University Sétif 1 FERHAT ABBAS Faculty of Sciences
Détail de l'indexation
Ouvrages de la bibliothèque en indexation 530
Ajouter le résultat dans votre panier Affiner la recherche
Description des systèmes de fermions à dimension réduite et à masse spatialement variable dans le cadre de l'approximation de thomas fermi étendue thomas fermi étendue / Karima Berkane
Titre : Description des systèmes de fermions à dimension réduite et à masse spatialement variable dans le cadre de l'approximation de thomas fermi étendue thomas fermi étendue Type de document : texte imprimé Auteurs : Karima Berkane ; Kamel Bencheikh, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2008 Importance : 1 vol (68 f .) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique théorique Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Ce travail est consacré à l’étude des systèmes de fermions confinés à d dimensions et
dans le cas où ces particules possèdent une distribution de masse variable dans
l’espace. Généralisant la méthode semi classique de Thomas Fermi Etendue à d
dimensions en tenant compte de la variation de la masse, nous avons ainsi obtenu
l’expression analytique, jusqu'à l'ordre h2 , de la densité d'énergie cinétique comme
fonctionnelle de la densité de particules. Pour le cas particulier d = 1, nous avons
obtenu l'expression de cette fonctionnelle par la technique dite de la transformation
canonique du point. Quelques résultats numériques sont présentés.
Pour le cas d = 2, nous avons inclus l’effet de la température et la densité d’énergie
cinétique semi classique associée est ainsi établie.
Enfin dans ce travail nous présentons quelques résultats préliminaires, densité de
particules, densité de l’énergie cinétique ainsi que la fonctionnelle associée pour le
cas d = 2 et en présence d’un champ vectoriel extérieur.Côte titre : DPH/0101 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/1757 Description des systèmes de fermions à dimension réduite et à masse spatialement variable dans le cadre de l'approximation de thomas fermi étendue thomas fermi étendue [texte imprimé] / Karima Berkane ; Kamel Bencheikh, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2008 . - 1 vol (68 f .).
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique théorique Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Ce travail est consacré à l’étude des systèmes de fermions confinés à d dimensions et
dans le cas où ces particules possèdent une distribution de masse variable dans
l’espace. Généralisant la méthode semi classique de Thomas Fermi Etendue à d
dimensions en tenant compte de la variation de la masse, nous avons ainsi obtenu
l’expression analytique, jusqu'à l'ordre h2 , de la densité d'énergie cinétique comme
fonctionnelle de la densité de particules. Pour le cas particulier d = 1, nous avons
obtenu l'expression de cette fonctionnelle par la technique dite de la transformation
canonique du point. Quelques résultats numériques sont présentés.
Pour le cas d = 2, nous avons inclus l’effet de la température et la densité d’énergie
cinétique semi classique associée est ainsi établie.
Enfin dans ce travail nous présentons quelques résultats préliminaires, densité de
particules, densité de l’énergie cinétique ainsi que la fonctionnelle associée pour le
cas d = 2 et en présence d’un champ vectoriel extérieur.Côte titre : DPH/0101 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/1757 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0101 DPH/0101 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDestruction des produits des fissions a vies longues dans les réacteurs thermiques , application technétium-99 / Naima Amrani
Titre : Destruction des produits des fissions a vies longues dans les réacteurs thermiques , application technétium-99 Type de document : texte imprimé Auteurs : Naima Amrani ; Boucenna ,A Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2009 Importance : 1 vol (76 f .) Format : 29 cm Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Déchets nucléaires
Transmutation nucléaire
Transmutation du technétium-99
Code de calcule ChainSolverIndex. décimale : 530 Physique Résumé : L'une des voies envisagées pour le traitement des déchets nucléaires est la transmutation dont
le principe est basé sur la transformation de l'élément radiotoxique à vie longue par une
réaction nucléaire vers un autre élément moins radioactif ou stable. Le technétium 99 (99Tc)
de vie moyenne très longue 2.1 105 ans est présent avec une quantité significatif dans les
déchets nucléaires. Par capture neutronique, il donne le technétium -100 (100Tc) de vie
moyenne 15.8 s et qui décroît par émission d'une particule bêta (b-) pour donner le ruthénium-
100 (100Ru) stable. La transmutation du 99Tc dans les réacteurs thermiques est possible mais le
taux de transmutation évalué par le code de calcule ChainSolver est faible autour de 15.92%
pour une période à plein puissance de 579.3 jours. En nous Basant sur ces résultats on propose
le concept d’un réacteur de recherches à neutrons rapide destiné à la transmutation du
Technétium-99, avec un taux qui peut atteindre les 83%.Côte titre : DPH/0088 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/2481 Destruction des produits des fissions a vies longues dans les réacteurs thermiques , application technétium-99 [texte imprimé] / Naima Amrani ; Boucenna ,A . - [S.l.] : Setif:UFA, 2009 . - 1 vol (76 f .) ; 29 cm.
