Calcul et estimation des paramètres neutroniques d’un coeur homogène type Oklo / Benmanseur ,Maria  

Public ISBD Titre : Calcul et estimation des paramètres neutroniques d’un coeur homogène type Oklo Type de document : texte imprimé Auteurs : Benmanseur ,Maria, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2019 Importance : 1 vol (66 f .) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530 Physique Note de contenu : Sommaire Introduction Chapitre 1 : Les réacteurs naturels d’Oklo 1. Rappels sur la neutronique ……………… 2. Le phénomène Oklo : Découverte et Aspects 3. Comparaison des réacteurs d’Oklo au REP 3.1 Contrôle du Réacteur Chapitre 2 : Code de Simulation Monte-Carlo MCNP5 1. Définition du MCNP : 1.1 Principe du code MCNP 2. Structure du fichier INPUT : 2.1 Définition d’une Cellule 2.2 Définition D’une Surface 2.3 Effet du modérateur 2. 4 La carte KCODE : (criticallitycard) 1.1 Le neutron 1.2 La Section efficace microscopique 1.3 La fission nucléaire 1.4 Facteur de multiplication 2.1 Théorie et Découverte 2.2 Situation Géographique et Géologique 2.3 Particularités des réacteurs D’Oklo 2.4 Le contexte de la découverte du phénomène Oklo Naturels 2.4 Les tallies 2..7 Le découpage énergétique Chapitre 3 : Modélisation et Simulation d’un réacteur naturel du type Oklo 1 Modélisation du coeur de réacteur : 2 La simulation numérique avec MCNP5 : 1.1 Modèle physique 1.2 Modèle géométrique 1.2.1 Modèle de Coeur cylindrique inclus dans un réflecteur cylindrique 1.2.2 Modèle d’un Coeur avec des cellules concentriques et un réflecteur cylindrique 2.1 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 112 groupes 2.1.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.1.3 Comparaison entre les flux F2 et F4 : 2.1.4 Intensité de l’énergie de fission produite par unité de masse (Tally F7) 2.2 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 238 groupes 2.2.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) : 2.2.2 Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.2.3 Intensité de l’énergie de fission produite par unité de masse (Tally F7) 2.3 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 413 groupes 2.3.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) : 2.3.2 Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.3.3 Énergie de fission normalisée dans cellules concentriques du coeur (Tally F7 Côte titre : MAPH/0359 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1Hqfp_eYQA7Ml4Vy4nqc0CdGQIPhsAgND/view?usp=shari [...] Calcul et estimation des paramètres neutroniques d’un coeur homogène type Oklo [texte imprimé] / Benmanseur ,Maria, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2019 . - 1 vol (66 f .) ; 29 cm. Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530 Physique Note de contenu : Sommaire Introduction Chapitre 1 : Les réacteurs naturels d’Oklo 1. Rappels sur la neutronique ……………… 2. Le phénomène Oklo : Découverte et Aspects 3. Comparaison des réacteurs d’Oklo au REP 3.1 Contrôle du Réacteur Chapitre 2 : Code de Simulation Monte-Carlo MCNP5 1. Définition du MCNP : 1.1 Principe du code MCNP 2. Structure du fichier INPUT : 2.1 Définition d’une Cellule 2.2 Définition D’une Surface 2.3 Effet du modérateur 2. 4 La carte KCODE : (criticallitycard) 1.1 Le neutron 1.2 La Section efficace microscopique 1.3 La fission nucléaire 1.4 Facteur de multiplication 2.1 Théorie et Découverte 2.2 Situation Géographique et Géologique 2.3 Particularités des réacteurs D’Oklo 2.4 Le contexte de la découverte du phénomène Oklo Naturels 2.4 Les tallies 2..7 Le découpage énergétique Chapitre 3 : Modélisation et Simulation d’un réacteur naturel du type Oklo 1 Modélisation du coeur de réacteur : 2 La simulation numérique avec MCNP5 : 1.1 Modèle physique 1.2 Modèle géométrique 1.2.1 Modèle de Coeur cylindrique inclus dans un réflecteur cylindrique 1.2.2 Modèle d’un Coeur avec des cellules concentriques et un réflecteur cylindrique 2.1 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 112 groupes 2.1.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.1.3 Comparaison entre les flux F2 et F4 : 2.1.4 Intensité de l’énergie de fission produite par unité de masse (Tally F7) 2.2 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 238 groupes 2.2.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) : 2.2.2 Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.2.3 Intensité de l’énergie de fission produite par unité de masse (Tally F7) 2.3 Les résultats de simulations MCNP avec un découpage énergétique en 413 groupes 2.3.1 Flux surfacique normalisé (Tally F2) : 2.3.2 Flux moyen normalisé sur un volume de cellule (F4) 2.3.3 Énergie de fission normalisée dans cellules concentriques du coeur (Tally F7 Côte titre : MAPH/0359 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1Hqfp_eYQA7Ml4Vy4nqc0CdGQIPhsAgND/view?usp=shari [...]

