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Auteur Abdeslam Seghour |
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Titre : Calculs neutroniques d’un réacteur nucléaire naturel Type de document : texte imprimé Auteurs : Khadidja Mohamed Cherif, Auteur ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse Editeur : Batna Année de publication : 2021 Importance : 1 vol (114 f.) Format : 29cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Réacteur nucléaire naturel
Criticité
Théorie de diffusion à deux groupes
Plans d’expérience
Natural nuclear reactor
CriticalityIndex. décimale : 530-Physique Résumé :
La découverte d'une quinzaine de zones de réacteurs nucléaires naturels au Gabon (ouest de l’Afrique) reste un événement mystérieux où des réactions de fission nucléaire en chaîne ont eu lieu spontanément il y a 2 milliards d'années et se sont entretenues pendant assez longtemps en milieu naturel sans aucune contribution humaine. Le fonctionnement des réacteurs nucléaires naturels nécessiterait l’existence de quelques conditions principales à savoir une forte concentration d'uranium avec une abondance de l’uranium 235U , la présence d’eau souterraine jouant le rôle de modérateur et l'absence ou quasi-absence de poisons neutroniques. Ces conditions ont ouvert la voie à de nombreuses recherches dont la plupart ont été concentrées sur les zones du premier secteur (zone 1 à 6) notamment la plus grande zone (ZR2), mais les simulations disponibles à l'époque ne pouvaient pas expliquer l’occurrence de la criticité dans le plus petit réacteur (ZR9) et les autres zones 7 et 8 du deuxième secteur. Plus récemment, l'application du code MCNP a permis pour la première fois d'expliquer l'occurrence de la criticité dans un tel réacteur. Tous ces travaux étaient basés sur des études paramétriques. Dans le présent travail, nous proposons une nouvelle approche pour étudier les conditions d'occurrence de la criticité dans le réacteur ZR9 en utilisant des expressions analytiques reliant le facteur de multiplication effectif avec les paramètres les plus influents basés sur la théorie de la diffusion des neutrons à deux groupes. Un nouvel ensemble de paramètres influant correspondant aux configurations critiques est obtenu grâce à l’application de la méthode des plans d’expérience. The discovery of fifteen natural nuclear reactor zones in Gabon (West Africa) remains a mystery event where chain fission reactions took place spontaneously 2 billion years ago and have been sustained for quite a long time in a natural environment without any human contribution. The operation of the natural reactors depends upon the existence of conditions suitable to sustain fission we cite: a high concentration of uranium with abundance of 235U , a large amount of water in the pores and the absence or near absence of neutron poisons. These conditions opened the way to many researches most of which were focused on the zones of the first sector (zone 1 to 6) especially the largest zone RZ2, but the simulations that were available at that time could not explain the occurrence of criticality in the smallest reactor RZ9 and the other zones 7 and 8 for the second sector. Most recently, the application of the Monte Carlo code MCNP has allowed for the first time to explain the occurrence of criticality in such reactor. All the previous works were based on a parametric studies. In the present work, we suggest a new approach to investigate the criticality occurrence conditions in RZ9 using analytical expressions relating the effective multiplication factor   eff k and the most influential parameters based on the diffusion theory with two groups. The dependence of eff k on the influential parameters was investigated by means of the design of experiments method in order to establish a new set of limit values corresponding to critical configurationsCôte titre : DPH/0280 En ligne : http://dspace.univ-batna.dz/handle/123456789/1437 Format de la ressource électronique : Calculs neutroniques d’un réacteur nucléaire naturel [texte imprimé] / Khadidja Mohamed Cherif, Auteur ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse . - Uhl : Batna, 2021 . - 1 vol (114 f.) ; 29cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Réacteur nucléaire naturel
Criticité
Théorie de diffusion à deux groupes
Plans d’expérience
Natural nuclear reactor
CriticalityIndex. décimale : 530-Physique Résumé :
