 Ok, merci. Can you hear me? It's ok? You hear me? Yes. Ok. Thank you. First of all, I would like to thank Stanislas for the invitation. It's a real pleasure to be here in this school. So, the first lecture I will give, it's about daily nutrients. But just before beginning, I will give you a few words about my CV. Ok, ok. Ok, thank you. So, I made my PhD at GANIL, about formation and excitation of hot nuclei. Then I moved to a CE center close to Paris, where I worked on the measurement of neutron emission in spallation reactions. And I obtained a permanent position at the same center. And during 14 years, I work on different topics that you can see here. And for 3 years, I am now at GANIL. And I am responsible of the Neutron for Science Facility, which will start next week at GANIL. So, I spoke about GANIL, but where is GANIL? GANIL is in Normandy. Or, here, you have a map of France. Normandy is this region. And GANIL is here in Com. It's more or less 200 kilometers west of Paris. Normandy is a quite well-known country for some specialties based on apple. Ok, you have cider, camomber or calvados. We are also very well-known monuments. Here, it's almost a Michel. But we are also few nuclear power plants. 3 of them are in Normandy. And here, you have a map picture of the Fermat-Valdez site, where they try to build the UPR reactor. It's here. And we have also the site of Arriva, where nuclear fuels are reprocessed. Ok, and in addition, we have also the GANIL facility, which is an AVI on accelerator, which is on that part. And we are building here Spiral 2 facility, which is now, the building is now finished. It's a new accelerator. Just a word about GANIL. GANIL in that part, it's an accelerator, a large accelerator of AVI ION, up to 100 MeV per nuclear. Dedicated mainly to the study of nuclear structure and nuclear reactions. And the new accelerator, Spiral 2, is that part here, which will accelerate proton and deterron up to 14 years, at a very high intensity. And we have, for all concern, the Neutron for Science Facility, which will be dedicated to the study of neutron induced reaction with a large, with a time of life facility, and a realization facility. So, I stop for the introduction. I will now move to the measurement of daily nutrients. So here is the outline of my talk. I will start by giving some definitions on characteristics of the daily nutrients. A few words about the application, where we use these daily nutrients. And I will focus on the measurement technique of these daily nutrients. And I will finish by giving a few examples of experiments which are performed dedicated to the measurement of daily nutrients. So, where daily nutrients are a player role for topics, okay, the control of nuclear reactors, we will talk a little bit later. The interaction technique also, I will speak also later. But there are also interest in astrophysics, in nuclear synthesis, because it plays a role in the air process, and it's important to know this yield and characteristics of beta-delay in order to be able to evaluate the abundance of the different elements. And it's also can be used in a study of nuclear structure in order also to understand how the nuclei are arranged. So, first, definition and characteristics. So, the daily nutrients usually are following beta decay, okay. Here you have an exciting nuclei, which decay by beta process. And if the Q value of the beta is greater than the one neutron separation energy, it can, after a beta emission, emit some one or two neutrons. And it means that if you have a rich nuclei, okay, you can emit a beta and then be followed by neutrons and also by photons. So, these nuclei, we call it a precursor. And there are a lot of precursors, more than 300 precursors exist, which decay by beta-n-delay. So, the important parameters are the PN, that's the probability that nuclei emit neutrons. And the time distribution of these daily neutrons is, of course, the half-life of the precursor. So, here you have a chart of the nuclei. Here is the Z and the number of neutrons of C. And here you have PN, the daily neutron probability as a function of this nuclei. Here, in black, you have a stable nuclei. So, you see that the rich nuclei, which are in this part, have a great probability to emit a beta-delay. So, if you're worried about these different neutrons, when you have a fission induced by a neutron or induced by a photon, it doesn't matter. The compound nuclei split mainly in two heavy fragments, each of one is excited and try to be excited first by emitting some neutrons. In that case, we spoke about fast neutrons because this emission is quite fast. You see the time range tend to the minus, tend to the 18 seconds. And then, the fission fragments continue to be excited because most of them are radioactive and they are excited by emitting gamma rays or gamma rays on neutrons. And these neutrons are called daily neutrons because it happens between milliseconds and several seconds up to one minute because of the half-life of this nuclei. So, in order to magnitude, the number of prompt neutrons, usually we express it compared to the fission. So, prompt neutrons is between, let's say, two and four neutrons per fission. It depends of the energy of the neutrons, but it's this order of magnitude. The daily neutrons is 0.125 dillons per 100 fission. So, it's a very few compared to the prompt neutrons. So, we also define the beta parameter which is a fraction of daily neutrons over the number of prompt neutrons. So, you say that I spoke about fission. So, to illustrate that, if you look at the fission products, the fragment produce in a neutron-induce fission and the same chart as I saw previously, you can say that most of the nuclei produced are neutron-rich nuclei and they will have a large chance to decay by beta-n decay. So, that's why the beta-n decay is very important in the fission process. So, on other characteristics. So, I said to you that the daily neutrons