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Détermination d’une formule empirique pour les sections efficaces des réactions (n,p)à 14.5 MeV / Soumia Belguet
Titre : Détermination d’une formule empirique pour les sections efficaces des réactions (n,p)à 14.5 MeV Type de document : texte imprimé Auteurs : Soumia Belguet ; Naima Amrani, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2015/2016 Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Génie Physique Subatomique Note de contenu : La réaction (n, p) est l’une des réactions nucléaires les plus importantes dans la production de particules chargées (protons). La connaissance des sections efficaces d'interaction des neutrons avec différents éléments, permet d'obtenir beaucoup d’information sur les mécanismes d'interaction nucléaire et sur la structure des noyaux impliqués. Dans cette étude on a proposé une formule empirique pour le calcul des sections efficaces de la réaction (n, p) à une énergie des neutrons incidents de 14.5 MeV. La comparaison entre cette nouvelle formule et les autres formules empiriques ainsi que les valeurs expérimentales a démontré que notre formule donne un rapport d’accord le plus bas et ainsi une meilleure approche aux résultats expérimentaux Côte titre : MAPH/0168 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1qJRA7JCGGSkMRe_Vj5AuOIMj6OFATha4/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Détermination d’une formule empirique pour les sections efficaces des réactions (n,p)à 14.5 MeV [texte imprimé] / Soumia Belguet ; Naima Amrani, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2015/2016.
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Génie Physique Subatomique Note de contenu : La réaction (n, p) est l’une des réactions nucléaires les plus importantes dans la production de particules chargées (protons). La connaissance des sections efficaces d'interaction des neutrons avec différents éléments, permet d'obtenir beaucoup d’information sur les mécanismes d'interaction nucléaire et sur la structure des noyaux impliqués. Dans cette étude on a proposé une formule empirique pour le calcul des sections efficaces de la réaction (n, p) à une énergie des neutrons incidents de 14.5 MeV. La comparaison entre cette nouvelle formule et les autres formules empiriques ainsi que les valeurs expérimentales a démontré que notre formule donne un rapport d’accord le plus bas et ainsi une meilleure approche aux résultats expérimentaux Côte titre : MAPH/0168 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1qJRA7JCGGSkMRe_Vj5AuOIMj6OFATha4/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0168 MAPH/0168 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDétermination des paramètres d’un détecteur Geiger-Muller par activation neutronique de l’Argent / Safa Amine
Titre : Détermination des paramètres d’un détecteur Geiger-Muller par activation neutronique de l’Argent Type de document : texte imprimé Auteurs : Safa Amine, Auteur ; Naima Amrani, Directeur de thèse Editeur : Sétif:UFS Année de publication : 2023 Importance : 1 vol (60 f.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530-Physique Résumé :
L'objectif de cette étude est d'analyser les paramètres de fonctionnement d'un détecteur GeigerMüller à travers l'activation neutronique de l'argent. L'échantillon testé est une fine plaque
solide pesant 2g, composée à 67% d'argent et à 33% de cuivre. Cette plaque est positionnée
dans le puits numéro 2 de la source de neutrons (Ra-Be), qui offre un taux de comptage optimal,
atteignant 25 000 impulsions en 10 secondes. Après une exposition de 30 minutes aux neutrons,
l'état de saturation est atteint, indiquant que tous les noyaux d'argent ont été activés. Les
quantités de noyaux d'argent 108Ag et 110Ag résultantes de cette expérience sont évaluées. En ce
qui concerne les paramètres de fonctionnement du détecteur Geiger-Müller, son efficacité, son
temps mort et le niveau de bruit de fond sont également déterminés = The objective of this study is to analyze the operating parameters of a Geiger-Müller detector
through the neutron activation of silver. The sample tested is a thin solid plate weighing 2g,
composed of 67% silver and 33% copper. This plate is positioned in well number 2 of the
neutron source (Ra-Be), which offers an optimal counting rate, reaching 25,000 pulses in 10
seconds. After 30 minutes of exposure to neutrons, the saturation state is reached, indicating
that all silver nuclei have been activated. The amounts of 108Ag and 110Ag silver nuclei resulting
from this experiment are evaluated. Regarding the operating parameters of the Geiger-Müller
detector, its efficiency, dead time and background noise level are also determined.
