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Auteur Imene Guellou |
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Titre : Modélisation et Simulation d’un Coeur de réacteur simple avec le code OpenMC Type de document : texte imprimé Auteurs : Imene Guellou ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2021 Importance : 1 vol. (48 f.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Code OpenMC
Réacteur simpleIndex. décimale : 530 Physique Note de contenu :
Sommaire
Introduction…………………………………………………………………………………………1
Chapitre 1 : les code de calcule en neutronique
1. la neutronique des reacteur nucléaires………………………………………………………………4
1.1. L’interaction neutron-matière……………………………………………………………………5
 Diffusion élastique (n, n)…………………………………………………………………………..5
 Diffusion inélastique (n, n')………………………………………………………………………..5
ï‚· Capture radiative (n, g).......................................................................................................5
 Fission (n, f)…......................................................................................................................5
1.2. Section efficace d’interaction……………………………………………………………………..5
1.3. Le Réacteur nucléaire à fission……………………………………………………………………6
1. Les barres de sécurité………………………………………………………………………...7
2. Les barres de compensations………………………………………………………………..7
3. Les poisons de régulations automatiques………………………………………………….7
1.4. Le bilan neutronique et l’équation du transport neutronique…………………………………..8
 Les neutrons initiaux………………………………………………………………………...8
 Les neutrons de fission.……………………………………………………………………..9
 Les neutrons absorbés………………………………………………………………….…...9
 Les neutrons perdus par fuite géométrique………………………………………………9
 Les neutrons récupérés par réflexion……………………………………………………..9
1.5. Les paramètres neutroniques d’un réacteur nucléaire………………………………………….10
2. Les Codes de calcul………………………………………………………………………………………..11
2.1. La résolution de l’équation de transport neutronique.…………………………………………..11
 Les méthodes de résolution déterministes…...................................................……..11
 les méthode de résolution probabiliste...........................................................……..12
3. Les codes de calcul neutronique........................................................................................……...12
3.1. Les codes de calcul déterministes............................................................................……...12
3.2. Les codes de calcul probabilistes............................................................................……..13
3.3. Comparatif entre les deux grandes classes des codes de calcul..............................……..13
Chapitre 2 : Le code de calcul Open Source à base des méthodes Monte-Carlo «OPENMC
1. Présentation du code de calcul probabiliste OpenMC.....................................................……...15
2. Installation du code OpenMC.............................................................................................……..16
 Choix de l’environnement de travail (Système d’exploitation)…........................………..16
 installation de python 3.9.0.................................................................................………..16
 installation les librairies et modules nécessaires pour Linux..............................……….16
 installation des librairies et modules pour python…..........................................……….16
 installation de l’éditeur API « jupyter notebook »...............................................……….17
 installation du code OpenMC..............................................................................………..17
 installation de la bibliothèque des sections efficaces.........................................………..18
2 .1. Structure d’un fichier input..................................................................................………….18
 Material.XML………………………………………………………………………………19
 Geometry.XML……………………………………………………………………………..19
 Setting.XML…………………………………………………………………………….….19
 Tallies.XML………………………………………………………………………………...19
 Plot.XML…………………………………………………………………………………....19
2.2. Structure de fichier output............................................................................................……...19
 Tallies Out………………………………………………………………………………..19
 Staite point file …………………………………………………………………………..19
3. Utilisation et exécution du code OpenMC............................................................................……20
3. 1 Création du modèle OpenMC...............................................................................………….21
 Définition des matériaux…...............................................................................…..22
 Définition de la géométrie................................................................................…..24
 Définition de la configuration (Settings)…..................................................……...26
 Définition des enregistreurs (tallies)…………………………………………………….27
 Visualisation de la géométrie sous OpenMC…………………………………………...28
 Exécution de code Open Mc………………………………………………………….29
4. Traitement et exploitation des données………………………………………………………………….30
4.1. Extraction des données à partir du fichier Statepoints…………………………………………..30
4.2. Représentation graphique des tallies……………………………………………………………....31
4.3. Représentation graphique des trajectoires de particules………………………………………..31
4.4. Représentation graphique du spectre du flux neutronique……………………………………..32
Chapitre 3 : Application du code « OPENMC »
1. Modélisation d’un coeur cylindrique homogène avec réflecteur…………………………………...33
1.1. Modèle Géométrique et physique………………………………………………………………....33
1.2. Caractéristiques de la simulation………………………………………………………………....35
2.Recherche de criticité……………………………………………………………………………………...35
2.1. Structure du fichier de calcul de recherche de la criticité……………………………………...36
2.2. Application de la recherche de la criticité………………………………………………………..37
3. Calcul de l’épuisement du combustible………………………………………………………………….38
4.1. Résultats de la recherche de criticité……………………………………………………………….40
4.2. Les résultats du calcul d’épuisement du combustible……………………………………………43
Conclusion………………………………………………………………………………………...47
Références…………………………………………………………………………………………49