La découverte d'une quinzaine de zones de réacteurs nucléaires naturels au Gabon (ouest de l’Afrique) reste un événement mystérieux où des réactions de fission nucléaire en chaîne ont eu lieu spontanément il y a 2 milliards d'années et se sont entretenues pendant assez longtemps en milieu naturel sans aucune contribution humaine. Le fonctionnement des réacteurs nucléaires naturels nécessiterait l’existence de quelques conditions principales à savoir une forte concentration d'uranium avec une abondance de l’uranium 235U , la présence d’eau souterraine jouant le rôle de modérateur et l'absence ou quasi-absence de poisons neutroniques. Ces conditions ont ouvert la voie à de nombreuses recherches dont la plupart ont été concentrées sur les zones du premier secteur (zone 1 à 6) notamment la plus grande zone (ZR2), mais les simulations disponibles à l'époque ne pouvaient pas expliquer l’occurrence de la criticité dans le plus petit réacteur (ZR9) et les autres zones 7 et 8 du deuxième secteur. Plus récemment, l'application du code MCNP a permis pour la première fois d'expliquer l'occurrence de la criticité dans un tel réacteur. Tous ces travaux étaient basés sur des études paramétriques. Dans le présent travail, nous proposons une nouvelle approche pour étudier les conditions d'occurrence de la criticité dans le réacteur ZR9 en utilisant des expressions analytiques reliant le facteur de multiplication effectif avec les paramètres les plus influents basés sur la théorie de la diffusion des neutrons à deux groupes. Un nouvel ensemble de paramètres influant correspondant aux configurations critiques est obtenu grâce à l’application de la méthode des plans d’expérience. The discovery of fifteen natural nuclear reactor zones in Gabon (West Africa) remains a mystery event where chain fission reactions took place spontaneously 2 billion years ago and have been sustained for quite a long time in a natural environment without any human contribution. The operation of the natural reactors depends upon the existence of conditions suitable to sustain fission we cite: a high concentration of uranium with abundance of 235U , a large amount of water in the pores and the absence or near absence of neutron poisons. These conditions opened the way to many researches most of which were focused on the zones of the first sector (zone 1 to 6) especially the largest zone RZ2, but the simulations that were available at that time could not explain the occurrence of criticality in the smallest reactor RZ9 and the other zones 7 and 8 for the second sector. Most recently, the application of the Monte Carlo code MCNP has allowed for the first time to explain the occurrence of criticality in such reactor. All the previous works were based on a parametric studies. In the present work, we suggest a new approach to investigate the criticality occurrence conditions in RZ9 using analytical expressions relating the effective multiplication factor   eff k and the most influential parameters based on the diffusion theory with two groups. The dependence of eff k on the influential parameters was investigated by means of the design of experiments method in order to establish a new set of limit values corresponding to critical configurationsCôte titre : DPH/0280 En ligne : http://dspace.univ-batna.dz/handle/123456789/1437 Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0280 DPH/0280 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleCaractérisation Théorique et Expérimentale d’un Spectromètre de Neutrons à Barrière de Surface / Benzaid,Djelloul
Titre : Caractérisation Théorique et Expérimentale d’un Spectromètre de Neutrons à Barrière de Surface Type de document : texte imprimé Auteurs : Benzaid,Djelloul, Auteur ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2018 Importance : 1 vol (114 p.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Neutrons
Barrière de Surface
SpectromètreIndex. décimale : 530 Physique Note de contenu : Sommaire
Dedicaces 1
Remerciements 2
Resume 4
Introduction generale 4
1 Interaction des Rayonnements avec la Matiere 7
1.1 Interaction des Neutrons avec la Matiere . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.1.1 Classication des Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.1.2 Sources de Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.1.3 Sections Ecaces d'Interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
1.1.4 Mecanismes d'Interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21
1.1.5 Cinematique des Reactions Nucleaires a Basses Energies . . . . . . 25
1.1.6 Phenomene d'Absorption des Neutrons. Attenuation . . . . . . . . 27
1.2 Interaction des Particules Chargees Lourdes avec la Matiere . . . . . . . . 28
1.2.1 Perte d'energie des particules chargees lourdes . . . . . . . . . . . . 28
1.3 Principes de Detection des Rayonnements Ionisants . . . . . . . . . . . . . 29
1.3.1 Detecteurs de neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33
2 Modelisation et Simulation du Probleme de la Detection des Neutrons 36
2.1 Rappels Theorique sur les Methodes Monte-Carlo . . . . . . . . . . . . . . 36
2.1.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
2.1.2 Nombres aleatoires et variables aleatoires . . . . . . . . . . . . . . . 37
2.1.3 Distribution rectangulaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
2.1.4 Distributions non rectangulaires : methodes directes . . . . . . . . . 38
Table des matieres
2.1.5 Distribution non rectangulaires : Methode du rejet (ou d'acceptation)
de Von Neumann . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