Côte titre : MAPH/0625 En ligne : https://drive.google.com/file/d/19MEzdBXylgwpXiak_ilyx1cVyY1TCLq_/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Détermination des paramètres d’un détecteur Geiger-Muller par activation neutronique de l’Argent [texte imprimé] / Safa Amine, Auteur ; Naima Amrani, Directeur de thèse . - [S.l.] : Sétif:UFS, 2023 . - 1 vol (60 f.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530-Physique Résumé :
L'objectif de cette étude est d'analyser les paramètres de fonctionnement d'un détecteur GeigerMüller à travers l'activation neutronique de l'argent. L'échantillon testé est une fine plaque
solide pesant 2g, composée à 67% d'argent et à 33% de cuivre. Cette plaque est positionnée
dans le puits numéro 2 de la source de neutrons (Ra-Be), qui offre un taux de comptage optimal,
atteignant 25 000 impulsions en 10 secondes. Après une exposition de 30 minutes aux neutrons,
l'état de saturation est atteint, indiquant que tous les noyaux d'argent ont été activés. Les
quantités de noyaux d'argent 108Ag et 110Ag résultantes de cette expérience sont évaluées. En ce
qui concerne les paramètres de fonctionnement du détecteur Geiger-Müller, son efficacité, son
temps mort et le niveau de bruit de fond sont également déterminés = The objective of this study is to analyze the operating parameters of a Geiger-Müller detector
through the neutron activation of silver. The sample tested is a thin solid plate weighing 2g,
composed of 67% silver and 33% copper. This plate is positioned in well number 2 of the
neutron source (Ra-Be), which offers an optimal counting rate, reaching 25,000 pulses in 10
seconds. After 30 minutes of exposure to neutrons, the saturation state is reached, indicating
that all silver nuclei have been activated. The amounts of 108Ag and 110Ag silver nuclei resulting
from this experiment are evaluated. Regarding the operating parameters of the Geiger-Müller
detector, its efficiency, dead time and background noise level are also determined.
Côte titre : MAPH/0625 En ligne : https://drive.google.com/file/d/19MEzdBXylgwpXiak_ilyx1cVyY1TCLq_/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0625 MAPH/0625 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
DisponibleDétermination de la radioactivité naturelle dans le sel : Comparaison entre plusieurs sels naturels et traités / Khaoula Saou
Titre : Détermination de la radioactivité naturelle dans le sel : Comparaison entre plusieurs sels naturels et traités Type de document : texte imprimé Auteurs : Khaoula Saou ; Boukhenfouf,Wassila, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2016 Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Génie Physique Subatomique Résumé :
Ce travail avait pour objectif la mise en oeuvre d’une procédure analytique efficace et sensible
pour déterminer qualitativement et quantitativement la radioactivité des échantillons
d’environnement et particulièrement celle d’origine naturelle.
Nous avons basé pour cela, sur la technique de spectrométrie gamma avec un détecteur NaI.
Cette dernière est considérée comme étant une technique très puissante pour déterminer
l’activité spécifique de cinq échantillons de sel qui sont le sel naturel et traité d’Ain Oulmène,
sel naturel d’Oum Bouaghi, sel traité de Biskra et sel riche en potassium de Biskra.
L’étude a commencé par le calcul de l’activité en supposant avoir suivi les étapes de
préparation et de confinement des échantillons pour atteindre l’équilibre radioactif. La
comparaison entre les activités des échantillons montre qu'il ya un changement dans les
concentrations d'activité dans chaque échantillon.
