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Auteur Salah-Eddine Bentridi |
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Ajouter le résultat dans votre panier Affiner la rechercheÉtude neutronique d’une configuration d’un coeur à base de combustible Uranium-Thorium / Hakim Bouzourdaz
Titre : Étude neutronique d’une configuration d’un coeur à base de combustible Uranium-Thorium Type de document : texte imprimé Auteurs : Hakim Bouzourdaz ; Houssem Makhloufi ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2021 Importance : 1 vol. (75 f.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : MCNP
SMR
NuScale
Neutronique
Fission
Criticité
Uranium
Thorium
Python
Matplotlib
Numpy
ScriptIndex. décimale : 530 Physique Résumé :
Pour réduire les coûts élevés de construction des réacteurs nucléaires, améliorer leur sûreté, réduire leur production de déchets radioactifs et assurer la pérennité du combustible, de nombreux chercheurs se sont tournés vers l'étude de petits réacteurs nucléaires modulaires (SMR) à cycle thorium. Le but de ce travail est de trouver une composition homogène et simple pour le coeur d'un petit réacteur nucléaire NuScale à combustible issu de l'uranium et du thorium et de vérifier le renouvellement de l'élément fissile pour le combustible, en déterminant certaines de ses propriétés neutroniques telles que flux, vitesse de réaction (fission et capture) et leur distribution spatiale à l'aide d'un programme de simulation MCNP5 et le langage de programmation PYTHON pour l'automatisation des calculs.Côte titre : MAPH/0456 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1M6Iq04_tSWWOQX2nrOvxX9MixO3OGXXv/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Étude neutronique d’une configuration d’un coeur à base de combustible Uranium-Thorium [texte imprimé] / Hakim Bouzourdaz ; Houssem Makhloufi ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2021 . - 1 vol. (75 f.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : MCNP
SMR
NuScale
Neutronique
Fission
Criticité
Uranium
Thorium
Python
Matplotlib
Numpy
ScriptIndex. décimale : 530 Physique Résumé :
Pour réduire les coûts élevés de construction des réacteurs nucléaires, améliorer leur sûreté, réduire leur production de déchets radioactifs et assurer la pérennité du combustible, de nombreux chercheurs se sont tournés vers l'étude de petits réacteurs nucléaires modulaires (SMR) à cycle thorium. Le but de ce travail est de trouver une composition homogène et simple pour le coeur d'un petit réacteur nucléaire NuScale à combustible issu de l'uranium et du thorium et de vérifier le renouvellement de l'élément fissile pour le combustible, en déterminant certaines de ses propriétés neutroniques telles que flux, vitesse de réaction (fission et capture) et leur distribution spatiale à l'aide d'un programme de simulation MCNP5 et le langage de programmation PYTHON pour l'automatisation des calculs.Côte titre : MAPH/0456 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1M6Iq04_tSWWOQX2nrOvxX9MixO3OGXXv/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0456 MAPH/0456 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible
Titre : Etude semi-analytique d’un cœur homogène cylindrique Type de document : texte imprimé Auteurs : Afaf Benyahia, Auteur ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2020 Importance : 1 vol (50 f.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Neutronique
Equation de diffusion
Cœur homogène cylindrique
Criticité
OkloIndex. décimale : 530 - Physique Résumé :
En neutronique les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d’accéder aux
grandeurs physiques d’intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, la
criticité... pour cela on applique l’équation de diffusion pour l’étude d’un cœur homogène
cylindrique à l'aide de programme de calcul numérique écrit en FORTRAN. La modélisation
physique et géométrique est la première étape du calcul scientifique pour établir par la suite
notre algorithme pour transcrire la solution de l’équation de diffusion en langage informatique
programmable.Côte titre : MAPH/0396 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1iVYBkQCfcqKCli839-Xv7QJKw5Ea9giE/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Etude semi-analytique d’un cÅ“ur homogène cylindrique [texte imprimé] / Afaf Benyahia, Auteur ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2020 . - 1 vol (50 f.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Neutronique
Equation de diffusion
Cœur homogène cylindrique
Criticité
OkloIndex. décimale : 530 - Physique Résumé :
En neutronique les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d’accéder aux
grandeurs physiques d’intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, la
criticité... pour cela on applique l’équation de diffusion pour l’étude d’un cœur homogène
cylindrique à l'aide de programme de calcul numérique écrit en FORTRAN. La modélisation
physique et géométrique est la première étape du calcul scientifique pour établir par la suite
notre algorithme pour transcrire la solution de l’équation de diffusion en langage informatique
programmable.Côte titre : MAPH/0396 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1iVYBkQCfcqKCli839-Xv7QJKw5Ea9giE/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0396 MAPH/0396 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible
Titre : Impact de la Mise à jour de la section efficace neutronique dans le calcul des paramètres neutroniques: Cas des réacteurs nucléaires naturels d’Oklo Type de document : texte imprimé Auteurs : Boussefsaf ,Dounia, Auteur ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2019 Importance : 1 vol (50 f .) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Phsique du rayonnement Index. décimale : 530 Physique Résumé : Une quinzaine de réacteurs nucléaires naturels ont été découverts dans les années 70 dans le
