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 [...]