are emitted by precursors. Precursors have a half-life. So, with a half-time between milliseconds and minutes. So, the time characteristic of the daily neutrons will follow these half-times. So, the daily deal we already speak about. And as there are a large number of precursors, we can't treat it all of them individually. We merge it in some groups. And we define some groups that have been defined. And this group has defined corresponding to the half-life. So, we will see that later. So, concerning the energy range of this daily neutron, here you have a scheme of the energy spectrum of the daily neutrons in this one compared to the prompt neutrons. Prompt neutrons have an average energy of around 2 MeV and the most probable energy around 700 kg. And the daily neutrons are an energy below 1.5 MeV. This energy spectrum is softer than the prompt one. So, concerning also the value, the number of prompt neutrons or the value of daily neutrons, you can see here it depends strongly of the actinide and also of the energy of the incident neutrons, depending if you have a fast neutrons of some of the neutrons, for example. So, concerning this time distribution, we usually merge in several groups depending of the half-life. Usually we use six groups, but depending on the libraries, sometimes we use five groups or eight groups, it depends. So, how can you characterize your daily neutron emission ? Of course, it's a number of daily neutron proficiency, but also by the time distribution. And if you use a number of six groups, for example, you can put your daily time distribution as a sum of six exponentials as you can see here. Here you have an illustration that's a daily neutron's and here you have the six group contribution of each of the six groups. So, it means that with six groups you have six Ae and six periods, or lambdae, to characterize the groups. So, in this definition, the sum of the Ae is equal to the nudie. Nudie is a number of daily neutron proficiency. Sometimes you can find some definition where you have nudie here and you have Ae is a ratio and the sum of the Ae is equal to 1. It depends on how you want to use this. So, here you have an example of daily neutron contribution in plutonium-8 and uranium-8. And you have here the number of groups. So, the first group is a group of longest halfway and the sixth is the one of the shorter. So, you see the shorter, 200 milliseconds, the longest, 55 microseconds. So, and you see that in this kind of the number of daily neutrons, in this case, it's 1.6%. In the case, and here you have the half-life rated to this group here. So, here you have the relative of the abundances and here this number, the absolute group. In fact, this number is a multiplication of this relative abundances by the daily neutron number and you have here the absolute yield of each of the groups. So, as an application. So, we can use daily neutrons as active interaction techniques. So, what is the goal of this kind of interaction techniques? So, one of the first is the safeguards. So, you have such person about the package. So, it can be, you want to see to see if you have not a nuclear weapon or more probably a traffic of nuclear materials or a dirty bomb. So, you want to to know if there are 99 in your package. So, you can also use it to monitor the fuel processing because when you process fuel you have you have a actinide and also daily neutrons and also to manage waste. Okay, sometimes you have some concrete blocks and you don't know what is inside because it is here for a long time and so it's more interesting to have an active an active detection than to be able to make a chemical test for example. So, now usually how do you proceed for an interrogation? So, we start by a passive detection. So, you have for example here it's a trick. So, a passive detection show okay, there is such places because you detect some gammas. So, you make a radiography in order to to see where you have an element of high density which is quite fast and then you can make an active interrogation because thanks to the radiography you know where you have to look. And active interrogation so, you use persuadation it could be neutrons or photons and you are you are looking of daily neutrons. So, it means first step the package you are irradiated by neutrons or by photons you have during this phase you have the emission of prompt neutrons or also prompt fission. Okay? There detection is difficult because you have a large background induced by the beam you use. Okay? It's difficult to detect the prompt the prompt gamma ray or neutrons. Neutrons. Then you stop the radiation and you detect the presence of neutrons or photons délai Okay? because you have stopped your radiation and if you have daily neutrons you will probably have actinide so, and if you can measure the yield on the tile dependence maybe you can have an indication of the mass of actinide and also to have an identification of of the actinide present in there. So, in most of the technique now they use both delete photons on daily neutrons in order to have more information on the actinide you have in your package. So, here you have a schematic view in this case it was an electron accelerator which was used to produce photo photo-efficience. So, and in order to be able to design such a facility you need to simulate all the setup because you have the absorption of in this case of photon or impinging neutrons inside your barrel and you have also to simulate the absorption of daily neutrons or delete photons from the actinide and to until the detection system. So, and for that you need simulation and for this simulation you need relevant data and especially the characteristic of the daily neutrons especially if you want to be able to identify your actinide. So, second application concerning control of of fission reactors. So, as you know fission reactor works with a chain reaction for each fission you have several neutrons are emitted protons