2.2 Codes de Simulation Monte Carlo Existants . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.1 Code Geant4 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.2 Code MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.3 Code SRIM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
2.3 Distributions Angulaires des produits de reaction . . . . . . . . . . . . . . 44
2.3.1 Description generale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
2.3.2 Formats et methodes de lecture de donnees . . . . . . . . . . . . . . 46
2.3.3 Coecient de polyn^omes de Legendre (LTT=1, LI=0) . . . . . . . 47
2.3.4 Exemple de donnees ENDF . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
2.4 Modelisation du convertisseur du bore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
3 Resultats et Discussion 52
3.1 Simulation de l'interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53
3.1.1 Section ecace totale d'interaction des neutrons avec le bore-10 . . 54
3.1.2 Point d'arrivee du neutron sur le bore . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
3.1.3 Distances traversees par les neutrons apres interaction . . . . . . . . 54
3.1.4 Angles d'ejection des particules chargees . . . . . . . . . . . . . . . 57
3.1.5 Pouvoirs d'arr^et des particules alpha et lithium dans le bore . . . . 59
3.1.6 Parcours des particules alpha et lithium dans le bore . . . . . . . . 60
3.2 Spectre en energie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
Appendice A 71
A Transformation des Distributions Angulaires Lors du Changement de
Referentiel CM-Lab 72
A.1 INTRODUCTION . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72
A.2 RAPPELS ET DEFINITIONS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73
A.3 CALCUL DES COEFFICIENTS DE PASSAGE . . . . . . . . . . . . . . . 75
A.3.1 Quelques cas particuliers . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
A.3.2 Autre relation denissant . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
A.3.3 Formule de recurrence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
A.3.4 Calcul direct des coecients T``0 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
A.3.5 Comparaison des deux methode de calcul de la matrice T . . . . . . 82
Depatement de Physique Faculte des Sciences (UFAS1)
Table des matieres 1
A.4 Utilisation de la matrice T dans les chiers ENDF . . . . . . . . . . . . . . 83
B Publications 85
B.1 International Journal of Modern Physics E Nuclear Physics . . . . . . . . . 85
B.2 Progress in Nuclear Science and Technology . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
Appendice C 104
C CODE DE CALCUL 104
DepatementCôte titre : DPH/0221 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/3185 Caractérisation Théorique et Expérimentale d’un Spectromètre de Neutrons à Barrière de Surface [texte imprimé] / Benzaid,Djelloul, Auteur ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2018 . - 1 vol (114 p.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Neutrons
Barrière de Surface
SpectromètreIndex. décimale : 530 Physique Note de contenu : Sommaire
Dedicaces 1
Remerciements 2
Resume 4
Introduction generale 4
1 Interaction des Rayonnements avec la Matiere 7
1.1 Interaction des Neutrons avec la Matiere . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.1.1 Classication des Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.1.2 Sources de Neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.1.3 Sections Ecaces d'Interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
1.1.4 Mecanismes d'Interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21
1.1.5 Cinematique des Reactions Nucleaires a Basses Energies . . . . . . 25
1.1.6 Phenomene d'Absorption des Neutrons. Attenuation . . . . . . . . 27
1.2 Interaction des Particules Chargees Lourdes avec la Matiere . . . . . . . . 28
1.2.1 Perte d'energie des particules chargees lourdes . . . . . . . . . . . . 28
1.3 Principes de Detection des Rayonnements Ionisants . . . . . . . . . . . . . 29
1.3.1 Detecteurs de neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33
2 Modelisation et Simulation du Probleme de la Detection des Neutrons 36
2.1 Rappels Theorique sur les Methodes Monte-Carlo . . . . . . . . . . . . . . 36
2.1.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36
2.1.2 Nombres aleatoires et variables aleatoires . . . . . . . . . . . . . . . 37
2.1.3 Distribution rectangulaires . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
2.1.4 Distributions non rectangulaires : methodes directes . . . . . . . . . 38
Table des matieres
2.1.5 Distribution non rectangulaires : Methode du rejet (ou d'acceptation)
de Von Neumann . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
2.2 Codes de Simulation Monte Carlo Existants . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.1 Code Geant4 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.2 Code MCNP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43
2.2.3 Code SRIM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 44
