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M. Bacak:
"Development of a detector for the simultaneous measurement and for the study of uranium-233 capture and fission yields at the CERN n_TOF neutron source";
Supervisor, Reviewer: H. Leeb, F. Gunsing, E. Jericha; Atominstitut, TU Wien und Université Paris-Saclay, 2019; oral examination: 2019-10-25.

A low-carbon energy outlook to mitigate the impact of the climate change requires the progressive replacement of fossil fuel technologies by sources with low CO2 emissions. In this context, nuclear energy can play a relevant role. Ensuring the long-term sustainability of nuclear energy points to the use of innovative nuclear systems, such as Accelerator Driven Systems and Generation-IV reactors and new fuel compositions. One of the options discussed in the Gen-IV International Forum dedicated to the next generation of nuclear reactors is to use a fuel based on the thorium cycle. This cycle being little used in the world, the associated basic data are of relatively poor quality at present. The fissile isotope uranium-233 is among the most important isotopes in the thorium cycle and directly responsible for the neutron economy and all subsequent quantities for the operation of such a nuclear system. One of the particularities of this nucleus is to have a capture cross section which is on average one order of magnitude lower than its fission cross section in the whole energy range. This circumstance makes the measurement of the uranium-233 capture cross section very challenging as indicated by only two high resolution data sets available since the 1960s which in addition are discrepant. The \nTOFcollaboration performs measurements of neutron capture cross sections associated with nuclear technology. A first series of measurements have been carried out since 2004 using the \nTOFTotal Absorption Calorimeter (TAC), with the main difficulty of these measurements being the lack of a fission detector to identify the fission events in the calorimeter, making capture-fission discrimination very difficult to perform in the case of fissile isotopes. In this manuscript, a new measurement at the n_TOF facility is discussed where the gamma calorimeter was equipped with a new specifically designed fission chamber hosting several uranium-233 targets with the aim of improving the accuracy of the capture cross section of uranium-233 significantly while providing additional information on the fission reaction. The fission chamber is custom tailored to this capture measurement and its performance is discussed in detail. A fission veto, or fission tagging, technique is used to identify the prompt fission gamma-rays, allowing for an efficient capture-fission discrimination. This technique is also used to study the properties of the prompt fission gamma-rays in uranium-233. A detailed discussion of the experimental setup and the performance of the novel fission chamber and the TAC is given in this manuscript. The analysis procedure applied to the experimental data estimates the sources of background, experimental biases, and is complemented with simulations to estimate dead time and geometrical effects in the measurement. Finally the so-called alpha-ratio, the ratio between the capture and fission cross section, is determined and shows a reasonable agreement with evaluated nuclear data libraries. In summary, the measurement presented in this work improves the knowledge on the uranium-233 fission process and capture cross section, thus contributing to the global effort to narrow the gap between the current status of nuclear data and the target accuracies required to design and operate innovative nuclear systems.

Um den Einfluss des Klimawandels abzumildern muss die Energiezerzeugung mit fossilen Brennstoffe progressiv durch Technologien mit geringen CO2 Emissionen ersetzt werden. In diesem Zusammenhang, kann Kernenergie eine relevante Rolle spielen. Die Langzeitnachhaltigkeit der Kernenergie kann durch Verwendung von neuen und innovativen Systemen zur Kernenergieerzeugung, wie zum Beispiel Generation-IV Reaktoren oder beschleunigergetriebene Systeme (Accelerator-driven system ADS), sowie die Nutzung neuer Kernbrennstoffe verbessert werden. Das sogenannte internationale Gen-IV Forum widmet sich der Erforschung und Entwicklung dieser Systeme. Eine mögliche Option für die Zukunft stellt der sogenannte Thorium-Uran Brennstoffkreislauf dar. Dieser Kreislauf ist derzeit kaum in Verwendung und die damit verbundenen Grundlagen sind wenig erforscht oder von geringer Qualität. Im Thorium-Uran Brennstoffkreislauf nimmt Uran-233 die wichtige Rolle des spaltbaren Isotops ein. Eine Besonderheit von Uran-233 ist der geringe Neutroneneinfangwirkungsquerschnitt, der im Durchschnitt um eine Grössenordnung kleiner ist als der Spaltwirkungsquerschnitt. Dieser Umstand macht die Messung des Einfangwirkungsquerschnitts zu einer Herausforderung was sich in der Tatsache widerspiegelt, dass es nur zwei Datensätze mit hoher Auflösung und weitem Energiebereich seit 1960 gibt, welche wiederum signifikante Unterschiede aufweisen. Die n_TOF Collaboration führt Messungen zur Bestimmung des Einfangwirkugsquerschnitts von spaltbaren Isotopen durch. Seit 2004 wurden mehrere Versuche zur Messung des Uran-233 Einfangwirkungsquerschnitts durchgeführt, jedoch ohne einen zusätzlichen Detektor zur Charakterisierung des durch die Spaltreaktion verursachten Untergrunds was zu grossen Unsicherheiten in den Ergebnissen führte. In diesem Manuskript wird eine neue Messung des Einfangwirkungsquerschnitts von Uran-233 diskutiert, die zusätzlich zu einem gamma-Kalorimeter einen neu und eigens für diese Messung entwickelten Spaltdetektor verwendet. Die Spaltkammer ist genau auf diese Anwendung zugeschnitten worden und sowohl der Aufbau als auch die Charakterisierung dieses Detektors werden genau diskutiert. Die Verwendung beider Systeme in Koinzidenz erlaubt es die Signale der Spaltreaktion im Kalorimeter zu identifizieren und so den Untergrund genau zu charakterisieren, damit dieser mittels Veto aus allen Signalen im Kalorimeter herausgefiltert wird. Weiters erlaubt diese Methode die Spaltsignale zu charkterisieren. Eine genaue Beschreibung des Experimentaufbaus, sowie die Verfahren zur Datenreduktion und Analyse werden genau beschrieben. Die Analyse wird durch Simulationen im Bereich der Totzeit und bei der Charakterisierung diverser geometrischer Effekte im Experimentaufbau unterstützt. Schlussendlich wird aus den Daten das Verhältnis von Einfang- und Spaltquerschnitt bestimmt und mit bestehenden Daten und Evaluationen verglichen. Zusammenfassend verbessert diese Messung das Wissen über den Einfangwirkungsquerschnitt und den Spaltprozess von Uran-233.

Neutron capture; Fission; Alpha ratio; Detector; Time of flight; n_TOF CERN