EMN - Ecole des Mines de Nantes

Contexte scientifique

Au cours de la dernière décennie, plusieurs expériences ont confirmé le caractère massif des neutrinos. Ces expériences ont mesuré leur capacité à changer de saveur leptonique [1]. Les paramètres de ces oscillations de saveur sont désormais connus en majorité, il reste cependant une forte incertitude quant à la valeur de l’angle de mélange θ13 dont,dépend la valeur de la phase δ caractérisant la violation de la symétrie CP dans le secteur leptonique. Les antineutrinos émis par les réacteurs nucléaires sont utilisés depuis les tout débuts de la physique du neutrino pour étudier leurs propriétés fondamentales. Notamment Reines et Cowan ont mis en évidence expérimentalement l’existence de ces particules en plaçant un détecteur près du réacteur de Savannah River en 1956 [2]. Depuis, plusieurs expériences pionnières ont été menées par des équpes françaises, et notamment celle de Chooz qui a fourni la meilleure contrainte sur la valeur de θ13 dont on dispose actuellement [3]. Au cours des recherches sur les propriétés fondamentales des neutrinos auprès de réacteurs nucléaires, l’idée est née que ces antineutrinos transportent une image directe du cœur d’un réacteur nucléaire à distance et pourraient être utilisés pour leur contrôle [4].

En effet, quantités d’antineutrinos sont émis par un réacteur nucléaire, de l’ordre de 1021 /s pour un réacteur de puissance 1 GWe. Ces antineutrinos proviennent de la décroissance β des produits de fission. La distribution des produits de fission dépend de l’isotope qui a fissionné (principalement 235U, 238U, 239Pu et 241Pu) et de l’énergie des neutrons incidents. L’énergie libérée par fission, le nombre moyen d’antineutrinos émis par fission et leur énergie moyenne diffèrent également selon l’isotope qui subit la fission (cf. Tableau 1).

Tableau 1
Principales caractéristiques des antineutrinos issus de la fission 235U, 238U, 239Pu and 241Pu fission, dans des PWR standard [5,6].

Deux expériences pionnières réalisées auprès de la centrale nucléaire de Rovno dans l’ancienne URSS et auprès de la centrale de Bugey ont démontré la corrélation entre le flux d’antineutrinos mesuré et la puissance thermique de ces réacteurs mesurée par les opérateurs [7,4]. Mikaelian et al. ont de plus démontré la relation directe entre le flux et le spectre en énergie des antineutrinos émis et la puissance thermique et le contenu isotopique du voeur du réacteur [8]. A puissance de réacteur fixée, le flux et le spectre en énergie des antineutrinos émis dépendent de la variation du contenu en combustible du cœur. Par exemple, un réacteur hypothétique qui fonctionnerait avec un combustible uniquement constitué d’235U produirait un flux d’antineutrinos 40% plus élevé qu’un réacteur identique consommant uniquement du 239Pu. Si l’on utilise la réaction bêta inverse pour détecter ces antineutrinos, on obtiendrait un écart entre les deux flux de 60%. L’estimation de la puissance thermique avec les antineutrinos requière la connaissance de l’historique du combustible chargé dans le réacteur (sa composition initiale et la simulation de son évolution temporelle).

Les antineutrinos ne fournissent pas seulement des informations sur la puissance thermique d’un réacteur nucléaire mais également sur leur contenu fissile (leurs taux de fission), ouvrant ainsi la possibilité de les utiliser pour plusieurs applications : le suivi de la consommation du combustible ("burnup"), et la lutte contre la prolifération des armes nucléaires. L’Agence Internationale de l’Energie Atomique (AIEA) est l’agence des Nations Unies en charge du développement de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et doit veiller à l’application du Traité de Non-Prolifération des Armes Nucléaires. L’AIEA a ainsi demandé à ses états membres de déterminer si les antineutrinos des réacteurs pourraient constituer un nouvel outil de lutte contre la prolifération [9].
Suite à cette demande, de nombreux efforts de recherche ont été menés sur les applications des antineutrinos dans de nombreux pays (USA, France, Brésil, Japon, Russie).

DOUBLE CHOOZ

Les détecteurs de l’expérience Double Chooz représentent l’état de l’art actuel en terme de détection des antineutrinos des réacteurs [10].
L’expérience Double Chooz a pour but la mesure de l’angle de mélange θ13 , avec une sensibilité telle que sin2(2θ13)<0.025 @ C.L.. La plus forte contrainte sur la valeur de l’angle de mélange θ13 a été établie par l’expérience Chooz qui s’est déroulée près des réacteurs de la centrale nucléaire de Chooz dans les Ardennes françaises dans les années 90 [3].