2.3 Distributions Angulaires des produits de reaction . . . . . . . . . . . . . . 44
2.3.1 Description generale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
2.3.2 Formats et methodes de lecture de donnees . . . . . . . . . . . . . . 46
2.3.3 Coecient de polyn^omes de Legendre (LTT=1, LI=0) . . . . . . . 47
2.3.4 Exemple de donnees ENDF . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
2.4 Modelisation du convertisseur du bore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
3 Resultats et Discussion 52
3.1 Simulation de l'interaction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53
3.1.1 Section ecace totale d'interaction des neutrons avec le bore-10 . . 54
3.1.2 Point d'arrivee du neutron sur le bore . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
3.1.3 Distances traversees par les neutrons apres interaction . . . . . . . . 54
3.1.4 Angles d'ejection des particules chargees . . . . . . . . . . . . . . . 57
3.1.5 Pouvoirs d'arr^et des particules alpha et lithium dans le bore . . . . 59
3.1.6 Parcours des particules alpha et lithium dans le bore . . . . . . . . 60
3.2 Spectre en energie . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
Appendice A 71
A Transformation des Distributions Angulaires Lors du Changement de
Referentiel CM-Lab 72
A.1 INTRODUCTION . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72
A.2 RAPPELS ET DEFINITIONS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73
A.3 CALCUL DES COEFFICIENTS DE PASSAGE . . . . . . . . . . . . . . . 75
A.3.1 Quelques cas particuliers . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
A.3.2 Autre relation denissant . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
A.3.3 Formule de recurrence . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
A.3.4 Calcul direct des coecients T``0 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
A.3.5 Comparaison des deux methode de calcul de la matrice T . . . . . . 82
Depatement de Physique Faculte des Sciences (UFAS1)
Table des matieres 1
A.4 Utilisation de la matrice T dans les chiers ENDF . . . . . . . . . . . . . . 83
B Publications 85
B.1 International Journal of Modern Physics E Nuclear Physics . . . . . . . . . 85
B.2 Progress in Nuclear Science and Technology . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
Appendice C 104
C CODE DE CALCUL 104
DepatementCôte titre : DPH/0221 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/3185 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0221 DPH/0221 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDétermination des distributions spatiales et énergétiques des neutrons autour d’un réacteur nucléaire / Layachi Boukerdja
Titre : Détermination des distributions spatiales et énergétiques des neutrons autour d’un réacteur nucléaire Type de document : texte imprimé Auteurs : Layachi Boukerdja ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2016 Importance : 1 vol. (137 f.) Format : 29 cm Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Réacteur nucléaire
Flux de neutrons
Distribution spatiale
Distribution énergétique
Longueur d’onde
Diffraction de Bragg, DSTN, CR-39, BN1
Traces nucléaires
Neutronographie
Méthode d’activation des feuilles.Résumé :
Les réacteurs nucléaires sont des sources de neutrons pouvant délivrer des flux suffisamment intenses. Les
expériences nucléaires mettant en jeu des irradiations autour du réacteur, exigent une détermination précise des
distributions spatiales et énergétiques des neutrons incidents.
Dans ce travail, nous avons utilisé le Détecteur Solide de Traces Nucléaires (DSTN) CR-39 en combinaison avec
un convertisseur neutron-particules chargées en bore naturel de type BN1 pour la caractérisation de la distribution des
neutrons thermiques à la sortie d’un diffractomètre neutronique et un appareil de neutronographie installés autour du
réacteur de recherche nucléaire Es-Salam de Birine. La mesure du flux de neutrons par cette technique a nécessité le
développement d’un calcul théorique qui a permis d’établir la relation qui relie la densité de traces enregistrées dans le
détecteur CR-39 à la distribution des neutrons. Les valeurs de flux de neutrons obtenues par cette technique sont en
bonnes concordances avec les valeurs mesurées par la méthode d’activation. La longueur d’onde associée aux neutrons
à la sortie du diffractomètre a été mesurée par la méthode de diffraction de Bragg et la valeur trouvée est de l’ordre
=1.452 Ã….
Par ailleurs, le degré d’homogénéité du faisceau neutronique à la sortie des deux installations a été évalué par la
technique de neutronographie.Note de contenu :
Sommaire
Liste des Tableaux……….………………………………………..……………………..….vii
Table des Figures………………………..……..………………………………………..….viii
Introduction Générale..............................................................................................................1
Chapitre I : Interaction des rayonnements avec la matière et rappels de la
Neutronique