or delete and daily neutrons and each of the some of these neutrons produce another reaction which is the chain reactions. So, we define the KF which is a number of neutrons which really induce another fission. Ok. So, and to work correctly the coefficient should be equal to one. Ok. Below one your reactor shutdown above one you have a great problem. So, here on other things about to the two kind of actinide used in the in the reactor for U5 you see you have 2.3 protons turns 1.6% of daily neutrons you have more protons and less daily neutrons than uranium. So, we will see the consequence just after. So, we define the Neutron time generation so the Neutron time generation this lambda is the time between the birth of two fission. Ok. Fission neutrons in use in successive generation. So, if you look at the population of neutrons in your reactor at the time t this one and you you see you look at the number of neutrons at time t plus lambda ok it's it has been increased by a factor of k effective so you can make this small mathematical transformation and you have here the evolution of the number of neutrons as a function of the number of neutrons at t equal 0 and the time the k effective multiplication factor and the Neutron generation time ok. So, if you want in fast reactor the time generation is a row one microsecond you have to take into account the emission of neutrons the Neutron induced fission on some some swing down in time reactor the average prompt is larger because you have a swing down of neutrons inside the in the water ok that's due to the prompt neutrons ok now if you look at DELIN neutrons for this uranium 5 Neutron induced fission the average DELIN neutron is 12 12 seconds it's much larger than this one or this 25 microsecond so now if you want to calculate the total average of this of this time you have to take into account the average time of prompt multiplied by the number of prompt neutrons and the average DELIN neutron multiplied by the number of DELIN neutrons so et ok toujours le cas de l'an 5 ok vous avez un beta de 0.65% c'est le nombre de DELIN neutrons le ratio de DELIN neutrons donc si vous calculez l'avrage de la formulae juste avant vous avez l'avrage de 81 milliseconds ok maintenant si vous take l'hypothèse de 1.301 qui est très close de 1 mais pas de 1 ok maintenant si nous ajoutons seulement prompt neutrons ok je vous remercie l'avrage de temps était 25 microsecondes et maintenant si vous calculez l'incrédition de neutrons dans 1 seconde et 0 c'est le nombre de neutrons de T et 1 seconde de neutrons 1 seconde plus tard donc vous appuyez la formulae vous appuyez une increase de factor 55 donc en ce cas c'est complètement impossible de contrôler votre acteur un nombre de neutrons dans 1 seconde maintenant si vous calculez l'avrage de temps de délai nous calculez ici ici nous n'avons plus 25 microsecondes qui sont 0.1 80 milliseconds et dans ce cas vous utilisez la même formulae et ici l'incrédition est seulement 1 à 1.000 donc en ce cas vous pouvez contrôler l'acteur juste pour dire que sans la délai nous n'avons pas pu contrôler un réacteur c'est l'application de la délai donc ça signifie que vous savez qu'il faut ce genre de valeur afin de faire votre estimation de vos réacteurs donc autre choses que vous avez déjà monté des différences entre la délai et le pluton 9 parce que le nombre de neutrons dépend de la délai et de l'énergie donc ici pourquoi ? parce que ici vous avez la distribution d'huile en utilisation de la délai et de l'incurium 249 vous voyez que la distribution n'est pas la même comme vous l'avez vu au début la délai sont émitées par la délai donc si la distribution de la délai est la même la distribution de la délai n'est pas la même et ici vous pouvez voir pour des actes d'incurium de masses vous avez le nombre de neutrons émitées ça augmente avec la délai mais la délai augmente avec la masse donc ça signifie qu'on encore veut calculer à l'heure d'une génération de temps ce sera diminué quand la masse de la délai augmente donc ça signifie que dans votre réacteur ou quand votre réacteur a plus de plutonium ou d'autres neutrons de la délai le meilleur sera diminué et votre réacteur sera plus nerveuse et il doit être occupé spécialement dans le réacteur donc maintenant je vais changer à la mesure de la délai de neutrons donc à la mesure nous avons besoin d'un détecteur donc il sera très court parce que maintenant vous savez tout sur le détecteur je suis sûr vous savez tout après la lecture de Ralph donc liquid ventilateur ok je ne parlerai pas plus d'un détecteur et d'une efficacité de 10 20 50% selon tout le côté de votre mais votre détecteur est très court pour faire des mesures de flammes donc je vais parler un peu plus de temps sur le détecteur de l'AM3 donc ça ressemble ici vous avez un tube avec l'AM3 ou c'est BF3 mais maintenant BF3 parce on utilise l'AM3 c'est un détecteur avec un voltage jusqu'à vous avez un signal quand vous avez une charge particulière donc la détection vous utilisez cette réaction la réaction de l'AM3 détecteur sur l'AM3 nucléaire par exemple et ici vous avez la spectra de perle que vous pouvez mesurer ok ici il correspond ok et donc vous avez une spéculation d'étoiles vous avez la totalité la valeur de la queue en ce cas vous avez les deux points correspondent cela signifie que la position ou la détection a été stoppée sur le ne pas déposer sa énergie dans la gorge donc la efficacité de cet détecteur dépend fortement nous avons une section cross de cette réaction, et cette section cross est ici. Nous ne pouvons pas dire très bien, mais ici, à l'arrière de 1 MVV, nous avons une section cross de 1 barne. Et à l'arrière de thermal energy range, nous avons 5 000 barnes. C'est-à-dire que nous avons besoin d'augmenter l'efficacité de la détection. Parce que avec 1 barne, il y a très peu. Comment nous faisons cela ? Le meilleur moyen c'est de couvrir les neutrons. Si vous avez les neutrons de 1 MVV et vous pouvez couvrir