption du dispositif. La 1 bilan du sodium dans le crayon a été mesuré avec une précision globale de 30Z, qui se décompose ainsi : - I5Z d'incertitude statistique de mesure ; - 4% d'incertitude sur 1'auto-absorption, compte tenu de la méconnaissance de la répartition radiale du sodium ; cette valeur faible (écart entre les fractions transmises pour une situation du Na 2 4 dans le trou central ou au contraire en périphérie) s'explique par les hautes énergies des pics du Na 2 4 : 1368 et surtout 2754 kev ;

BEPABTITIOM LOMGITUDlmaB DU SODIUM DAKS UNS AICinME ROMPUE (Expérimentation de la filière à neutrons rapides) TRAdEUR SUIVI «N F~\ H Quantité de oïdium (en mg/inm) 2.5 Volume d expansion des gaz

- 113 - - 20% d'incertitude sur l'étalonnage en absolu, valeur importante explicable par l'absence de référence d'étalonnage au niveau de faible activité de l'échantillon (nécessité de recalages entre des conditions de collimation très différentes). Compte-tenu de ces remarques, la quantité totale de sodium ayant pénétré dans le crayon (volume d'expansion supérieur exclus) est estimé à 0,5 g ( l ). Cette valeur est comparée à celle qui aurait été nécessaire pour remplir tous les vides de l'aiguille. Il en ressort que le coefficient de remplissage de ces vides par le sodium est approximativement de 1/3, valeur vraisemblable, compte-tenu de 1'inhoraogënéitê de la répartition longitudinale du Na 2 **. La quantité minimale mesurable de sodium est estimée entre 0,1 et 0,025 mg/rara de crayon, selon qu'on emploie pour la détection une fente de hauteur comprise entre 0,5 et 10 mm. Cette valeur est à comparer au volume libre minimal de l'aiguille neuve, qui est de A mm /mm de crayon. ( ) Un comptage sur le bas de l'aiguille a confirmé qu'il ne s'agit pas là de contamination extérieure de la gaine en sodium.

- 114 - CHAPITRE V REPARTITIONS RADIALES DE PRODUITS DE FISSION V.t - GENERALITES Le caractère non destructif de la spectromëtrie gamma en pile interdit par nature l'examen d'une section du combustible. On ne peut disposer, pour aborder le problême des répartitions radiales, que des valeurs fournies par le défilement transversal, et aussi de certains renseignements déduits du défilement longitudinal. Les auteurs de [ 36 ] se sont heurtés à cette difficulté en examinant par spectromëtrie gamma des.éléments expérimentaux à combustible plutonium liquide. Ils avaient interprété qualitativement leurs résultats en les comparant aux répartitions du Co, noyé dans le combustible (source supposée uniforme), ou du Ta, matériau composant la capsule (source annulaire périphérique). Envisageant le développement de la méthode, ils proposaient, pour interpréter des répartitions transversales plus complexes, de faire des combinaisons des deux modèles extrêmes cités ici, ou, pour des isotopes émettant au-dessus de 500 kev, de négliger l'autoabsorption. XI semble que ces solutions ne soient pas suffisantes ici pour traiter le problême avec assez de finesse. La première idée a été reprise, mais sous une forme plus générale et plus systématique, comme on le verra plus loin. Quant à l'auto-absorption, dans le cas présent, elle englobe toutes les structures du dispositif, de sorte que la fraction transmise à 500 kev est inférieure à 0,5 dans les cas courants. Elle n'est donc pas négligeable, et sa variation en fonction de l'abscisse du défilement transversal ne peut pas l'être non plus en général. Ces remarques conduisent à tenter d'aborder le problème d'une façon plus systématique. Les approches décrites ci-dessous ont été entreprises en collaboration avec J. VAL0VIC, de la Centrale Electronucléaire de B0HUNICE (Tchécoslovaquie): Cf. [33],[40],

- 115 - V.2 - RENSEIGNEMENTS DEDUITS DU DEFILEMENT LONGITUDINAL Une premiere approche des répartitions radiales peut être faite, pour certains nucléide-j, simplement au vu du défilement longitudinal, en exploitant la variation de l'auto-absorption en fonction de l'énergie. Les nuclêides en question sont donc ceux qui émettent deux raies mesurables d'énergies bien différentes. S'il existe alors une divergence entre les nombres d'atomes mesurés relatifs à ces deux raies, c'est qu'il s'est produit une évolution de la répartition radiale du nucléide par rapport aux conditions de référence qui formaient la base implicite de l'établissement expérimental de la courbe de rendement relatif global sur le dispositif considéré. En effet, l'atténuation gamma est beaucoup plus forte à basse énergie qu'à haute énergie, ce qui différencie nettement les taux de transmission relatifs aux deux raies considérées. Les auto-absorptions dans les conditions de référence étaient rendues, par hypothèse, par la courbe de rendement. Four une répartition différente, celle-ci peut ne plus convenir, et donc mettre en évidence des divergences entre les énergies d'un m3me corps. Cette remarque est essentiellement qualitative. L'interprétation nécessite cependant des calculs préliminaires du facteur d'auto-absorption dans différentes hypothèses de répartitions radiales. Un tel calcul a été fait, en particulier, dans les cas suivants : "ffp.gte auto-absorption Aijfaible -yariatiqn_de répartition radiale : - Dispositif : ALPHA - Répartition 1 : uniforme + facteur d'auto-absorption Ai. - Répartition 2 : symétrie de révolution avec creusement de 152 entre centre et périphérie + facteur d'auto-absorption Az. Energie (kev) 150 200 300 500 1000 1500 2000 3000 A! 0,0061 0.0269 0,102! 0,2713 0,4928 0,5800 0,6195 0,6507 Al V>% HZ kz 1% 17- tu 57-5%»

- 116 - - Dispositif : SIGMA - Répartition 1 : uniforme sur toute la section ** facteur d'autoabsorption Ai. - Repartition 2 : concentrée de façon uniforme dans une couronne périphérique d'épaisseur le 1/10 du diamètre * facteur AÏ. - Répartition 3 : concentrée sur la périphérie di» crayon (couronne d'épaisseur nulle) -* facteur A3. Energie (kev) 200 500 800 1600 Ai 0,1545 0,6241 0,7768 0,8804 A2-A1 Ai As-Aï Ai 94Z 10Z 4% 27. 249Z 19% 87. 4% A 3-A 2 A 2 802 9% 4Z 3% Conclusion : A moins d'envisager des variations extrêmes de répartition, comme dans le tout dernier cas, l'influence de la répartition radiale sur le facteur d'auto-absorption ne permet d'interprétation, compte-tenu de la précision du dépouillement, qu'audessous de 500 kev. S'il s'agit de différencier les effets de répartitions assez semblables, comme dans le premier cas envisagé, il faut même descendre aux environs de 200 kev pour obtenir des résultats significatifs. En pratique, cette première approche ne sera donc valable que dans deux cas bien précis : - Te 1 3 2 : énergies 228 kev et 772 kev (I 13 *) ; - Mo 3 3 : énergies 140,5 kev et 740 kev.

DESCRIPTIOH? P'ÏÏHS ôbctica DE SOURCE PAR LE BROSRAMME " IAURE " Y vers le déteoteu: - TI 0,TI,TA (Section totale) Fig. 4-3»

- 117 - V.3 - METHODE D'INTERPRETATION DES DEFILEMENTS TRANSVERSAUX Une méthode plus générale et plus systématique que l'approche précédente apparaît donc nécessaire pour établir les répartitions radiales de produits de fission. Les défilements transversaux» effectués en fente verticale fine (0,3 x 10 mm) seront la base de cette méthode. V.3.1- Principe L'interprétation algébrique directe des courbes de répartition transversale obtenues est inextricable, car elle met en oeuvre un système d'équations intégrales comportant trop d'inconnues (voir Figure 43) : Kx.) pour i G [l,a] Grandeur mesurée I(x^) : intensité perçue à l'abscisse transversale x.. i Grandeur recherchée f(r) : répartition radiale d'émission gamma (supposée ici de révolution, ce qui est déjà inacceptable dans le cas général) La résolution pas â pas de ce système sur ordinateur réprésenterait un programme extrêmement élaboré. De plus, et surtout, rien a priori ne permet de croire qu'il existe une solution unique f(r), ni un algorithme permettant de converger assez vite vers cette solution. On a donc scindé le problème, en réduisant la tache de l'ordinateur au calcul de l'image transversale correspondant à un modèle donné de répartition radiale (programme LAURE, sur la bass du précédent système d'équations, mais où f(r) est donné par hypothèse et où I(xj_) est donc une inconnue algébriquement déterminée) et en laissant à l'expérimentateur le soin d'imaginer un modèle radial initial puis, en fonction du résultat de LAURE sur ce modèle, une modification du modèle précédent susceptible de mieux rendre la réalité de l'image transversale.

DELTR REPARTITION TRANSVERSALE 1596 KEV 1 1 i r Points fs 386 kev expérimentaux j o 1596 IceV Points calculés î Axe du trou central Axe du combustible Limites du trou central?ig. 44-A

- 118 - Cette détermination du modale est évidemment en partie intuitive et empirique, et en partie fondée sur l'expérience ; mais elle présente une garantie de "sens physique" beaucoup plus sûre que celle d'un, hypothétique algorithme de cale*.: 1 automatique. La répétition de ce processus "modèle théorique-calcul d'une image transversale" doit donner en quelques itérations une représentation suffisante de là répartition radiale d'un produit de fission donné. V.3.2- Réalisation (programme "LADRE") Le programme LAURE, destiné à donner l'image transversale d'un modèle de répartition radiale (!* densité relative d'émission gamma, image directement comparab * celle mesurée par défilement transversal, est évidemment con-s..-uic autour d'un calcul d'autoabsorption» comme ADELINE. Mais alors que ce dernier programme travaille en coordonnées polaires (description paramétrique mieux adaptée au calcul global d'auto-absorption), LAURE utilise des coordonnées cartésiennes de façon à rendre compte de sun calcul pour chaque tranche élémentaire selon l'axe des X (voir Figure 43). La définition des zones-source et des zones d'absorption est la même que dans ADELINE, ainsi que les équations définissant le modèle d'émission radiai f(r) (voir pp. 77-78). Four chaque tranche élémentaire d'épaisseur fix, et pour une énergie fixée (correspondant à la raie d'un nucléide donné), LAURE calcule le flux gamma I(x) sortant du dispositif et correspondant à l'émission Ia(x) dans la tranche <5x, puis, accessoirement, le facteur d'auto-absorption correspondant : A(x) «I(x) / I a(x) La description des directions OX et OY se fait par pas ôx et ôy réglables indépendamment, de valeurs choisies pour obtenir un compromis entre la finesse du découpage géométrique et la durée du passage en machine. Les résultats correspondants sont ensuite regroupés de façon â donner une représentation d'une zone de largeur Ax égale à celle de la fente de mesure, soit le plus souvent 0,3 mm (groupe de 3 tranches élémentaires pour le pas courant ôx 0,t mm). L'abscisse attribuée à ce groupement Ax est celle de la tranche médiane ôx :

MODELE "RADIAL" DE La 140 ÎOUH LE DISPOSITIF DELTA Le plan de la figure est perpendiculaire au faisceau gamma analysé. + R Fig. 44-B

- 119 - Glo(xi) - I«(xi-]) + Io(xi) + Io(xi +I) GI( Xi) - I( Xi_]) + I(xi) + Kx i + ) GA( Xi) - GI( Xi) / GIo( Xi) Le calcul est complete par une sommation totale sur tout le diamètre de la source : n TIo - ])~ Io<Xi) TI «]>^ r( Xi) i-1 i-1 de façon â calculer un facteur d'auto-absorption total TA - TI/TI, dont la valeur peut être comparée â celle déjà éventuellement obtenue par ADELINE» ce qui peut constituer une confirmation de validité du calcul. Mais en fait la grandeur intéressante ici est GI, dont la répartition selon x est à comparer au profil mesuré, tracé par le programme PITRE (voir p. 98). Pour faciliter la comparaison, LAURE effectua sur les GI (et GIo) le même type de normalisation que PITRE, puis exécute un tracé de GI fur BENSON selon le format de PITRE. Il reste alors à superposer les deux tracés pour constater la validité du modelé radial imaginé, ou au contraire pour mettre en évidence les divergences que l'on doit interpréter afin de corriger l'hypothèse. Le programme LAURE est présenté en Annexe VIII avec un exemple des données à introduire et une sortie pour une énergie donnée. Ce processus est évidemment lourd et coûteux. Il reste cependant que c'est le procédé le plus simple, qui soit à la fois suffisamment systématique et capable de profiter directement du sens physique de l'expérimentateur, dans cette délicate question de 1'interprétation des défilements transversaux. n V.3.3 - Exemples de résultats Deux types d'exemples différents out été choisis pour illustrer la méthode. Le premier concerne la répartition radiale d'un produit, de fission peu mobile, dans un combustible "rapide" ; le second, celle d'un autre ayant migré fortement à l'intérieur et hors d'un compact H.T.R.

LflURE GflMMfi 3 REPARTITION 85-15 AVEC CREUSEMENT 1/2 600 KEY n i i r -i r i r Kfii iroti- 1 Points expérimentaux oui icev j p 0 i n t s calculés. 0 t 3 Effets de l'inhomogénéité ité! du combustible lej Unites théoriques du compact 'a- 00-.J I 1 l I 1 l l 1 l l l l U 0 i 3 3 «9 1 g 10 n u la n* w il n ti la ag Ô -?lg. 45-A

- 120 - " Repartition radiale_du_la*^^dans un combustible non perturbé Il s'agit du dispositif DELTA, destiné à expérimenter, pour la filière "rapide", un combustible à trou central. Le présent exemple est tiré d'un examen après quelques cycles d'irradiation (donc après restructuration du combustible) au cours desquels il n r est intervenu ai surchauffe ni rupture de gaine. La Figure 44-A présente le profil transversal du La 1 "* 0 sur les raies 386 kev et 1596 kev. mesuré Le modèle "radial" imaginé pour obtenir l'image transversale calculée, représenté Figure 44-B par sa section dans le plan perpendiculaire au faisceau gamma analysé, a pour base la répartition radiale (symétrie de révolution) de la densité de fissions déduite du Code Apollo (et fournie par le Groupe Dosimetric). On a dû introduire, de plus, une dissymëtrie du flux représentant un facteur 1,57 entre "l'avant" et "l'arrière" du crayon (par rapport au coeur). Enfin, les cotes géométriques adoptées (diamètres du crayon et du trou central, dêcentrement de celui-ci par rapport à celuilà) sont déduites des cotes mesurées sur la neutronographie effectuée à la même époque. Ces cotes sont déjà différentes des cotes théoriques de début de vie : gonflement du combustible, migration et rétrécissement du trou central. Les équations du modèle "radial" sont les suivantes : - Zone centrale (trou) : f a - 0 - Zone périphérique (combustible) : fi» (0,45854-0.512I1.10" 2 p z + 0,36765.10' 2 p") (1-0,08 x) L'image transversale calculée par LAURE pour l'énergie 1596 kev est représentée aussi sur la Figure 44-A. On constate qu'elle concorde de façon très satisfaisante avec le profil mesuré, tant pour la forme de la courbe que pour les cotes géométriques. :î Repartition radiale du_çs 137 dans un cqmpactj^t.r. La perméabilité ou la ruptures/de certaines billes combustibles à l'intérieur du compact est responsable de la migration du Cs 1 3 7 à travers celui-ci. Une partie de cette espèce a migré vers l'extérieur du compact, jusque dans la matrice de graphite qui l'entoure : voir profil mesuré Figure 45-A.

1,0 0,9.0,8.0,7 Le plan de figure est perpendiculaire au faisceau gamma..0,6 M).0,2.0,1 Matrice ~r 0 + H 0 + K x

- 121 - Dans le modèle "radial" imaginé (voir Figure 45-B), la proportion de Cs 1 3 7 sorti dans le graphite a été ch<-'sie égale à \5% de la quantité totale présente de cette espèce, et supposée répartie uniformément dans la matrice. On a d'autre part introduit un creusement parabolique de la répartition à l'intérieur du compact correspondant à un facteur 2 entre le centre et la périphérie, et ce, de façon à retrouver sensiblement l'image transversale dans le compact» en négligeant les effets d'inhomogénéité constatés. Il a été enfin introduit une dissymétrie de flux avant-arrière correspondant à un facteur 1,44 entre les deux cotés du compact. Le modèle est ainsi représenté par les équations : - Zone centrale (compact) ; fo - 5,8I.I0" 3 (0,5 + 8,05.I0" 3 p 2 ) (1-2,8.!0~ 2 x) - Zone périphérique (matrice) : fi - 9,7.10""<] - 2,8.l0* 2 x) L'image transversale qui s'en déduit (voir Figure 45-A) approche le profil mesuré de façon acceptable, sachant qu'on ne cherche pas ici à rendre compte de toutes les irrégularités de celuici ( l ). Four évaluer la sensibilité du procédé, on a introduit également des modèles correspondant respectivement â 10% et à 20% de Cs 1 3 7 sorti dans le graphite. Les résultats diffèrent alors de la mesure de façon déjà assez sensible, de sorte qu'on peut conclure que la proportion de Cs 1 3 7 resté dans le compact est de 85% ± 5Z. (*) Cet exemple fait bien sentir les limites de performance de l'expression algébrique simple choisie pour représenter le modèle "radial" théorique.

! - 122 - CHAPITRE VI ETUDE QUANTITATIVE DES PRODUITS DE FISSION SORTIS D'UN COMBUSTIBLE VI.1 - INTERET DE LA RECHERCHE DES PRODUITS DE FISSION HORS COMBUSTIBLE L'étude des bilans de produits de fission dans un combustible à gaine rompue doit être complétée, chaque fois que c'est possible, par une scrutation du caloporteur et des structures susceptibles d'avoir entraîné ou fixé ces espèces ; et cela pour il eux raisons, qui sont : - l'intérêt de la connaissance des zones de fixation des nucléides hors du combustible, et du mode de migration (études de sécurité) ; - la recherche d'une meilleure précision sur le bilan des nucléides sortis du crayon (étude de combustible). Four ce 2ème point, en effet, il faut remarquer que, sauf cas exceptionnels, seules d'assez faibles quantités de produits de fission sortent des combustibles et si 90% d'une espèce son*: restés dans le combustible, il faut une précision de l'ordre du centième pour pouvoir mesurer, au seul examen du crayon, la disparition des autres 10%. En estimant a 5% la précision des masures en relatif sur le combustible, il esc donc évident qu'on ne saurait, par ce seul examen, mesurer une quantité sortie inférieure â 10% (comme dans le cas de la Figure 46 qui révèle quelques fuites de Ba 1 * 0, vu par l'intermédiaire du La, au niveau des fissures du crayon OMICRON). En revanche, dans le caloporteur, les produits de fission sortis sont, relativement, plus facilement décelables, car ils sont moins nombreux et situés dans une &L.-e d'activité générale plus faible. Comme il s'agit essentiellement ici de résultats destinés à des études "macroscopiques", une précision moins grande que sur le combustible est suffisante : quelques dixièmes. Si 10% d'un produit de fission sont sortis dans le caloporteur, en évaluant cette quantité elle-même â environ 10% près, on obtient une précision de l'ordre du centième sur la quantité totale de l'espèce sortie du combustible.

- 123 - VI.2 - PROCEDE D'EVALUATION En ce qui concerne la mesure, le problème est ici de détecter, dans un bruit de fond dû à l T activation des structures du dispositif, et éventuellement du calopotteur (sodium), des quantités de nucléides qui ne représentent que des fractions de celles contenues dans le combustible. Four améliorer la sensibilité des mesures, on dispose de plusieurs moyens d'action : - adapter la collimation pour viser, par exemple, le maximum de fluide caloporteur et le minimum de structures activées ; - jouer sur les p'irxdes daaproduits de fission et d'activation, en faisant un comptage au moment le plus favorable pour chaque espèce intéressante ; - amener les expérimentateurs à modifier la conception des dispositifs d'irradiation pour réduire le plus possible le niveau d'activation des structures (choix des matériaux, diminution des masses, éloignement des pièges à produits de fission par rapport à la zone du coeur) En ce qui concerne l'interprétation des spectres, compte tenu de la précision recherchée, on peut admettre de recaler les mesures effectuées hors combustible, avec des collimâtions du type 200 ou 210 (zones visées présentant des sections de plusieurs centaines de mm ),par rapport à celles effectuées sur le combustible, le plus souvent avec la collimation de référence 244 (fente de 0,5 mm de haut), à l'aide d'étalonnages intermédiaires des collimations entre celles et de calculs d'auto-absorption. VI.3 - EXEMPIE DE RhbULTATS A titre d'exemple, dans le cas du dispositif d'irradiation SIGMA pour l'expérimentation de la filière à neutrons rapides, des bilans globaux dé produits de fission passés dans le sodium après rupture de gaine ont pu être effectués : - d'une part, par spectrométrie gamma à SILOE sur le dispositif entier, en fin de vie ; - d'autr* part, par analyse en laboratoire chaud, â CADARACHE, sur l'ensemble du sodium recueilli après démantèlement du dispositif.