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Étude neutronique d’un coeur de réacteur compact / Tercha, Nabila  

Public ISBD Titre : Étude neutronique d’un coeur de réacteur compact Type de document : texte imprimé Auteurs : Tercha, Nabila, Auteur ; Biga,Roufaida, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2020 Importance : 1 vol (51 f .) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530 - Physique Résumé : Pour réduire les coûts de construction très élevés des réacteurs nucléaires et pour améliorer leur sûreté, réduire leur production de déchets radioactifs et assurer la durabilité du combustible, de nombreux chercheurs se sont tournés vers l'étude des petits réacteurs à cycle de thorium. Le but de ce travail est de trouver une configuration homogène et critique d'un coeur de petit réacteur modulaire (SMR) à cycle de Thorium et également de vérifier la régénération de l'élément fissile du combustible, en définissant certains de ses paramètres neutroniques, Tel que le flux neutronique, les taux de réaction (fission et capture) et leur distribution spatiale à l'aide du code de simulation MCNP. Côte titre : MAPH/0389 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1ay5LDhzUKCPeBvJwNlvce4sYSFhaHAGQ/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : pdf Étude neutronique d’un coeur de réacteur compact [texte imprimé] / Tercha, Nabila, Auteur ; Biga,Roufaida, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2020 . - 1 vol (51 f .) ; 29 cm. Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530 - Physique Résumé : Pour réduire les coûts de construction très élevés des réacteurs nucléaires et pour améliorer leur sûreté, réduire leur production de déchets radioactifs et assurer la durabilité du combustible, de nombreux chercheurs se sont tournés vers l'étude des petits réacteurs à cycle de thorium. Le but de ce travail est de trouver une configuration homogène et critique d'un coeur de petit réacteur modulaire (SMR) à cycle de Thorium et également de vérifier la régénération de l'élément fissile du combustible, en définissant certains de ses paramètres neutroniques, Tel que le flux neutronique, les taux de réaction (fission et capture) et leur distribution spatiale à l'aide du code de simulation MCNP. Côte titre : MAPH/0389 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1ay5LDhzUKCPeBvJwNlvce4sYSFhaHAGQ/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : pdf

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Modélisation et simulation d’un milieu multiplicateur de neutrons. / Bougazit,Hassiba