I. 1 Interaction des rayonnements avec la matière………………………………...……………….4
I.1.1 Interaction des particules chargées avec la matière…………………………………………..4
1. Interaction coulombienne………………………………………………………………….5
2. Collision nucléaire…………………………………………………………………………5
3. Emission radiative…………………………………………………………………………5
I.1.1.1 Transfert Linéique d’Energie (TLE)……………………………..………………..…...6
1. Cas des particules lourdes………………………………………………………………….7
a. Perte d’énergie des particules ………………………………………………………..7
2. Cas des particules légères ………………………………………………………………..8
I.1.1.2 Parcours des particules chargées…………………………………………………………...8
I.1.2. Interaction des particules neutres avec la matière...................................................................9
I.1.2.1 Sections efficaces et coefficient d’atténuation……………………………………...……...9
I.1.2.2 Cas des neutrons…………………………………………………………………………..11
I.1.2.3.1 Réaction de diffusion…………………………………………………………………...11
1. Diffusion élastique (n, n)………………………………………………………………..12
a. Diffusion élastique potentielle………………………………………………………….12
b. Diffusion élastique résonante…………………………………………………………..13
2. Diffusion inélastique (n, n)……………………………………………………………..13
I.1.2.3.2 Réaction d’absorption…………………………………………………………………..13
1. Capture radiative……………………………………………………………………….13
2. Réactions nucléaires (n, x)……………………………………………………………..13
3. Réactions nucléaires (n, xn) ; x=2.3…………………………………………………...14
4. Réactions de fission (n, f)……………………………………………………………...14
I.2 Rappel de la Neutronique……………………………………………………………………..14
I.2.1 Sources de Neutrons………………………………………………………………………15
I.2.1.1 Les sources radioactives…………………………………………………………………..15
I.2.1.1.1 Les sources de fission spontanée………………………………………………………..15
I.2.1.1.2 Sources de neutrons par réactions induites……………………………………………...16
1. Sources par réaction (, n)………………………………………………………………..16
2. Sources par réaction (, n)……………………………….……………………………….17
I.2.1.2 Accélérateurs de particules………………………………………………………………..18
I.2.1.3 Les réacteurs nucléaires…………………………………………………………………...18
I.2.2 Equation de transport de Boltzmann………………………………………………………..19
I.2.2.1 Densité, flux et courant de neutrons……………………………………………………...19
I.2.2.2 Etablissement de l’équation de Boltzmann……………………………………………….22
I.2.3 Distribution Energétique des neutrons dans un réacteur nucléaire…………………………26
I.2.3.1 Spectre Maxwellian……………………………………………………………………….27
I.2.3.2 Spectre Rapide (spectre des neutrons de fission)…………………………………………28
I.2.3.3 Spectre des énergies des neutrons intermédiaires………………………………………...28
I.2.4 Distribution générale des énergies des neutrons dans un réacteur nucléaire………………29
Chapitre II : Détection et spectrométrie des neutrons
II.1 Détection des neutrons……………………………………………………………………… 31
II.1.1 Principes de bases des détecteurs à gaz……………………………………………………31
II.1.1.1 Mode de fonctionnement d'un détecteur gazeux…………………………………………32
1. Chambre d'ionisation……………………………………………………………………..34
2. Compteur proportionnel………………………………………………………………….34
II.1.1.2 Réactions nucléaires utilisées dans les détecteurs à gaz………………………………...35
1. La réaction …………………………………………………………………….35
2. La réaction ...........36
3. La réaction............37
4. La réaction de capture du gadolinium pour les neutrons………………………………...37
5. Réactions de fission induites par neutron………………………………………………...37
II.1.2 Détecteurs de Neutrons thermiques………………………………………………………..38
II.1.2.1 Détecteurs à gaz………………………………………………………………………….38
1. Compteur proportionnel BF3……………………………………………………………..38
2. Chambre d’ionisation à dépôt de ..............39
3. Compteurs à Hélium 3……………………………………………………………………40
4. Les chambres à fission…………………………………………………………………………41
II.1.2.2 Détection et mesure du flux de neutrons par la méthode d’activation des feuilles………42
II.1.2.3 Les Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN)…………………………………...46
II.2 Spectrométrie de neutrons……………………………………………………………………48
II.2.1 Mesure du spectre d’énergies des neutrons par la méthode du proton de recul……………48
II.2.2 Le système multi-sphères : Sphères de BONNER…………………………………………50
II.2.3 La méthode de temps de-vol……………………………………………………………….51
II.2.4 Le spectromètre à Cristal…………………………………………………………………..53
Chapitre III. Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (D.S.T.N)
III.1 Introduction…………………………………………………………………………………55
III.2 Nature des détecteurs solides de traces nucléaires………………………………………….56
III.2.1 Les détecteurs minéraux…………………………………………………………………..56
III.2.2 Détecteurs solides plastiques……………………………………………………………...56
1. Caractéristiques du CR-39………………………………………………………………..56
2. Caractéristique du LR11………………………………………………………………….58
3. III.3 Dommages crées par les radiations dans les solides………………………………...58
III.3.1 Interaction des particules chargées avec la matière……………………………………….60
III.3.2 Distribution spatiale du dépôt de l’énergie………………………………………………..62
III.3.3 Modifications structurales………………………………………………………………...62
III.4 Modèles de formation des traces nucléaires………………………………………………..64
III.4.1 Modèle de perte totale d’énergie…………………………………………………………64