à la thermal énergie, vous pouvez très bien augmenter votre détection de l'efficacité. Pour faire cela, nous installons l'alium-3 tube à l'intérieur de la matrix polytylaine. Parce que le polytylaine est très riche dans l'hydrogène. Donc, pour augmenter l'efficacité de la détection, vous pouvez aussi augmenter le nombre de tubes. Et si vous pouvez, vous pouvez utiliser une géométrie 4 pi. Si vous pouvez recouvrir tous vos targets par ce type de détecteur, vous pouvez augmenter l'efficacité géométrique. Mais le conséquence de cela, c'est que vous avez un détecteur slow, parce que le processus de slow-down s'occupe de temps. Il tient plusieurs microsegons ou plus. Donc, cela signifie que vous ne pourrez plus utiliser cet détecteur pour mesurer l'énergie par temps de la technique. Mais ce détail de temps, c'est encore plus rapide en comparaison à la vie de l'efficacité du groupe 6. Mais si vous ne pouvez pas déterminer l'énergie de vos neutrons, vous ne pouvez pas, dans ce cas, prendre en compte correctement l'efficacité. Donc, dans ce cas, nous avons désigné le détecteur. En fait, nous avons désigné l'éfficacité de polytélène afin d'essayer d'avoir une constante efficacité comme fonction de l'énergie. L'énergie de l'éfficacité est assez limitée. C'est près de 1,5 ml de l'énergie de neutrons. Vous pouvez choisir votre éfficacité autour de votre détecteur électrique afin d'avoir une constante efficacité. Par exemple, vous avez un détecteur de l'éfficacité de neutrons. C'est un détecteur de l'éfficacité de béton. En fait, c'est un assemblée de détecteurs de l'éfficacité de l'éfficacité dans différents crônes. Vous avez deux crônes en matière de polytélène. Vous faites votre réaction ici, où vos neutrons de l'éfficacité sont émitées du centre et les neutrons sont détectés dans le polytélène. Vous avez la calculation de l'éfficacité de détecteur comme fonction de l'énergie. Vous avez 10 kV, 1 ml, 2 ml. Vous avez la contribution du 1er crône en rède. Et la contribution du 2e crône ici. Si vous faites quelques de ces deux crônes, vous voyez qu'il suffit d'avoir une efficacité d'énergie de l'éfficacité de béton. Vous pouvez voir que vous avez une efficacité neutre à 30 %. C'est une efficacité totale. Ce n'est pas une efficacité neutre, mais une efficacité totale, qui est assez high pour une détection neutre. Vous pouvez aussi augmenter l'efficacité. Si vous augmentez le nombre de l'élium3 tube et aussi le nombre de l'élium3 tube, ici, ils utilisent beaucoup de l'élium3 qui ne sont pas différents. Je ne pense pas que ça. Mais en ce cas, vous n'avez pas de l'élium3 tube. Je vais vous montrer plus tard. C'est utilisé avec un détecteur de l'élium3 tube pour commencer l'élium3 tube. Avec l'élium3 tube, je comprends, mais en ce cas, ce n'est pas si fort. Vous pouvez augmenter l'efficacité fort. En ce cas, c'est 60 %. Dans ce genre d'expériment, on verra plus tard, c'est particulièrement important d'avoir de l'efficacité high parce qu'ils veulent détecter des événements très rares. Ceci, je sais mieux, il y a un canyon. Parce que j'ai construit moi-même. Et c'était pour être utilisé dans un fil de neutron ou dans un fil de photon, aussi. Mais c'est le même principe. On a 12 l'élium3 tube avec des matriques de CH2. Et on a un canyon au-delà, aussi au-delà. Mais en ce cas, on doit éviter la diffusion de neutrons dans l'élium3 tube. Encore une fois, comme vous l'avez vu dans l'expérience prévue, on a managé la puissance de ces tubes afin d'avoir une efficacité constante en fonction de l'énergie des neutrons. Mais en ce cas, on a seulement 12 % d'efficacité. C'est beaucoup plus bas que dans les deux détecteurs prévus. Pour le mesamant, j'ai enlevé deux parties. Le micro-scopic mesamant et le micro-scopic mesamant. Ce que j'appelle le micro-scopic mesamant c'est que dans ce cas, vous avez votre frangment fichier, votre nuclei neutres, et vous détectez l'émission de l'élium3 avec les neutrons. Pour faire ça, vous devez identifier votre precursor. Vous devez identifier votre spectrométrie pour l'élium3, la spectrométrie gamma. Si vous mettez un détecteur gamma close à votre sample ou par la spectrométrie ma, je vais vous montrer un exemple. Donc ici, si votre détecteur utilise un détenu fast et vous avez un pari, vous pouvez l'utiliser parce que vous avez un start signal sur la détection de votre beta Donc vous pouvez avoir ce type de détecteur, un spectrométre thermophile. Vous avez votre frangment, vos neutrons riches, les nuclei émettent les neutrons ici et vous avez un détecteur neutre à certaines distances pour pouvoir mesurer l'énergie. Ou vous pouvez utiliser le type de détecteur que j'ai mentionné avant, un détecteur 4-pi. Vous sentez votre nuclei dans le centre, vous avez un détecteur beta et vous détectez les neutrons émettant les neutrons incontinents avec le beta. Donc, pour exemple, ici c'était un expérience à JSI en Germany. Ils produisent un large amount de frangments en utilisant une réaction urm-8 frangmantée sur un target berlion. Vous envoiez un spectrometer qui vous permet d'identifier beaucoup de nuclei. Ici vous pouvez avoir une identification de différents nuclei sur les isotopes. Et pour chaque fois que vous implantez un détecteur dans votre détecteur silicone, par exemple, vous détectez le beta et en incontinence vous regardez les neutrons émettant. Et de cette façon, vous pouvez délire les neutrons la probabilité de chaque nuclei. Donc, la technique de flight, vous savez tout à fait ce que vous pensez. Vous comprenez très bien que les paramètres importants sont la résolution de temps et le path de flight. Pour la résolution de temps, vous avez déjà mentionné que vous avez besoin d'un détecteur fast. Vous n'aurez pas besoin d'un détecteur avec un CH2. Vous avez besoin d'un détecteur aussi fort que possible. Mais en ce cas, vous devez réduire l'efficience de la géométrique. Donc, vous devez faire un compromis entre ces deux choses. L'advantage est que quand vous mesurez l'énergie, vous