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Déchets nucléaires
Transmutation nucléaire
Transmutation du technétium-99
Code de calcule ChainSolverIndex. décimale : 530 Physique Résumé : L'une des voies envisagées pour le traitement des déchets nucléaires est la transmutation dont
le principe est basé sur la transformation de l'élément radiotoxique à vie longue par une
réaction nucléaire vers un autre élément moins radioactif ou stable. Le technétium 99 (99Tc)
de vie moyenne très longue 2.1 105 ans est présent avec une quantité significatif dans les
déchets nucléaires. Par capture neutronique, il donne le technétium -100 (100Tc) de vie
moyenne 15.8 s et qui décroît par émission d'une particule bêta (b-) pour donner le ruthénium-
100 (100Ru) stable. La transmutation du 99Tc dans les réacteurs thermiques est possible mais le
taux de transmutation évalué par le code de calcule ChainSolver est faible autour de 15.92%
pour une période à plein puissance de 579.3 jours. En nous Basant sur ces résultats on propose
le concept d’un réacteur de recherches à neutrons rapide destiné à la transmutation du
Technétium-99, avec un taux qui peut atteindre les 83%.Côte titre : DPH/0088 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/2481 Exemplaires (2)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0088 DPH/0088 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDPH/0283 DPH/0283 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDétermination expérimentale de la SSD effective et des paramètres des faisceaux d’électrons 6, 9, 12, 16, 20 MeV / Amrane, Ismahene
Titre : Détermination expérimentale de la SSD effective et des paramètres des faisceaux d’électrons 6, 9, 12, 16, 20 MeV Type de document : texte imprimé Auteurs : Amrane, Ismahene, Auteur ; Khoudri ,S, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2018 Importance : 1 vol (84 f .) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Détermination expérimentale de la SSD Index. décimale : 530 Physique Résumé :
L’objectif du travail effectué, dans le cadre du présent mémoire de fin d’étude, était détermination expérimentale de la SSD effective et des paramètres des faisceaux d’électrons 6, 9, 12, 16, 20 MeV d'un accélérateur linéaire Varian iX dans les trois machines Clinac1, Clinac2 et Clinac3 (établi dans le service de radiothérapie de CLCC de Sétif et de laboratoire optoélectronique et composant.
Dans ce travail nous avant effectuer des mesures sur l’accélérateur et nous avons comparés ces mesures aux valeurs d’using de Varian.
Je peux conclure que les données ont montré que SSD effective dépend de l'énergie et de la taille du champ coïncident parfaitement avec celles mesurés du Varian. Il y a une augmentation progressive de SSDeff linéairement avec l’augmentation de la taille de l’applicateur et l’énergie.