III.4.2 Modèle d’ionisation primaire…………………………………………………………….64
III.4.3 Modèle d’explosion ionique……………………………………………………………...65
III.4.4 Modèle de perte d'énergie restreinte……………………………………………………...68
III.5 Techniques de révélation des traces………………………………………………………..69
III.5.1 Développement chimique………………………………………………………………...69
III.6 Comptage des traces………………………………………………………………………..70
III.7 Géométrie de traces nucléaires……………………………………………………………..70
III.7.1 Incidence normale………………………………………………………...……………….71
III.7.2 Incidence oblique…………………………………………………………………………74
III.8 Application des détecteurs solides de traces nucléaires dans divers domaines ……………77
Chapitre IV : Caractérisation des faisceaux neutroniques
Introduction..............................................................................79
IV.1 Application du détecteur CR39-BN1 pour la mesure du flux neutronique…………………79
IV.1.1. Approche théorique développée………………………………………………………….80
IV.1.2 Techniques expérimentales et irradiation..………………………………………………..96
IV.1.2.1 Description du réacteur Es-Salam………………………………………………………96
IV.1.2.2 Caractérisation du faisceau neutronique du diffractomètre……………………………..96
1. Description du système de diffraction neutronique…………………………………..96
2. Mesure du flux de neutrons thermiques…………………………………………….99
a. Irradiation et montage expérimental utilisé dans la mesure du
flux par DSTN………………………………………………………………...99
b. Résultats et discussion………………………………………………………100
3. Etude du degré d’homogénéité du faisceau par la technique de Neutronographie...102
a. Résultats et discussion………………………………………………………104
4. Mesure de la longueur d’onde associée au faisceau neutronique…………………...106
5. Etude de la distribution des traces…………………………………………………..108
a. Distribution des traces circulaires en fonction du diamètre…………………108
b. Distribution des traces elliptiques en fonction du petit et grand axe………..109
IV.1.2.3 Caractérisation du faisceau neutronique de l’installation de Neutronographie………..110
1. Description du canal de neutronographie…………………………………………...110
2. Etude du degré d’homogénéité du faisceau par la technique de neutronographie.....111
a. Principe de détection et conditions d’irradiation……………………………….111
b. Résultats…………………………………………………………………………113
3. Mesure de la distribution spatiale du faisceau neutronique par la méthode
d’activation………………………………………………………………………….119
a. Résultats et discussion………………………………………………………120
4. Mesure du rapport de Cadmium…………………………………………………….121
a. Irradiation et mesures………………………………………………………..122
IV.2 Etude de l'efficacité de détection des neutrons dans deux configurations d'irradiations
différentes……………………………………………………………………………………….126
IV.2.1. Résultats………………………………………………………………………………...127
IV.3 Etude de la variation de fluence neutronique en fonction du temps d’irradiation…………128
IV.4 Etude de la variation de l’épaisseur en fonction du temps de révélation………………….129
IV.5 Etude de la variation des traces en fonction du temps de révélation………………………129
Conclusion Générale………………………………………………………………………132
Références ………………………….………………………………………..………………Côte titre : DPH/0187;DPH/0284
En ligne : https://drive.google.com/file/d/1fTD_TqvIIpM7D9dUkFVTFvEspyLhC_Il/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Détermination des distributions spatiales et énergétiques des neutrons autour d’un réacteur nucléaire [texte imprimé] / Layachi Boukerdja ; Abdeslam Seghour, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2016 . - 1 vol. (137 f.) ; 29 cm.
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Réacteur nucléaire
Flux de neutrons
Distribution spatiale
Distribution énergétique
Longueur d’onde
Diffraction de Bragg, DSTN, CR-39, BN1
Traces nucléaires
Neutronographie
Méthode d’activation des feuilles.Résumé :
Les réacteurs nucléaires sont des sources de neutrons pouvant délivrer des flux suffisamment intenses. Les
expériences nucléaires mettant en jeu des irradiations autour du réacteur, exigent une détermination précise des
distributions spatiales et énergétiques des neutrons incidents.
Dans ce travail, nous avons utilisé le Détecteur Solide de Traces Nucléaires (DSTN) CR-39 en combinaison avec
un convertisseur neutron-particules chargées en bore naturel de type BN1 pour la caractérisation de la distribution des
neutrons thermiques à la sortie d’un diffractomètre neutronique et un appareil de neutronographie installés autour du
réacteur de recherche nucléaire Es-Salam de Birine. La mesure du flux de neutrons par cette technique a nécessité le
développement d’un calcul théorique qui a permis d’établir la relation qui relie la densité de traces enregistrées dans le
détecteur CR-39 à la distribution des neutrons. Les valeurs de flux de neutrons obtenues par cette technique sont en
bonnes concordances avec les valeurs mesurées par la méthode d’activation. La longueur d’onde associée aux neutrons
à la sortie du diffractomètre a été mesurée par la méthode de diffraction de Bragg et la valeur trouvée est de l’ordre
=1.452 Ã….