pouvez correcter de l'efficience de votre détecteur parce que l'efficience dépend de votre énergie. Le drawback est que dans le cas où vous utilisez parfois vous détectez un neutron dans un détecteur, mais vous ne savez pas si il vient de votre target ou que vous avez été scatters dans un détecteur débarin. Et en plus, vous avez besoin d'un détecteur pas sensible de gamma-ray, ou un détecteur qui vous permet de discriminer le neutron pour gamma-ray. Parce que les produits fichiers émettent beaucoup de gamma-ray. Donc, la solution est un détecteur liquide, comme la N8213. Ou vous pouvez aussi utiliser un détecteur plastique. Donc, ici vous avez un exemple d'un détecteur en utilisant un détecteur plastique. Sur le côté gauche, c'était un détecteur de tonnerre qui n'est pas plus utilisé. C'était utilisé à Ganeel. C'était utilisé à CERN. Donc, vous avez un détecteur plastique de cette façon. Vous avez deux photos à chaque partie d'un centileterre. Quand vous détectez un événement ici, vous avez la différence de temps entre cette photo-tube et celle-ci qui vous permet de faire une localisation de votre détecteur. Vous voyez que c'est un géométrique comme un baril. Dans le centre, vous avez votre point d'émission où vous détectez le détail et par temps de vol, vous pouvez mesurer les neutrons de ici et de là-bas. Dans ce cas, vous avez une efficacité de 1,5 de 4 pi et une efficacité de 30 % à 2 ml. Mais la résolution de l'énergie était assez pauvre, pas mieux que 10 %. Ici, vous avez d'autres détecteurs. C'est un détecteur de vendeur. Il y a aussi un détecteur de plastique, mais le détecteur a de longs et de flat parts. Mais l'advantage de ce détecteur est que vous pouvez arrêter cet état de détecteur dans une géométrie différente comme vous voulez. Vous avez maintenant ce type de détecteur. Maintenant, un spectrometer aussi, mais avec un détecteur liquide comme je l'ai mentionné. Ici, vous avez le poids et il existe mais tout le détecteur n'est pas encore disponible. Et le nombre de détecteurs s'incrète avec le temps. Donc, ce détecteur est basé sur l'intérêt liquide. Et ici, vous avez les paramètres et ce que l'on expecte. Le but est d'avoir une bonne résolution de l'énergie. Et aussi d'avoir une grande efficacité afin d'être capable de mesurer l'indicité beta mais aussi l'indicité beta 2. Donc, si vous voulez avoir un événement avec deux neutrons, il devient plus difficile d'avoir deux. Ici, vous avez l'expecte de la géométrie et de l'énergie résolution. Donc, ce type de détecteur sera utilisé à différentes facilités, à désir, à CERN. Surtout pour les études de la structure astrophysique. Donc, je vais maintenant passer à ce type de détecteur que j'appelle Microscopic measurements. Donc, en ce cas, nous ne détectons pas le détecteur beta. Nous allons irradié un six samples et détectons les neutrons émitées. Donc, pour cela, qu'est-ce que nous avons besoin ? Nous avons besoin de savoir le rate de l'efficient. Et ce rate de l'efficient peut être calculé par le flux et la masse des samples si vous savez la section. Ou vous pouvez mesurer si vous avez un détecteur fichier, par exemple, avec la même actinine ou le type que vous voulez étudier. Vous avez besoin d'avoir un cut-off beam qui est rapide, parce que vous voulez faire l'irradiation, puis couper le beam et détecter les neutrons. Donc, le plus rapide, c'est le plus rapide que le plus rapide R5. C'est le groupe 6 qui a un R5 de 200 ms. Et aussi, vous avez besoin d'un détecteur de l'efficient pas sensible pour la photo, bien sûr. Et, comme je l'ai mentionné, nous allons utiliser un détecteur de 4 minutes et, si possible, avec une énergie pas dépendant de l'énergie. Donc, vous avez un sample de mass M, vous vous étudiez dans un flux de neutrons, FI, vous pouvez calculer l'efficient de l'efficient de cette formule. Si vous avez besoin de savoir l'efficient de l'efficient, vous calculez l'efficient. Vous vous irradierez dans une certaine période et ensuite vous détecterez dans une certaine période. Donc, si vous regardez le groupe E, l'efficient de l'efficient de l'efficient de cette formule de l'efficient multipliée par le nombre de neutrons de l'efficient et de cette période pour prendre en compte l'effet de l'efficient. Puis, quand vous arrêtez l'éfficient sur la comité d'éfficient du right de l'efficient de l'efficient, vous avez accepté l'effet de l'effet d'éfficient de l' Sara Lé�� pour prendre en compte l'effet de l'éfficient et combien de neutrons parfaite vous investissanın. springs, l'éfficient de cet événement de√. Vous utilisez une très longue période de rédaction comparé au groupe 1, le groupe 1 est de 55 secondes. Ok, toujours les mêmes choses. Et maintenant, vous détectez le nombre de neutrons, je l'ai appelé FN, le nombre de neutrons vous détectez avec une efficacité epsilon. Donc le nombre de neutrons est celui-ci, celui que vous détectez par l'efficacité. Ok, si vous avez cette relation, ok, cette valeur est plus ou moins égale d'un. Ok, et ça simplifie l'équation que vous avez précédemment. C'est celui-ci, ok. Et celui-ci, cette équation devient celui-ci. Ok, vous avez la distribution de temps, la fonction de l'efficacité et le paramètre de votre groupe 1. Ok, et si vous étiez à T égale 0, ça devient celui-ci. A T égale 0, vous avez juste le nombre d'efficacité multiplié par le nombre de neutrons. Donc, la valeur qu'on veut savoir est celui-ci, le nombre de neutrons. Il est juste obtenu par la mesure de votre numéro de neutrons à T égale 0. A la fin de votre rédaction, vous mesurez le nombre de neutrons. A la fin de votre rédaction, vous pouvez réduire cette valeur. Ok, maintenant, si vous utilisez une très courte rédaction de temps, toujours la même contigrée, la même picture, toujours la même formulae, la même relation, mais en ce cas, si la rédaction de T est très courte, cette relation devient celui-ci. Et la première relation que nous avons, ok, durant le détail de neutrons, devient celui-ci. Vous réplacez cette partie