Public ISBD Titre : Modélisation et simulation d’un milieu multiplicateur de neutrons. Type de document : texte imprimé Auteurs : Bougazit,Hassiba, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2018 Importance : 1 vol (36 f.) Format : 29cm Langues : Français (fre) Langues originales : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Index. décimale : 530 Physique Résumé : Il existe au Gabon de nombreux réacteurs nucléaires naturels, dont ceux du site d’Oklo et le RZ9 (Réacteur Zone 9) qui ont pris naissance naturellement il y a environ deux milliard d'années, ont été découverts en juin 1972 par les chercheurs du CEA. Le fonctionnement de ces réacteurs produit des éléments radioactifs semblables à ceux qu’on trouve dans un combustible irradié. Le but du présent travaille est la modélisation et simulation d'un milieu multiplicateur de neutrons semblable à un cas Oklo, pour un apprentissage de l’outil de travail (MCNP) et de comprendre l’implémentation et l’interprétation de l’information et donnée physique relatif à la criticité d’un réacteur nucléaire. Note de contenu : Sommaire Liste se figures Liste des tableaux Table de matière Introduction………………………………………………………………………………….01 Chapitre 1 : Principe de réacteur nucléaire à fission 1. Interaction neutron-matière …………………………………………………………..…... 02 1.1. Le neutron ……………………………………………………………………………….02 1.2. Classification de neutrons ……………………………...………………………………..02 1.3. Interaction neutron-matière …………………………………………………………..… 03 2. La section efficace neutronique ……………………………………………………….…. 04 2.1. Définition ………………………………………………………………………………. 04 3. La fission nucléaire et la multiplication des neutrons ……………………………………. 06 3.1. La fission nucléaire…………………...………………………………………………… 06 3.2. La réaction en chaine …………………...……………………………………………… 07 3.3. Fragment et produits de fission ………………………………………………………… 08 3.4 Noyaux fissiles, Noyaux fertiles …………………………………………..…….……… 09 3.5. La multiplication des neutrons …………………………………………………………. 10 4. Grandeurs neutroniques d’un réacteur nucléaire ………………………………...………. 12 5. Caractéristiques d’un coeur de réacteur nucléaire ………………………………………... 13 5.1. Le combustible …………………………………………………………………………. 13 5.2. Les barres de commande, Absorbants de neutrons …………………………………….. 13 5.3. Le modérateur, ralentisseur de neutrons ……………………………………………….. 13 Chapitre2 : Modélisation et Simulation d’un coeur de réacteur nucléaire homogène 1. Paramètres de simulation …………………………………………………………...……. 14 1.1 Paramètres géométriques……………………………………………...………………… 14 a- Épaisseur d’un coeur sans réflecteur « e » ………………………………………………. 14 b- Le rayon de coeur « R » …………………………………………………………………. 14 1.2 Paramètres physiques ………………………………………………………………….... 15 a- La porosité « Côte titre : MAPH/0245 Modélisation et simulation d’un milieu multiplicateur de neutrons. [texte imprimé] / Bougazit,Hassiba, Auteur ; Bentridi,S, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2018 . - 1 vol (36 f.) ; 29cm. Langues : Français (fre) Langues originales : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Index. décimale : 530 Physique Résumé : Il existe au Gabon de nombreux réacteurs nucléaires naturels, dont ceux du site d’Oklo et le RZ9 (Réacteur Zone 9) qui ont pris naissance naturellement il y a environ deux milliard d'années, ont été découverts en juin 1972 par les chercheurs du CEA. Le fonctionnement de ces réacteurs produit des éléments radioactifs semblables à ceux qu’on trouve dans un combustible irradié. Le but du présent travaille est la modélisation et simulation d'un milieu multiplicateur de neutrons semblable à un cas Oklo, pour un apprentissage de l’outil de travail (MCNP) et de comprendre l’implémentation et l’interprétation de l’information et donnée physique relatif à la criticité d’un réacteur nucléaire. Note de contenu : Sommaire Liste se figures Liste des tableaux Table de matière Introduction………………………………………………………………………………….01 Chapitre 1 : Principe de réacteur nucléaire à fission 1. Interaction neutron-matière …………………………………………………………..…... 02 1.1. Le neutron ……………………………………………………………………………….02 1.2. Classification de neutrons ……………………………...………………………………..02 1.3. Interaction neutron-matière …………………………………………………………..… 03 2. La section efficace neutronique ……………………………………………………….…. 04 2.1. Définition ………………………………………………………………………………. 04 3. La fission nucléaire et la multiplication des neutrons ……………………………………. 06 3.1. La fission nucléaire…………………...………………………………………………… 06 3.2. La réaction en chaine …………………...……………………………………………… 07 3.3. Fragment et produits de fission ………………………………………………………… 08 3.4 Noyaux fissiles, Noyaux fertiles …………………………………………..…….……… 09 3.5. La multiplication des neutrons …………………………………………………………. 10 4. Grandeurs neutroniques d’un réacteur nucléaire ………………………………...………. 12 5. Caractéristiques d’un coeur de réacteur nucléaire ………………………………………... 13 5.1. Le combustible …………………………………………………………………………. 13 5.2. Les barres de commande, Absorbants de neutrons …………………………………….. 13 5.3. Le modérateur, ralentisseur de neutrons ……………………………………………….. 13 Chapitre2 : Modélisation et Simulation d’un coeur de réacteur nucléaire homogène 1. Paramètres de simulation …………………………………………………………...……. 14 1.1 Paramètres géométriques……………………………………………...………………… 14 a- Épaisseur d’un coeur sans réflecteur « e » ………………………………………………. 14 b- Le rayon de coeur « R » …………………………………………………………………. 14 1.2 Paramètres physiques ………………………………………………………………….... 15 a- La porosité « Côte titre : MAPH/0245

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