Par ailleurs, le degré d’homogénéité du faisceau neutronique à la sortie des deux installations a été évalué par la
technique de neutronographie.Note de contenu :
Sommaire
Liste des Tableaux……….………………………………………..……………………..….vii
Table des Figures………………………..……..………………………………………..….viii
Introduction Générale..............................................................................................................1
Chapitre I : Interaction des rayonnements avec la matière et rappels de la
Neutronique
I. 1 Interaction des rayonnements avec la matière………………………………...……………….4
I.1.1 Interaction des particules chargées avec la matière…………………………………………..4
1. Interaction coulombienne………………………………………………………………….5
2. Collision nucléaire…………………………………………………………………………5
3. Emission radiative…………………………………………………………………………5
I.1.1.1 Transfert Linéique d’Energie (TLE)……………………………..………………..…...6
1. Cas des particules lourdes………………………………………………………………….7
a. Perte d’énergie des particules ………………………………………………………..7
2. Cas des particules légères ………………………………………………………………..8
I.1.1.2 Parcours des particules chargées…………………………………………………………...8
I.1.2. Interaction des particules neutres avec la matière...................................................................9
I.1.2.1 Sections efficaces et coefficient d’atténuation……………………………………...……...9
I.1.2.2 Cas des neutrons…………………………………………………………………………..11
I.1.2.3.1 Réaction de diffusion…………………………………………………………………...11
1. Diffusion élastique (n, n)………………………………………………………………..12
a. Diffusion élastique potentielle………………………………………………………….12
b. Diffusion élastique résonante…………………………………………………………..13
2. Diffusion inélastique (n, n)……………………………………………………………..13
I.1.2.3.2 Réaction d’absorption…………………………………………………………………..13
1. Capture radiative……………………………………………………………………….13
2. Réactions nucléaires (n, x)……………………………………………………………..13
3. Réactions nucléaires (n, xn) ; x=2.3…………………………………………………...14
4. Réactions de fission (n, f)……………………………………………………………...14
I.2 Rappel de la Neutronique……………………………………………………………………..14
I.2.1 Sources de Neutrons………………………………………………………………………15
I.2.1.1 Les sources radioactives…………………………………………………………………..15
I.2.1.1.1 Les sources de fission spontanée………………………………………………………..15
I.2.1.1.2 Sources de neutrons par réactions induites……………………………………………...16
1. Sources par réaction (, n)………………………………………………………………..16
2. Sources par réaction (, n)……………………………….……………………………….17
I.2.1.2 Accélérateurs de particules………………………………………………………………..18
I.2.1.3 Les réacteurs nucléaires…………………………………………………………………...18
I.2.2 Equation de transport de Boltzmann………………………………………………………..19
I.2.2.1 Densité, flux et courant de neutrons……………………………………………………...19
I.2.2.2 Etablissement de l’équation de Boltzmann……………………………………………….22
I.2.3 Distribution Energétique des neutrons dans un réacteur nucléaire…………………………26
I.2.3.1 Spectre Maxwellian……………………………………………………………………….27
I.2.3.2 Spectre Rapide (spectre des neutrons de fission)…………………………………………28
I.2.3.3 Spectre des énergies des neutrons intermédiaires………………………………………...28
I.2.4 Distribution générale des énergies des neutrons dans un réacteur nucléaire………………29
Chapitre II : Détection et spectrométrie des neutrons
II.1 Détection des neutrons……………………………………………………………………… 31
II.1.1 Principes de bases des détecteurs à gaz……………………………………………………31
II.1.1.1 Mode de fonctionnement d'un détecteur gazeux…………………………………………32
1. Chambre d'ionisation……………………………………………………………………..34
2. Compteur proportionnel………………………………………………………………….34
II.1.1.2 Réactions nucléaires utilisées dans les détecteurs à gaz………………………………...35
1. La réaction …………………………………………………………………….35
2. La réaction ...........36
3. La réaction............37
4. La réaction de capture du gadolinium pour les neutrons………………………………...37
5. Réactions de fission induites par neutron………………………………………………...37
II.1.2 Détecteurs de Neutrons thermiques………………………………………………………..38
II.1.2.1 Détecteurs à gaz………………………………………………………………………….38
1. Compteur proportionnel BF3……………………………………………………………..38
2. Chambre d’ionisation à dépôt de ..............39
3. Compteurs à Hélium 3……………………………………………………………………40
4. Les chambres à fission…………………………………………………………………………41
II.1.2.2 Détection et mesure du flux de neutrons par la méthode d’activation des feuilles………42
II.1.2.3 Les Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (DSTN)…………………………………...46
II.2 Spectrométrie de neutrons……………………………………………………………………48
II.2.1 Mesure du spectre d’énergies des neutrons par la méthode du proton de recul……………48