Note de contenu :
Sommaire
-Remerciement
-Dédicace
-Liste des abréviations
-Introduction générale
Chapitre I : la description des composants d’accélérateur linéaire d’électron
I. Définition…………………………………………………………………………………02
II. Les types d’accélérateurs…………………………………………………………………02
II.1. Les accélérateurs linéaires…………………………………………………………...03
II.2. Les accélérateurs circulaires…………………………………………………………03
III. Principe général de fonctionnement d’accélérateur linéaire…………………………….03
III.1. Les composants d’accélérateur linéaire……………………………………………04
III.2. La tête d’irradiation………………………………………………………………..06
III.2.1.Mode photon…………………………………………………………………...07
III.2.2.Mode électron………………………………………………………………….08
IV. Conclusion………………………………………………………………………………09
Chapitre II : Aspects physique d’un faisceau d’électron
I. Introduction……………………………………………………………………………...10
II. Distribution de la dose sur l’axe du faisceau ………………………………………...…10
II.1. Rendement en profondeur ……………………………………………………...….10
II.2. Les différentes régions du rendement en profondeur (RP)……………………..….11
II.2.1. La région de build-up…………………………………………………...…..12
II.2.2. La distribution de dose absorbée au-delà de Zmax ……………………..….13
II.2.3. La queue de la distribution de dose absorbée…………………………...…..13
II.3. Différents paramètres du rendement en profondeur (RP)……………………...…..13
III. Caractéristiques dosimétriques de faisceau d’électron …………………………………15
III.1. Spécification de l’énergie des faisceaux d’électron ………………………………16
III.1.1. Energie la plus probable…………………………………………………….16
III.1.2. Energie moyenne……………………………………………………………16
III.1.3. Energie à une profondeur………………………………………………….16
III.2.Les Paramètres caractéristiques de parcours et d’energies des faissceaux……….17
IV. Conclusion…………………………………………………………………………….21
Chapitre III : Matériels et Méthodes
I. Introduction …………………………………………………………………………...22
II. Matériels utilisés……………………………………………………………………....22
II.1. La source de rayonnement d’accélérateur linéaire……………………………...22
II.2. Les applicateurs………………………………………………………………....26
II.3. La chambre d’ionisation………………………………………………………...27
II.3.1. Principe de fonctionnement……………………………………………….28
II.3.2. Propriétés des chambres d’ionisation……………………………………..28
II.3.3. Les différents types de chambres………………………………………….29
II.3.3.1. Chambres cylindriques…………………………………………..29
II.3.3.2. Chambres plate………………………………………………..…30
II.4. Le milieu de référence (fantôme)…………………………………………..……31
II.5. Electromètre………………………………………………………………..…….32
II.6. Thermomètre et Baromètre………………………………………………..……..33
III. description du projet…………………………………………………………….…….34
III.1. Le positionnement de fantôme………………………………………….………34
III.2. Le positionnement des chambres d’ionisation………………………………….34
IV. Les mesures réalisent……………………………………………………..…………..34
IV.1. Les mesures du point effectif de la source virtuelle d’électron……….……………34
Chapitre IV : Résultats et Discussion
I.Introduction………………………………………………………………………………..35
II.Objectifs…………………………………………………………………………………...35
III.Mesures du piont effective de la source virtuelle des électrons Clinac3……………..…...35
III.1.Montage expérimentale……………………………………………………………..…..35
III.2. Résultats……………………………………………………………………………….37
III.3. Discussion et interprétation………………………………………………………….....66
IV.Compraison entre les mesures du SSDeff de Clinac 3 avec les mesures du SSDeff de Clinac 1……………………………………………………………………………………….66
IV.1.Discussion………………………………………………………………………………72
V.Comparaison entre les mesures du SSDeff du Clinac 3 avec les mesures du SSDeff de Clinac 2………………………………………………………………………………………72
V.1.Discussion et interprétation……………………………………………………………...78
Conclusion génerale …………………………………………………………………………79
Côte titre : MAPH/0286 Détermination expérimentale de la SSD effective et des paramètres des faisceaux d’électrons 6, 9, 12, 16, 20 MeV [texte imprimé] / Amrane, Ismahene, Auteur ; Khoudri ,S, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2018 . - 1 vol (84 f .) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Détermination expérimentale de la SSD Index. décimale : 530 Physique Résumé :
L’objectif du travail effectué, dans le cadre du présent mémoire de fin d’étude, était détermination expérimentale de la SSD effective et des paramètres des faisceaux d’électrons 6, 9, 12, 16, 20 MeV d'un accélérateur linéaire Varian iX dans les trois machines Clinac1, Clinac2 et Clinac3 (établi dans le service de radiothérapie de CLCC de Sétif et de laboratoire optoélectronique et composant.
Dans ce travail nous avant effectuer des mesures sur l’accélérateur et nous avons comparés ces mesures aux valeurs d’using de Varian.
Je peux conclure que les données ont montré que SSD effective dépend de l'énergie et de la taille du champ coïncident parfaitement avec celles mesurés du Varian. Il y a une augmentation progressive de SSDeff linéairement avec l’augmentation de la taille de l’applicateur et l’énergie.