par celui-ci et vous obtenez cette relation. Maintenant, si vous intégriez cette partie de T égale 0 à l'infini, mais à la fin du détail, vous intégriez cette zone. Ok, cette relation devient celui-ci. Ok, je vous remercie que le nombre de neutrons durant votre expérimentation est de la rédaction de neutrons multipliée par la durée de la rédaction. Cette intégration est égale à 1. Et donc, vous obtenez cette valeur que votre intégration ici est égale au nombre de neutrons multipliée par la valeur que vous regardez. C'est le nombre de neutrons multipliés par la rédaction de neutrons multipliée par la durée de la rédaction. Ok, donc, en ce cas, vous devez mesurer l'intégration de ces choses. Donc, quelle méthode vous utilisez ? Ça dépend de la fluxe que vous avez, alors que vous devez faire votre estimation pour voir si vous avez à utiliser celui-ci ou celui-ci que je vous présente avant. Donc, ici vous avez encore la distribution de temps du nombre de neutrons multipliés par les six groupes que vous pouvez voir ici, ok ? Les groupes plus courtes sont ici, bien sûr, et le plus long est... Oh, je pense qu'il y a quelque chose de mauvais parce que le red est un summe, ok ? Ok. Donc, ce que vous voyez, si maintenant, juste avant, je vais vous montrer comment déterminer le nombre de neutrons multipliés par la durée de la rédaction. Maintenant, nous voulons déterminer les paramètres différents. Vous voyez que si vous voulez déterminer tous ces paramètres, vous devez avoir besoin d'une rédaction de temps adaptée au groupe que vous voulez mesurer, ok ? Donc, si vous voulez mesurer ces groupes, ok, vous devez performer... Si vous n'avez pas l'accurate de mesurer, vous devez performer une rédaction différente du temps de rédaction et du temps de détail, ok ? Par exemple, si vous voulez mesurer les groupes de temps longs de la rédaction, vous devez utiliser des temps longs de la rédaction, ok ? Il y a aussi des temps infinits de la rédaction, et vous devez mesurer les neutrons pour des temps longs. Ok ? Ici, si vous faites des temps de rédaction de 5 minutes, et le détail de la rédaction pendant 5 minutes, vous devez mainly populer cette partie des neutrons. Vous devez mainly populer le groupe 1 et 2, ok ? Maintenant, si vous faites une rédaction très courte, dans une rédaction très courte, votre temps de rédaction longs de la rédaction ne sera pas populée. Donc, en ce cas, vous devez optimiser la population de la courte de la rédaction. Et ensuite, vous devez mettre un troisième type de rédaction de 10 secondes, ou 20 secondes. Dans ce cas, vous devez déterminer le groupe 3 et 4. Ok ? Si vous faites seulement un type de rédaction, vous ne pouvez pas réussir à avoir tout le groupe très précisément. Donc, si vous pouvez faire des différentes rédactions, vous devez choisir quel type de groupe vous devez populer beaucoup. Donc, maintenant, je vais vous donner quelques exemples d'experiments, qui ont pris en compte ce que j'ai déjà dit pour vous. Donc, l'un était récemment performé à CERN. Le but était d'étudier le décès de lithium-8, de lithium-11 nucléaire. Ok ? Ce nucléaire a été créé à CERN. Ok ? Et vous utilisez un genre de spectrometer. C'est composé d'un détecteur de séval-nutrient. L'un, certains d'entre eux sont des monstères, certains d'entre eux viennent d'un détecteur de séval-nutrient de l'IPN, certains d'entre eux viennent de la CERN. Donc, ici, vous avez la caractéristique des différents détecteurs, avec la solution d'énergie, le temps, le path de vol, et aussi, vous couvrez, vous voyez, vous couvrez une très petite partie de l'angle solide. Ok ? Ici, vous avez une picture de ce qu'elle ressemble. Ici, à la centre, vous avez le détecteur de un détecteur de beta. Vous avez, en addition, un détecteur de gamma afin de faire de l'identification de le lithium-haven. Ok ? Et ici, vous pouvez voir les différents détecteurs. Ils ne sont pas toujours 5 centimètres chars. C'est important parce qu'ils jouent un rôle dans la solution d'énergie. Parce que vous avez, ici, vous avez une incerté sur votre path de vol parce que de la séquence du détecteur. Ok ? Donc, je ne peux pas vous montrer aucun résultat parce que l'expérience a récemment été performée. C'est pour illustrer ce genre de expérimentation que je appelle la mesonade microscopique. Et aussi, l'un des problèmes c'est d'être capable d'enlever parce que, si vous détectez un événement ici, vous êtes sûrs que le neutron venant ici à ici ou le neutron venant ici, qui fait quitter ici et aller au détecteur. C'est l'un des problèmes de ce genre de mesonade. Donc, l'ancienne mesonade était performée dans un réacteur. Donc, c'était performé par le réacteur de Godiva de Los Alamos. En ce cas, vous radiates dans un réacteur. Et après la radiation, vous retirez vos samples ici par un système thématique à une station de contexte. Ok? En ce cas, les neutrons sont détectés par un détecteur base de le détecteur BF3. Les samples sont entre 2 et 5 grammes. Ok? Et vous avez un très intense pulse parce que 10 à 16 fichons par pulse, c'est un énorme de neutrons émettant ici. Ok? La fichon était déduite par les activités de le molybden 99 qui est l'une des fichons de la fichon. Ok? Vous pouvez trouver une réference. Vous voyez que c'est un tout de la fichon. Ok? Vous pouvez trouver d'autres fichons dans le réacteur. Vous avez une très hausse. Donc, vous pouvez l'utiliser avec un petit sample. Mais la fichon est... Ok? Vous n'avez pas vraiment un temps court que la même que vous pouvez avoir avec un accélérateur. Ok? Peut-être c'est difficile de déterminer le paramètre de la fichon 5 ou 6 avec les groupes plus courtes. Ok? Vos détecteurs ont dû être plus loin de votre réacteur et aussi de la fichon du réacteur. Et aussi le problème c'est si un réacteur vous vous avez accès à seulement 2 spectacles. Un sample ou un spectacle de la fichon si vous êtes un réacteur où la fichon n'est pas détendue. Donc, vous avez une partie des résultats obtenues par la fichon. Et