ListeCôte titre : MAPH/0457 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1dB6ZD7x_DDxHoYnPMn5J8XhEjpD4nN6x/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Modélisation et Simulation d’un Coeur de réacteur simple avec le code OpenMC [texte imprimé] / Imene Guellou ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2021 . - 1 vol. (48 f.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Code OpenMC
Réacteur simpleIndex. décimale : 530 Physique Note de contenu :
Sommaire
Introduction…………………………………………………………………………………………1
Chapitre 1 : les code de calcule en neutronique
1. la neutronique des reacteur nucléaires………………………………………………………………4
1.1. L’interaction neutron-matière……………………………………………………………………5
 Diffusion élastique (n, n)…………………………………………………………………………..5
 Diffusion inélastique (n, n')………………………………………………………………………..5
ï‚· Capture radiative (n, g).......................................................................................................5
 Fission (n, f)…......................................................................................................................5
1.2. Section efficace d’interaction……………………………………………………………………..5
1.3. Le Réacteur nucléaire à fission……………………………………………………………………6
1. Les barres de sécurité………………………………………………………………………...7
2. Les barres de compensations………………………………………………………………..7
3. Les poisons de régulations automatiques………………………………………………….7
1.4. Le bilan neutronique et l’équation du transport neutronique…………………………………..8
 Les neutrons initiaux………………………………………………………………………...8
 Les neutrons de fission.……………………………………………………………………..9
 Les neutrons absorbés………………………………………………………………….…...9
 Les neutrons perdus par fuite géométrique………………………………………………9
 Les neutrons récupérés par réflexion……………………………………………………..9
1.5. Les paramètres neutroniques d’un réacteur nucléaire………………………………………….10
2. Les Codes de calcul………………………………………………………………………………………..11
2.1. La résolution de l’équation de transport neutronique.…………………………………………..11
 Les méthodes de résolution déterministes…...................................................……..11
 les méthode de résolution probabiliste...........................................................……..12
3. Les codes de calcul neutronique........................................................................................……...12
3.1. Les codes de calcul déterministes............................................................................……...12
3.2. Les codes de calcul probabilistes............................................................................……..13
3.3. Comparatif entre les deux grandes classes des codes de calcul..............................……..13
Chapitre 2 : Le code de calcul Open Source à base des méthodes Monte-Carlo «OPENMC
1. Présentation du code de calcul probabiliste OpenMC.....................................................……...15
2. Installation du code OpenMC.............................................................................................……..16
 Choix de l’environnement de travail (Système d’exploitation)…........................………..16
 installation de python 3.9.0.................................................................................………..16
 installation les librairies et modules nécessaires pour Linux..............................……….16
 installation des librairies et modules pour python…..........................................……….16
 installation de l’éditeur API « jupyter notebook »...............................................……….17
 installation du code OpenMC..............................................................................………..17
 installation de la bibliothèque des sections efficaces.........................................………..18
2 .1. Structure d’un fichier input..................................................................................………….18
 Material.XML………………………………………………………………………………19
 Geometry.XML……………………………………………………………………………..19
 Setting.XML…………………………………………………………………………….….19
 Tallies.XML………………………………………………………………………………...19
 Plot.XML…………………………………………………………………………………....19
2.2. Structure de fichier output............................................................................................……...19
 Tallies Out………………………………………………………………………………..19
 Staite point file …………………………………………………………………………..19
3. Utilisation et exécution du code OpenMC............................................................................……20
3. 1 Création du modèle OpenMC...............................................................................………….21
 Définition des matériaux…...............................................................................…..22
 Définition de la géométrie................................................................................…..24
 Définition de la configuration (Settings)…..................................................……...26
 Définition des enregistreurs (tallies)…………………………………………………….27
 Visualisation de la géométrie sous OpenMC…………………………………………...28
 Exécution de code Open Mc………………………………………………………….29
4. Traitement et exploitation des données………………………………………………………………….30
4.1. Extraction des données à partir du fichier Statepoints…………………………………………..30
4.2. Représentation graphique des tallies……………………………………………………………....31
4.3. Représentation graphique des trajectoires de particules………………………………………..31
4.4. Représentation graphique du spectre du flux neutronique……………………………………..32
Chapitre 3 : Application du code « OPENMC »
1. Modélisation d’un coeur cylindrique homogène avec réflecteur…………………………………...33
1.1. Modèle Géométrique et physique………………………………………………………………....33
1.2. Caractéristiques de la simulation………………………………………………………………....35
2.Recherche de criticité……………………………………………………………………………………...35
2.1. Structure du fichier de calcul de recherche de la criticité……………………………………...36
2.2. Application de la recherche de la criticité………………………………………………………..37
3. Calcul de l’épuisement du combustible………………………………………………………………….38
4.1. Résultats de la recherche de criticité……………………………………………………………….40
4.2. Les résultats du calcul d’épuisement du combustible……………………………………………43
Conclusion………………………………………………………………………………………...47
Références…………………………………………………………………………………………49
ListeCôte titre : MAPH/0457 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1dB6ZD7x_DDxHoYnPMn5J8XhEjpD4nN6x/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0457 MAPH/0457 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
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