Note de contenu :
Sommaire
-Remerciement
-Dédicace
-Liste des abréviations
-Introduction générale
Chapitre I : la description des composants d’accélérateur linéaire d’électron
I. Définition…………………………………………………………………………………02
II. Les types d’accélérateurs…………………………………………………………………02
II.1. Les accélérateurs linéaires…………………………………………………………...03
II.2. Les accélérateurs circulaires…………………………………………………………03
III. Principe général de fonctionnement d’accélérateur linéaire…………………………….03
III.1. Les composants d’accélérateur linéaire……………………………………………04
III.2. La tête d’irradiation………………………………………………………………..06
III.2.1.Mode photon…………………………………………………………………...07
III.2.2.Mode électron………………………………………………………………….08
IV. Conclusion………………………………………………………………………………09
Chapitre II : Aspects physique d’un faisceau d’électron
I. Introduction……………………………………………………………………………...10
II. Distribution de la dose sur l’axe du faisceau ………………………………………...…10
II.1. Rendement en profondeur ……………………………………………………...….10
II.2. Les différentes régions du rendement en profondeur (RP)……………………..….11
II.2.1. La région de build-up…………………………………………………...…..12
II.2.2. La distribution de dose absorbée au-delà de Zmax ……………………..….13
II.2.3. La queue de la distribution de dose absorbée…………………………...…..13
II.3. Différents paramètres du rendement en profondeur (RP)……………………...…..13
III. Caractéristiques dosimétriques de faisceau d’électron …………………………………15
III.1. Spécification de l’énergie des faisceaux d’électron ………………………………16
III.1.1. Energie la plus probable…………………………………………………….16
III.1.2. Energie moyenne……………………………………………………………16
III.1.3. Energie à une profondeur………………………………………………….16
III.2.Les Paramètres caractéristiques de parcours et d’energies des faissceaux……….17
IV. Conclusion…………………………………………………………………………….21
Chapitre III : Matériels et Méthodes
I. Introduction …………………………………………………………………………...22
II. Matériels utilisés……………………………………………………………………....22
II.1. La source de rayonnement d’accélérateur linéaire……………………………...22
II.2. Les applicateurs………………………………………………………………....26
II.3. La chambre d’ionisation………………………………………………………...27
II.3.1. Principe de fonctionnement……………………………………………….28
II.3.2. Propriétés des chambres d’ionisation……………………………………..28
II.3.3. Les différents types de chambres………………………………………….29
II.3.3.1. Chambres cylindriques…………………………………………..29
II.3.3.2. Chambres plate………………………………………………..…30
II.4. Le milieu de référence (fantôme)…………………………………………..……31
II.5. Electromètre………………………………………………………………..…….32
II.6. Thermomètre et Baromètre………………………………………………..……..33
III. description du projet…………………………………………………………….…….34
III.1. Le positionnement de fantôme………………………………………….………34
III.2. Le positionnement des chambres d’ionisation………………………………….34
IV. Les mesures réalisent……………………………………………………..…………..34
IV.1. Les mesures du point effectif de la source virtuelle d’électron……….……………34
Chapitre IV : Résultats et Discussion
I.Introduction………………………………………………………………………………..35
II.Objectifs…………………………………………………………………………………...35
III.Mesures du piont effective de la source virtuelle des électrons Clinac3……………..…...35
III.1.Montage expérimentale……………………………………………………………..…..35
III.2. Résultats……………………………………………………………………………….37
III.3. Discussion et interprétation………………………………………………………….....66
IV.Compraison entre les mesures du SSDeff de Clinac 3 avec les mesures du SSDeff de Clinac 1……………………………………………………………………………………….66
IV.1.Discussion………………………………………………………………………………72
V.Comparaison entre les mesures du SSDeff du Clinac 3 avec les mesures du SSDeff de Clinac 2………………………………………………………………………………………72
V.1.Discussion et interprétation……………………………………………………………...78
Conclusion génerale …………………………………………………………………………79
Côte titre : MAPH/0286 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0286 MAPH/0286 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDétermination des paramètres physiques d’un réacteur de recherche par un calcul probabiliste (MCNP) / Boukhalfa,Siham
Titre : Détermination des paramètres physiques d’un réacteur de recherche par un calcul probabiliste (MCNP) Type de document : texte imprimé Auteurs : Boukhalfa,Siham, Auteur ; Tituche,w, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2018 Importance : 1 vol (41 f.) Format : 29cm Langues : Français (fre) Langues originales : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Le but des calculs physiques dans un réacteur nucléaire est de déterminer des paramètres neutroniques du coeur. Ces paramètres permettent le fonctionnement sûr et le contrôle du réacteur. Ils sont obtenus en résolvant l‟équation de transport de Boltzmann. La résolution analytique de cette équation est impossible étant donné la complexité de la géométrie du coeur et des constantes qui décrivent les interactions des neutrons avec la matière. C‟est pour cela qu‟on fait appel à la méthode probabiliste de monté Carlo à travers une modélisation du coeur du réacteur par MCNP.