cette partie correspond à ce plan C'est quion a ici correspond à cette fichon. Et nous avons pu présenter certaines contributions d'autres groupes. On a dit que c'était difficile de changer l'énergie avec les spectacles, donc on peut essayer de faire ce genre de measurement avec un accélérateur où vous pouvez choisir l'énergie range. Ici, c'est un expériment qu'on a performé à PTB, avec Ralph Piaf, c'est un accélérateur PTB, et PTB est une technologie physique, c'est une technologie... Assez-vous Ralph. Je vais vous montrer ce détecteur juste avant, c'est un CH2 détecteur avec 12 âliens troupes, avec un camion, à l'intérieur et à l'extérieur. Les neutres sont produisées par une réaction, nous utilisons une réaction DD, une réaction PT, et une réaction DTI. La source neutre est là, c'est un target de production, mais elle est produite en 4-pi, comme vous le savez très bien, et les samples sont placées à l'intérieur du détecteur. Vous ne le voyez pas, mais c'est le détecteur, c'est le tout à l'intérieur, et les samples sont placées à l'intérieur du détecteur. Nous avons utilisé le délinutron de l'induce en Torium-232, et nous avons aussi étudié le délinutron de neptinium-237. Nous utilisons le beam d'accélérateur, le but était de mesurer le yield délinutron, pas la distribution de temps. Nous utilisons le beam de perle, c'est-à-dire que nous utilisons le beam d'accélérateur, nous avons préparé la sample pendant 5 minutes, afin d'être à l'équilibre, nous avons l'équilibre nucléaire, et nous faisons un cycle, quand nous lèvons le beam pendant 1 seconde, et ici c'est le numéro de compte sur le détecteur. C'est quand le beam est sur, le détecteur voit beaucoup de neutrons, les neutrons arrivent de la source, de l'air, et quand nous lèvons le beam, ici nous avons seulement le délinutron, qui est détaillé durant le détail. Vous pouvez aller là-bas, et avec ça vous pouvez déterminer votre numéro de neutrons émité à t égale 0. Nous utilisons la formule, avec cette stratégie d'évolution, quand vous mettez une longue évolution en temps long. Qu'est-ce qui est le problème de ce type d'évolution ? Comme vous le voyez, les neutrons sont émitées dans 4 pi, donc il y a des neutrons qui vont aux samples, mais il y a d'autres qui sont scatterés dans l'aura, mais aussi dans le détecteur. Nous devons prendre en compte, parce que c'est une source d'évolution. Nous utilisons aussi le target SIG, pour obtenir une quantité raisonnable. Nous ne pouvons pas utiliser le target V-SYN, nous utilisons en ce cas, 180 g de thorium, donc le target SIG, c'est à dire que dans le target, vous pouvez la serrer, vous avez des scatters et des réactions multiples, donc vous devez prendre en compte. Nous devons aussi faire une correction, parce que notre temps d'évolution n'est pas infinit, nous avons des cycles, et vous avez une petite correction pour faire cela. Donc ici, vous avez une simulation, performant avec M-SYN-PX, de nombreuses fichiers dans les samples. Ici, c'était comme fonctionner l'énergie de la neutron, qui produisait la fichier. Et en ce cas, nous utilisons le neutron monochénétique de 4 ml. Donc ici, vous avez 2 parties, avec le détecteur ou avec le détecteur, avec une simulation, c'est très facile de retirer le détecteur ou pas. Et ce que vous regardez, c'est qu'il y a de la fichier produite à 4 ml, qui est une émission directe de la neutron, une énergie directe de la neutron, qui a été produite. Mais il y a aussi de la fichier en utilisation de l'énergie basée, en vue de la fichier, qui est la slow-down dans les samples, et aussi de la fichier, qui a été la slow-down dans les samples, et pour celui-ci, quand le détecteur est en train de prendre un compte, c'est la contribution de la neutron qui se détecte dans le détecteur et qui retourne aux samples. Donc, nous devons prendre un compte de cette partie. Mais nous avons aussi la fichier produite en énergie plus élevé que la fichier incidentale. Donc, comment peut-on expliquer ça ? C'est juste parce qu'on fait un largement de fichiers. Et quand on fait fichiers, on produise une fichier de la neutron. Et cette fichier de la neutron a une énergie plus élevé que la fichier de la neutron et cela peut induire une fichier de la seconde fichier. C'est pourquoi on peut produire une fichier de la neutron plus élevé que la neutron de la bluie. Donc, maintenant, la fichier de la neutron. Les fichiers de la neutron viennent de toutes les fichiers. Les parties monochénétiques de la fichier viennent de ici. C'est l'un que nous voulons mesurer. Mais nous avons aussi de la neutron délignée de cette partie, qui nous appelons la partie en haut. Et nous avons aussi de la neutron délignée de la partie en bas. C'est la neutron qui vient de ici. Donc, les parties monochénétiques sont toutes ces contributions. Et si on veut les parties monochénétiques de ces contributions. Donc, ça veut dire que nous avons des corrections à faire. Maintenant, pour minimiser les corrections, nous devons mettre les samples en bonne position. Si vous êtes plus loin de la source, vous pouvez minimiser la reprise de la neutron de votre détecteur pour les samples. Mais ça doit être simulatisé avant. Et puis, nous réussirons à obtenir la neutron délignée pour différentes énergies, de 2 MeVs à 16 MeVs. Et ces trois points sont complètement nouveaux. Ce n'est pas existant avant. Et ici, nous avons les valeurs qui étaient dans les bases d'évaluations. Et ça semble que les bases d'évaluations n'étaient pas d'accord. Ok. Donc, c'est un peu d'expériment. Maintenant, nous switchons à la photo-efficient. C'est l'expériment que nous avons performé à CEA. Et en ce cas, nous voulons résoudre le délignement de la neutron délignée, mais aussi la distribution de temps dans la fission utilisée par les photons. Ok. Sur différents isotopes, différents actinides. Nous performons le Jordan-8, Jordan-5, Jordan-9, Neptinion-7, Torium-2032. Donc, dans la Bram Stralung, nous utilisons un accélérateur électronique d'électronique dans