Double Chooz consiste en l’installation de deux détecteurs identiques auprès des réacteurs de la centrale de Chooz dans les Ardennes, à 400m ("détecteur proche") et 1050m ("détecteur lointain"). Le premier détecteur mesure le spectre des antineutrinos précisément à un endroit où ils n’ont pas encore changé de saveur, et le second mesure à nouveau le spectre après oscillation. Le détecteur proche va également réaliser la mesure la plus précise du spectre en énergie des antineutrinos des réacteurs. L’étude des corrélations entre les mesures et l’historique de puissance et l’inventaire des cœurs des réacteurs de la centrale permettra de fournir une limite de sensibilité de la "méthode antineutrinos" pour le suivi d’un réacteur nucléaire. La méthode de détection utilise la réaction bêta inverse (seuil 1.8MeV) : . On utilise une cible remplie par 10.3m3 de liquide scintillant comme cible active. Le neutron est détecté via sa capture par des noyaux de Gd dissous dans le liquide scintillant, après sa thermalisation dans la cible. La signature de l’interaction d’un antineutrino est donc fournie par la détection en coïncidence retardée entre le signal de perte d’énergie du positron et le signal de décroissance des noyaux de Gd après capture du neutron, dans une fenêtre de l’ordre de 30μs. Cette méthode permet de s’affranchir d’une proportion importante du bruit de fond.

SUBATECH est fortement impliqué dans cette expérience dans le cadre de la non prolifération avec les antineutrinos, et également dans la simulation et la normalisation du spectre d’antineutrinos [11-14]. En effet, lors de la première phase de l’expérience, seul le détecteur lointain mesurera les antineutrinos provenant des réacteurs. Ces mesures devront donc être comparées à un flux et un spectre en énergie des antineutrinos émis par les réacteurs obtenus par simulation, en attendant la mise en service du détecteur proche en 2011.

L’équipe mène ainsi des calculs pour caractériser le plus précisément possible le spectre en énergie des antineutrinos émis par les réacteurs. Pour cela, des simulations de réacteur ont été effectuées ainsi que des études sur la décroissance béta des produits de fission, dont les plus exotiques sont mal connus. L’équipe a également participé récemment aux mesures de bruit de fond provenant de l’interaction des rayons cosmiques dans la roche, dans le site du détecteur lointain. SUBATECH a également la responsabilité du contrôle-alarme de l’expérience.

Double Chooz est une collaboration internationale réunissant des chercheurs français, allemands, américains, britanniques, espagnols, japonais, russes, brésiliens. Les laboratories français impliqués sont le CNRS/IN2P3/APC, CEA/DSM/SPP, CEA/DSM/SPhN, CNRS/IN2P3/IPHC et CNRS/IN2P3/SUBATECH. Au sein de la collaboration, le groupe de SUBATECH a la co-responsabilité du groupe de travail "Simulation de réacteurs et des spectres en énergie des antineutrinos" (avec le CEA/IRFU/SPhN), et la responsabilité de la simulation des réacteurs de la centrale nucléaire de Chooz.

NUCIFER

Grâce à l’expertise gagnée au sein de l’expérience Double Chooz en matière de détection des antineutrinos, une partie de la collaboration Double Chooz a proposé de concevoir un petit détecteur d’antineutrinos des réacteurs dédié à la physique appliquée des neutrinos : le détecteur Nucifer.

Le concept du détecteur Nucifer est basé sur le principe d’un détecteur d’utilisation simple pour une surveillance non-intrusive d’un réacteur nucléaire. Nucifer sera ainsi un détecteur démonstrateur pour la non prolifération et le suivi de l’évolution du combustible, conçu et construit par les équipes françaises des laboratoires CEA/DAM, CEA/DSM/IRFU/SPP, CEA/DSM/IRFU/SPhN, CNRS/IN2P3/APC et CNRS/IN2P3/SUBATECH, et qui pourra intéresser l’AIEA ou l’industrie.

Le principe de détection de Nucifer est le même que celui utilisé dans Double Chooz, la décroissance bêta inverse. La cible du détecteur sera constitué de 1.6m3 de scintillateur liquide dopé au Gd. Le détecteur est monolithique, avec un rapport de surface sur volume faible favorisant une efficacité de détection importante, de l’ordre de 50%. Nos récents progrès de simulation de spectres en énergie des antineutrinos et de réacteurs [11-14] montrent que l’on pourrait atteindre une sensibilité de l’ordre de 60kg sur le contenu en 239Pu d’un réacteur de puissance 1GWe, avec Nucifer placé à 25m du cœur, et une précision sur la mesure de la puissance thermique de l’ordre de 1% [15,16].