- 124 - Les résultats comparés des deux mesures sont les suivants : Nucléide Mesure du nombre d'atomes contenus dans le sodium Spectrométrie en pile Examen postirradiatoire Ecart relatif des deux mesures par rapport à leur moyenne Cs 1 3 " 4,3.10 17 4.4.10 17 2% Cs 1 3 6 3.2.10 16 2.6.10 18 21Z C3 1 3 7 1.3.10 20 1.24.10 20 5Z 1,7.10" 1,1.10 17 43% Te 1 3 2 2,4.10 16. non mesurable La concordance doit être considérée comme très satisfaisante, même en n'octroyant, comme il se doit, qu'une valeur purement fortuite à l'insignifiance des écarts de 2 et de 5%, et en ne retenant comme significatifs que les écarts de quelques dixièmes (assez fort pour l'i 131, de période déjà courte pour une bonne mesure en laboratoire chaud) qui constituent en effet le niveau d'incertitude correspondant à la précision recherchée dans ces examens. La sensibilité de détection obtenue sur un tel bilan peut atteindre, dans un cas très favorable, une fraction 10" 7 de la quantité de l'espèce contenue dans le combustible. Ce seuil est très voisin de la quantité du produit de fission créé hors du combustible, du fait de la contamination en matière fissile qui se produit lors du chargement du combustible dans sa gaine. C'est d'ailleurs également le niveau extrême détectable que l'on s'était fixé pour la définition de la gamme de sensibilité relative de la collimation (voir p. 14 ).

- 125 - CHAPITRE VII MESURES DE PUIS5ANCE CETUDE CRITIQUE DE L'ETALONNAGE EN ABSOLU) VIt.I - GENERALITES Enant donne la complexité des mesures classiques de la puissance dégagée par un dispositif et la difficulté à évaluer les incertitudes sur ces mesures (voir p. 86 ), il a paru utile de chercher à offrir aux expérimentateurs une méthode supplémentaire de mesure de puissance qui soit valable pour tout dispositif d'irradiation, quelle que soit sa conception. Le but de cette méthode est non seulement la comparaison des dispositifs entre eux, mais aussi l'obtention de résultats de puissance en absolu, grâce à un recalage quantitatif (nécessaire aussi pour les bilans de produits de fission à l'intérieur du combustible), dont la validité sera donc étudiée ici séparément sous deux aspects : - d'une part la cohérence des mesures de puissance de divers dispositifs par spectrométrie gamma, avec les valeurs annoncées par l'expérimentateur, en prenant pour référence l'un des dispositifs choisi comme dispositif-étalon : comparaison â caractère relatif; - d'autre part la validité du recalage en absolu de ce dispositifétalon (donc aussi de tous les aucrea dispositifs) grâce à l'étalonnage de celui-ci par rapport à une source L.M.R.I. qui constituera, en dernier recours, la référence des mesures en absolu de la spectrométrie gamma. VII.2 - MESURES DE PUISSANCE VU,2.1 - Principe Les évaluations de puissance par spectrométrie gamma reposent sur la mesure de la quantité absolue présente de certains nueléides, choisis en fonction de leur période pour être représentatifs d'une puissance "instantanée" (Mo 99, Te, radioéléments à vie "courte" :

DISPOSITIF 0 M I n R 0 M Tracé d'une répartition longitudinale (Calcula "ABEItJ.B") Forme de la répartition v de puissance -S. ES. Zone fissurée (sortie de VW<) Abscisse bas orayon Plan de flux maximal. I.ES. Plan médiat aiguille

- 126 - niveau de puissance correspondant sensiblement aux deux derniers jours du cycle d'irradiation), d'une puissance moyenne sur le cycle (La 1 * 0, Ba, Zr 9 5, Ru 1 0 3, vie moyenne), ou d'une puissance inté- grée (Zr 9S, Ru 1 0 3, Cs 1 3 7, vie longue). Ces mesures sont comparées aux calculs de creation établis grâce â la connaissance de l'histogramme de puissance fourni par l'expérimentateur, donnée dans laquelle on met en cause non la description temporelle des paliers successifs, mais leur niveau. Le rapport des valeurs u fournit le facteur â appliquer à la "puissance expérimentateur" pour obtenir l'estimation "spectrométrie gamma". Le problème est simple dans le cas, envisagé ici, où l'évolution du combustible est supposée bien décrite une fois pour toutes. XI est notablement plus complexe si la puissance n'est pas proportionnelle au flux au cours du temps (combustible empoisonné), auquel cas le calcul entre dans une boucle fermée (évolution du combustible - résultat de puissance) qui nécessite en pratique quelques itérations, ou calculs parallèles, en interprétant de façon chronologique les résultats obtenus sur des nucléides de périodes différentes. VII.2.2 - Réalisation Les spectres utilisés pour ce type de calcul sont des spectres cumuls sur quelques zones réparties le long du crayon combustible. On peut tracer alors, à l'aide des résultats sur un produit de fission peu mobile (Zr 95, Ba ) une répartition longitudinale dont la forme sera, avec une approximation suffisante,celle de la répartition de puissance. Une telle courbe permet de transformer d'une part la puissance mesurée sur chaque zone de cumul, d'autre part celle de l'expérimentateur donnée en un point particulier (2one de mesure du flux par collectrons) ou pour tout le combustible (bilan thermique), en une grandeur concertée - par exemple la puissance moyenne par unité de longueur du combustible-qui permette des comparaisons valables (voir Figure46). Les valeurs mises en regard, en pratique, seront les quantités d'un nucléide résultant : - d'une part de la mesure, â l'aide d'un étalonnage en absolu sur dispositif-étalon ou source-étalon (voir pp. 55-57 ) ; - d'autre part du calcul de création par le programme CREON (voir p. 81 et suivantes).

- 127 - VII.3 - RESULTATS COMPARES DE PUISSANCE DE DIVERS DISPOSITIFS Les résultats de puissance donnes par spectrometrie gamma en pile devront être compris en fissions/seconde, pour éviter l'indétermination de langage fréquente lorsqu'on parle de puissance en watt, et qui peut porter sur : - la puissance y : comprise ou non? - le facteur watt-fission/s : valeur choisie?. Les rapports r r R -» -ne i "Puissance spectrometrie Y" "Puissance expérimentateur" -r, nr relatifs I ~*.= aux j-.cediffe- rents dispositifs pris en compte ici sont calcules par référence à l'un d'entre eux, ALPHA 0, considéré a priori comme dispositif-étalon (ses cycles d'irradiation peuvent être considérés comme des paliers uniques avec une bonne approximation). Le nucléide utilisé comme base de ce recalage est le La 1 * 0, fils du Ba 1<>0 (période 13 j), qui donne une indication sur la puissance moyenne du cycle d'irradiation (durée 21 j). Ces résultats sont présentés dans le tableau ci-après pour plusieurs produits de fission et éventuellement pour plusieurs examens sur chaque dispositif.

- 128 - Dispositif Examen R(Zr 95 ) (65 j) R(Ru 103 ) (40 j) R(Ba l,,<l ) (13 j) RÇLa"* 0 ) (13 j) Moyenne de R(La) ALPHA 0 Juin 75 H 1,09 1,09 1,03 1,02 1,05 1,03 1,01 0,99 1,00 (Référ.) ALPHA Sept. 74 1,25 1,18 1,18 OMICRON Mai 75 0,92 1,01 1,00 1,06 1,06 DELTA Sepc. 74 0,71 0,72 0,71 0,76 Dec. 74 0,75 0,75 0,76 0,79 Mars 74 0,74 0,76 0,74 0,78 0,79 Mai 75 Juil. 75 0,78 0,74 0,78 0,75 0,78 0,73 0,83 0,78 UPSILON Janv. 75 Mars 75 0,67 0,66 0,67 0,66 0,69 0,64 0,81 0,73 0,77 THETA Sept. 74 0,90 0,95 1,02 Mai 75 0,92 0,98 0,95 1,01 1,02 Juil. 75 0,94 0,99 0,94 1,02 IOTA 1 Juil. 75 0,86 0,90 0,82 0,83 ; 0,83 IOTA 2 ir 0,88 0,94 0,86 0,88! 0,88 les conclusions;qui s'imposent à la lecture de ce tableau sont les suivantes : î! On constate une très bonne reproductibilite des valeurs pour chaque dispositif et pour chaque produit: de fission, au cours des divers examens successifs. Ce fait legitime le calcul d'une moyenne par dispositif et par nucléide, et son adoption dans la suite de ces remarques. En effet, l'écart des valeurs par rapport à la moyenne ne dépasse pratiquement pas 52. Cette conclusion est importante, en ce sens qu'elle confirme la bonne reproductibilité de la detection et des calculs de dépouillement, qualité essentielle pour l'étude suivie d'un dispositif au cours de sa vie en pile.

- 129 -! D'autre part, on met en evidence un défaut de concordance précise, pour un même dispositif, entre les valeurs calculées sur les différents produits de fission. Il semble que les différences de période entre ces corps (qui ':.n l intègrent" pas la puissance aussi vite les uns que les autres) n'entrent pas dans l'explication de ces écarts, puisqu'on constate une concordance au moins aussi bonne entre Zr et Ba 1 * 0, ou Ru 1 0 3 et Ba 1 * 0,qu'entre le Ba 1 * 0 et son descendant, le La 11 * 0 (période petite devant celle du père). On peut en effet, à partir du précédent tableau, établir les rapports moyens des différentes valeurs R obtenues par les nucléides pris deux à deux : Dispositif R(Zr) R(La) R(Ru) RCta) R(Ba) R(La) R(Zr) R(Ba) R(Ru) R(Ba) R(Zr) R(Ru) ALPHA 0 1,09 1,03 1,04 1,05 0,99 1,06 ALPHA 1,06 OMICRON 0,87 0,95 0,94 0,92 1,01 0,91 DELIA 0,94 0,95 0,94 1,00 1,01 0,99 UPSILON 0,87 0,87 0,87 1,00 1,00 1,00' THETA 0,90 0,97 0,93 0,97 1,04 0,93 IOTA I 1,04 1,08 0,99 1,05 1,10 0,96 IOTA 2 1,00 1,07 0,98 1,02 1,09 0,94 Remarque : En ce qui concerne le dispositif UPSILON, il s'agit d'un combustible irradié depuis fort longtemps et examiné seulement en fin de vie, â un moment où l'inhomogénéité du combustible apparaît particulièrement flagrante, et 3 la suite d'importantes surchauffes. Il serait donc peu justifié de prendre en exemple ses valeurs dans la suite de l'exposé, lesquelles ne sont données ici qu'à titre indicatif. On peut faire du tableau précédent une tentative d'explication - ou en tout cas de clarification - en fonction de la nature du combustible. En effet, ALPHA 0, ALPHA et OMICRON sont des combustibles â U02 faiblement enrichi ; DELTA et THETA (de même qu 'UPSILON), des crayons U02-Pu02 ; IOTA 1 et 2, des compacts du même dispositif, constitués de billes UO2-Th02. Sans préjuger de la validité théorique du procédé, on peut effectuer les moyennes des valeurs R(NI)/R(NÎ) relativement à chaque type de combustible :

- 130 - Combustible Valeur RCZr) R(Ru) R<Ba) R02r) RCRu) R(La) R(La) R(La) R(Ba) R(Ba) R(Zr) R(Ru) U02 D02-Pu02 Moyenne 1,01 0,99 0,99 0,99 1,00 0,99 Ecart-type 12 Z 6 Z 7% 9% \Z \\Z Moyenne 0,92 0,96 0,94 0,99 1,03 0,96 Ecart-type 32 \Z U 1Z IZ 4Z Moyenne 1,02 1,0? 0,99 1,04 1,10 0,95 Ecart-type 3% 1% 17. rz 1% 1% - Four l'u02, les écarts par rapport à la moyenne sont opposés et l'écart-type s'en ressent ; il faudrait en fait plus d? mesures pour établir sûrement le résultat qui apparaît ici et qui semble traduire un très bon accord des valeurs de puissance calculées sur le Zr 5» le. Su 1 0 3, le Ba l * 6t le Là 1 " 0. - Pour l'l'o2-pu02, l'écart-type est satisfaisant. Le La 1 "* 0 donne manifestement des résultats trop forts d 1 environ 6% par rapport aux trois autres nucléides. La concordance Zr-Ba est bonne. La comparaison Zr-Ru et Ba-Ru montre une surëvaluation relative de U% environ du Ru par rapport à ces deux autre corps. - Pour l'u02-th02, c'est encore le Ru qui marque une divergence avec les autres nucléides, divergence plus importante (et fluctuante) que dans le cas précédent, cependant que les autres valeurs concordent de façon satisfaisante. Ces résultats sont évidemment présentés ici de façon à faire ressortir l'incidence du rendement de fission. On constate en effet que, d'un combustible à l'autre, les écarts se creusent, particulièrement pour le Ru, nucléide dont précisément le rendement de fission varie très sensiblement en fonction du combustible (voir p. 86), ce qui laisse supposer une incertitude plus importante sur les valeurs des rendements de ce corps. Par contre, il est impossible d'imputer aux rendements de fission la divergence entre Ba et La 1 * 0, constatée spécialement pour l'u02-pu02, puisque le La 1 4 0 n'a quasiment pas de rendement de fission propre.

- 131 Dans la mesure où l'on peut considérer comme significatif cet écart d'environ 6%, on peut être conduit â mettre en doute la validité du schéma de désintégration de la chaîne 140 C 1 ) (qui pourrait contenir plus d'émetteits de neutrons retardés qu'il n'a été admis jusqu'ici). En définitive, il ne faut pas non plus vouloir déduire du précédent tableau ce qu'il ne peut pas dire, car on atteint ici sensiblement le seuil de précision de la méthode (eu niveau de reproductibilité) qu'on a estimé, au mieux, à environ 5%. VII.4 - RECALAGE EH ABSOLU SOR SOURCE-ETALON La maîtrise des processus de dépouillement, et singulièrement du calcul d'auto-absorption, a permis d'envisager l'emploi d'une source-étalon pour effectuer le recalage en absolu des mesures sur les dispositifs. VII.4.1 - Mesures sur la source-étalon Il s'agit d'une source de Co 50 provenant du Laboratoire de Hëtrologie des Rayonnements Ionisants et présentant une activité annoncée de 5,75 Ci au 16/04/75 [ 42 ]. L'incertitude admise sur la mesure d'étalonnage du L.M.R.I. est de 4%. Compte-tenu de l'auto-absorption du pic 3332 kev (A - 0,951 ± 7g) et de son absorption par le conteneur et l'épaisseur d'eau - imposée entre collimateur et source pour que celle-ci soit â la même distance de celui-là qu'un crayon combustible de dispositif en position d'examen - (A 0,890 ± 6&), l'activité apparente de la source mesurée est de : 4,866 ± 5,3% Ci 0) Tout au moins dans une marge assez étroite : on ne peut en effet attribuer la totalité de l'écart de 6S à une mauvaise évaluation de l'intensité de la raie 1596 kev du La 1 " 0, car cela reviendrait à faire passer sa valeur de 96,57 â 102,37 I

- 132 - La grandeur recherchée pour le recalage des mesures de spectroaiétrie gamma en pile est le facteur k e de la source défini, avec les mêmes notations qu'à la p. 57, par : et qui permettra de déterminer le facteur de recalage pour chaque dispositif mesure. par : k e La source étant scellée dans un cylindre de quelques millimètres de haut, les mesures sont faites par balayage, en fente horizontale,, sur une hauteur supérieure à celle du cylindre ( ), de façon à le voir tout entier. La position du cylindre en rotation devant la fente est repérée par un angle 0 qui peut prendre deux valeurs,0 et II. Les nombres d'atomes mesurés par scrutation gamma à SILOE, évalués par NATHALIE sous le pic 1,33 MeV, sont ramenés, dans le tableau suivant, â une même longueur arbitraire de source de 4,4 mm (source virtuelle d'activité égale à celle de la source-étalon) : Examen Position de source Sens de déplacement I 9-0 Chariot montant 1, 2 " it 3 " ir 4 " 5 " 11 6 7 0 - n 9 - E 8 9-0 Chariot descendant 11 il Nombre d'atomes mesurés 3.283.10 10 ] 3.327.10 10 ( Moyennes 3,358.10 10 y 3,344.10 10 3.436.10 10 3.314.10 10 3,369.10" 10 3,280.10 V 3,325.I010 3.514.I0 10 1 3,514.10'! i C ) et en tenant compte du recouvrement des zones vues successivement par la fente.

- 133 - Les examens 7 et 8 (0 "H ) donnent une moyenne légèrement inférieure à celle des précédents (9 0) ; l'écart n'est pas significatif, cependant, il semble préférable de ne retenir que les mesures faites dans les mêmes conditions géométriques, pour ne pas introduire d'éventuelle erreur due a une variation de 1'auto-absorption en fonction de 1*angle de visée. La mesure 8, faite, contrairement à toutes les autres, avec un sens de déplacement descendant du chariot, donne un résultat sensiblement plus fort ; cela prouve que dans des examens très fins, comme celuici, il est préférable d'utiliser le sens de déplacement qui fournit le rattrapage de jeu automatique (chariot tiré) et non le sens inverse qui fausse un peu les valeurs de cumul (chariot "poussé" vers le bas, compte-tenu des frottements). On adoptera donc la moyenne des examens 1 à 5 correspondant à la position de référence G * 0 et au sens de déplacement ascendant du chariot, ce qui conduit au facteur de recalage k e suivant, correspondant à une courbe de rendement relatif global égale â 1 â 1332 kev : k e<1332) - 3,463-3Û a ( l ) On peut en déduire la valeur du facteur kj> propre à la détection seule (source virtuelle d'auto-absorption nulle) : - d'abord à 1332 kev, d'après la relation suivante (établie â la p. 56 ) k, k vv w *e n (E.) A (E.) e i m i 1^ (1332) - k e0332) * -j- A (1332) e 1 ^(1332) - k e(i332) * A fi(l332) puis â 1596 kev (énergie correspondant au passage par 1 de toutes les courbes de rendement relatif global tracées sur les dispositifs) C 1 ) Ce facteur de recalage, comme tous ceux utilisés par la suite, est défini pour transformer un nombre d'atomes mesuré par largeur de fente (soit ^ 0,5 mm : collimation 244) en un nombre d'atomes absolu par mm de hauteur.

On en déduit A (1332) k (1596) - k (1332) r^r A e(1596) D(1332) D(1596) ce qui permet d'obtenir la valeur de k D(1596) : V1S96) " *D»332) sfrllff La valeur de A e(1332) calculée par ADELINE est de : A e<!332) - 0,8453 La courbe de rendement relatif de la détection, (obtenue p.105) permet de lire le rapport D(1332)/D(1596) : DQ332).. l f i Il en découle : k D0596) - 3,412.10 8 Cette valeur représente l'inverse du rendement absolu propre au système de mesure (ensemble de detection + calcul des pics par programme ABEILLE). Remarque ; Pour un traitement par NATHALIE, il convient de tenir compte de l'écart de calcul entre les deux programmes, établi p. 94 et qui est de 2,4%, ce qui donne un facteur kp sensiblement 2% plus grand que celui calculé ci-dessus pour ABFTLLE. VII.4.2 - Incidence sur l'étalonnage des dispositifs Le facteur k^ de recalage propre à chaque dispositif mesuré se déduit simplement du facteur k^ de la détection à 1596 kev par : k D(I596) k m " ^ (1596)

I 0 / B / 7 S 1 cm I /V/-7Ï PROFILS DE LA SOURCE COBAIT LORS P'EXAMENS SUCCESSIFS (Jeu des micro-cylindres de Co) 1 CD 2 2 / 3 / 7 5 «-t.«= r es. 1.C I B3. a 1 cm

- 135 - Four examiner la conséquence de cet étalonnage sur les mesures de puissance des dispositifs d'irradiation, il suffit d'appliquer le recalage ainsi calculé a. l'un d'eux, par exemple ALPHA 0 qui a servi précédemment de point de comparaison pour les autres dispositifs. Pour ALPHA 0, on obtient sur le La 11 * 0 le rapport suivant : "Puissance spectro gamma par étalonnage source" ï. S. o,89 "Puissance expérimentateur" (moyenne des valeurs 0,90 et 0,88 obtenues respectivement au premier et au deuxième examen). Cet écart par défaut de 11%, accusé par les mesures par rapport aux valeurs annoncées par l'expérimentateur, se retrouve, plutôt plus important, sur bien des dispositifs, d'après les comparaisons faites au sous-chapitre précédent. Il semble donc grossièrement reproductible, et il serait peu sage de s'en accomoder définitivement, sous le prétexte qu'il est sensiblement inclus dans la fourchette d'incertitude actuelle estimée par ailleurs (^ 10%). Cet écart systématique doit donc plutst faire l'objet d'efforts de rationalisation. Aujourdhui encore incomplètement expliqué, il peut du moins provenir partiellement des causes suivantes : " Géométrie de la,gougce : le cylindre-source est en fait constitué de 12 micro-cylindres de Co nickelé, de diamètre et hauteur 1 mm, empilés dans le cylindre-source. Or, on a constaté que les positions respectives de ces micro-cylindres ont varié au cours du temps (manipulations successives de la source : tassement probable) comme le montrent les profils relatifs de répartition de la Figure 47, obtenus lors de divers examens successifs. Il n'est pas impossible que l'étalonnage du L.M.R.I. ait été effectué pour une géométrie de remplissage que le transport de la source aurait ensuite fortement perturbé. En fait, cette hypothèse ne peut avoir d'incidence supérieure à environ 1% (variation d'auto-absorption), si l'étalonnage d'origine a été effectué en tenant compte de l'inhomogënéité éventuelle de la source, ce qui ne sera évidemment pas mis en doute ici (*). ( l ) Une mesure sur une autre source étalonnée au L.M.R.I. [ 43 ], mais de géométrie différente et vraiment invariable, a pu être faite depuis. Cette mesure corrobore le résultat obtenu avec la première source, à 1,6% près, ce qui représente sensiblement la variation statistique de mesure sur chaque source.

- 136 - " ghgix_du_f3s S u E-Yâ -Éi2Sji2BZS 25Ste ' * a valeur du facteur de conversion de la puissance dégagée par le dispositif en nombre de fissions par seconde intervient directement dans la comparaison des mesures sur dispositifs (entre eux et avec la source), puisque l'expérimentateur fournit le plus souvent jusqu'ici une description en puissance du cycle d 1 irradiation. Il a été choisi en général la valeur de 182 MeV par fission pour évaluer ce facteur (3,43.10 10 ) utilisé dans les programmes de création. Or» il semble clair que cette valeur est sujette à variation en fonction du combustible considéré : par exemple, 3% d'écart entre U 2 Î S et Pu* 39 (Cf. [ 46 J, [ 47 J, [ 48 ] ). Il conviendrait donc â l'avenir de chercher à obtenir la valeur exacte de l'énergie de fission à employer dans le calcul pour chaque dispositif. Cette précision peut contribuer à réduire de quelques centièmes les écarts constatés dans la comparaison des mesures et dans leur recalage en absolu. " IfPPortflnçe du taux de comptage : le problème des "empilements gamma" soulevé en particulier dans [ 31 ] semble devoir être responsable d'une erreur systématique de plusieurs centièmes lors de l'étalonnage des dispositifs sur la source. Il s'agit en effet de la probabilité pour un gamma d'énergie quelconque d'arriver sur la diode dans le même temps qu'un gamma d'une raie donnée. Si la deuxième impulsion survient avant que l'aveuglement par le circuit de temps mort ait été déclenché par la première (seuil 100 mv environ), on peut avoir une impulsion d'amplitude somme qui aura pour effet d'incrémenter de I, non pas un canal du pic considéré, mais un canal quelconque de la zone supérieure du spectre ( ). On aura donc une sous-estimation du nombre d'atomes du nucléide correspondant au pic, sous-estimation d'autant plus grande que la probabilité d'empilement est plus élevée, donc que le taux de comptage est plus fort. Or, le taux de comptage peut être différent selon les mesures effectuées. S'il reste dans la gamme des quelques milliers de coups par seconde (pour tout le spectre), il varie cependant, en particulier, d'un facteur 1,5 entre l'examen de la source-étalon ( p ^ 6Ï du temps mort) et celui d'un dispositif courant ( p! 9Z) ( ) La probabilité pour que deux gamma arrivent en coïncidence pour constituer une somme qui contribue au pic considéré est beaucoup plus faible ; il n'en sera donc pas question ici.

- 137 - Pour évaluer l'incidence de ce phénomène sur l'étalonnage en absolu, il a paru intéressant deffectuer une petite expérience de simulation de la variation du taux de comptage. La source de Co a été mesurée, en géométrie de collîtnation habituelle, une première fois seule, une deuxième fois avec adjonction d'une source parasite (solution de différents radionuclides) placée à proximité de la diode. Cette disposition permettait de faire varier le taux de comptage sans modifier les conditions physiques d'émission de la raie de référence (Co). L'expérience a été faite pour deux conditions de collimations différentes de la source (p» 5,3% et p» 3%) permettant de modifier le taux de comptage d'un facteur 1,6 et 3,6 respectivement (p» 8,7% et 10,7%)- Les résultats, dépouillés par NATHALIE, sont les suivants Activité 1 1,17 MeV relative : 1,33 MeV Co 6 0 seul (P - 5,3%) 4438 4203 C(> 6 (p «5,3%) + Parasite (p «3,4%) 4309 4013 Diminution constatée dans (5) par rapport à 3% 4,7% Activité s 1,17 MeV relative : 1,33 MeV Co 6 0 seul (p - 3%) 2132 2097 Co 6 0 (p - 3%) + Parasite (p - 7,7%) 2062 2006 Diminution constatée dans par rapport â 5,8% 4,5%

f I - 138 - La précision statistique des mesures ne permet pas de distinguer entre les résultats des deux expériences. Mais il est clair qu'une augmentation du taux de comptage d'un facteur 1,5 entraîne déjà une sous-estimation de la surface-pic de 4% environ. Ce résultat est important. Même si la correction semble devoir être supérieure â ce que les probabilités d'empilement laissent prévoir d'après [ 31 ], l'effet de celles-ci est directement en cause. Ce résultat empirique demande à être confirmé et affiné (recherche de lois en fonction de l'énergie et du taux de comptage) par de nouvelles masures. Hais, tel quel, il semble déjà devoir..être pris en compte dans l'explication de l'écart systématique d'étalonnage des dispositifs d'irradiation. En définitive, cet écart pourrait être ramené de 11* à environ 7%, ce qui rend alors les résultats des mesures de puissance compatibles avec la fourchette de 10% qui traduit pratiquement la précision du processus employé pour l'étalonnage (dépouillement relatif '** 5 % + source-étalon ^ 5 %). Cependant, un effort reste à faire pour éliminer totalement la composante systématique de l'écart constaté.

139 - C O N C L U S I O N "Cherchons canne cherchent cevx qui doivent trouve?, et trouvons corme trouvent ceux qui doivent chercher encore". d'après Aurelius AUGVSTimiS "Les projets réels ne poussent aue sur l'oeuvre". [ 53 ] ALAIN

- 140 - CONCLU-S ION Le problème pose consistait en l'étude non destructive de dispositifs expérimentaux au cours de leur irradiation en réacteur de recherche. Grâce au système automatique de défilement réalisé, l'analyse complète d'un dispositif d'irradiation (aiguille combustible, caloporteur et structures) peut être réaliséeen 24 heures environ. De plus, on a vu que, combiné au programme de pré-dépouillement, ce procédé permet d'obtenir de premiers résultats partiels de 1'examen de façon simultanée, les résultats plus élaborés paraissant dans la semaine suivante, grâce au dépouillement lourd. L'essentiel est ici que l'irradiation du dispositif n'est en fait interrompue que pendant la durée obligatoire d'arrêt cyclique du réacteur. La méthode permet ainsi de suivre effectivement, et sans la perturber en aucune façon, l'évolution du dispositif au cours des cycles successifs d*irradiaticn, ce qui constituait initialement la demande fondamentale des expérimentateurs. Celle-ci est donc entièrement satisfaite. Ainsi, on peut déjà considérer comme tout à fait suffisantes deux des qualités qu'on doit rechercher dans toute méthode de mesure [51 ] : la rapidité et la fineeee. La première de ces qualités était ici une condition sine qua non. C'est donc en tenant compte de ce contexte temporel défini au départ, que doit être jugée la méthode de scrutation gamma en pile, dont l'exposé a été féit ici, en s'efforçant de préciser, à chaque aiveau, ce qu'on peut attendre du procédé en ce qui concerne les trois autres qualités d'une mesure : reproduccibilité, sensibilité et justesse. La reproduotibilité a été étudiée â deux niveaux : - à un niveau local, mais essentiel, pour tester le système géométrique de détection (précision de reproduccibilité de la collimation estimée à \% ; voir p. 4] ) ; - au niveau global des résultats, pour tester l'ensemble "mesures-calculs de dépouillement" (précision de reproductibilitë des mesures de puissance estimée à ^ 5% : voir p. 131).

- 141 - La aensibil-itê de la méthode a été implicitement illustrée par des études diverses, comme - détection et mesure des singularités locales dans un combustible (Cf. étude d'inter-pastilles, p.iio) ; - influence de la répartition radiale des produits de fission sur le rendement de détection (Cf. p.115) ï - mesure de nucléides dans un fluide caloporteur, étude qui a permis de bien illustrer la gamme de sensibilité de la méthode (limite ^ 10~ 7, Cf. p.124). Enfin, la justesse de la méthode est directement mise en cause dans l'évaluation des puissancesdes dispositifs. On a vu que, dans l f état actuel des choses, la précision atteinte est estimée à 10.'. À ce propos, certains points restent à approfondir, sur lesquels des études sont dès â présent entreprises : - confirmation des mesures sur la source-étalon ; - choix du facteur de conversion watts-fissions par seconde ; - étude des empilements gamma en fonction du taux de comptage (cette question peut également avoir une incidence sur la reproductibilitë, d'un point de vue secondaire). Globalement, la précision de la méthode doit, à l'heure actuelle, estimée à environ : être. 5% pour les mesures concernant l'étude suivie, en relatif, d'un dispositif expérimental au cours de sa vie en pile ; 10% pour les mesures quantitatives en absolu. Cette dernière valeur pourra sans doute être abaissée après aboutissement des études citées ci-dessus se rapportant à la justesse de la méthode. Mais il semble clair que la valeur de 5% constitue un seuil au-dessous duquel la précision globale de mesure en absolu de pourra guère descendre. En tout état ae cause, la scrutation gamma en pile apporte dès à présent des résultats tangibles, conformes à ceux escomptés lors de sa conception, et constitue donc un outil de travail nouveau et assez souple pour l'investigation des dispositifs expérimentaux en cours d'irradiation.

SPECTROMETRIE S "EN LIGNE" IMPLANTATION EN PILE SILOE Stockage et traitement des données Protection pjomb?is. 43

- 142 - Cette méthode semble d'ailleurs répondre, au bon moment, à un besoin réel des expérimentateurs. Plus de 25 dispositifs d'irradiation très divers sont passés depuis septembre 1972 sur le banc de SILOE, certains ayant subi déjà 6 ou 7 examens successifs. Dans le même temps, OSIRIS a entrepris également la réalisation d'un banc du même genre, quoique de conception (et d'exploitation) différente, lui aussi opérationnel à l'heure actuelle [ 45 ]. D'autre part, un système identique à celui de SILOE a été monté a MELUSINE en 1974-75, en prévision d'expériences à venir. Dans une perspective d'avenir proche, la scrutation gamma à SILOE va s'efforcer de compléter et de généraliser son système de prë-dépouillement, qui s'est révélé â l'usage fort pratique et dans bien des cas suffisant, afin de permettre d'obtenir dans un délai de 24 heures un ensemble cohérent et complet de résultats définitifs tableaux et tracés automatiques de répartitions en absolu) sur l'examen d'un dispositif expérimental. Cet effort de rapidité permettra d'accroître l'efficacité de la méthode qui doit tendre au maximum à devenir procédé de mesure "en continu". Des développements ou des applications de la méthode peuvent être envisagés, tels que la "spectrornétrie gamma en ligne", mise en place â SILOE par MM. PERVES et CHAUMIER, et déjà exploitée (E 10 ], [33 ])- Ce procédé consiste à examiner la zone supérieure d'une boucle expérimentale (partie haute du circuit caloporteur, vase d'expansion, échangeur) - et non la région située au niveau du coeur du réacteur (Cf. p.8 ) - alors même que le dispositif est en position d'irradiation dans le coeur. Un long tube collimateur, placé en travers de la piscine, conduit le faisceau gamma du dispositif jusqu'à la diode Ge(Li) placée sur le rebord piscine (voir Figure 48). La suite de la détection s'effectue de là même façon que pour la spectrométrie classique en pile. Les résultats portent sur la détection de nucléides relâchés par le combustible dans le caloporteur. A une échelle plus vaste, la réalisation d'un système de scrutation gamma peut être envisagée, identique dans son principe, à celui implanté à SILOE, dans la piscine de désactivation d'un réacteur de puissance (type P.W.R. par er^aple), pour l'examen des éléments combustibles, tant du point de vue dfc l'étude des ruptures de gaine que pour les mesures de taux de combustion. o o o 0 o o o

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A N N E X E I COMMANDES MITRA 1 5 FOUR LA.GESTION DES ACQUISITIONS ( Tiré de [ 22 ] ) I - DIALOGUES AVEC LE CALCULATEUR Lorsque toutes les opérations d'initialisation ont été effectuées, l'opérateur peut téléguider complètement son analyse depuis la salle de comptage. Il utilise exclusivement le télétype pour communiquer avec le MITRA 15. Les dialogues commencent de la façon suivante : - Pression sur le poussoir "appel" du télétype. - La machine imprime "? : " - Frapper le code du travail à exécuter Cl caractère). - La machine teste l'opportunité de la demande et éventuellement exécute le travail demandé. Toute anomalie est signalée par un message d'erreur. Les codes de travail sont les suivants : - "C" ÇCLOCK) : la machine imprime la date actuelle. - "F" (PRINT) : la machine lit sur les modules CAMAC la position actuelle du banc de déplacement, et imprime cette position sur le télétype. - "D" (DISPLAY) : la machine enregistre la position définie par l'utilisateur, et l'affiche dans les registres du module CAMAC. - "M" (MOVE) : la machine commande le déplacement choisi par l'utilisateur. - "S" (SCAN) : la machine enregistre une séquence d'analyse. - "B" (BYE) : la machine efface la séquence enregistrée par "SCAN". - "R" (RUN) : demande de lancement de la séquence. - "A" (ABORT) : abandon de l'exécution d'une séquence.

- AI-2 - - "W" (WAIT) Ï arrêt momentané d'une séquence - "E" (ESECUTJO : reprise de l'exécution d'une séquence arrêtée par WAIT - "T" (TCA DIDAC) : contrôle de la position des clés face avant du DIDAC. II - ENREGISTREMENT D'UNE SEQUENCE D'ANALYSE (FONCTION "SCAN") Les commandes dont l'opérateur dispose pour définir une séquence comportent toujours deux caractères. Ce sont les suivantes:: - CL (Clear) : effacement mémoire DIDAC - CO (Count) : comptage DIDAC - MO (Hove) : déplacement - RE (Record) : enregistrement du spectre selon les options ("TAPE?" et "RG23?") - DO : début d'une boucle d'instructions - NE (Next) : fin de la boucle DO - EN (End) : fin de la séquence - CA (Call) : sous-programme prédépouillement Certaines de ces commandes sont accompagnées de paramètres : - COunt ï M : imprime "RT -" (*) 0 : temps réel du comptage en secondes (5 chiffres) - MOve : M i imprime "X *" 0 : déplacement horizontal en mm/10 (6 chiffres ou 1 signe et 5 chiffres) - CA11 : M : imprime /SC/ 0 : frappe l f x/n, n', n", n'" 1 /Return x : courbe de rendement n, n', n"... : N du pic désiré dans la bibliothèque. - DO : M : imprime plusieurs espaces 0 : nombre de passages dans la boucle (2 chiffres) Remarque : Les boucles DO ne peuvent être imbriquées. ) M * machine 0 opérateur

I ANNEXES "L'ordinateur esz aussi un amplificateur de sottises, [...] Que l'on ajoute les possibilités de l'informatique aux qualités humaines* o'est parfait t que l'on croie pouvoir utiliser les unes pour se dispenser des autres^ o'est catastrophique." [ S2 ] François de CLOSETS

- AI-3 - III - EXECUTION D'UNE SEQUENCE D'ANALYSE Le dialogue SCAN a permis d'enregistrer une séquence et toutes les caractéristiques de son exécution. Le dialogue RUN détermine la première instruction â exécuter et l'instant du lancement. Lorsque la date de lancement est atteinte (ou lorsque RON a demandé un lancement immédiat), le MITRA 15 initialise l'exécution de la séquence. Fuis, il exécute chaque instruction jusqu'à l'instruction END qui détermine la fin de la séquence. Au cours de l'exécution, il initialise et tient â jour plusieurs indicateurs, en particulier : NO : le numéro d'enregistrement X, Y : les positions horizontale et verticale du banc DATE : la date du dernier comptage TR : le temps réel de comptage 1 - Lancement - NO * 0 - le numéro d'enregistrement est initialise â zéro. - On enregistre la date actuelle (date réelle du lancement). - Si l'enregistrement sur bande a été demandé, après identification de la bande montée, on enregistre le "label manip" (voir "PRESENTATION DES RESULTATS"). - On imprime 1'en-tête du "mouchard" sur le télétype de la salle décomptage. (Voir "PRESENTATION DES RESULTATS"). 2 - Instruction CLEAR - On commande l'effacement de la mémoire du DIDAC. - TR 0 - On remet à zéro le temps réel total de comptage. 3 - Instruction COUNT - DATE date actuelle (c'est la date de début du comptage).../.

- AI-4 - - X, Y position actuelle (position au moment du comptage). - On commande au DIDAC le début, puis la fin de comptage. On recalcule le temps réellement écoulé entre ces deux commandes. C'est le temps réel effectif du comptage (en principe, identique au temps demandé). - On incrëmente TR de la valeur calculée pour le temps réel de comptage. 4 - Instruction MOVE - Exécute le déplacement demandé, en X et en 7. 5 - Instruction RECORD - NO + I. On incrëmente le numéro d'enregistrement. - On lit dans la mémoire DIDAC le contenu du canal 0 (temps actif) - On calcule le temps de refroidissement (date du comptage (DATE) - date de référence). - Si l'enregistrement sur bande a été demandé, on enregistre le spectre par blocs de 200 canaux. (Voir "PRESENTATION DES RE SULTATS"). - Si l'enregistrement sur RG 23 a été demandé, on commande au DIDAC une "sortie de résultats". - On imprime une ligne du "mouchard" sur le télétype en salle de comptage (voir "PRESENTATION DES RESULTATS"). 6 - Instruction DO - On initialise, en fonction du nombre donné en paramètre, un compteur d'itérations. - On passe à l'exécution de l'instruction suivante (1ère instruction de la boucle). 7 - Instruction NEXT - On décrémente le compteur d'itérations et on teste son passage à zéro.

- AI-5 - S'il n'est pas nul, on revient en arrière, sur la première instruction de la boucle. S'il est nul, la boucle est terminée, on passe à l'instruction suivant le NEXT. 8 - Instruction END - Si l'enregistrement sur bande a été demandé, on enregistre une marque "fin de manip". - On imprime sur le télétype de la salle de comptage un message terminant le "mouchard" (voir "PRESENTATION DES RESULTATS") 9 - Instruction CALL/SC/ -Appelle un sous-programme ABEILLE pour calculer le nombre d'atomes des pics demandés. - Ces calculs ne sont portés que sur le'^nouchard'.' IV - PRESENTATION DES RESULTATS L'utilisateur dispose de deux enregistrements pour suivre le fonctionnement d'une séquence : - le"mouchard" qui est imprimé au fur et à mesure de l'exécution, sur le télétype en salle de comptage ; - un enregistrement sur bande magnétique, qui peut être relu après l'analyse, sur le MITRA 15 de SILOE, et qui est destiné â être exploité à la CISI. LE "MOUCHARD" - Au lancement, on imprime 1'en-tête du"mouchardv qui récapitule toutes les caractéristiques générales de la séquence. Il a la forme suivante (voir exemple p. AI-8) : GAMMA-SCANNING STARTS (Date du lancement effectif) EXPERIMENT NAME - (nom manip - 12 caractères)

- AI-6 TAPE LABEL * (label bande montée) si l'enregistrement sur bande est demandé» ou rien sinon. REFERENCE TIME - (date de référence) SACRAM TIME - (date de chute de barres) FIRST CHANNEL» (n premier canal) LAST CHANNEL» (n dernier canal) SCREEN THICKNESS - (épaisseur écran d'intensité - en mm/100) COLLIMATION NUMBER - (3 caractères - numéro de collimation) HO X ' Y RECORD TIME DESACTIVATION REAL DEAD A l'exécution de la commande RECORD, on imprime sur une ligne les caractéristiques du spectre DIDAC : - sous "NO" le numéro d'enregistrement (NO) - sous "X" la position horizontale en mm/10 (X) - sous "Y" la position verticale en mm/10 (Y) - sous "RECORD TIME" la date de début du dernier spectre (DATE) - 'sous "DESACTIVATION" le temps de refroidiss ement calculé - sous "REAL" le temps réel de comptage (TR) - sous "DEAD" le temps mort calculé ( t. réel (TR) - t. actif (canal 0)) A l'exécution de l'instruction END, on imprime le message : END OF SCANNING Remarque Dans le cas où la séquence comporte plusieurs comptages sans effacement intermédiaire, les temps de comptage (t. réel, t. actif, t. mort) sont bien des temps cumulés ; par contre, la date de début de comptage (DATE) et le temps de refroidissement correspondant concernent le début du premier comptage commandé ; la position (X,Y), enfin, est celle correspondant aux cotes moyennes des déplacements intervenus pendant le cumul. LA BANDE MAGNETIQUE Une bande a la structure suivante : - un enregistrement "label bande" - un nombre variable (éventuellement nul) d'enregistrements de manipulations ;

- AI-7 - - un enregistrement "fin de bande"; On enregistrement de manipulation comporte trois types de blocs : - un bloc "label manipulation"} qui contient les caractéristiques globales de l'analyse ; - un ou plusieurs blocs "spectre" par spectre, chaque bloc comportant les caractéristiques du spectre, et les valeurs de 200 canaux au maximum ; - un bloc "fin de manipulation" qui rappelle le label manipulation et indique la cause de la fin de séquence (fin normale, ABORT par l'utilisateur ou erreur à l'exécution). Une description plus détaillée de chaque enregistrement esc donnée en annexe de la notice du programme "TAPE". Ce programme permet à l'utilisateur de lister le contenu d'une bande, de labeller une nouvelle bande et d'insérer à l'endroit choisi un enregistrement "fin de banda" (Cf. [ 39 ]).

- AI- V - EXEMPLE DE SEOUEHCE PROGRAMMEE SUR MITRA 15 r=^.ît«scatjiha PROGRAM.-.-.-- - - EXPERIMENT MAMS - BOUFSTALOM 2 - --.-TAPZ 7 Y _ - :~r- ~ TAPE LABEL» 3AW0E14 "" ' '" "' -"== - DO YOU P.EQUEST THIS TAPE-Î Y-.r=^ * RG23? H - - ld^- ^SCSAK TIME'» -2 /4 -/75-9 HO- HO -" REFERENCE TIME» S /4-/7S-9 HO-HO S ='* ---SCREE.') THICmESS - 0 - --"-"COLLI 1ÏATI Oil MUHBEH 240 -^rfif.st CHAKNEL * 0 =*---^ ^LAST- CHAMMEL-»-3999- : - *- - 1 CLEAR - - '- i- S-BO 5 :-.---; --T «.-3-rCOUMT RT--200OjlEKT-â-., " "" RECORD- =T : r^ ---../.-; - CALL/SC/1, 1/20,21* 25i41 : ;'70. 73/94y=^ -CLEAR-.-r-r -WOVE-** -7-RUM ^TjSTART.STEP- -" : FIRST SPECTP.U!J-MO : TSTART.TIKS * r- rcahha-scarmmg-starts..-r-- g/-=:4/-75-,l 6H23K49%5= EXPERIMS-'JT MAKE-* - BOUFETALON-S : ^' * =rrrtape LA3SL-»-..,.,...... J,-,8AN0EI«T -REFERENCE TIME-- ÎEgrSCRAM TIME-»--..-..- ""-' FIRST C.'tAÏIMEl/^' il: ==fcast- CHAHBEL-.-. --,.-, -2/--4/T5 9SH0M i 0Sr=rfl/-r4/.7S.--9.H-0M-rflS-.. 3* 0» 20 9 S JS.-21 95 IS --» 85 95 HE r-.»-.«l -I03-P.U ii -^-* 70 134 CS «-73 137 CS -^--* 94 140 LA 20 95 ZR 21 95 JR 25 95 MB 103 RU 70 131 CS» 73 137 CS 94 140 LA OJD OF SCATfiM -^ 0 l 6!I24:14gS :.-0J 7H24K4SS-?rlOOOOS- =- - 724.2 723.2 1032.-- - «3. - 2321-".--. 507E*07 '7S6.7-755.9 ' 1193.- r-rr-ii6.r- 3-332..457E+07 765.3-765.0 3953.-- 23. 11091. --.436E+07 497. 1-^496. 3-'---333.--»;l 44.-_--,.367.;»-. 476Z+06-795.9 661.6 1596.5-1000 724.2 756.7 765.3 «97.1 79 5.9 79 5.2- '-- 16'.=" ==16.-"-"-""*-? 6T.--^-4-713E*0 6 660.3 153.- -^ 52. *. 436.-^.-706E>03- - 159 6.0 i.... ( ^_:_^-i29, -^.634S+C3 19-U3H53S- 0J10H] JMS3S-rr-Hj0Û0S -- 5S 726.5 755. 3 765.0 496.9-79 4.6 660.3 66 EÎIREUn PIC.5092*07.439E>Q7.4$9E+Q7.479 *06.713 +06.706E+Û3.6435+03.7022*0 5.255 *0 5.3I0Ï+03.13cJE>U5.4!i4E+06 < )6E+0d Nueltid* N* d'ordre de traitement du pic Energie calculs* pour 0,7 kev/canal ^Energie de véîiranca en kev Nombre d'atomes 9 c tt 3 t. -Surface gauasiaana du pic -Hauteur du bruit da fond -Hauteur du pic sur la bruic de fond

ANNEXE II FICHE TECHNIQUE DE REGLAGE D'ALIGNEMENT DE LA POST-COLLIMATION MODE D'OPERATION PQIMT OPTIMAL 1 - Comptage toutes énergies (temps réel de 100 s) a) Fente H-pc H 35Ï494 Faire le sous-total b) Fente V-pc V ftt^l> 2 - La Fente et la pc sont verticales Action en rotation autour axe vertical Réglage et multi-ëchelle (10 s par point) Comptage toutes énergies (T.R. : 100 s) f33^ ft r?*«sw 3 - Fente et pc verticales Action en translation axe horizontal Réglage et multi-ëchelle (10 s) Comptage toutes énergies ( 100 s) T&CTÇZ, 4 - La Fente et la pc sont horizontales Comptage toutes énergies (100 s) jf~j^ C> 5 - Fente et pc horizontales Action en rotation autour axe horizontal Réglage et multi-échelle (10 s) Comptage toutes énergies (100 s) ^?"^?3 3 "ro OJïf 6 - Fente et pc horizontales Action en translation axe vertical Réglage et multi-ëchelle (10 s) 3?-4? Comptage toutes énergies (100 s) 3633J*1 7 - Comptage toutes énergies Fente et pc horizontales 3^9 3 à DISPOSITIF : î> UTfi DATE : /,jfj?f -^ i.

- A III - I - ANNEX E I I I BIBLIOTHEQUES GAWIA

in III W,U UI W ^Ac'"O.H ^rt"""" 111 Rl M, n.sml'^-^at lo (».»W htm m tol9few) M'"tM WJ A»"'» ik - Al'"P.» ) M. l"'(iu»'w - W «"'Oil «'"(I A*CI.* > -a" n.i ini^ I *»M VJIB'""!» w^~«-1.." 1 *»* JJ Ci'^lO «J ^la'"n»^ ml Sn'"WJ.I.1 >lutl Br"!».» W^ «J» ^jbb 1 lit S» la i».* miv. : 6o, "ii7 ui- ^T"... Bu 1 "!».» n) «-a.'"ll«.ft B.» ^Tr^t-uLId *p^ I ^* I» S.-B.I.

- AIII I - PRINCIPALES CHAINES BE DESINTEGRATION B s I 1 a i I! i l îlllli ^ ^ a s \ \ MVI IN!! \à Ne pas tenir compte, pour une évaluation précise, des valeurs numériques(périmées).

- AIII - 3 II - BIBLIOTHEQUE RESTREINTE "1er DEFILEMENT" (modifiée le 31/01/75) 11 30 11024 24 NA 15.01H 2753.9» O.120 loo.ooo 3934.171 1 11024 34 NA 15.01K 3850.OOO 0.0 0.040 55O0.00O 11 36 24051 51 CR?7.7bJ 320.100 0.010 V.OQO 457.286 11 36 73056 > tù HN 7.6/H 046.900 0.0 100.000 1209.85/ 1 25056 56 MN T.S.'H 1810.700 0.0 30.000 3506.714 11 39 26059 59 PE 44.9AJ 1098.600 0.0 56.00O 1569.428 1 26059 59 FL 44.90J 1291.500 0.0 4.OOO 1045.000 11 40 27060 60 en 5.26A 1173.220 0.0 99.720 1676.02Q 1 270*0 60 CO 5.26A 1332.480 0.0 99.990 1903.543 11 37 29064 64 eu 12.80» 1345.500 0.0 0.5OO 1922.143 36088 HR 2.80*1 119 834.700 O.O 13.100 23.OO 1192.428 11 36G0O 08 XX 2.80H 1529.000 1.05 11.400 2103.429 1 36068 88 KR 2.80H 2193.900 1.050 15.100 3137.000 11 36008 as rot 2.80H 2392.000 1.O50 38.200 3417.143 37088 68 ftt i7.i en 898.000 0.0 18.ICO 1202.857 37088 88 tta 17.18M 1385.500 0.0 1,100 1979.285 11 3708B 88 RU I7.10M 1836.100 l.oso 30.200 2623.000 37088 88 AS 17.20M 2677.800 0.0 2.900 3825.428 u I 38071 91 ft 9.731 652.700 0.0 11.000 932.428 38091 91 SR 9.72H 749.800 1.05 24.50O 1071.143 160 4.66 38091 91 R 9.72H 160 925.700 0.0 4.OOO 7.36 1322.«29 11 38091 91 ER 9.72H 45 1024.300 1.050 34.000 l.ll 1*63.286 1 33092 92 SR 2.71H 561.100 0.0 2.370 tiol.572 * 30092 92 SR 2.71H. 953.300 0.0 3.470 1361.857 2 94 1B.26 38093 92 S» 2.71H 1383.900 1.050 05.720 1977.OOO 11 11 26139091 91M T 5O.0OM 555.600 0.0 56.000 793.714 11 3 39092 92 T 3.53H 934.500 1.05O 13.720 1335.000 11 92 y 3.53H 1405.400 1.050 4.720 2007.715 u 93 r 104IOH 2*7.OOO 1.05 6.400 381.429 160 0.62 11 39093 93 Y I0.10K 14 947.000 1.05 2.20O 0.70 1352.857 39093 93 y 10.IOH 119 1450.600 0.0 0.340 1.00 2072.286 11 39093 93 Y 10.10H 1917.850 1.05 1.430 2739.7B6 5 40095 93 ZR 63.90J 1 724.200 0.900 44.400 1034.572 40093 93 ZR 63.98J 2 736.720 1.030 34.600 1081.029 11 1 6 40097 97 2R 17.00H 333.390 0.050 2.280 507.TOO 1 40097 97 ZR 17.00H 507.630 0.050 5.080 72S.1C6 1 40097 97 2R I7.00H 602.410 0.050 1.400 860.506 11 40097 97 ZR 17.00H 743.370 1.050 93.300 1061.957 1 40097 97 ZR I7.0CH 1021.300 0.050 1.350 1459.000 1 40097 97 ZR 17.00H 1147.950 0.050 2.660 1639.929 11 40097 97 4X 17.00H 1376.000 1.050 1.000 1022.85/ 1 40097 97 ZK 17.00H 1362.660 0.050 2.660 1946.65/ 1 40097 97 ZR 17.00H 1750.460 O.O50 2.660 2500.65/ 1 41093 95 ta 33.15J 765.840 1.050 100.OOO 1094.050 7 1 11 8 41097 97 NB 72.00rt *37.900 1.030 99.000 939.05/ 41097 97 KB 72.00M 1024.530 O.O 1.100 1463.615 11 9 42099 99 MO 66.75H 112 140.510 1.050 03.700 a.oo 200.729 11 42099 99 MO 66.75H 3 739.700 1.050 13.000 1056.714 42099 99 Kl 66.75H 778.200 0.0 4.OOO 1111.714 11 10 44103 103 RU 39.60J 1 497.090 1.050 90.000 710.129 11 4410"? 103 RU 39.60J 2 610.300 1.050 5.600 071.657 1 44103 105 RU 4.40H 469.400 0.0 17.500 670.571 1 44103 105 RU 4.40H 34 724.20O 0.0 44.500 01.31 1034. rr-2 44106 106 RU 369.OOJ 511.800 O.O 21.590 731.1*3 37 11 44106 106 RU 369,OOJ I 97 112 622.ÎOO 1.010 9.930 2.7 70.82 088.714 31124 124 SB 60.20J 602.600 0.0 98.000 860.057 51124 124 SB 60.20J 645.700 O.O 7.200 922.420 51124 124 SB 6O.20J 722.800 0.0 I0.4OO 1032.571 I SI 124 124 S» 60.20J 1690.700 0.0 50.000 2415.206 1 M124 124 SB 40.20J 2090.600 0.0 6.300 Sr? 6.5/2 1 M117 127 SB 3.85J 473.000 0.0 25.100 675.714 1 91127 177 ew 3.05J 685.700 0.0 36.000 9/9.5/1 1 51129 129 08 4.30H 812.600 0,0 40.360 1160.05/ 1 SI 129 129 su 4.30H 914.700 0.0 20.290 1306.714 1 01129 129 SB 4.30(1 10*0.400 0.0 13.360 1314.05/ 1 31129 129 S» 4.30H 543.000 0.0 15.840 7V6.05/ 1 32129 129 TE 1.1DH 459.600 0.0 7.750 ' /-56.5Y2 1 52129 129 TE 1.1BH 487.390 0.0 1.473 696.271 1 52129 129 TE 1.10H 729.620 0.0 I.1S0 1042.314 1 52129 129 TE 1.191 1083.990 0.0 0.610 1548.557 111SS131 131H TE 30.0011 665.000 0.0 2.600 950.000 152131 ; 131M TE 30.00H 773.700 0.0 32.950 1105.286 152131 : 131M TE 30.00H 782.700 0.0 6.940 1118.143 11 152131 131M TE 3O.0vH 793.600 1.050 11.2» 1133.714 1 152131 131M TE 30.00H 105 022.100 0.0 4.770 0.13 1174.423 11 152131 : 131M IE 30.00H C52.100 0.0 18.200 l2l7.2b6 152131 ;:3in lb 3O.0OJI 97 25 910.000 0.0 3.040 1.18 4.50 1200.000 152131 : I3IM Tfe 30.00H 119 1125.000 0.0 10.400 12.00 1607.143' 1 : 11 152131 ; L31M Tt 30.00H 38 1I4Û.500 0.0 3.290 7.05 1640.714 1 152131 131N 1b 30,00F 1206.500 1.050 U.240 1723.5/1 U 12 52132 : 132 u 7M.O0H 1 W 228.200 1.05 wi.ooo o*.9/ 32-6.00O 1 152133. LU tl 52.00M 647.BOO 0.0 33.000 925.429 1 152133 ; 13.1 it 52.00H VI3.000 0.0 100,000 1304.284 1 93S39 2SV NT 2.35J 117.700 0.0 «.200 160.143 13 1 93239 239 HP r.'toj 120.VOO 0.0 2,3>J0 172.4BV 1 93239 :'.'3V NP 2.J5J 209.000 0.0 4.OOO.'VQ.^/t 93239 239 HP Z.ZifJ 228.200 0.0 11.600 j:-6.ooo 11 93239 239 HP Z.ZZJ l?t/.a10!.05 13.400 IlVA.tOA 11 53131 j 131 I 8.07J. 2 14 48 364.AOO 1.050 02.500 7.05 12.49 5--0.t.5s

- AIII - 4-1er défilement (suite) - M 1 IS S3132 132 i 2.28H 1 522.700 0.0 16.300 746.714 92 53132 132 I 2.28H 421.000 0.0 2.000 8U7.143 19 14.49 93 33132 132 I 2.2SH 43O.220 0.0 13.600 VOO.314 1 94 1 53132 132 I 2.28H 447.990 l.oso 98.000 954.271 93 1 53132 132 2.28H 447.E00 0.0 3.000 956.857 9* 53132 132 : X 2.2BH -727.100 0.0 6.5O0 1038.713 9? 11 33132 132 i 2.2BH 2 772.700 l.oso 75.000 1103.85/ 98 53132 132 i 2.2BM G/6.600 0.0 1.070 1252.5/1 rp tl 33132 132 l 2.2SH 3 954.550 0.0 17.90O 1363.643 100 33132 132 i 2.2SH 1293.300 0.0 2.000 1850.429 101 11 53132 132 i 2.28H 4 1398.3/0 0.0 7.100 1997.95V 102 53132 132 i 2.29H 1442.540 0.0 1.400 2060.800 103 33132 132 i 2.28H 1921.080 0.0 1.200 2744.400 104 33132 132 i 2.28H 2002.300 0.0 1.100. 840.427 74 24.OO ios 11 14 53133 133 i 20.SOH 1 119 529.910 1.050 B9.WOO 1.30 7t./.014 10* 1 53133 133 i 20.80H 073.500 0.0 «. -«30 1250.714 107 33133 133 i 20.C0H 1234.400 0.0 1.500 1746.5/1 142 24.00 loa 53133 133 r 20.80H 1298.400 0.0 2.200 1854.857 109 34 53134 134 r 52.80M 744.400 0.0 4.450 1094.057 110 53134 134 i 52.80M 844.954 0.0 100.000 1209.937 111 11 S3134 134 i 52.80)1 884.05O 0.0 68.120 1262.929 112 11 5313* 134 i 52.80M 1072.B50 0.0 15.430 1332.443 113 17 S313S 13S r 6.70H 24.540 0.0 16.400 752.200 114 1 53135 135 r 4.70H l 97 546.590 0.0 8.400 1.33 780.843 IIS 53135 13S i 6.70H 14 S34.800 0.0 fl.ooo 34.00 1193.429 11* 1 S313S 135 z 6.70H 2 1038.010 0.0 10.000 1484.014 117 53135 135 6.7011 74 1124.OOO 0.0 4.SOO 72.00 140Î..715 US 1 53I3S 135 i 6.70H 27 1131.3/0 0.0 26.ÛOO 1.75 1616.529 11V 11 53135 133 i 6.70H 3 1260.500 1.050 J4.900 lfcoo.714 120 53I3S 135 i 4.70tC 1448.600 0.0 0.290 2069.429 121 53135 135 i 6.70M' 143/.410 0.0 10.OOO 2082.300 122 1 33135 133 i 6.70H 1678.260 0.0 11.800 2397.513 133 1 5313S 135 i 6.70H 1704.700 0.0 4.200 2438.143 124 11 53133 135 z 6.70H '. 1791.400 1.030 9.40O 2159.143 125 53135 13S z 6,?0H 1S02.800 0.0 1.240 2146../ 126 53135 135 i 4.70H 1544.800 0.0 1.540 2238.286 127 53135 135 i 4.70H 1830.800 0.0 0.700 2415.429 12B 53135 135 i 6. 70» 2045.000 0.0 0.900 2921.429 12» 53135 135 i 4.70H 2254.430 0.0 0.773 3223.757 130 S3135 13S i 6.70H 2410.100 0.0 1.210 3443.OOO 131 1 154133 133H XE 2.30J 232.800 0.0 8.000 332.571 132 1 154135 135W XE is.son 524.S00 0.0 2.000 752.143 133 1 54135 135 XE 9.1SH 249.400 1.050 97.100 3S6.S71 134 1 S4135 135 XE 9.15H 407.900 0.0 2.700 848.428 139 1 55134 134 CS 2.0SA 543.040 0.050 8. OOO 804.343 134 11 55134 134 CS 2.064 1 549.350 0.030 14.GOO 813.35.* 13V 11 S3134 134 CS 2.0BA 2 404.450 0.020 98.OOO C63.786 138 11 55134 124 CS 2.00A 3 795.C50 0.030 te.ooo 1134.929 137 1 55134 124 CS 2. OEM 07.160 0.O6O 9. OOO 1145.943 140 1 18 Failli 134 CS 12.70J 1 340.OOO 0.0 44.tOO 485.714 141 55134 134 CS 12.90J 810.480 O.O 1OO.000 1169.1'5/ 142 11 55134 134 CS 12.90J 2 1O48.00O 1.050 80.5OO 1497.143 143 1 S5134 134 CS 12.90J 1235.410 0.0 19./OO 1744.871 144 11 55137 137 CS 30. ISA 1 441.600 1.05 85.000 943.143 19 145 0 54140 140 HA 12.S1J 112 142.700 0.0 6.150 3.37 232.429 146 S4140 140 BA 12.81J 1 304.TOO 0.0 4.10 435.571 147 56140 140 BA 12.81J 2 los 423.810 O.O 3.200 0.30 605.443 1 14B 54140 140 BA 12.81J 437.400 0.0 2.000 625.1-43 149 56140 t«0 BA 12.81J 537.300 1.050 24.OOO 767.372 11 3 150 1 57140 140 LA 40.I0H 1 328.7C0 0.0 19.5O0 467.5-'l 21 IS1 57140 140 LA 40.10H 432.600 0.0 2.060 6I8.C00 152 57140 140 LA «0.10H 487.040 0.0 46.500 uvs.ûoo 1E3 57140 140 LA 40.10H 574.490 0.0 1.100 820.700 154 57140 140 LA 40.10*) 751.600 0.0 4.500 1073.714 155 57140 140 LA 40.10H 913.700 0.0 22./OO 1145.286 1 2 112 3.58 134 1 57140 140 LA 40.10H 847.870 O.O 5.140 1239.014 157 57140 140 LA 40.1OH VIV.500 0.0 U.V&J 1313.571 158 37140 140 LA 4O.10H 925.240 0.» /.ÎOO 1321.771 1 19 34.0 1=9 57140 140 LA 40.1MI 1085.300 0.0 1.100 1550.429 i*o 141 11 S7140 140 3V140 140 LA LA 40.10H 3 40.10K 1396.490 1.050 2010.40O O.O 96.50O 0.470 vpfio.yoo 28/2.OOO 1*2 57140 140 LA 40.10H 2348.100 O.O 0.830 3454.429 143 11 S7140 140 LA 40.10H 4 2521.700 1.050 Ô.280 3602.420 144 Il 23 57142 142 LA U4.00M 441.210 1.05 42.210 " 914.014 14S 1 57142 142 LA 34.00M 894.850 0,0 11.370 1278.358 144 1 57142 142 LA «4.00M 1901.400 0.0 8.700 2716.286 147 11 57142 142 LA 84.00M 2398.000 1.05 15.650 3425.714 168 1 S7142 142 LA 84.00K 2543.900 0.0 11.770 3432.714 149 11 23 50141 141 ce 32.4KJ I 145.430 1.050 49.3O0 207.757 170 11 24 50143 143 CE 33.12H 1 293.300 1.05 44.500 419.000 171 1 50143 143 CE 33.12H 2 664.4O0 0.0 7.0v0 949.143 172 50143 143 CE 33.12H 721.6O0 0.0 8.OOO 1030.1J58 173 1 59144 144 CE 284.40J 696.480 0.070 1,300 994.971 23 174 1 S9144 144 CE 2B4.40J 1489.140 0.070 0.260 2127.343 ITS. 11 59144 144 et 284,40J 21(15.720 l.oso 0.700 3122.45/ 174 1 40147 147 NU 11.04J VI.100 0.0 40.410 120.143 21) 177 40147 147 NU 11.04-. 417.300 0.0 J.UIO '56.420 1 170 11 (.0147 14-/ NU 11.04.' 2 ÎMO.HOO 0.0 13.1O0 /50.284 179 «0149 149 NU l.cou Ml.000 0.0 77,000 ^01.420 leo 1 60149 149 NO l.hoh ^70.000 0.0 i'a.ooo JÛ5./14 101 1 40149 149 NU l.uoh 541.000 0.0 10.000 //2.W5/ 162 1 60149 149 NU l.lfoh 654.OOO 0.0 V.OOO 934.1-04 103 29 6114(1 14H PH 5.40J 550.200 0.0 22.OOO 7C1A.OOO 1H4 1 61148 148 PU 5.40J V12.000 0.0 15.OOO i:t02.ll5/ ier- 11 61148 I IB PH 5.40J 146Ï..100 0.0 it î. 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- AIII 1er défilement (fin) - lié 1 «131 134 FM 29.40H «7 «3154 ISA EU 13.19J 1M «3196 136 EU 15.19J in *31S«ISA EU 15.19J IN «3154 ISA EU 13.19J 1*1 431S4 ISA EU 15.19J 1*2 1 «3134 ISA LU 13.I9J 1T3 63154 ISA LU 1S.19J 1*4 63154 ISA tu 16.I9J i» «31SA 154 EU 1S.19J 1W «3154 154 EU 13.I9J 19? 43154 ISA tu 13.19-1 ira 43154 154 tu 1S.19J 199 sror aoo 33t. «0 1.010 24.000 «e.eoo o.o 11.400 444.ISO 0.0 4.900 7=3.330 0.0 8.190 11.4S0 0.0 10.SOO 107*.9O0 0.0 4.500 1194.700 0.0 12.50O 1230.700 0.0 9.000 1242.440 0.0 y, *M 1944. OOO 0.0 4.OOO 2026.&00 0.0 3.ÎKW 20VB.0OO 0.0 4.10O 21W. OOO 0.0 3.400 4IA.414 124.83'/ 923.02» 1033.339 115». MO 1S41.2B4 1448.14= 1758.143 17V4.914 3U08.S/1 2OT5.429 2997.143 3124.294 o.ooo ADDENDA BIBLIOTHEQUE "INSTANTANEE" 149 11 37009 69 RB 1S.15H 1032.200 0.2 ôo.ooo ls74,571 170 11 37089 69 SB 1S.1SM 12*8.400 0.2 l?s3.*23 46.4O0 171 370B9 89 RB 13.15N 3.100 219^.285 172 173 11 37069 37089 89 RB B9 RB I3.1SJ1 15.15M 14 àlsiloo olî 2370.ÛOO 0.3 17.1 39.33 Sl&.MA 12.0 3671.129 174 134065 95*1 KR «.43K 150.990 0.05 74.0 215:700 11 175 11 1360G5 63M KR 4.43H 149 304.470 0.03 13.0 17.08 «4.957 174 11 36087 87 KR 76.40M isa 402.700 0.3»e.3 6.89 575.286 177 36067 67 KR 76.40M iii- 8*5.400 w.3 8.70 147.06 r&e ôoo 176 11 36067 87 KR 76.40M 2534.500 u.2 10.38 JS&SB 179 11 154131 I31H XE 11.86J 2.0 234.257 149 25.43 ISO 54138 136 XE 14.30M 1K».9Û0 0^1 5.46 219:3s? 1S1 54138 138 XE 14.30H 242.400 0.1 3.77 346:571 182 54138 138 XE 14.30M 32.50 369.ÛCÛ 11 1» 54138 138 XE Î4.30M 394.300 0.1 6.46 sllssv 184 54130 138 XE 14.30*1 2.24 STsIsB* IBS 54138 136 XE 14.30M ali.yia 11 140 *34.5Û0 0.1 2.96 186 11 5413B 13* *E 14.30(1 17*3.100 0.2 2525.858 187 5-138 13* XE 14.30H 97 2004.ÔÛO 0.3 1.47 226.J.715 tea 54138 138 <E 1».30M 201S.700 0.3 II.212 2B7^.S7' 189 55.138 138 es 32.20H 4oâ.aoo 0.2 Sa«.ytf 190 11 55138 136 es 32.2CM 443.0OO 0.2 29,40 441.429 191 55138 138 es 32.20M 97 119 10,20 1.33 20.10 192 55136 138 es 32.20n S7J.eoO o'.3 «.53 193 55138 133 es 32.20H 1OÛ9.ÔO0 g.; 27. ao 194 11 55138 138 es 32.20/1 K34.0O0 0.2 73.Û 195 11 55136 138 es 32.20H 22I7.7O0 0.3 1*.6 196 55136 138 es 32.20H 2639.3O0 0.5 7.13 CTOP XEÛO

- AIII - 6 - BIBLIOTHEQUE RESTREINTE "2ëme DEFILEMENT" (modifiée le 28/01/75) 1 30 11024 24 m IS.01H 1360.000 0.000 11 11024 24 MA 15.01H 27b3.920 0.(20 1 11034 24 NA 13.01H 3850.000 0.0 11 38 24051 31 CR 27.75J 320.100 0.010 1 39 2&SS9 39 re 44.TOJ 1098.600 0.0 1 2603? 5? FE 44.90J 1391.500 0.0 11 40 27040 0 CO 5.26A 1173.320 0.0 1 27060 60 CO 5.26A 1333.480 0.0 1 29044 64 eu 13.Ô0H 1345.300 0.0 11 I 38091 91 SR 9.72H 652.700 0.0 38091 91 Sft 9.72H 107 749.800 1.03 36091 91 SR 9.72H 107 92S.700 0.0 11 38091 91 SR 9.73H 1024.300 1.050 11 26139091 91M Y 50.00(1 555.600 0.0 S 40095 95 ZR 63.90J 1 724.300 0.900 11 40095 9b 2K 63.90J 2 756.730 1.050 1 * 4O097 97 2K 17.0011 355.390 0.020 1 40097 97 ZR 17.00H 507.430 0.050 1 40097 97 ZR 17.00M 602.41O 0.050 11 40097 97 ZR 17.00H 743.3/0 1.050 1 40097 97 ZR 17.0OH 1031.300 0.050 1 40097 97 ZR 17.00M 1147.910 0.050 11 40097 97 ZR 17.00H 1276.000 1.050 1 40097 97 ZR 17.00H 1362.660 0.050 1 4O097 97 ZR 17.0CH 1750.460 0.050 1 7 41095 95 NB 35.1SJ 1 765.840 1.05O 1 9 42099 99 ra 66.75H 1 140.510 1.05O 1 4»99 99 no 64.7511 2 181.060 O.O 11 42099 99 m 66.75H 3 739.700 t.050 42099 99 MO 66.7SH 778.200 0.0 11 10 44103 103 RU 39.60J 1 497.090 1.050 11 44103 103 RU -39.60J 2 610.300 1.050 27 44106 106 RU 369.00J 511.000 0.0 11 44106 106 RU 369.00 J 1 72 632.100 1.010 1 SI134 124 SB 60.20J 20 602.600 0.0 1 SI124 124 se 60.20J 645.700 0.0 1 MIS'* 124 Sfc 60.20J 722.800 0.0 t 51124 124 s» 60.3OJ 1690.700 0.0 1 51124 124 sa 60.20J 2090.AOO 0.0 l 511Z7 127 SB 3.Ù5J 473.000 0.0 1 S1I37 127 SB 3.E3J 6».700 0.0 1 52129 1=9 TE 70.00H 459.600 0.0 1 32129 129 TE 70.00M 487.390 0.0 11152131 I31H TE 30.0011 665.000 0.0 152131 131H TE 30.00H 773.700 0.0 152131 131M TE 30.00H 782.700 0.0 11 152131 131M TE 30.00H 793.600 l.oso 1 152131 131H TE 30.00»! 61 823.1O0 0.0 11 152131 131M TE 30.00H 832.KO O.O 152131 131; 1 TE 30.00H 72 910.000 0.0 11 152131 131H TE 30.00H 1135.000 0.0 152131 131H TE 30.00H 20 1148.500 0.0 11 1S313I 131H TE 3O.0OII 1206.500 1.050 11 12 52133 132 TE 78.0011 I 62 329.300 1.03 1 1L2129 I39M Tfc 33.00J 695.960 0.0 1 13212V I29M TV 33.0OJ 739.630 0.0 1 13 9M29 239 HP 106.100 0.0 93229 739 NT :\&j 117.700 0.0 93239 239 HP 2.35J îso.vco o.o 93239 239 NP 2.35J 209.000 0.0 93239 239 NP 3.35J 228.200 0.0 11 93239 239 f^ 2.33J 1 277.610 1.0? 1 14 53131 131 0.07J 1 284.300 0.0 11 53131 131 I 0.07J 2 29 364.60O 1.030 11 53131 131 I B.07J 3 637.000 1.050 1 15 53132 132 I 2.2HH 1 522.700 0.0 53132 132 I 2.2SM 621.000 0.0 1 53133 132 I 2.28H 630.220 0.0 1 13132 132 I 2.3BH 667.990 1.010 1 53132 132 I 2.2811 669.000 0.0 53133 132 I 2.2BH 727.100 0.0 11 53132 132 I 2.28H 2 772.700 1.030 E3132 132 I 2.2ËH 074.000 0.0 11 53132 132 I 2.2811 3 954.350 0.0 3133 132 I s.stâi 3295.300 0.0 11 53132 132 I Ï.26H 4 1390.570 0.0 53132 132 I 2.2611 1442.560 0.0 53132 132 1 2.2É»I 1921.080 0.0 S3U2 132 1 2.26*1 47 2002.300 O.O i lé m u 133 1 20.U0H 1 339.910 1.050 13133 133 1 20.00H 075.500 0.0 53133 133 1 EO.DOH 91 1236.600 0.0 33133 133 I 2O.O0H 129B.400 0.0 3S 15134 134 es 2.0CM 563.040 0.050 11 55134 134 es 2.U6A 1 569.350 0.030 11 15134 134 es 2.06A 2 604.650 0.030 II b=134 134 es 2.MA 3 793.RSO 0.0.10 55134 134 es 2.061 DOS.160 0.080 1 10 55136 136 es 12.90.1 1 MO.000 0.0 15136 136 es K'.VOJ «18.480 0.0 100.000 100.000 0.040 9.SCO 56.000 44.000 99.730 99,990 0.500 11.000 2^,500 4.66 ',,000 7.36 34.000 56.000 44.400 54.600 2.180 5,080 1.400 93,300 1.3S.O 2.660 1.000 =.660 2.660 100.OOO 83.700 3.500 13.BOO 4.600 90.000 3.600 21.S90 9.950 2.60 90.000 1.50 7.200 10.400 50. OOO 6.300 35.100 36.fOO 10.000 1.900 Z.6&0 32.950 6.940 11.390 4.770 2.93 10.300 3.040 1.20 to.aoo 3.290 2.m 8.240 VOJOU 86.5/ 10.030 2.380 23.000 c.300 2.3J0 4.000 11.600 13.400 S.GOO B3.5O0 9.11 6.900 16.300 2.000 13.600 90.000 5.000 6.5O0 75.000 1.070 17.VOO 3,000 7.100 1.400 1.200 1.100 13.34 09.OOO 4.430 1.500 24.00 2.20O 0.000 14.BOO 9(J,000 C8.000 9.000 44.500 100.000 195*.3P6 3934.171 5500.000 43/.286 1569.438 1843.000 1676.038 1903.343 1922.143 933.433 1071.143 1333.439 1463.286 793.714 1034. 5'/2 1061.039 3O7.>0O 735.106 CM.586 1061.95/ 1419.OOO 1639.939 1822.837 1946.65V 33O0.657 1094.053 300.739 258.657 10-^.714 II*. 1.714 710.139 671.837 731.143 888.714 640.857 933.438 1033.5/1 2415.386 3986.3/2 675.714 979.5/1 656.5/2 696.271 930.000 1105.336 1110.143 1133.714 1174.438 1317.286 13O0.0OO*- 1607.143 1640.714 1733.5Vt 326.000 994.25'/ I04r,.214 151.5/1 326.000 396.586 «06.143 320.85/ 910.000 744.714 887.143 900.314 954.271 956.C5V 1038.713 1103.65V 1252.5/1 1363.643 jfcto.4;-9 1997.95/ 2O60.80O :'744.400 ;-wo.43v 75/.014 1350.714 1766,5/1 1Û54.{J5V 004. HA'a PI 3.35/ 043.7B6 1334.939 U43.943 «85.714 1169.357

- Atll - 7-2ême défilement (suite) - VI il 99136 1» CS 12.V0J 2 1040.000 1.090 00.900 1497.143 ta î 99134 IM CS J2.90J 1239.410 0.0 19,700 1764.071 3 il 19 9913/ 13V CS 30.IDA 1 66I.6OO 1.09 09.000 945.143 94 20 96140 140 M 12. OU 99 162.700 0.0 6.190 60.00 232.429 95 94140 1*0 ba 12. OU 1 304.900 0.0 4.10 43à.ti/l 94 i 96140 140 1M 12. 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- AIII - 8 - - 2ème defilement (fin) - 186 61151 151 PM 2B.40H 141 33?.no i.oio 24.000 55.00 485.614!? 63156 1S6 LU I1.1VJ (JO.ÛOO 0.0 11.400 124. tfy/ IK) 63136 156 LI! 11.19J 646.120 0.0 4.V00 ire 63156 156 LU 15.19J V23.3J0 0.0 S. 190 m.ow 1033.32* i» 63156 156 CU 15.19J 011.650 0.0 10.000 1I5V.500 m w» 63156 156 63156 156 LU LU 15.19J 15.1VJ IISJ.VQO 0.0 107B.V00 0.0 J2.50O 6.500 1541.286 1648.142 ITS 63136 156 LU 15.1VJ 1230.TOO 0.U V.000 1758.143 1V4 63156 156 LU 1S.1VJ 1242.*40 0.0 v.fja iy/4. t+ its 63156 156 LU IS.1VJ 1766.000 0.0 4.000 2b08.5/l 1*4 63156 156 eu 15.19J 2024.600 0.0 3.500 rti96.42v If? 63156 156 LU 1S.19J 209S.O0O 0.0 4.100 :"9vy.i43 in 63156 156 EU 15.1VJ 2187.000 0.0 9.60O 3124.2B6 vr* 0.000 o.ooo STOP «on

IV - BIBLIOTHEQUE RESTREINTE POUR PREDEPOUILXEHEilT 100 ÉIBLIOTHEOUE 1» N A 19*019531969 1.JÛ3E-5 1.233E-5.1E1 2 2 4 W 389039083926 1.2S3E-5 1.2B2E-5.1E1 3 Si CR 447 *S7 467 2.891E-7 2.S91E-7.0988E0 4 60 CO 1663167616S9 4.17SE-9 4.178E-9 0.997E0 5 60 CO 1BS819031913 4,I7e -9 M.178E-9.999E0 10 38 KR 338433963*03 6.876E-3 6.S76E-5 0.382EO 6.724E-4 11 88 RB 261526182630 o.724-4 0.302EO 1.9S1E-5 12 93 SR 1*501*631468 1.981E-5 0.340E0 7.105E-S 13 92 SR 19o-»19771987 7.10ÛE-5 0.857E0 2.310E-4 14 91M Y 79? 79* 798 2.310E-4 Q.S60E0 5.454E-5 15 92 Y 132313351347 5.*54-5 Û.137E0 1.2S4E-7 10 95 ZR 1022103510*8 1.2S4E-7 0.444EO!54-7 21 95 ZR 107210811090 1.J34E-7 0.54eE0» NOMBRE C*.CLES IRRAD INF A 0.5 R- F-ERE SUR FILS «9 * (22 95 NB 1081.109*1102 2.2a2E-7 O.70OOE-6 l.oooeo f NOMBRE CYCLES IRRAD INF A 1 R» PERE EUR FILS = 7 [22 95 NB 1081109*1102 2.232E-7 0.50O0E-6 1.OOOEO NOMBRE CYCLES IRRAD INF A 2 R- PERE SUR FILS " 4.S t O.3000E-6 1.OOOEO 4 95 NB 103110941102 2-2Ë2E-7 R- PERE SUR FILS - 3.4 I NOMBRE CYCLES IRRAD INF A 3 0.1600E-6 l.oooeo 25 95 NB 109110941102 2.232E-7 R* PERE SUR FILS 2.5 f" NOMBRE CYCLES IRRAD SUP A 3 LS* 95'NB 10SU094U02 2.282E-7 30 97 ZR 10Sct0621069 1.132E-5 * PREMIER DEFILEMENT 31 97 NB 929 940 949 1.604E-4 Lî? 97 NB I4S114641469 1.604E f DEUXIEME DEFILEMENT 0.J.122E-4 O.990EO 33 97 NB V25 940 949 1.6Û1E-4 O.011E0 13,4 97 NB l*51hà4146<» 1.604E-4 O.837E0 39 99 MO 194 201 207 2.SS4E-6 O.138E0 40 99 MO 104510571062 2.S84E-6 O.900E0 41 103 RU 698 710 722 2.026E-7 0.OS4 42 105 RM 429 «38 443 3.4*SE-6 0.0995E0 43 106 RU 877 S39 399 2.174E-8 2.174E-8 l.oooeo 44 131MTE 129913041311 2.222E-4 0.88OEO 45 122 TE 313 326 339 2.468E-6 2^468Ë-6 0.325E0 50 131 I 509 521 533 9.941E-7 9.941E-7 H > f PREMIER.DEFILEMENT < SAUF SI 31 132 I 735 7-*7 757 8.445E-S 0.163E0 52 132 I 109511O411O9 3.445E-3 o!2331e-5 0.750EO 3 132 I 199519902007 8.445E-5 0.2331E-5 0.071E0 i DEUXIEME DEFILEMENT 54 132 I 735 747 757 8.44EE-5 0.163E0 ES 122 I 1095U041109 8.44EE-5 0.750EO 56 132 I 193519782007 8.445E-3 0.071E0 oo 133 I 746 757 765 9.257E-6 0.890E0 61 134 I 125512631276 2.183E-4 0.681E0 62 135 I 768 781 786 2.874E-S 0.0S4E0 63 133 I 1788ia011814 2.874E-3 0.249E0 64 135 I 254325592572 2.S74E-S 0.094E0 70 134 CS 112511371149 1.057E-8 1.0S7E-8 O.SSEO 71 136 CS 477 «86 H98 6.219E-7 6.219E-7 0.44EE0 72 136 CS :*Q5l4971SC9 S.219E-7 6.219E-7 0.S05E0 73 137 CS *33 945 952 7.233E-10 7.263E-10 0.35E0 7H 1*0 BA 753 768 778 o.262-7 o.263e-7 0.24E0 TEMPS DE DECROISSANCE INFERIEUR.. -OURS 140 LA 458 470 477 *.302C-6 0.216E-6-0.19EE0 51 140 LA 116111651174 4.S02E-O 0.216E-6 0.227E0 0,2 145 LA 226822812294 4.3C2E-6 J.21QE-6 0.965E0 TEMPS DE DECROISSANCE COMPRIS ENTRE 5 ET 7 JOURS B3 140 LA *58 470 477 4.802E-6 0.309E-6 0.19EE0 94 1*0 LA 116011651174 4.002E-6 0.309E-6 0.227E0 : 140 LA 22o822S12294 4.S02E-6 0.309E-6 0.96EE0 TEMPS DE DECROISSANCE COMPRIS ENTRE 7 ET 9 JOURS âù 140 LA 458 470 477 4.«tO^E-6 0.37-E-o 0.195E0 B? 14W LA 11*011651174 *.S02 -o 0.374E-6 0.227E0 aa 140 LA 226822312294 4.802E-6 0.374E-6 0.96ÏÏE0 TEMF-S DE DECROISSANCE COMPRIS ENTRE y ET II JCUNS 39 140 LA 458 H70 *77 *.a02 -o 0.<4iSE-6 0.195E0 90 140 LA UcOll6SI174 4.302E-6 0.416E-6 0.227E0 91 140 LA 2268^:812294 4..302E-6. 0.418E-6 0.965E0 FEMF-S DE DECROISSANCE COMPRIS ENTRE 11 ET 14 JOURS 92 140 LA «58 470 *77 *.802E-6 0.452SE-6 0.195E0 93 1*0 LA 116011651174 *.802E-6 0.4525E-O 0.227E0 *H 140 LA 22Ért32Ll312294 *.802E-6 0.452SE-6 0.96SE0 TENf-'S DE DECROISSANCE COMPRIS ENTRE 26 ET 28 JOUR 230EE-7 0.195E0 2.230SE-7 0.227E0 2.^305E-7 0.96SE0-0.7E-O 0.965-CO.is B S USE îliih 1.37SC-4 O.lSiL'O 2.H72E-7 0. '.93E0 101 141 CE 201 209 220.:. * CE-? 102 l-t3 CE M09 41? 420 S.Q13C-6 5.S1JE-3 0. 4,.EO 103 144 CE 307631U3UÛ 2.S2i-'J 2.I321E-3 lw*«1**/ nl>.--i9 'ZC 766 r'.cs-ie- :\;:ÏÏ407 110 233»'M H38.I**, 'tk6 J.'?/lt>7 lïl -3-" if : - 213 2"o ÎZ7 J.-tl-L-e, 112 2Zf NP :*: :! Vf.«>.. :?./tl [-- -. 136e.SEO 2753.9E0 320.1E0 Î173.22E0 1332.ÏEO 2392.EO 1836.1E0 102*.3E0 1383.9E0 555.6E0 934.S0E0 ^A.SOEO r56.72e0 76S.34E0 76S.S4E0 765.8AE0 657.2SE0 102*t.53EO 140.5IE0 739.70E0 477.09E0 306.31E0 622.10E0 913.00E0 228.20E0 364.o0E0 522.70E0 772.70E0 1398.E7E0 522.7CE0 772.70E0 1398.57E0 529.91E0 S84.05E0 346.S9E0 1260.5E0 1791.4E0 795.SSE0 340.0OE0 1043.OOEO iûl.coeo Î37.30E0 328..'OEO 81S.70E0 1596.49E0 328.70E0 S1S.70E0 1596.-*9E0 320.70E0 815.70EO 1576. 9E0 328.70E0 315.70C0 1596.49E0 32B.70E0 915.70E0 159â.49E0 32Û.70E0 S13.70E0 1596.4^E0 15^-4. M7C0 2390,'WEO i4s.«3r:o 2V.3..ÎOEO 21GÏ.72E0 T3O.W«J:O JJ. I..::*CO

Prédëpouillement (suite et fin) - 123 124 125 126 127 123 129 130 133 135 136 140 141 142 143 144 145 146 147 ISO 151 152 153 154 155 156 C BIBLIOTHEQUE INSTANTANEE 24 NA 194019551969 1.233E-5 1. -10.1E1 1363. SEO 24 NA 3S9039083926 1.283E-5 1.E-10.1E1 2753.9E0 85MKR 425 435 445 4.346E-5 l.e-10.130eo 304.5E0 37 KR 565 575 5S3 1.S12E-4 1.E-10.483E0 402.7E0 S8 KR 270 280 2S9 6.B76E-3 l.e-10.381e0 196.1E0 SS KR 118211921202 6.376E-S l.e-10.131e0 834.7E0 68 KR 217521632195 6..376E-S l.e-10.114e0 1529.7E0 38 KR 340734233440 6.876E-5 l.e-10.382e0 2392.OEO 92 SR 1967197719S7 7.105E-5 l.e-10.357e0 1383.9E0 95 2R 107210811090 1.254E-7 l.e-10.546eo ' 756.7E0 95 NB 108110941102 2.282E-7 l.e-10 l.oooeoo 765. 6E0 131 I 509 521 533 9.941Ê-7 l.s-10.s25e00 364.6E0 131MXE 221 234 245 6.764E-7 l.e-10.020eoo 164. OEO 132 TE 313 326 337 2.468E-6 l.e-10.880e0 223.2E0 132 I 941 954 967 8.445E-S 1. 10.980EO 668.OEO 132 I 109511041112 8.445E-5 l.e-10.750e0 772.7E0 133 I 746 757 765 9.2S7E-6 l.e-10.390e0 529.9E0 133 I 123712511264 9.2S7E-6 l.e-10.0443e0 875.SEO 133MXE 320 332 345 3.488E-6 l.e-10.080e0 232.SEO 135 I 17S81S011S14 2.874E-S l.e-10.349e0 1260.5E0 13EMXE 740 752 765 7.312E-4 l.e-10.820e0 526.SEO 135 XE 344 357 366 2.104E-5 l.e-10.971e0 249.6E0 133 XE 359 369 380 8.079E-4 l.e-10.325e0 2S3.3E0 138 XE 251025262540 3.079E-4 l.e-10.1654e0 1768.1E0 138 CS 203720512065 3.5BSE-4 l.e-10.730e0 1436. OEO 140 LA 227622312294 4.S02E-6 l.e-10.965e0 1596.49E0 2 13» COEFFICIENTS DES COURBES DE RENDEMENT» RENDEMENT EGAL A 1 11.E-10 O.EO O.EO O.EO l.e-10 O.EO O.EO O.EO - 2-69.595E0 RENDEMENT POUR 1S.6S7E0 DELTA 'COU.IMATION -2.1059E0244) 6.4613E-2 6S.232E0 20.124E0-2.SSS0EO.1341E0 'RENDFMENT POUR UPSILON (244) 3-4S.657E0 6.4786E0 1.-522E-1 -.74795E-1 32.417E0 S.9822E0-8.5436E-1 3.6633E-2 RENDEMENT POUR THETA <: Î44) 4-14.261E0-6.2065E0 1.5907E0 -.117E0 66.367E0 20.414E0-2.S67E0 1.3024E-! RENDEMENT RE1 POUR OMICRON (244) 5-11. -114.789E0 42.204E0-6.1891E0 29.9B9E-2 I-72.322E0 72.32: 22.074E0 3.0075E0 13221E0 RENDEMENT FOUR OMECA (COLLIMATION 200) 6-146.0493E1 76.948E1-13.598E1 3.0053E0 C3.S294E0-1.49S7E0 1.0121E-1-4.6956E-3 C RENIAIENT POUR OhEGA <201) 7-60.22S2EI 30.22SE1-5.133E1 2.8977E0 52B4E0-3.6933E0 3.99S9E-1 1.8138E-2 C RENDEMENT POUR OMEGA (202) 325.3946E0-31.278E0 7.4526E0-5.4975E-1 4.717E0-2.9274E0 3.971SE-1 2.1824E-2 H* RENDEMENT POUR OMECA (110) 9-146.1S91E1 769.43E0-135.9BE0 LT5.2269E0-1.49S7E0 1.0121E-1 P» RENDEMENT POUR ONEGA (111) 10-604.0227E0 302.28E0-51.33E0 Lr6-1273E-1-3.6933E0 3.9959E-1 C RENDEMENT POUR OMEG.-* (112) 1124.273BE0-31.27AE0 7.4526E0 5.8378E0-2.9274E0 3.9718E-1 p< RENDEMENT POUR PI (244) I 12-84.318E0 25.89SE0-3.3076E0 Lr32.029E0 26.437E0-3.6302E0 r* RENDEMENT POUR GAMMA (244) 13-496.21SE0 2H7.94E0-46.23SE0 U38.31SE0 9.2B65E0-1.411E0 -.54975E0 :. 1B24E-2.1315E0.16659E0 COEFFICIENTS DE LISSAGE DU MU DE L'INOX 19.7407E1-1.S616E2 8.2543E1 7.E0D XEOD

ANNEXE I V FICHE TECHNIQUE D'ETABLISSEMENT DE LA COURBE DE RENDEMENT RELATIF GLOBAL Dispositif : filfhft O Collimation : - 44 Spectre : H 3 Date : JiuY,? $"" La' E (kev) 1596 328 487 751 815 367 925 2521 j Surface pic -Mî- 3r Aim «o JJ ÉfAT 1*4 7 h 7TT4 4«><liZ, 113f! Y Z 96,5 19,5 46,5 4,5 22,7 5, 14 7, 1 j 3,28! X - SP/Y <M«,,«r 111,11 '»«,«Mr,# Mi,r <<r<ihr Akihi \f%fi, ri» X/X1596 1 '»,ll! -/.^ À,irt, -/, m A,m \A,U$ j o,?«j + 10 Z (i) Correctio 4,?T? Ba' E (kev) Surface pic Y 7-162 1 304 1 423 < 537! 3tt3 \303.îlf-to 6,15 4,1 3,2 24,0 X - SP/Y \t1um ^ nr,3 j /0<v Y - X/XS37 n " Y. ri537 Correction o,trr! 0,13t. \ 0,H3 O.itA j A,Ai - 15 7. (')»,m\ : 1 Valeur ils 3 7 4,4$! ( ) Correction empirique inspirée par l'expérience

E (kev) Surface pic 364 636 ktti-r T^J Y I X «SP/Y Y X/X 36» n - Y H3 82,4 6,9 m.a <?«,M i O-/0 4,>i<>r yt.lfs Valeur r)3g<> tf>, 9-fi? 1321 E (kev) Surface pic Y* X - SP/Y Ï - X/Ï772 1 - T. 11772 522 667 772 954 1398 Aloft folîtj?3w 4T-4U rs«j. 16,3 98,0 75,0 18,3 7,2 W,M "to?,.*? Ml,i3 fit.tr tir.ii 0,1l( OK i O.ttl o,fw AM A,U3 w,z?r A,nr o.ifj Valeur rv/7 2 y.ltr Correction Surface pic 228 kev S 22 ( 44 foj Pic de l'iode 772 kev Surface S772?7?^? Rendement II772 \4< 2 ^ X - 0,858. r)772/s77j l^lw.-ff] 1er can : Pas de pic a 278 kev (Np 239) 122»» X. S22S

2ème cas : Pic 278 kev détecté : Surface S278 3^?"?? On prend comme point ^ départ d'un calcul itératif une valeur probable, d'après les autres pf its, du rendement â 228 kev. On interpolera, compte tenu de ce point, une valeur du rendement à 278 kev, que l'on précisera à chaque itération. n 27a I ' Ci 1ère itération : Z «Y. 5*221 L*i6o 1 278 ' Z- I63i,î. n' 2 2 8. x.s' I»>«2ème iteration : lecture n 27a >»* I Z J - Y. ^.-isl I Il 278 S228 " Z' lmts\ n 2 228 -X.S' L' 0,t{0 3ème itération : n 2 278 > ( 5" \ Z 1 - Y.S-HÊ. \4tf(t 1 278 S2. S228 " Z 2 \UHe,l\ n3, 2 a X - S2 0,3?

- A V - 1 - ANNEXE V A D E L I N E " PROGRAMME DE CALCUL D'AUTO-ABSORPTION

fdrtrah 00.00. :. ^LJI..:.'._.:_. '. ADELINE... 02/10/75. 10,25.20 1. SEGMENT 2 AOELlHCl CALCUL O'AUTO-AasOHF-TION 0 ( UH DISPOSITIF PAR COURONNES 3 ; C -....... A C DEFINITIONS 5 DIMENSION OISPOS(2C),REPART(20>,TITRS<20> 4 DIMENSION IMD<10).Rlil<7).«r.E(7).Y5<r) REAL tlrj.iluo.nu1«mug1,uuc2.hug3 lhug4 (IIUfi5.HM6& lhu67 lhueauji0,i «9 10 C 11 :e. 12 12 13 14 14 15 14 17 ii IS 19 13 20 1V 21 22 37 REAL tirji(1?).uu(12,10>,humu<12). CALL RPSLIP. \. FORMATS _ ~ " _J --^-.-.^- ^ FORMATC1X///////, 1 FIB') FO»'IAT(1II1,1X,'IIRJ ',FS,3.10X, 'HU0>>'.E1t,4,5X, >HU1 ',E1t.i, 15X.'ltUr,lB',E14.6,5x,'llU<i2s' ae14:6,//7'>x,'hug3b*,è14,6,5x,? MUC4o>.EU:«.//?0X.'IIUC5p'.EU:t,SX,'HUC6=',Fl4,6,//70X, 3*I!UG7»',E14:6.5X.'MEAU»',E14,4,//) FORMAT!/////.' SOMMATION I,2SX.'IGB>,E12.4.5X, 1'I»',E12.<.5!I.'*3',E1l.O. FORMATC34X. > NDH='.I8.IIX >'NDT'">I0,///>... FORMAT(1X.'R">,F12:4,5",'D»'.E12.4,SX,'IO >,E12,i,SX,']>',E12.4, ISX.'Ao'.61214./) FOKIIAT!20A4>... _. 23 _ 30 FORIIAT(IX.JOAi).... 24 C 25 e ootmees.!_._. - -J_L 24 C TITRES 27 READ(S,37)DISPOS 20 IIR1TE(4.3B)0ISP>)S 29 READ(S,37)REPAf(T _... ^''- - - =r : 30. URITE(4.3S)REPART 31 C... II». DE ZONES (<11).......... _-'i.'ri...-.1. 32. CALL R'SLOlfNIlAX) 33 NMAXllUM!AX-1 _.. '.:. _ : 34 C DESIGNATION DES ZONES 35 DO «3!0=1.IIMnxli;.. '.. _, 34 REA0<5.37)TITKE.......... 37 43 '.niite<4.3b)titre 38 C ZOIIES cnilhustidi-b.decentrage,zones D,ABSORPTION. 39 CALL RPSLDEfR1.R0.DC)......- i^_^.._. :. - 40 NMAXII3UIIMAX-3... 41... DO 42 N»1.IIIIAX! 3... 42 42 CALL RnsL0C(RGI(ll>,RGE(N)> 43 CALL RPSLDCtEAII) 44 C REPA«T:T0II RADIALE INTERIEURE 45 CALL RPSL0E(F0,FOO.F02,F04.F0P) _ 44 C UPA»TITIO» RADIALE COURONNE 47 CALL RPSLDE(rl.FK>.F12.F1l.F1P> "":.i^i-:esi?-^=. - : - - ".;.; :;.'-;--ïtip^sjrvs OOOQ0040 oooopug.^iji. oôbdi7lo~~ ~:....=>;-^..i.^.v T#5-'g g 00000630 00000410.., :V"ï7Z O»B * g - -v".::.::,': v.'~: ' _.Vil - " ^ 1 : : _ ;..J..;.-.l'iîrïïïïïs a - : - - - ^ i ; = -,, '" ': :;.'.-'".. 'ïs===«b

FORTRAN 00,00 ADELINE 02/10/J5 10,! i 4G C IIO. D'EIIERGIES t<13> 49 CALL RP5LDI(I111AX> 50 DO 46 t'bl.miax 51 Ç EIIERCtE EX KEV 52 : CALL RPSLDEdlRJKlO) 53 C.ill) DES DIFFERENTES ZOIIGS Ell HÏI-Î 51 00 15 lld.o'iaxhl 55 CALL RPSLOE(IIU<lltll>> _ 56 _: "«:% COMTlK'JE ' ' 57 CALL RPSLOE(IIU(II,10)> 5» IFCNHA».0E,10)0OTO 4«- J = i_ i 5? DO 45 llellhax.9 60 ' 45 ' ML*<M.II>BO...61. 46 COIITINIIE 00 1 thai. UMAX C 63 - C^^ 0 SI IIU EST COHIIU. 1 POUR APPEL A HUCOH - - «4 Si CALL RPSLDIII'I0<II1>.. 65 1 COIIT'U'JE..... 66-.^:/!.-:^^ 00 Z4 lid,ima* - 67 IHDEX»IHD<II)... 68. i; Li IFdNDEX.EOIGOTO 24 0 -.69 C APPEL AU SOUS-PROGRAMME IIUCOH 70.. ; Ç»U HIICOlKUR.il,UMAX,IIIIHU) '"..71 DO 24 nd.miax... 72 _.. HU(ll,tl>>MUM l(ll) ' ' - -... 73 _. 24.COHTIIIUE.. C.. 74 C.PAS SUR R ET SUR T -75.. =..IIDR*100... 76. _ r. HDTalOO 77.. ^. R02eRO*RO. 78, :.-=. P1S2"3.1415926536/2. ' 7? DRER1/IIOR.. _.... 80.".-::;:.. DT*4.*PIS2/!DT.,r... 1 ' -C...81 C 0 POUR STIIETRIE / OY.. _.62. :.Li:.< CALL RPSLOItlSTH). - 83 IF(ISYM.EO.0)II0TB50 c 84 e. «:.. C... 85. _ C 80UCLE Ell IIRJ - - 86,:; DO 4 11=1.»H»X 87.. IIPJallpJKII)....... 88. *. _... HUOsMUOI.1) 69 HU1"IIU(II.2)..........90 *ii:5 nug1 E IMI(ll.3). :.-91 =_ ltug2"mijch.4)... _ -L. 92..,... i_ MU03>IIU(H.S)»'... _...,..-.93 -_- MUG4»HUtH,6)...." 94_. :irâ2è,_huc5"»u<m.7) - 00000220 00000240 000002JO.".."_ = _ 00000400 00000410 00000420 00000430 00000440 00000460 " 00000470 00000480 00000490 00000500 00000510-00000320 00000530 00000540.

FORTI'AN 00,00 APEUNE 02/10/7] 10,29.20 99 100 101 102 103 104 105 106 107 10S 109 110 111 112. IIS 114 115 1 116-117 11» 119 120 121 122 123. 124. 125 126 127 120. 129 130 131 132 133. 134 135 136. 137 136 139 140 141 UUG6"IIUCtl.a) mjg7emij<n (9)»tUËAII>>!<:;ÎH,1Û> IIMTECA #14)liRJ.IIU0. n U1,HUG1,nuC2,IIUC3,nuG4,HUGS,HUCMIUG7,!IUEAU _HRnet6.13)«OR.-IOT _ IMITIALJSATIOIIS XF«0. RKDR/2, 2I0XF=0. 2I»F=0. _... _ BOUCLE Ell It _. DO 2 LB1.MDK INITIALISATIONS _. " " J ' 10=0, I«0..... T*DT'2.-HS2... _... BOUUC Ell T.". '. ~.... DO 3 J31.MDT :_.--...... :_."_.. COST=-COSCT> VACOS=.A»SCCOST>. _... X=R«CDST. _........ Y«R'SIII(T> _'...,'. SOURCE RO2sR*R*OC*0C-2,*0C*X* OST F=F1«(F10*F12"R»R*F14«R«R'R»F1P«X) IF(RO2.LE.RO2)F=F0«(F00»F02"R-RtF04««'R«««R«F0P*X). OI0»F*fi»DR*l>T 10ef0*010.. 210XF«HOXF*OI0.... AUT0-A0SORPTIOH DMafiC-RO tpt>0c*ro Y1T=S RT(R1«R1-X*X) IF(X.0E:0H.A'IO.X.I.E,GP>eOTO 5 _ Y0«0, Y1»Y»Y1T COTO 16... Y0T»SORT<RO«R0-<X-0el«<X-OC>> IF(RO2.LE.R02)G T0 6 IFtY.lT.O.XiOTO 17... Y0a2,*Y0T Y1"Y1T.Y-Y0T*2. 00O0055O 00000560 00000370 000005SO 00000650 00000740 00000760 00000770 00000700.. 00000790 00000800. 00000*10 " DOOOOB30 '. 00000S40 00000(50, 00000(160 00000070 00000960 QOOOQ900. 00001040 00001060 00001070 000C1O80. 00001090. O0OO1100 00001110 00001120 00001130 00001140 OÙO01150 00001160 00001170

FOUTRA» 00.00 APEURE 02/1077$ 10,29.20, _ 1*2 «3 144 m 144 147. lig 149. 190 191 152. 193. 154 _C. 155 154 157 15» 159 163 141 142 163 164 145 164 167 169 149-0 170 171 C... 172 C 173 17*. _175 176. 177 17» 179. 0 190 C 191...: 1»2 C._ 193 1B4 C. 195 196.- --.- " 7 -. 16 '-.«.. j; _c "i: -AS GOTO 14 V0"Y*YOT Y1»Y1T-Y0T DI=OIO'EXP(-IIUO"YO-IIU1«Y1> " ABSORPTION '_" " '_ 00 47 Nnl.HIlAXItS - YGCU>=SORTCRCECri>*RCC(N>-X*Xl-SgR>CRGI<N>*RGl(flJ-X*X> YCAU=EA0«GE<imAX-3>-S0RT(RGE<KBAX-3)»RGE<NBAX-3)-X«X) 0Ir.uOI<EXP(-MUG1*YG(1)-llllG7«rG(2)-HUG3*VG(:)-HUC4<Yg(«).1 TnUG5*YG(5)-IIUG6*V6(6>-HUG7«VG(7)-nUEAU*YEAU) -I"1*0IG.. ZtXF ZIXF«DIG _. ^FtîTÔÉ BOUCLE EN T ~ ~'^" " ; " " "~'"r - T=T*0T...... " COMTItlUE....':.'_.'.*"'""":" H FRÂCtlÔirÂBSORBEÊ COÛRUMHB ""'""-.' ~X~~~.~.: T~' ~T,~. IFtïO,EO,Ô.>GOTO 7 "" " \; A»i/io.. t. - ':..'"'_' *.". Gin 9 _ UA«O.....; -. - _ ' : ' - '. "' / *:"".:..CONTINUE. URITE(6,19>R,0*,I0<I.A _..._ U.. 11.!.."."_"- "_!_".".' Flli'DE BOUCLE EU R l._!.. ~ ' * j_ ~ "'' J RHB+DB._. " ^- ^ " 'V^:^ '. "' ' CONTINUE......., _FRACTION ABSORBEE GLOBALE _ il'1 " '" "_'_" ".'. lf(zl0xf,eq.0.)goto t -W':'^'". '"-' AXFaZIXF/ZIOXF - _ «nyo 10.. AXF»0. _'_ CONTINUE - l. RITE<6.11>ZI0XF,ZIXF,AXF...,.,...,.._!.._. 1 FIN OE BOUCLE EH ENERGIE _" _. " : CONTINUE,:.'"".. " ~URÎTE(6,12> ~ ~ ~~~~~~ ~"~ " : STOP - END.. _ : " 00001190 00001190 00001200 00001210 00001220,... 00001340 00001370 00001390 _ 00001390. 00001410 00001420 O0OOH30 00001(40 00001450 OO00U60 00001470 00001(90 00001490 00001S30 OO001S40 00001950 : 00001620 00001670 00001720 00001730 00001740.

PORTRAh OO.OD... -. _ ADELINE 02/10/75 10.26.40 1 e. -. ' Z C SOUS-PROGRAIIHES 3 C t, C HUXOH t CALCUL DE HU D*UI1 luteri'u A 6 ELEMENTS 5 C.. 6 SUBROUTINE MUCOtlCNftJI.UHAX.MUMJ) 7 REAL MUMUO?),HRJI<12).. 6 OI11ENSIDM $IGflA<l2,6),ELE.I<6),AHU<6> vdmu<6) 9 CALL RPSLID 00000090 10 C DEIJSITF DU MATERIAU.. 00000100 11...-..--. CULL RPSLOE(OEIIS).. _ 00000110. 12 00 700 IMUNIti 13 _C MASSES ATOMIQUES,POURCENTAGE* HftSSiqUgS _ 00000130 1* CALL R,"JLOE(At'U(lHU),ELCI!(tmJU 15 OHU(IriM)BOEllS*ELCH(Illu) lé 700 COHTINIIF 17 DC 701 jlujbl«mllax 18 CAr»0. _, 00000200 19.... CALL B?SLCE<8IOOI1) 20 00 702 KUUal.A 21 C SECTlOHS EFFICACES 0*AtSORPUON EM M*N/ATUMt! : 0000^20 22.. CALL N^SLOF(SlGf1A<JKU,KHU)). _. 23. C«PaC&r4-SICIU(JMU,»;MU)*OMU(Ki1U)/AHU<KH(j).. ~. - 2*...702 ÇOtlTtlHiF._... 25 _.i... _ ilulluïjln»>=caf»û»02ic-2.. _....... 76.. 701 COWTlriiJE.... 27 _ RETURll 20 t'ld 00000340

'J AUTO-AISDRPTIOI) SUR DISPOSITIF UPSILOll. 2 lignes. de. texte en. 90 caractères chacune CREUSENEHT?ftS PEHTE 1QX J (titre, programme et référence de la répartition d'émission gamma) -- ; Nombre de zones a'absorption différentes : celles déterminées ci-dessous + l'épaisseur.10.» HEAHT 1 CnHIUSTtaiE «1 GAINE INDX «2 NAK S3 leftyllluii M DAK C5 TUl6 IUOX «A SHOOC nolv»0em~r~ «7 TlllE IHOX j semi-curviligne systématique d'eau....commentaires,: détermination.de.chaque, zone.d'absorption (0 et L pour les zones^sourges, 01 à G7 pour les gaines), sauf de la zone d'eau. - - : - -- - :*-r*--; Rayon de la zone.1,. Rayon de.la..zone 0, Décalage..(Oïl), du centre dé, la_zone..o '., par rapport air centre de la zone I (voir figure). Rayon inter leur _dé. J.à~~gaine Gji.rayon.extérieur de la gaine G{ " 0_ Epaisseur d'eau ati_dtoit du centre de la zone 1 ;_"' ~~~^ ~~_' _"' " : ^ 0. 1. 0. 0. 0. Coefficients "de. la".réparè'itipn Remission gamma dans"_lé_ zone 0 T_ 8Ô'îl»)1>?.'i _1..3 :0B5 o..035 _. _.0 0 0 0 1.0 0 1 0.0 1.84 Idem zone..rcvqir.dé.jfihitioh de J'équatiônTjians.lê'téxfë..p~. TJX.^ 2. Nombre.d'énergies à traiter (maximum 12)......._....._.._ 500.0 0..17225,063,0075 1,,0075.043 1,,063,0097. Energies en-kev,p des différentes-zones:. 1SD0. 0..05076.0367.004?.1.,0A«5..03*7 î..0367.0057 } ' dans*l'ordre"précédemment établi,en mm Tests de validation des y (valeur 0) ou d'appel au sous-programme de calcul des \l ÏMUCOM (valeur 1). Densité du matériau..._._...'...... (ici : Béryllium» zone 63) Masse atomique du constituant j,~ proportion massique d'içelui- dansr-lc-matériau (6 constituants obligatoirement) ~ " ~J""' - ; - -' --" "-" "~~-~ Energie en kev, sections.efficaces microscopiques en barn/atome-. des 6 constituants dans l'ordre précèdent -- "- '- ='-- : - - -- '--^^

O to Si' à "».0o «S.«S 1, «00. o. 1000, 0. - oo n *a ta 1000. 0. 1UC0M. 1000. 1000. 0. n. 500.0 1*.0-1500. 7.t» 1. 1. i; 1. i. (ici : "shoopase" Molybdène, gaine C6) 1. U 1. 1. 1. -^. Test de symétrie de la répartition par rapport â'vaxë^ - OY (voir figure)-: - - -! ~ -1..^=^-. I = pas de symétrie (calcul pour 0 e r» a r-î 2\.\ ft!~- zone extérieure - <-= o«zone intérieure - zone source zone source :) obligatoirement ''["" " H.B» Toutes les cotes géométriques doivent Être données en mm. collimateur épaisseur d'eau Be^mï-<rurv T OTigÏÏe_.l:1 systématique - (calculée -par lev^p^z: gramme eii"r6nctiol*naeic t^%jr^st~^ de l'épaisseur donnée-sur-î'-axa^ôï)

1 nttim 500,000 I1UD».OOOOOOE+QO IIU1",1722506*00 MUGI",6SU0O0 -O1 flugz* Energie en kev Zones-Source. HU63* HU65* H.UC7»,1428626-01,6300006-01,6300006-01 u.,i«ae-oi" \". &* 1"~,2875E-C1 ÏD,3899E-03 1" ih1ze-03 A".362ZE+00 _"«,*3l2É-D1. "ÔRV""".2875E-01 1 ".1173E-02.77 j " 7 ^,42«E-03._ '.3622E400 71 "",7187E-01 J»»",-.287SE-D1 I.-10».. «1961E-02..7103E-03...3622E*00 7 *«,1006 *OD.2B75E-01.. 10». «27SSE-02...7.'....3623E+00 111" =,1294E*00..287SE-01.. 10".....35S6E-02!,15B1E*00 1. i.ior=rr.'2b75ê-01. 10*.436SE-02.7 I* "..1582E-02 A- 773i24E*00 _. *,1fl69E+00 " *._ * ;Z156E*00.2444E+00 ' lli o»"l_^.2s75e-or ; - Ofl«...^..2075E-01 ORa.2875E-01 1- *.,2734E»00;.1 PBV.l..2875E-01 Z. M,3019E«-0Q!.' * a 7.. to» 10» 10" _1 0R» 11H.2375E-011. _ 10"..S1B4E-02.7.7 IIUG4» MUG6* H EAU» «750000E-OZ A ". 1 Coefficients.750000E-02 I" finiïquev-'j (674396!-oi d'absorption,9700008-02 (mm -1 ).- :. Nombre d'itérations sar chique paramètre.128be-02.1 7l A».. "1.3623E+00.6013E-02.1 i»...218oe-02.i "." Au "...362SE*00,*dS4E-02..7_ i".7707e-02 _1..,0574E-02..i»17.1B79E-0211 =77 A*. _,24B5E-02._ «11. ".2796E-0Z..3inE-02_.7.3624E+00...*"......3626C+00 A» 1.3627E+00....3629E+00 7. *»J306E+00.7. "" _7 7 *, ï a.,9*56fc-il2 i«..3433e-02..3630e+00 IT! ".JS94E+00...17.' Ion».287SE-01... 10a.1035E-0V.1*.3760E-02 S A».3631E+D5 Z. *.4BS1E+00 < 1,Z875E-01_.. 10*.. «1127E-01..7. i».,40v4-02_ 11. '",..4169E+00 «77.._ *-.,3633E»00 _.287SE-01. 10» «1220E-01 ï".4435e-02. A».363SE+00.,*456E*00.7 f* 17 1.287SE-01 10».131SE-01...»"..'..47B4E-02 1- *,3637E*00 Z " *74*E+00 DM..2875E-01... io-7.1413e-01 7.5140E-02 A-,... a3«39 «00.1 " -1,503)E*00 '.TLIDM."^.ZB75E-01... 10"...1512E-01 '77 I".!...55O5E-02.. A»..3611E«00 7. *» «>319'+00. Dlïa".2875E-01. 10= ".1614E-01 7 I» 7.5B78E-02 " 17 A» 7.3643E100 l-i",56oen*oo 7-.0R".".2875E-01 ' 10".17185-01 I»..6261E-02 A».3645G4 00!.. *,5894^^00 PU».2075E-01 IOu,1B24E"01 ï».6654e-02. A».36A8E4 00 V.2875E-Q1 Um,*i85t*oô ' M i ' 10».1933E-01 1».7057E-02 A».3650 ^0 R",A*6Vi;+00 DR».2B7SE-01 10a.2045E-01 I»,7'"'DE-02 A».3653E+0O Rayon de la couronne élémentaire traitée - Epaisseur de cetto-.cour.onne- IntensitÊ jgrnnma Smise dans_ toute la couronne elëûeft- taire (I ) - Intensité gaioma issue du dis- *" positif^ correspondant a l l e- ~mission 1«1_ "~ Fraction_transmiSë' pou^ iâ_ + couronne considérée A - m. - *"»756E*00.t».2875E-01 10» «2159E-01 I".7B9ÏE-02 A".3656E+00 1",7044E*Ô0_ **.,2875E-lJl 10».Z277E-01 <.8331E-Q2 A»..36598*00 7..,

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'I II,i7m*oi OR».2C75E-01 10".V06/E-01,1739E*Q1 OR».2875E-01 10»,93t>2E-01,1?6ttE*01 DR».2S75E-Q1 10»,9604C-01.17976*01 DUB _".28756-01 10",9973E-01,18266+01 on»,20756-01 10»,10296*00.1B54E.01..SK" '.'.,2875E-oi 10=,1061E*C0.lBl3E*01. r.»*._..2075e-01... _.I0»..,1094E*0Q 7,191;E*OI PU».;,23756-01 10=.1128E+00,1941E*01 ~~ "oit» "~.2S7SC-11. ÎOo.1163E+00,1969E*01."**. D.28756-01. 10»,11V8 *00..,199«*01..01". "_.28736-01 10-,1234E*Q0,34V7E-Q1 A»,3857C*00,36196-01 \*.3866E*00,37*4E-01 A».387SE*00.3873E-01 A» ".38846*00..40U6E-01 A».3893E+00 7,4Ù2E-01 7 *vt,3v03 *0Q.42U1E-01_7_ *.39126+00 _ ',44256-01 _ * a,39226*00.,4573e"0î,~".39336*00 7" *.....47246-01 *".3943E«00,48806-01 *".".,39546+00.2QZ7E*01 _ *,28756-01..M..,12716*00. _.., 50*06-01. *.3945E+00,20S6E*01 OR" ",28756-01 IQB,13096+00 ",aoue*oi _.."..^.287SE-Q1 10»,13476*00,Z113E*01 DU» _".2B7SE-01 ".'. io» #i:«7e*00,2i4ie*oi OR"..2875E-U1. 10*,1'.2ïtj*00,i171E+01.»*"" -,28756-01 ' JOf,14686*00,Z19VE*01.. DU» 1.ZBT5E-01 -. 10».,15106*00,222SE*01 DR».207SE-01 10»,1SSÏE*00,22S7E*01. M» 7",28756-01 10»",15V7E*0D t2206e*0l '_..DU*7..2B75E-01. - - 10»..H41E+00,2314E«01 _. J>R»_7,2B75t-01. 10".,16B7E*0O ',23436*01. OR*.2B75E-01. ÏO«.,1733E*00.23726*01.. - D t».2875e-01.. _.10».,17B0E*00,2401E*01'...OR- " ë2»75e-01. 10»,1CZ9E*00.24296*01 " DR» '..2B7SE-01 10" '..18786*00,245EE*01. DR»....2B75E-01 10»,1928E*0D.Z4I7E+01 DRa.2875E-01 10».19796*00,2S16E»01 DR»..2S75C-01 10»,2C31E*D0,Z544E*01 DR».287SE-01 10».20B46+00 t2573e+01 DR» 7.2E7SE-01 10*.2138E+00 «Z60CE+01 B*«'....2B75E-01 10».2194E+00 *,. «- _. _i....,520*e-01_ 7. A»_.39?6E*00....53736-01-7- >-,'-,.39fl8E*00.. sï1««-01. -.«-..39996+00.S725E-01. A»...4011C+00...5901E-01 >"_.".40Z4 *OO _..60V6E-O1!. A".40376*00..62896-01 A».40SOE+00..6487E-Q1. A».40&3E+00._.46*06-01 7 A*....4Q77E+00.690DE-01 A»,4091E*00...7114E-01 AM.4105E»00 "...7335E-01» -..4170E+00... *.75626-01 7 AB.4135E+00 ".779SE-01 "' A».4151E+O0.B034E-01 A».4167E+00.I2B0E-D1 A"».4184E+00.B533E-D1 A».4201E+00.B7V36-01 A».4219E+00,70606-01. A».4237E+00.93366-01 A».42566+00 -,.,...*.,.-,..-_

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ANNEXE VI " C R E 0 N " PROGRAMME DE CALCUL DE CREATION DE PRODUITS DE FISSION

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' * " * " ' * ' " ". ' ' ' ' ' «.. _........ _ ; SORTIE imiisih z DATE: zov Û/19?5 A 7 i: canes 3C rit H - purrr I-AIICH»» 315600, S^"OBDE3 * ÎIUCLEIDE UIIDPA * SHÎIIAC * Y l-duiv, * COUILÏB, * CREATION *. ' ' - * * * * - # - ' * * * "* ' * * * j* * «Nombre "d'atomes dti Ç.. ; T -"*«.Ç-; J. :?.2O»»M? 1...;. _._;?.6I«E+^]. I,3SO«E+I6 ;. ^.nm-iaife-a îîgjjuii U 7.. f? I,,........ «... t..****..**.*..*..«.*...*** «*...*.**«.*.»...*.*»»«.. *.***«**»**.**.«***.* *.. **.***» *** libre pour le palier * * * * * * ' * * ( nnfl't'fïërs :«-SU V1 1,98501:^05 ~ ~ ' t 5;?1&3E-02 * * 3,(Z46S*1S * 3.S9HE+12» " *..J,UUSJ.M«Mç.. _ r.» (Sr ) _ # 7iio53E-!!5 *. 5.9450E-02 -. 9.61?3E»1» «2,OB*gE+ot «" -,---Konfara-dlatomG^u * y 72 * 5.*540C-C5 H.D003K-05 ' l.?5t8c*15 -I3,5o4Ôc+07[* * ' ' TlUClfiide en fin "de C...*»..** :...lî...*.î.«,..;......:..i..*.*^..!..».?....:...^..l..l!-*'"-- r palier"//;"^ "* f7_9 5\ ~ * " " *"")«. 9SBK"" * 1.2*rjnF-P7 * < *. 6.4S73E-D2» : * 6,033?E*17 * 6.Q815E+16 - «- *' ' - - i?-=. =,., --»- - * (Nb m ) * Z.21ÏOE-t>6 * '.OOOBE+OO - - m btjq 7^*M, * 5,575«*13 * * ' " 7 -;--? - * m 95 * z.27por-p7 * "iooooe+oo,nanoi>od ~ "-' '' * 3.2$95E*i7 * S;M3OE»15 * *" '" _ i " '~!.^ "..j... ^ ^ fc fc ^. =* (Zr 9 7 )" * ~'." * ' ' " * * ' " " * *" : " " - - - * fnn 97 im * 1-"25G-CS ". 5.9450O02 * - <. 6,{J319E+15 1.ZD35EM* * " " '"'" ".«\"0 i. % 1»2OO0E-ri2 * " 8.5003E-D5.. 5.301BE+1Z * 1,P573E+11 * ' ' * IIB 97 1.5M1E-U * 8;OODDE-05,0000E*PO * -, 1.3876E+14 * 9.l22oE*12 * " * ' " * ' " ' '. ".. t - - -. -. - - - ' ' ". ; * 110 9? 2.8700Ê-P6 * " " - 6.1330E-02 «' ~. 2.<354E*1* * 8.3Ç65E+15 -, - - " * " " ". ' - î~- m "." " # è. * ' ' * RU 103 * 2.0ZGOE-C7 * - S.1333C-02 * 1.77R0E+17 * 2,77Z1E*14 > * ' f " * * " m * ' ; " "-Jl'ï^l J^~'~- -* - :.- *,..-... h -. - - :. : m., ^ a m... fc......-^_ ;r..~ - * X 131 9.9S0OE-P7 i 2.C350E-02 * 3.2739E+14. 1.3736E*1A ««'"" "^ ;* *. * "' ;"'-;"i":7"ij" - - - -..- ' - * T e13tlll. 6.*200d-Î4 * - 3.5403E-03 *. 6.33S9E+U 0,8563E+13 * + 0 r d r e * " * * ' * -- 0» «- * * " " ' -_"'""?": ; * (Te ). 2.48C3E-06 - - *, 10006-02. * 1.9^04^16. 7.3336EMS '+ 'n^a-â 1 =* " * * 8,M50E-C5 *". 2,10(IOC-04 v. 3,7269t»U * 2.21«8E*U *. * ' * " I" 132 ' " - ; u r a r e a :"-^- * (I 1 **) - * - 1 - "' l I, * * * * * #..... * ^ * ^X*» 133 m^ *?;i'00e-d6 ' 4.7630E-02 - ~ «B,t7û9E+15 * 3,55?7E*U "» ' " " * \ A K -» * 3,«00E-Ci *. 3.0003E-05 * 6.3352E+1* 2.7429E+H * + Ordre 3 "*" XE 133 * 1.5230E-C6 * 3,OO0OC-0S * 330ÛE«00 * ' 3,1106E+16 * 2,6720E*16 * " >~ ' ' '-' _'"' :T T r"0; * * " " S " * m m " " : * * fl 1 3 5^ " *. *.. * /it3 5mi 2.87046-05 * '." - fi.mfioc-02. " * 2,56*7E*13. 1.2630E*11. * '" ^ " * (Xe ) 7,310(»E-H * 1.130JC-03 * * 1.6fflOE*i3 * 7.?t19 *08 * - "XE' 135 * 2.110flË-*W«'1,1306E-J3 * 1.06Û3 t07 * * 3,6116016 1.3437E+15 * * - :-.- : :.-.

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A 711-1 ANNEXE VII " PITRE PROGRAMME DE FINITION ET DE TRACE POUR LES DEFILEMENTS TRANSVERSAUX

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: 'I Constitution du fichier temporaire de travail (exemple pour un spectre) : UC7Uf.t_ iiii >'lclîï ILtR >isv ksal'. - "Spectre ^"Xf- - = -Y=-, = :; :. T r 4047" "43"" 'iiitt"' i2o«: 2 _,ûf-fl»*0"i 3 -,ôoos*qfi 4.OOOs-Otl" \_5 r 'S.313C-09 6 _.03flê*00 7.156E*09 8 _.OOÛî+00 9 "\ ; i983e»07 _10,Î42-*Û9 :" TI -"/_ ',ooae»ôô-' : 12 _,2412*0Îi" 14 _,Oôiîi *06 " _"1S ^>,3126*06-' 1b. OO.Îc+Ûf) 1? U'^.JOar-VÔC"" 18,ia6:»07' 19 ^,167E*1Ç 20 21 22 23 24 2S,î 31^+0'*,12V5f>9,S/.3;*û3 :, ÛÛÛR+ÛO,U(>02*0R..567E*5*>;.OOOm-ûfc.,lnnj *Ptî.L'lti)!:+mi.276C+09 #U0(H>Qfl.OOC-Jl+'Jfi,1'OliH+flC,ilij<!i : -ri.;i,90-lp*0p.10je+oç,j0'll+uli -,299C*99 ".-.ÎOCE*00,001E*i»i T:,14'JIXilï " -,3i)6*+09 "_.00SL*0O '" _,O0OE*OU " r,000e+06..635!i+0»î..,263p+06 '_l.opat+ôu,t64p*07 : ;035Ç+O0.1J1E+K9,1?3E+u? _,Ù0-)ÉK)3 '".93vg+»!î.DOOE+JJ...'JODE+JÏ,l>l)!)E*DV T '.oogp.*«o.-'.udûe+ou.._.uooe*o'j.'ji)it*i)y.uilic+'ju.onoc*o*i.«ie+uu,u'i«i:j-iij.aooe+o'j (ioôiitîis :Sî j; "DJÙiI+uit".çysc+vo,J J^C + UJ -= TR - --- (temps- deû=ref roi4i^sem^nt ^ 4*39711,60flE*Qfl ".ÇCAC.ftj)-- ^ia_jèrâ'cqlpnïe-cqntïfi_at~!le Nr-^.id^SÎ,CCAS*é"l i,ul'0l*j0 - i ~ ^-dùnucléide Xidéntiquè^'-^elui-^ti-fiëfe^iF 5^- ',ôuce*oô- : ".^"1 î"."résmltâëë" JÎé?HMMLIEK"y Tës^'' suivants^,cuo *03 - -».- tiennent les-v^leurs deg-rnombrea-d^omefr^^t^lie,0o0l>oô ",0UUE*CÛ _ ~.i'j... correspondant aux'%' ta'fgsr'^^"' - ~ r ' J ' =^^^= ".OliOE+Ûp ".,t)ùq^*d0 -.gooe+03 : #lklae+00 ",ôyoe+oo :, 30'JC+OO..1/2E*0ô. ".POQE+O.I,(jgoe«oo...,0UOC*OJ.OUQE+00..UUOEtQj) ;siicm3 ",tig.if+09.1)ooc*oî).,?o0e»d5...0c0i>00._. _:.oooe*oo : y.ouat+dû.. -..'JJOE+ftû-.,O'J3C»0Û.OtfOH+Jl) t i!jjl*00 -.OiMSt-OO, Jll.'I + OO.,yo:i:;*uo vno

u I "" DEF. Z DE smtftcfie -DELTA 2 ligues de texte de 80 caractères chacune : nom du dispositif et référence de l'examen Nombre de caractères de la.1ère et de la 2ème ligues..t....-:«..t. ^^.^'.-.=.==.--.^S^ *0 ^-Nombre de - 1. tiucëides _ V^, - a traiter -- J - T\A = asi Bï»ffipl ê=- ï-4 l!7h*t5~rëprëâëncë"r'lô'"â 1 "a î" ^à«u?e--? - (i r-ajus), ^vbirt-èsu 1 ta ts kijcïràprèa ".^"- J Ll près pour que leur-différence puisse être dans un rapport-simple avec lader--^ Jriiëredonnée de cette ligne)", nombre dé mm représentes par" çeëte. dif férêncëp" tnombre de cm choisis pour la représenter sur le BENSON. - - - -'- -'' N du -nucléide (selon le.code du fichier Résultats NATHALIE)^-nombre de.raias^ ~ â traiter pour ce nucléide, H^ dea_ raies (selon bibliothèque NATHALIE).test^' "~ _ pour,. t'râcé r fiéksôtt éventuel"dlj^nucïeïïè :^Ô~" ^on,^l ' "'6HV)i TDâSë. le cas partie -,-7-culier du La 1 '' 0 ' (N*:2l)i aîouéer ^encore, aux données.de la: car te-1^--valeur* dy^».". ÏOPPP' 1 "* 1?? re /P?'ÎS' à"^i f iris ant"d^^è"fërençe :. ~ '."'"_"." \\''"~',^1_.J_~/.~'\.ZLSS'2L.'~...- ijv.caltyv'.pu JlOflSRE RUAT F.0*RtQH F'S paçssiîth.bêilw.hla "ÏA'CÔTP 101)01.TÙDIXALC 1.2320 L, : l. ~E ). o»»tohfs i- f.n. D'^TCKES.-.1""-. V -" - -'-ÏY: FT 5 "'!"""" HUKÊRÔ " "_j "ËOVE " " 1 OÊCTAX-EM." HB. H'ATO^S' j v" Mfi. b»*to'trs j " _DE SPECTRE t TaAMîvrHSAir (1). A ^ *[V. «757 Kf> A.^,^1»» KFV 1 «* * «rv... 1.._. _ L "_1 *P*7j~_"_. "... " 3 '""""" t ",...?.. 1....1C?lOl,1,»42r '.. ' î~.pon-!*nn 1 ;no?r+nn 1.t 1 = tu *< ' â. 1 ' '" -' " 6 '-',1,09 j "... ".131E+Ù1 " " "',125E*vi "? ".000f;+90 ].Oi>eC''C0 J :.. -;..,...'-:-.... K.. *0*»V * ( f^v 1.14ir+j" 1.133C+U1 1,000=+P0 1 T0.1-f»PB t *0W._, 1 12!,ÛV.UjC+ilt,133E»ÔÏ i -OaûFt.10 1,Ç03 *09 t S,:.. - j v. _. *0M. _l 15 I,0V,H6Z*;»1 j,15 6 E*t>1,?t»oc+r9 l.ro?e+cc 1._.-.?:- *" *DSZ _" ) i-if=. IS -Jr"- 1 "V.,09 1,U5E*!>1,136E*«Î taaof+f»o -1,6û!)E*afl 1 _.' - " =? :; : :--- " *3 j 21 1,09.1Z3E+91 J.1?ZE*»Î.OOO^+DP l.oût^+t? 1 10» 1.'.-7.Î--Z*" -. - '\.08 1.116Ë*Û1,Î10CO1 1.aoortoo i:-..-.canstoo-^. i = r-fe-.--» ::.,. '.:.. :-- =.. -.- *0^5 1 27 t.oh.112c.nl 1.in7f*[)1 1 ^^1.^-4026 J 3D-"-"î 1,08...,10M*31 1.IDiE+OI MS :.,: - ".-.030E+OO. i-i-^ -..003 *90 : :. 1...., - -...- *P?- 1 ^ 53. _ I..,,08..îl?i-*01,... *1DSE*91.1.... _.. Sâifc: 1= \L S *1H* > 1 ".il.-- 36 - fc0a î ".11JS+41 1.106E+C1,03iîE+i>ft I;T,oao(;*o(! i.- - ;.:,'.i * " *. J. 3? _._,0b.,11Sl>'J1...107E+O1.DCJÇ-nlQ j,03rr*35.!... _... - i.*0iû A._ ;î" «Z.. (..,58.122E+01 1."".11&E+01 I-.oortr+nc.napr+OQ. i. : ::i J E^_-. *0J1 15.pfl I.IB":* ''' f,11sf.»i:j.090r.tdc t.c0"e*0r I ;^^^.fc0i2.?^ ;i-i;^50 :--^ :; _- t0*\_ \ "..11SM91. I.-:;,108E+or 1.iîçpF+î»r- 1.ROlïT» - u-*2± = ;.... ' -...! - - -- * D J 3 1....55..1...Cil..1....103E-01. 1....VME+lH»..OûJE+00... -COcEtPS....... _ii.il.1^ -..*«**.iij _ -60 ',08.94ir«0II 1»7(!7E«"5 1.acçEtijo 1..i...wsz*$a...i- - '.- ^.^ *03* 1 *5. i...çb..!...m0c*!io t...,7?4c*«9,.,031«->i)0..)3-e»fl0 1-.... J ii.*0 4 1,:J- >79. - (.03.S7ÏE+0O.53ZE+00 -.WOEtOÇ......-;.0335*00..-..J ^^ ^ --==._-..=_, _ " ;_^_^ ^TT 2C... _ *OA? J 75..)..«J.!... «<J()0P*««.. 1.. «floqe+uq. _..l. DQ?E-rU«:._^. r.c!jc tcc (..._ -TTJ -(1)-Rapport- du-temps dé refroidissement â-la période du nucléide. - " " ', -. _i,,k-l, ". _ ^ : ^ _,...- SLi-/_ N.B. if nui le Te" z, on a donne le N 2 â la raie'772 kev de l'i I 3 2 t interprétée dans le-programmé'" coninë" ^rhèïdutïe'??

. *EP«S*EUT»TïgiL^PPpnCHEE. ^ _... JS.ZI...- _.*- =ACTEU«SÏjl'nKIlA^ISATIn'lï'jîlTC-rlo'CALCïl.i: SljB i*~'*'.x.~ H' <HtH 1»J?JV6-71.:«*?: ft',?s<j030t «02 VHIII.a' Tûj'OOq3Ç*00Ï 1..-'._._.._.. :.:r: 1 1 2 z_ i. i.. i,1«553?5»ç1 _Î::I.'.";.";:;"I. : ~ ' ':. _.": Li.. îiol: /:."_;--' _ 1 TÛ^ 7 r : rx. :^: : : j j.^.. ~lzl'hi ".'...". :._.-_"_ J. tu i:~j.r_": s.~...._.. ^_: i._.r.r7_~i* T..'i i,.! ^ 1 i : ;_. 2 ç, -'..'.. ^^"r^"" J,'J.L" I j_i.2" -..,-?,... -- :,? ~: "=-r* ( z::i:. _,.-' :Ii.".i.", -...,'.-^L"l=_. 2 "y.7...- _i-...^.. ::ni- r ïi:~x;: -- - 1 - "'T-T - ^ - - - y r: :'.;:. i - ::..i""...*_,"..,.'-".'/_."... 1 ( r... 1":'.; Mi I -3-ï-ï-3-3-:<-i-3-3-a-3-;

- A VIII - 1 ANNEXE VIII L A U R E PROGRAMME DE TRANSFORMATION D'UKE REPARTITION RADIALE EN IMAGE TRANSVERSALE

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LAURB' UPIUDH l!f J-.~ ' - " o j» O'B Û"B "O "O o o~ ^Teé'tjà ^ppërménhuctwh 1 ^.I^^Jti^^^^^^^^ii^L^b. dttpâs '"regroupée "pour simuler latente d 'ânâïyber. ITïl^.îï^Vtî.rrriNb' de cm," sur ïe "BENSON^'our la marge gauche*t^ïe combustible, la marge droite ^ïj?il^.?v"?'c^!^"kï^4.vj^ rapportent ~*Vi~9 >:i~" "^^H^^-^^lation "ae lataïè~~âvec la" précédente fcaleur"!) " J^cKacune^s' _ ^_^_ _^,/energies" " "? e _ 8t de-symétrie par rapport a l'axe OY (valeur 0)-

J - - - - " ^ - ^ : NRJ=3l9DO«D00 IIUO H,508000E-< }1 MU1».S0B0OOE-01 IIU01»,3070G0E-01 IIUG2»,4500008-02.: - - = -, -..-.-. r - - : - -mi t, ÂDEUHE:;; ~I'~.~Z~ - "T:-.7;: ::: Nonibté'côt"aî~de " '-' KUE3» " :,8500001-02 ":.: _..,.._.... HUOA»;"^45000OE-02^:T^!^}^>îST-- ; Jv.. pas effectués EEz HUGS».,3670001-01:, T1 ;>IU09»-^»;ï3120008-01- svt S\:. j_rak:3 nuo7» -.367000E-01.?HEAU»î^î57ooooe-02a- ;':-: ;-r3-:; : t^ ' "' 7 ' -:'^--^y---:^:r?f^f-?c^z'^ ' "' ~.^yr' 7 ' ".^^r^lg,1oo0e«00 -^fhpxb" " " 7 1 - ^ ^ - - - -... - J- -- Pa&sur X -?1 -' ^-Nfc-de^à'^rë^hiïp^ft-'-^pôurLsiniuler-^ui -'--- --= -" : ta fentevd'anaiyseigf -gr; ^,--.. rrs~ ^-^-^-^ ;- -: X» -3.4250 ' :,- I0X»- - :,OOOOE*OO. IX",-.OOOOttOO -- = AX"»,OOOOE*OO- :-: ^cmmmwj^r ï^ffk3rïra:j-.s ~ i --- - X" -3,3230 ~ - I0X" ~ r.ooooi«oo-- ix--"";ooooe*oo":"r"^ i «X«.00008*00- -=»«'- r^"5=fsi?^s55p:-î! Çsr Sf»-«--n5ïT^^ r î m --XW -3.22S0 " 10X» ',ooooe»oc " ','QOOOEtOO " ' 'AX» ".oooofoo: -.- ;*=- ^^^ZtrKtMtS^^ïïffiïïJT-Bra ' X" -3.1256 ~_I0X«X> -3.0250] ~' IOX» ",OOOOE»OO.OOOOE+00 "' """,0000E*00 "~ AX» "" ' IX".OOOOE+OO^"^" AX«,uouut*ù«X* -2,9250 IOX»"" ~.00008+00 ~ ~ "XX» '.00O0E+OD"^ ' "A " :, Abscisse élémentaire x T - :..j.. _ ; _.1 1'. **. r 2-825 ' l iox» ;:j96*7e-01 I ' '.6934E-01.-; AX»" ;7i88E*oo"^dî'aKaûissë:îrï^I.?: :^r:"'."'". "-V-v^Irf c.. ":":" "* -2i' 2 5 '" tox«'. V,11«9E«00.,S190E-01 ;. AX»,7131E*ÛO ^J;îHt nsitx'ibekûîcjlë"s^m^ ftjâ-l L':^»*?2i«" ± - IOX» T.999SB-01 ^ ".7081E-01 ' l»*:r., 7p 8 5 Ë«001 çj Erac t i on^ransmfieae^-l tn tens i tfi!il-:i'. L^-1 - -;:i,! abscisse x--î- f/ï^-r ;---=- -^vî-^-r 4 IOX» ".7012E-01 ""'.4949E-01 ' " AX» ",70576+00 "l 1 "'*""'-.'.-\\~'^~-~^Sy~Z'". ~~-'^.'. ". '..'.^--1',. ^- - r. - - -.:..-.-.- -""..- ' X* -Î.5250 x * -2.* 2 S» ".' :0X" ".3956E-01' -,27«2E-01 ~ '" ' AX»'",4982Ë*00 _ - ÏZT1T r" x " -2.5250 ".' :os ":' ;;i«4e-02 ",10338-02 "~ '»X-'_",«9.SÉ*OO;777!_." 17.7"-~1~".". 1^*~"^T!tt-^."ZZT, "_rj^zir"t".."zit^^^h """"5 " X» -2.2250 IOX» -.4241E-01 IX= -.289SE-01 AX» ;asz4e+oo" -=- ; ----- r-rt-""-^ - -'"^ :'::"' ::~:r "s --""= X- -2,1250 ---- iox«,! -.7153S-01 -.(928E-01 ' " AX».;6888E*00" ;: V : - iv-"\ -' - ". y '~.rfk: : -:.f-*-t"-^--v~ : - =rî~fs?: ; ^^Tp^VfV^ ~ ~ X" -2,0230 _:; IOX" -,1049E«00 : -.71878-01 : AX=7 ",â8she+00? v r ^~~~'r' - "ï"-^f;:-=v:r:r-"-' =. ^-V-"~."' ; ^-"VU.-5;""^3^7:! X» -1,9250 IOX> -,1320E»00 -.9025E-01 AX» É6837E*(IO'" '' ~^-^ - -^ ^ '" -'-- : - ~ ~ " " X» -1.8250 IOX» -,1429E«00 -,1105E*00 AX»,67BÛE*00 "'" ~_~~~ " ; ". '- ^"'-ï -^.""7""^".",".'"Ï'-I'^t '"' X» -1,7250 IOX» -.17B3E.00 -,1210E«00 AX» 1fi783E+00 7 X" -1,0250 IOX» -.1974E+00 -,1333E«00 AX»,6751E*00 "~."V '._'.-: >'J'....'l-"-" ;ï"f X" -1,5250 IOX» -.2018E+00 -.1363E+00 AX»,6762E+00 : ' X» -1,4?50 IOZ» -,2108E»00 -,1421 +00 AX»,67-Wr>00

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I RECAPITULATION PAR OROUfES OE 3 X A 1300,000 KEV Valeurs correspondant à la vision de-la fente..d'analyse CROUPE 1 - XC" -.33ISE+01 CI0X* ",ODD0E+0O "~ "' 01X3,O0OOE+O0 ~-"A0X«"",O000E*O0 : - --" " -- - '"' - «- = r a Lé«oupE' i 2 i " xe'«= "-i;302se*oi --"- tiox» - ;O0D0E*0b '^1 ""~FI"'~,'0O0ÔE+0O : ~^^'AGX» "" : '', OOOOE.OÔ'""^ =&-*--^-«-=-i-^-«= "- OROUPE J" Xt»- -,2725E*01 CI0X» -,15«6E*0iy G -;1117E*01»SX«",7134E*00 - " "- -- -,o9a0e+u0 CROUPE «XC» -,ia25«.*01" CIOX» ".23B1E»01 - MX" -.HUEtOI" AGX»,4799E*00 '" '" " ^""CROUPE 7 ~ XC«:: ^1S25E*01 """ BIOX» ',3069E<01 - '"'!!( _,2071E»01 AGX» ".:;_ ge lu0 w.mffil:.*;^- l'l.^.: r*" _ CROUPE 1 TU» ~-.1225E«01 GIOX»,32«E*01 *~j'' G '%217?E*01 ACX»",.THE*00- - - - " " - = - - - " _ i i,3110e*01 - CI)»',2079E*01 AGX».41OJE.00 / : pfv3a^^v;r;fl.:,j^:i:-! vrffm i s^œ = CROUPE 11 J "-Xt" -.32506*00 ' '"CIOX»"",2«3'E*01!7 IX"'""i4l»E«0i~" = *" = ''»tx" " : "" ==;i ".. -430s, i a : M : ; s.a«33e»01_j * ' ' ''"^ '- - - '- i -SIX«i:ii: il413e»01- - Li AeX«'" (««00_ m J,-, =^.._...,-_,. «RoupE ii- --««--.irsowo -tiop ;24«1É»01="SIX" ~W»E»01 ^ AOX»-" ".": "' T;rïïjw:ïWï7?w^3ïï-,::^;";r7:LT3 ÏJ7J0E«0f^*'*'8lX«;il ';i»3*e*'o ï-"-"~'»ex«'- s ' "««0lipï "is^-- '' s««-",'i750e«00 ^"ClOX»" ijosaetoi-^^oix'^-iîot'eïoi -'""-' ACX» -',. ^.rî..^,'-_,-;;. v.:.s-.-a'..:..- ;._.a.,5- : ïv^^-.i-siii,^fto.,::v;:2:c;.qa.32s3e»01j^" BIX" - J ;2i l1e*01 ""' AGX" ; ^..^sisii»^:-^---.--^-,v-:^ =...!.t- * t «MI»'iirl7" X6* J "'. J 1t7ÎE-»01 """CIOX»" JKVti 1*'~""M»'^-.177Se«0l "CIOX» -',2S07Ê»01^ "six» ',170*E*01 E iaj tr0upé '19' XC» i ".7ii75C»01 " CIOX» ",1312E*01 '""«X»" =--^-~: -..-: --=? i±" -. ' ; "- ASX»" ~ im ;.^-^^T--^*S'^i*v':ïi-i----.v.-:~,9011«*00 "'^ AOX» ' ',2O7E«00.?'XjC^.175»E*00 "'_ ; AOX",7lSsE*U0 t ""* u "..,....,.; ' ~S^iw>;--vfcf^-,^r.-.-.;-:-s;=-v-^.OOOOÉ+Oir^^^GlXII-,B00OE*0O^" "AOX" ",OOOÔÏ+00' S ï s i ^ i & s i s s s'k. _,:-.-;;.,.-,

«SORPTION C LOI A LE PAR ENERGIES =_ - Valeurs relatives JL toute la section HRJn 1500,00 SOT* -,6953E*Q1 XT* - 4637E+Q1 NKJ= 1500,00 10T» -.69536*01 IT",<637E+Q1 HRJ* fl50,00 _ I0T«-,69536*01 XT* * 37*6E*01 irja 600,00 I0T» «.6953Ê+01 I"» - 3156E+01 HBJO 4UO,00 Ï0T» -.6953E+01 _ IT- -,2026E*01 AT" _,666B8 AT",66686 AT*»,53875 ATe,«5394 AT«,29137 L Ira_çtion_transmise totale (facteur * d'auto-absorption comparable au- -r sultat-tf*abeline)r - -! fii

La diffusion des rapports et bibliographies du Commissariat à l'energie Atomique est assurée par le Service de Documentation, CEN-Saclay, B.P. n 2, 91190 Gif-sur-Yvette (France/ Reports and bibliographies of the Commissariat à l'energie Atomique ara available from the Service de Documentation, CEN-Saclay, B.P. n" 2, 91190 Gif-sur-Yvette (France)

Edité par le Service de Documentation Centre d'etude, Nucléalm de Sacley Boite Portai» n 2 91190 Glf-tjr-YVETTE (France)