II.2.2 Le système multi-sphères : Sphères de BONNER…………………………………………50
II.2.3 La méthode de temps de-vol……………………………………………………………….51
II.2.4 Le spectromètre à Cristal…………………………………………………………………..53
Chapitre III. Détecteurs Solides de Traces Nucléaires (D.S.T.N)
III.1 Introduction…………………………………………………………………………………55
III.2 Nature des détecteurs solides de traces nucléaires………………………………………….56
III.2.1 Les détecteurs minéraux…………………………………………………………………..56
III.2.2 Détecteurs solides plastiques……………………………………………………………...56
1. Caractéristiques du CR-39………………………………………………………………..56
2. Caractéristique du LR11………………………………………………………………….58
3. III.3 Dommages crées par les radiations dans les solides………………………………...58
III.3.1 Interaction des particules chargées avec la matière……………………………………….60
III.3.2 Distribution spatiale du dépôt de l’énergie………………………………………………..62
III.3.3 Modifications structurales………………………………………………………………...62
III.4 Modèles de formation des traces nucléaires………………………………………………..64
III.4.1 Modèle de perte totale d’énergie…………………………………………………………64
III.4.2 Modèle d’ionisation primaire…………………………………………………………….64
III.4.3 Modèle d’explosion ionique……………………………………………………………...65
III.4.4 Modèle de perte d'énergie restreinte……………………………………………………...68
III.5 Techniques de révélation des traces………………………………………………………..69
III.5.1 Développement chimique………………………………………………………………...69
III.6 Comptage des traces………………………………………………………………………..70
III.7 Géométrie de traces nucléaires……………………………………………………………..70
III.7.1 Incidence normale………………………………………………………...……………….71
III.7.2 Incidence oblique…………………………………………………………………………74
III.8 Application des détecteurs solides de traces nucléaires dans divers domaines ……………77
Chapitre IV : Caractérisation des faisceaux neutroniques
Introduction..............................................................................79
IV.1 Application du détecteur CR39-BN1 pour la mesure du flux neutronique…………………79
IV.1.1. Approche théorique développée………………………………………………………….80
IV.1.2 Techniques expérimentales et irradiation..………………………………………………..96
IV.1.2.1 Description du réacteur Es-Salam………………………………………………………96
IV.1.2.2 Caractérisation du faisceau neutronique du diffractomètre……………………………..96
1. Description du système de diffraction neutronique…………………………………..96
2. Mesure du flux de neutrons thermiques…………………………………………….99
a. Irradiation et montage expérimental utilisé dans la mesure du
flux par DSTN………………………………………………………………...99
b. Résultats et discussion………………………………………………………100
3. Etude du degré d’homogénéité du faisceau par la technique de Neutronographie...102
a. Résultats et discussion………………………………………………………104
4. Mesure de la longueur d’onde associée au faisceau neutronique…………………...106
5. Etude de la distribution des traces…………………………………………………..108
a. Distribution des traces circulaires en fonction du diamètre…………………108
b. Distribution des traces elliptiques en fonction du petit et grand axe………..109
IV.1.2.3 Caractérisation du faisceau neutronique de l’installation de Neutronographie………..110
1. Description du canal de neutronographie…………………………………………...110
2. Etude du degré d’homogénéité du faisceau par la technique de neutronographie.....111
a. Principe de détection et conditions d’irradiation……………………………….111
b. Résultats…………………………………………………………………………113
3. Mesure de la distribution spatiale du faisceau neutronique par la méthode
d’activation………………………………………………………………………….119
a. Résultats et discussion………………………………………………………120
4. Mesure du rapport de Cadmium…………………………………………………….121
a. Irradiation et mesures………………………………………………………..122
IV.2 Etude de l'efficacité de détection des neutrons dans deux configurations d'irradiations
différentes……………………………………………………………………………………….126
IV.2.1. Résultats………………………………………………………………………………...127
IV.3 Etude de la variation de fluence neutronique en fonction du temps d’irradiation…………128
IV.4 Etude de la variation de l’épaisseur en fonction du temps de révélation………………….129
IV.5 Etude de la variation des traces en fonction du temps de révélation………………………129
Conclusion Générale………………………………………………………………………132
Références ………………………….………………………………………..………………Côte titre : DPH/0187;DPH/0284
En ligne : https://drive.google.com/file/d/1fTD_TqvIIpM7D9dUkFVTFvEspyLhC_Il/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (2)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0187 DPH/0187 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDPH/0284 DPH/0284 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible