Contributions à l’étude du domaine en énergie des résonances non résolues des réactions induites par neutrons

This document presents the statistical description of neutron cross sections in the unresolved resonance range. The modeling of the total cross section and of the "shape - elastic" cross section is based on the "average R-Matrix" formalism. The partial cross sections describing the radiative capture, elastic scattering, inelastic scattering and fission process are calculated using the Hauser-Feshbach formalism with width fluctuation corrections. In the unresolved resonance range, these models depend on the average resonance parameters (neutron strenght function Sc, mean level spacing Dc, average partial reaction widths, channel radius ac, effectif radius R' and distant level parameter). The codes (NJOY, CALENDF...) dedicated to the processing of nuclear data libraries (JEFF, ENDF\B, JENDL, CENDL, BROND... ) use the average parameters to take into account the self-shielding phenomenon for the simulation of the neutron transport in Monte-Carlo (MCNP, TRIPOLI... ) and deterministic (APOLLO, ERANOS...) codes. The evaluation work consists in establishing a consistent set of average parameters as a function of the total angular momentum J of the system and of the orbital moment of the incident neutron l. The work presented in this paper aims to describe the links between the S-Matrix and the "average R-Matrix" formalism for the calculation of Sc, ac and R'.Ce document présente la description statistique des sections efficaces neutroniques dans le domaine en énergie des résonances non résolues. La modélisation de la section efficace totale et de la section efficace "shape-elastic" est basée sur le formalisme de la "Matrice-R moyenne". Les sections efficaces partielles décrivant les réactions de captures radiatives, de diffusion élastique, de diffusion inélastique et de fission sont calculées à l'aide du formalisme Hauser-Feshbach avec fluctuations des largeurs. Dans le domaine des résonances non résolues, ces modèles dépendent des paramètres de résonances moyens ("neutron strenght function" Sc, espacement moyen entre les r\'esonances Dc, largeur moyenne de réaction partielle, rayon de voie ac, rayon effectif R’ et paramètre des niveaux distants). Les codes (NJOY, CALENDF ...) dédiés au traitement des bibliothèques de données nucléaires (JEFF, ENDF/B, JENDL, CENDL, BROND ...) utilisent les paramètres moyens pour prendre en compte le phénomène d'autoprotection des résonances non résolues, indispensable à la simulation du transport des neutrons par les codes stochastiques (MCNP, TRIPOLI ...) et déterministes (APOLLO, ERANOS ...). Le travail d'évaluation consiste à établir un ensemble cohérent de paramètres moyens dépendants du moment angulaire total du système J et du moment orbital du neutron incident l. Les travaux exposés dans ce document s'attachent à décrire les liens entre les formalismes de la Matrice-S et celui de la "Matrice-R moyenne" pour le calcul des paramètres Sc, ac et R’