Le présent travail a pour objectifs une initiation à la simulation par le code MCNP à travers la conception d‟un milieu multiplicateur et le calcul de paramètres neutroniques d‟un réacteur de recherche, en particulier le facteur de multiplication effectif et les efficacités des barres de contrôle. Les résultats obtenus traduisent bien notre apprentissage de la simulation par MCNP et notre capacité à mener une étude neutronique dans un réacteur de rechercheNote de contenu :
Sommaire
Remerciement………………………………………………………………………….ii
Résumes………………………………………………………………………………iii
Sommaire…………………………………………………………………………..….iv
Liste des Tableaux…………………………………………………………………..vii
Liste des figures…………………………………………………………………….viii
Introduction Générale ……………………………………………………………….1
Chapitre 1:Eléments de neutronique
1. Concept de la neutronique........................................................................................3
1.1. Le neutron…………………………………………………………………..3
1.1.1. Classification des neutrons……………………………………………..4
1.1.2. Les interactions du neutron avec la matière……………………....…...4
a. La Diffusion…………………………………………………………..4
b. La capture neutronique………………………………………………..5
c. La fission……………………………………………………………...5
1.2. Notion de Section efficace…………………………………………………5
1.2.1. Section efficace microscopique………………………………………..5
1.3. La Fission nucléaire………………………………………………………...6
1.3.1. Mécanisme de fission………………………………………………….6
1.3.2. Energie produite par fission…………………………………………...7
1.4. Les neutrons et la réaction en chaîne………………………………………8
1.4.1. Le Facteur de multiplication…………………………………………..8
1.4.2. La réactivité…………………………………………………………..10
1.5. Les composants d'un réacteur nucléaire…………………………………...11
a. Le combustible nucléaire…………………………………………………11
b. Les barres de contrôle…………………………………………………….11
c. Le modérateur…………………………………………………………….12
v
d. Le caloporteur…………………………………………………………….12
Chapitre 2 : Théorie de transport des neutrons
2. Introduction…………………………………………………………....................13
2.1. Equation de Boltzmann……………………………………………………13
2.1.1. Densité et flux………………………………………………………...13
2.1.2. Les pertes……………………………………………………………..14
a. Les neutrons perdus par collision………………………………….....14
b. Les neutrons perdus par fuite……………………………………..….14
2.1.3. Les gains………………………………………………………………14
a. Les productions par transfert…………………………………………14
b. Les sources………………………………………………………...…15
Chapitre 3 : Méthodes de calculs des réacteurs nucléaire
3.1.Les codes de calculs………………………………………………………………16
3.2.Les codes neutroniques…………………………………………………………...16
3.2.1. Les codes déterministes……………………………………………….17
3.2.2. Les codes probabilistes dit Monte Carlo…………………………...…17
3.3.Le code MCNP……………………………………………………………………18
3.3.1. Structure du fichier input……………………………………………...18
a. Carte des cellules………………………………………………………….19
b. Carte des surfaces…………………………………………………………19
c. Carte des données…………………………………………………………19
Chapitre 4 : Calcul du coefficient de multiplication effectif et des efficacités des
barres de contrôles par MCNP5
4.1. Introduction ……………………………………………………………………..21
4.2. Modélisation de l‟assemblage combustible…………………………..................21
4.3.Résultats ……………………………………………………………………….....23
a. Calcul du facteur de multiplication effectif………………………………23
b. Distribution du flux dans l‟assemblage combustible…………………..…24
4.4. Modélisation des barres de contrôle………………………………………….26
4.4.1. Barre de régulation…………………………………............................26
4.4.2. barre de sécurité………………………………………………………26
4.5. Modélisation des cavités………………………………………………………...27
4.6. Modélisation d‟un réseau……………………………………………………… 28
4.6.1. Réseau carré 3x3…………………………………………………… 28
4.6.2. Réseau carré 11x11…………………………………………………...29
4.6.2.1.Effet du réflecteur sur keff…………………………………...29
4.6.2.2.keff en fonction du nombre d‟assemblage……………………31
4.7.Calcul de l'efficacité des barres de contrôle…………………………………........34
4.8. Etude du coeur d‟un réacteur de recherche………………………………………36
4.8.1. Résultats obtenus…………………………………………………… .37
Conclusion Générale……………………………………………………………...…...39
Références……………………………………………………………………………..