la Bram Stralung. En ce cas, nous produisons Bram Stralung spectrum. Comme vous avez une picture ici. Si vous utilisez 15 électrons de l'électronique, vous produisez une gamma à 15 mV. Donc, nous avons derrière un collimètre, derrière cet électronique, afin d'avoir une photo-efficient et la même détecteur que la précédente et notre sample à l'intérieur. Donc, dans ce cas, il n'y a pas de photons qui sont supposés d'essayer le détecteur et d'être scatteré pour le sample. Donc, ici, vous avez une picture de l'électronique et l'excit du collimètre. En plus, nous avons également un détecteur photon BGO, pour essayer de mesurer les photons délites en même temps. Nous avons également un détecteur placé dans le centre de cela. Et, de nouveau, nous faisons une réplique de l'électronique de l'électronique. Vous pouvez voir ici. Et aussi, toujours la même, afin de déterminer ces deux paramètres pour chaque groupe. Et si vous avez ces paramètres pour chaque groupe, vous pouvez déduire le nu D, qui est la somme de cet électronique. Ici, vous avez des résultats du groupe 1, du groupe 2, du groupe 3 et du groupe 6. Et nous avons performé ce measurement à différentes énergies. Et ici, je ne sais pas où sont ces résultats. Je ne sais pas où sont ces résultats. Je ne me souviens pas. Donc, ce que nous regardons, c'est que ça a été performé à différentes énergies, de l'énergie incidentale de la somme de l'électronique. Et nous verrons que il y a des différences dans des groupes, en plus de la flèche qui dépendent des différences de l'énergie. Donc, l'énergie de photons influence les amendements relativement du groupe de l'électronique. Et nous trouvons des différences avec un preuvement prévu pour que nous prenons toutes ces différences, parce que nous avons performé ces trois types d'éradations de temps. Donc, une petite éradition, une medium éradition, une longue éradition, qu'il ne peut pas faire. Un autre type d'expériment, c'est la mesure de l'électronique dans les réactions de l'électronique. Donc, la réaction de l'électronique de l'électronique, c'est l'électronique de l'électronique qui fait un casque dans l'électronique et qui peut produire beaucoup de particules, mais beaucoup de neutrons, mais beaucoup de neutrons. Et si vous utilisez ces types de réactions dans un target de l'électronique, les neutrons que vous avez émité dans votre réaction de l'électronique peuvent utiliser d'autres réactions de l'électronique. Donc, cela signifie que, grâce à un target de l'électronique mais aussi par les neutrons, ou par votre primeur de protons, par exemple. Donc, ici, nous utilisons l'expériment qui était performé à Gachina, en Russie. Nous utilisons un 1GP proton de l'électronique, un target de l'électronique. Et ici, nous avons mis un détecteur de l'électronique, un détecteur de l'électronique, et nous envoyons le bim, nous les couvrons et nous détectons les neutrons de l'électronique. Ici, vous avez un exemple de ce genre de spectra, donc, nous avons mesuré les neutrons que nous attribuons grâce à l'électronique, donc c'est un produit suffisant. Mais vous voyez que nous pouvons aussi voir l'électronique, qui est déclarée par l'émission de l'électronique comme ici, lithium-9 ou nitrogen-17. Donc, une picture du target, quand je dis un target de l'électronique, c'est un target de l'électronique. Donc, ici, c'est l'extrême de l'électronique, à 1GP, vous pouvez le faire dans l'air, ce n'est pas un problème. Et ici, c'était le détecteur de l'électronique. Et nous avons mesuré cette production de cet élément comme fonction de l'électronique de l'électronique. Vous prenez plusieurs expériments, avec que vous retirez l'estimage de votre différents fragments. Et puis, vous comparez avec différentes codes nucléaires. Donc, une autre measurement concernant la réaction de l'électronique, c'était performant en temps à PSI, chez Hollande. Avec le target de l'électronique de l'électronique, c'était un target liquide qui a été fait par le proton de l'énergie de 590MV, je croyais. Donc, pour produire un grand nombre de neutrons pour différentes applications. Donc, le target est un target liquide, pourquoi liquide ? Parce que vous pouvez quand vous utilisez un target solide avec la position d'énergie vous pouvez détruire votre target. Donc avec un target liquide, vous pouvez évacuer la position de la nourriture. En fait, c'est un loupe et ce liquide est dans un loupe et il bouge autour. Et qu'est-ce qui est le problème avec les neutrons ? Comme vous avez un loupe de liquide, même si vous produisiez votre réaction ici, si votre liquide va dans cette direction avec les neutrons, les neutrons émettent plusieurs secondes après la réaction, ils vont être émettés dans l'autre partie que dans le réacteur. Et ça peut être un problème parce qu'il déplace la dose de nourriture que vous produisiez. Donc, encore une fois, nous avons performé des expériments qui arrivent à la scheme du loupe. Nous avons placé un détecteur lm3 sur le top. Nous avons mesuré les neutrons aussi. Vous verrez le même nucléaire que nous avons vu à Gachina. Mais nous pouvons estimer que la dose de nourriture produisait assez loin du réacteur. Et ce n'était pas négligeable, parce que la dose de nourriture n'était pas soinsignifiant. C'est important parce qu'il signifie que peut-être que vous avez à prendre des précautions assez loin du réacteur. Donc, maintenant je suis terminé de summariser ma présentation. Je vous donne 4 sujets où les neutrons jouent leur rôle. Je suis concentré sur le réacteur de contrôle, sur la technique d'activation. Nous pouvons mesurer la probabilité d'émission et aussi l'énergie de ces neutrons. Quand nous détectons la continent, la beta et les neutrons. Et dans le cas de mesurement de microscopique, nous avons évoqué un target secret. Et dans ce cas, nous avons juste détecté les neutrons et nous tentons de détecter les neutrons et les neutrons afin de déterminer les paramètres des groupes différents. Merci pour votre attention.