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Détermination 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
Disponible