Nucifer devrait commencer à prendre des données début 2010, auprès du réacteur de recherche du CEA Saclay OSIRIS, placé à 7m du cœur du réacteur. Nucifer sera ensuite placé auprès du réacteur à haut flux de neutrons de l’Institut Laue Langevin de Grenoble, à 11m du cœur. Ces deux réacteurs de recherche utilisent un combustible présentant un enrichissement en 235U très différent, ce qui permettra d’étudier la sensibilité de Nucifer à différents contenus isotopiques du combustible. Nous envisageons ensuite de placer Nucifer près d’un réacteur de puissance.

SUBATECH a la responsabilité de la conception, construction et intégration du détecteur véto à muons cosmiques et de son électronique dans l’expérience Nucifer.

Le concept du détecteur Nucifer. Conception mécanique véto et blindages G. Guilloux, (SUABTECH, en collaboration avec CEA/DSM/IRFU).

Le département des Nouvelles Technologies de l’AIEA a organisé fin 2008 une rencontre entre experts de la détection des antineutrinos pour la surveillance des réacteurs nucléaires et les inspecteurs de l’AIEA, à laquelle l’équipe de SUBATECH a participé. Une liste des applications potentielles des détecteurs d’antineutrinos placés auprès de réacteurs a été définie. Le rapport officiel de cette rencontre sera disponible au cours du printemps 2009. Différents acteurs internationaux de ces recherches étaient présents et les approches des différentes équipes sont très complémentaires. L’AIEA a également souligné son intérêt pour cette technique de surveillance dans le cadre des futurs réacteurs de Génération IV.

La physique appliquée des antineutrinos représente une application originale de la recherche fondamentale et Nucifer est le fruit des développements de nouvelles méthodes et techniques expérimentales réalisés dans ce contexte.

Simulations de réacteurs nucléaires et des spectres en énergie des antineutrinos de réacteur avec le code MURE

Nous avons développé des outils au sein du groupe de travail de la collaboration Double Chooz “ Reactor and Antineutrino energy spectrum simulations” qui permettent maintenant d’effectuer la simulation détaillée du spectre en énergie des antineutrinos des réacteurs, en s’appuyant sur une simulation de réacteur et les bases de données nucléaires évaluées concernant les propriétés de décroissance beta des produits de fission [14-16]. Pour cela, nous utilisons l’ensemble de routines écrites en C++ MCNP Utility for Reactor Evolution (MURE), initialement développé par l’IPN d’Orsay et le LPSC de Grenoble pour les réacteurs du futur (Gen. IV). MURE est une interface au code de transport Monte Carlo MCNP qui permet de calculer l’évolution temporelle des inventaires, coupler les calculs neutroniques avec des calculs thermohydrauliques simples, etc…

MURE permet de calculer les inventaires du combustible en fonction du temps en prenant en compte les conditions neutroniques par des simulations de réacteurs. Ensuite le spectre en énergie des antineutrinos produit par le réacteur est construit en pondérant les taux de production des produits de fission par leur probabilité de décroissance beta et en utilisant une base de données sélectionnant les spectres en énergie des antineutrinos des produits de fission parmi plusieurs bases de données nucléaires (ENSDF, JENDL, JEFF…). Notamment, la base de données BESTIOLE, développée par le CEA/DSM/IRFU/SPhN, relit les parameters de décroissance des produits de fission répertories dans ENSDF. Le groupe de SUBATECH étudie et compare les bases telles que JEFF3.1, ENDFBVII et JENDL2000 qu’il s’agisse des propriétés de décroissances ou des “fission yields” instantanés, parameters d’entrée de MURE.
L’approche choisie permet également le traitement et la propagation des erreurs et de leurs correlations entachant le spectre en énergie des antineutrinos des réacteurs (cf. travail de thèse de Th. Mueller, CEA/IRFU/SPhN). Les simulations de spectres en énergie des antineutrinos des réacteurs obtenues sont d’ores et déjà du niveau de precision des resultats publiés jusqu’ à maintenant sur cette thématique [20,6,21,22,5].

Des calculs préliminaires de scénarios de prolifération nucléaire ont été réalisés avec le code MURE récemment avec des réacteurs de type REP N4 et des réacteurs CANDU.