Les concentrations d'activité du 226Ra, 232Th et 40K, l’activité du Radium équivalent, le débit
de gamma absorbé intérieure et la dose efficace annuelle dans les échantillons ont été
calculés et comparés avec une étude similaire d’autre pays.
Les résultats d’activité obtenus sont assez grands et dépassent les valeurs trouvées dans de
similaires études dans d’autres pays. La valeur de la dose est acceptable comparée avec celle
trouvée dans les autres études. La valeur de la dose efficace annuelle pour le sel riche en
potassium est très grande et dépasse la valeur limite de H (0.29 mSv) estimée par
l’UNSCEAR. De même que la dose efficace annuelle engagée dépasse la valeur admissible
(2.2μSv/an). Ces grandes valeurs de dose constituent une menace pour la santé humaine. Ces
résultats doivent être confirmés par une autre série d’expériences en utilisant un autre genre
de détecteur qui a une meilleure résolution. Le détecteur germanium hyper pur (HP GeCôte titre : MAPH/0169 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1SI65g7UBWD2L8RNpBX1gJlk_TmIEPSD-/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Détermination de la radioactivité naturelle dans le sel : Comparaison entre plusieurs sels naturels et traités [texte imprimé] / Khaoula Saou ; Boukhenfouf,Wassila, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2016.
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Génie Physique Subatomique Résumé :
Ce travail avait pour objectif la mise en oeuvre d’une procédure analytique efficace et sensible
pour déterminer qualitativement et quantitativement la radioactivité des échantillons
d’environnement et particulièrement celle d’origine naturelle.
Nous avons basé pour cela, sur la technique de spectrométrie gamma avec un détecteur NaI.
Cette dernière est considérée comme étant une technique très puissante pour déterminer
l’activité spécifique de cinq échantillons de sel qui sont le sel naturel et traité d’Ain Oulmène,
sel naturel d’Oum Bouaghi, sel traité de Biskra et sel riche en potassium de Biskra.
L’étude a commencé par le calcul de l’activité en supposant avoir suivi les étapes de
préparation et de confinement des échantillons pour atteindre l’équilibre radioactif. La
comparaison entre les activités des échantillons montre qu'il ya un changement dans les
concentrations d'activité dans chaque échantillon.
Les concentrations d'activité du 226Ra, 232Th et 40K, l’activité du Radium équivalent, le débit
de gamma absorbé intérieure et la dose efficace annuelle dans les échantillons ont été
calculés et comparés avec une étude similaire d’autre pays.
Les résultats d’activité obtenus sont assez grands et dépassent les valeurs trouvées dans de
similaires études dans d’autres pays. La valeur de la dose est acceptable comparée avec celle
trouvée dans les autres études. La valeur de la dose efficace annuelle pour le sel riche en
potassium est très grande et dépasse la valeur limite de H (0.29 mSv) estimée par
l’UNSCEAR. De même que la dose efficace annuelle engagée dépasse la valeur admissible
(2.2μSv/an). Ces grandes valeurs de dose constituent une menace pour la santé humaine. Ces
résultats doivent être confirmés par une autre série d’expériences en utilisant un autre genre
de détecteur qui a une meilleure résolution. Le détecteur germanium hyper pur (HP GeCôte titre : MAPH/0169 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1SI65g7UBWD2L8RNpBX1gJlk_TmIEPSD-/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0169 MAPH/0169 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
PermalinkDeveloppement d'une approche hybride pour l'amelioration des images CBCT pour la radiotherapie adaptative / Kidar,Halima Saadia
PermalinkDéveloppement d'une couche tampon sans cadmium pour les cellules solaires de kësterite / Tamin, Messaoud
PermalinkPermalinkDéveloppement des méthodes de microanalyses par spectrométrie gamma à bas bruit de fond en vue des applications environnementales / Rihab el houda Djabou
PermalinkDéveloppement 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
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