Côte titre : MAPH/0247 Détermination des paramètres physiques d’un réacteur de recherche par un calcul probabiliste (MCNP) [texte imprimé] / Boukhalfa,Siham, Auteur ; Tituche,w, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2018 . - 1 vol (41 f.) ; 29cm.
Langues : Français (fre) Langues originales : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Le but des calculs physiques dans un réacteur nucléaire est de déterminer des paramètres neutroniques du coeur. Ces paramètres permettent le fonctionnement sûr et le contrôle du réacteur. Ils sont obtenus en résolvant l‟équation de transport de Boltzmann. La résolution analytique de cette équation est impossible étant donné la complexité de la géométrie du coeur et des constantes qui décrivent les interactions des neutrons avec la matière. C‟est pour cela qu‟on fait appel à la méthode probabiliste de monté Carlo à travers une modélisation du coeur du réacteur par MCNP.
Le présent travail a pour objectifs une initiation à la simulation par le code MCNP à travers la conception d‟un milieu multiplicateur et le calcul de paramètres neutroniques d‟un réacteur de recherche, en particulier le facteur de multiplication effectif et les efficacités des barres de contrôle. Les résultats obtenus traduisent bien notre apprentissage de la simulation par MCNP et notre capacité à mener une étude neutronique dans un réacteur de rechercheNote de contenu :
Sommaire
Remerciement………………………………………………………………………….ii
Résumes………………………………………………………………………………iii
Sommaire…………………………………………………………………………..….iv
Liste des Tableaux…………………………………………………………………..vii
Liste des figures…………………………………………………………………….viii
Introduction Générale ……………………………………………………………….1
Chapitre 1:Eléments de neutronique
1. Concept de la neutronique........................................................................................3
1.1. Le neutron…………………………………………………………………..3
1.1.1. Classification des neutrons……………………………………………..4
1.1.2. Les interactions du neutron avec la matière……………………....…...4
a. La Diffusion…………………………………………………………..4
b. La capture neutronique………………………………………………..5
c. La fission……………………………………………………………...5
1.2. Notion de Section efficace…………………………………………………5
1.2.1. Section efficace microscopique………………………………………..5
1.3. La Fission nucléaire………………………………………………………...6
1.3.1. Mécanisme de fission………………………………………………….6
1.3.2. Energie produite par fission…………………………………………...7
1.4. Les neutrons et la réaction en chaîne………………………………………8
1.4.1. Le Facteur de multiplication…………………………………………..8
1.4.2. La réactivité…………………………………………………………..10
1.5. Les composants d'un réacteur nucléaire…………………………………...11
a. Le combustible nucléaire…………………………………………………11
b. Les barres de contrôle…………………………………………………….11
c. Le modérateur…………………………………………………………….12
v
d. Le caloporteur…………………………………………………………….12
Chapitre 2 : Théorie de transport des neutrons
2. Introduction…………………………………………………………....................13
2.1. Equation de Boltzmann……………………………………………………13
2.1.1. Densité et flux………………………………………………………...13
2.1.2. Les pertes……………………………………………………………..14
a. Les neutrons perdus par collision………………………………….....14
b. Les neutrons perdus par fuite……………………………………..….14
2.1.3. Les gains………………………………………………………………14
a. Les productions par transfert…………………………………………14
b. Les sources………………………………………………………...…15
Chapitre 3 : Méthodes de calculs des réacteurs nucléaire
3.1.Les codes de calculs………………………………………………………………16
3.2.Les codes neutroniques…………………………………………………………...16
3.2.1. Les codes déterministes……………………………………………….17
3.2.2. Les codes probabilistes dit Monte Carlo…………………………...…17
3.3.Le code MCNP……………………………………………………………………18
3.3.1. Structure du fichier input……………………………………………...18
a. Carte des cellules………………………………………………………….19
b. Carte des surfaces…………………………………………………………19
c. Carte des données…………………………………………………………19
Chapitre 4 : Calcul du coefficient de multiplication effectif et des efficacités des
barres de contrôles par MCNP5
4.1. Introduction ……………………………………………………………………..21
4.2. Modélisation de l‟assemblage combustible…………………………..................21
4.3.Résultats ……………………………………………………………………….....23
a. Calcul du facteur de multiplication effectif………………………………23
b. Distribution du flux dans l‟assemblage combustible…………………..…24
4.4. Modélisation des barres de contrôle………………………………………….26
4.4.1. Barre de régulation…………………………………............................26
4.4.2. barre de sécurité………………………………………………………26
4.5. Modélisation des cavités………………………………………………………...27
4.6. Modélisation d‟un réseau……………………………………………………… 28
4.6.1. Réseau carré 3x3…………………………………………………… 28
4.6.2. Réseau carré 11x11…………………………………………………...29
4.6.2.1.Effet du réflecteur sur keff…………………………………...29
4.6.2.2.keff en fonction du nombre d‟assemblage……………………31
4.7.Calcul de l'efficacité des barres de contrôle…………………………………........34
4.8. Etude du coeur d‟un réacteur de recherche………………………………………36
4.8.1. Résultats obtenus…………………………………………………… .37
Conclusion Générale……………………………………………………………...…...39
Références……………………………………………………………………………..
Côte titre : MAPH/0247 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0247 MAPH/0247 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDevants caractéristiques du désordre et propriétés acoustiques dans le quartz et la silice irradies par des neutrons / Abdenour Ait Gherbi
Titre : Devants caractéristiques du désordre et propriétés acoustiques dans le quartz et la silice irradies par des neutrons Type de document : texte imprimé Auteurs : Abdenour Ait Gherbi Editeur : Montpellier:U.SC.T. L. Année de publication : 1989 Importance : 1 vol (263f .) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Quartz
Silice irradies par des neutronsIndex. décimale : 530 Physique Côte titre : DPH/0123 Devants caractéristiques du désordre et propriétés acoustiques dans le quartz et la silice irradies par des neutrons [texte imprimé] / Abdenour Ait Gherbi . - [S.l.] : Montpellier:U.SC.T. L., 1989 . - 1 vol (263f .).
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Quartz
Silice irradies par des neutronsIndex. décimale : 530 Physique Côte titre : DPH/0123 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0123 DPH/0123 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDevelopment of new ionic inorganic organic hybrid materials based on modified molecular structures and inorganic salts / Oualid Chinoune
PermalinkPermalinkDéveloppement et mise au point des méthodes de microanalyses nucléaires, applications aux mesurés environnementales (neutron et radon) / Abdelfattah Belafrites
PermalinkDéveloppement d'un outil de calcul de la densité atmosphérique pour l'analyse de mission préliminair / KHADRAOUI, Somia
PermalinkDéveloppement de protocoles de test des capteurs radiofréquence en IRM préclinique / Achouri ,Khadidja
PermalinkDéveloppent de logiciels de traitement et d'analyse de données relatives aux techniques de microanalyses XRE, PIXE et NAA / Abdellatif Tchantchane
PermalinkPermalinkDictionnaire de physique / Richard Taillet
PermalinkDispersion de particules dans une turbulence inhomogène isotrope stationnaire calculée par simulation numérique directe des grandes échelles / MADANI, Assia
PermalinkDopage du Germanium par transmutation neutronique dans un réacteur nucléaire de recherche / Rim Dahel
Permalink