MEGAPI

Cette activité de recherche, qui a débuté au début des années 2000 et qui a connu son apogée en 2006 avec l’irradiation de la première cible de spallation en métal liquide d’une puissance de l’ordre du megawatt, connaît depuis le début de l’année 2007 une baisse progressive de l’implication de l’équipe de SUBATECH composée de Nicolas Thiollière, chargé de recherche de l’Ecole des Mines de Nantes, Arnaud Cadiou, ingénieur de recherche du CNRS et Arnaud Guertin, chargé de recherche du CNRS.

L’implication de l’équipe de SUBATECH a concerné de 2000 à 2006 :
- la conception de la cible de spallation du plan de détail au plan d’assemblage en passant par les calculs thermomécaniques
- la réalisation d’expériences en soutien au développement de la cible tel que le projet LiSoR1 ou les campagnes de mesures IS419 auprès de l’installation ISOLDE2
- l’évaluation neutronique et nucléaire de la cible de spallation via la réalisation extensive de simulations Monte-Carlo avec les codes FLUKA3 et MCNPX

Depuis 2007, l’équipe a conservée son travail d’évaluation neutronique et nucléaire en :
- analysant les données de l’expérience IS419 ce qui a donné lieu à la soutenance de thèse de Mr TALL Yoro sur les "Mesures de taux de production d’éléments gazeux et volatiles lors de réactions induites par des protons de 1 et 1 ,4 GeV sur des cible épaisses de plomb et plomb-bismuth liquides"
- participant activement à l’effort de simulations numériques : définition minutieuse de la géométrie de la cible, calcul du flux de neutron, production de gaz et relâchement.

L’équipe a aussi participé à la rédaction d’un article de synthèse sur les activités menées au sein du programme européen MEGAPIE-TEST (conception de la cible et assemblage, calculs neutroniques et nucléaires, thermo-hydraulique, matériaux, systèmes auxiliaires, détection de fuites, tests avant irradiation, sûreté, irradiation et analyses post-irradiation) publié en 2008

Projet MYRRHA et l’XT-ADS du programme européen EUROTRANS

Le CNRS et le Centre d’étude de l’énergie nucléaire belge, SCK•CEN, collabore dans le cadre d’un projet MYRRHA de réacteur piloté par un accélérateur. Ce projet vise la réalisation d’un prototype qui permettra notamment d’ouvrir la voie à des études sur la transmutation des déchets hautement radioactifs. Les deux organismes contribuent ainsi à un usage plus sûr et efficace de l’énergie nucléaire et de ses applications.

MYRRHA sera la première démonstration mondiale d’une nouvelle catégorie de systèmes nucléaires appelés "Systèmes pilotés par accélérateur" (en anglais : Accelerator Driven systems ou ADS). Contrairement aux réacteurs classiques, un ADS est une installation sous-critique contrôlée par une source externe de neutrons. Cette source est constituée d’un accélérateur de protons de haute puissance et d’une cible : le bombardement de la cible par les protons provoque des réactions de spallation, générant ainsi les neutrons nécessaires au fonctionnement du réacteur.

Un des avantages principaux de ce système est qu’il permettrait de transmuter les déchets nucléaires. C’est pourquoi MYRRHA s’inscrit aussi dans le cadre d’un programme de recherche européen, EUROTRANS, visant à démontrer qu‘il est techniquement possible de transmuter des déchets hautement radioactifs, d’abord en développant un système expérimental l’XT-ADS puis en extrapolant vers un système industriel l’EFIT4. La transmutation est la transformation d’un isotope en un autre par une réaction nucléaire induite par des neutrons (capture ou fission). La réaction de transmutation est utilisée pour transformer des isotopes radioactifs à vie longue en isotopes radioactifs à vie plus courte ou en isotopes stables en vue de réduire l’inventaire radiotoxique à long terme des déchets radioactifs. Des déchets actifs durant des millions d’années pourraient ainsi être transformés en déchets qui se désactivent à un niveau naturel au bout de trois à sept cents ans.

MYRRHA et l’XT-ADS sont en outre conçus de manière à pouvoir être utilisés comme une installation de recherche polyvalente. Ce type de système pourra ainsi répondre aux besoins de la recherche scientifique sur les matériaux pour les réacteurs de nouvelle génération, laquelle nécessite des infrastructures nucléaires pouvant produire beaucoup de neutrons rapides. Il permettra aussi la production de radio-isotopes à usage médical ne pouvant pas être produits dans les systèmes actuels, ou encore la R&D de matériaux avancés pour des utilisations spatiales et dans les télécommunications.

L’accord prévoit qu’en collaboration avec d’autres partenaires européens, le SCK•CEN pilotera le développement du réacteur sous-critique et de la cible tandis que l’Institut national de physique nucléaire et de physique des particules du CNRS conduira le développement de l’accélérateur linéaire de haute puissance. Ce contrat marque le début de la conception technique et de la réalisation des programmes de recherche connexes, la construction du prototype devant commencer vers la fin 2011.

Dans le laboratoire SUBATECH, une équipe constituée de Nicolas Thiollière, chargé de recherche de l’Ecole des Mines de Nantes, Arnaud Cadiou, ingénieur de recherche du CNRS, Jean-Michel Buhour, ingénieur de recherche du CNRS et Arnaud Guertin, chargé de recherche du CNRS, participe depuis 2005 au développement de la cible de spallation de l’XT-ADS en collaborant à :
- la conception de la cible de spallation : design mécanique des différents sous systèmes de la cible
- la réalisation d’expériences supports comme WEBEXPIR pour caractériser l’interaction d’un faisceau de proton de haute énergie et haute intensité avec une surface libre de plomb.
- l’évaluation neutronique et nucléaire : simulations numériques Monte Carlo avec le code MCNPX pour estimer l’inventaire radioactif, la production de gaz, les déplacements par atomes, les flux neutroniques, …

Scénarios électronucléaires double strate de transmutation des actinides mineurs en ADS

Cette activité de recherche a activement débuté au mois de septembre 2008. L’équipe est constituée de Nicolas Thiollière, chargé de recherche de l’Ecole des Mines de Nantes, Guénolé Bourdaud, A.T.E.R. de l’Université de Nantes et Arnaud Guertin, chargé de recherche du CNRS. Nous travaillons en collaboration avec l’IPN d’Orsay et le LPSC Grenoble.
Dans ce cadre, un dossier ANR Jeunes Chercheurs 2009 a été constitué et déposé en novembre 2008.
Aujourd’hui, l’équipe du laboratoire SUBATECH a développé un outil de simulation simplifié permettant d’effectuer des calculs de mise à l’équilibre d’un réacteur nucléaire en fonction de son vecteur isotopique.

Références

[1] S. Fukuda et al., Phys. Lett. B, 359, 179-187 (2002). KamLAND: K. Eguchi et al., Phys. Rev. Lett., 90, 021802 (2003). SNO: Q. R. Ahmad et al. Phys. Rev. Lett. volume 89, No. 1, 011301 (2002). MINOS: D.G. Michael et al., Phys. Rev. Lett. 97, 191801 (2006)
[2] C.L. Cowan, Jr., F. Reines, F.B. Harrison, H.W. Kruse and A.D. McGuire, Science 124, 103 (1956).
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[7] Klimov, Yu.V., Kopeikin, V.I. . Rev, Mikaélyan, L.A., et. al., 1994. Neutrino method remote measurement of reactor power and power output. Atomic Energy, 76, No.2, 123-127.
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[9] IAEA report 17-18 December 2003 « Meeting to evaluate Potential Applicability of Antineutrino Detection Technologies for Safeguards Purposes »
[10] Ardellier, F., et. al., 2006. Double Chooz: A Search for the Neutrino Mixing Angleθ13. arXiv: hep-ex/0606025v4.
[11 ]Fallot, M. et al., 2007, Towards Applied Neutrino Physics. Proceedings of ND2007 - France.
[12] Guillon B. et al., Toward reactor monitoring with antineutrinos. Proceedings of the GLOBAL 2007 conference.
[13] Internal Note of the Double Chooz collaboration. Report on the activities of the Working Group Reactor and Antineutrino energy spectra simulation. S. Cormon et al.
[14] Giot et al., 2008, Monte-Carlo simulations in the context of reactor monitoring with antineutrinos. Proceedings of the PHYSOR 2008 conference.
[15] The Nucifer experiment. Paper to be submitted to arXiv by end of November and to a review with referees before end 2008. M. Cribier, T. Lasserre et al. for the Nucifer collaboration.
[16] Reactor and antineutrino spectra simulations for unveiling diversion scenarios. M. Fallot, D. Lhuillier et al. (for the Double Chooz and Nucifer collaborations)
[19] MURE : MCNP Utility for Reactor Evolution. O. Meplan et al., Proceedings of the ENC 2005 (CD-Rom). Michel-Sendis F., PhD Thesis of the Paris XI University, 2006. Nuttin A. et al., Study of CANDU Thorium-based Fuel Cycles by Deterministic and Monte Carlo Methods, Physor 2006.

[20] AAP, Applied Antineutrino Physics workshop, 2007, Paris, http://www.apc.univ-paris7.fr/AAP2007/schedule.html

[24] IAEA report Oct. 2008, ICAPP 2009 Proceedings, GLOBAL 2009 Proceedings.