gisement d’uranium d’Oklo au Gabon, il y a environ 2 milliard d’années. D’abord étudiés pour
l’aspect physique et neutronique du phénomène nucléaire. Le but du présent travail est la
vérification des données obtenus précédemment dans des études ultérieures (plus de 30 ans) et ce
en utilisant des librairies de section efficace relativement récentes (>2000). Les résultats montrent en
effet, que l’impact de la mise à jour de la section efficace neutronique n’est pas négligeable dans le
calcul des paramètres neutroniques des réacteurs nucléaires d’Oklo. Il permet en fait d’obtenir des
valeurs plus précises et mise à jour de l’indice de spectre, de la fluence qui permettront mieux
d’ajuster les simulations numériques qui auront pour objet l’étude de la dynamique de ces réacteurs.Note de contenu :
Sommaire
Liste des tableaux
Introduction
Chapitre01 : Le phénomène d’Oklo
1. Description des gisements d’Oklo :…………………………………………………..........04
1.1. Situation du gisement :………………………………………………………………..04
1.2. Stratigraphie du gisement d’Oklo :………………………………………………...…05
2. Les zones de réaction :……………………………………………………………………..05
3. Caractéristiques des principaux éléments pour l’étude du phénomène d’Oklo :……….….07
3.1. L’uranium :……………………………………………………………………………07
3.2. Le plomb et le thorium :……………………………………………………………....08
3.3 .Les terres rares :……………………………………………………………………....08
3.4. Le ruthénium et le palladium :……………………………………………………..…09
Chapitre02 : Méthodes de calcul des paramètres neutroniques
1. Notion neutronique :…………………………………………………………………….....11
1.1. La fission nucléaire :…………………………………………………………………..11
1.2. Les neutrons de fission :……………………………………………………………....11
1.3. Les neutrons thermiques :………………………………………………………….….12
1.4. Facteur de multiplication :………………………………………………………….....12
1.5. La section efficace :…………………………………………………………………...13
2. La fluence neutronique :…………………………………………………...........................16
2.1. Calcul à partir de l’appauvrissement de l’uranium :…………………………….........16
2.2. Calcul à partir d’un isotope capturant :……………………………………………..…19
2.3. Section efficace effective et indice du spectre :…………………………………….....20
3. Le facteur de conversion :……….........................................................................................21
4. Date des réactions nucléaires à Oklo :………………………………………………….....22
4.1. Calcul à partir du plomb :……………………………………………………………..22
4.2. Calcul à partir nombre de fission d’U235 :…………………………………………...23
5. Contribution des trois noyaux : U235, U238 et Pu239 dans les réactions de fission……..24
Table de matière
Chapitre03 : Résultats et discussion
1. Calcul de la fluence et l’indice de spectre :…………………………………………….….26
1.1. La fluence minimaleCôte titre : MAPH/0340 En ligne : https://drive.google.com/file/d/17awscGiPaVKJMk7nW7hPu9ZC-9NWbvKi/view?usp=shari [...] Impact de la Mise à jour de la section efficace neutronique dans le calcul des paramètres neutroniques: Cas des réacteurs nucléaires naturels d’Oklo [texte imprimé] / Boussefsaf ,Dounia, Auteur ; Salah-Eddine Bentridi, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2019 . - 1 vol (50 f .) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Phsique du rayonnement Index. décimale : 530 Physique Résumé : Une quinzaine de réacteurs nucléaires naturels ont été découverts dans les années 70 dans le
gisement d’uranium d’Oklo au Gabon, il y a environ 2 milliard d’années. D’abord étudiés pour
l’aspect physique et neutronique du phénomène nucléaire. Le but du présent travail est la
vérification des données obtenus précédemment dans des études ultérieures (plus de 30 ans) et ce
en utilisant des librairies de section efficace relativement récentes (>2000). Les résultats montrent en
effet, que l’impact de la mise à jour de la section efficace neutronique n’est pas négligeable dans le
calcul des paramètres neutroniques des réacteurs nucléaires d’Oklo. Il permet en fait d’obtenir des
valeurs plus précises et mise à jour de l’indice de spectre, de la fluence qui permettront mieux
d’ajuster les simulations numériques qui auront pour objet l’étude de la dynamique de ces réacteurs.Note de contenu :
Sommaire
Liste des tableaux
Introduction
Chapitre01 : Le phénomène d’Oklo
1. Description des gisements d’Oklo :…………………………………………………..........04
1.1. Situation du gisement :………………………………………………………………..04
1.2. Stratigraphie du gisement d’Oklo :………………………………………………...…05
2. Les zones de réaction :……………………………………………………………………..05
3. Caractéristiques des principaux éléments pour l’étude du phénomène d’Oklo :……….….07
3.1. L’uranium :……………………………………………………………………………07
3.2. Le plomb et le thorium :……………………………………………………………....08
3.3 .Les terres rares :……………………………………………………………………....08
3.4. Le ruthénium et le palladium :……………………………………………………..…09
Chapitre02 : Méthodes de calcul des paramètres neutroniques
1. Notion neutronique :…………………………………………………………………….....11
1.1. La fission nucléaire :…………………………………………………………………..11
1.2. Les neutrons de fission :……………………………………………………………....11
1.3. Les neutrons thermiques :………………………………………………………….….12
1.4. Facteur de multiplication :………………………………………………………….....12
1.5. La section efficace :…………………………………………………………………...13
2. La fluence neutronique :…………………………………………………...........................16
2.1. Calcul à partir de l’appauvrissement de l’uranium :…………………………….........16
2.2. Calcul à partir d’un isotope capturant :……………………………………………..…19
2.3. Section efficace effective et indice du spectre :…………………………………….....20
3. Le facteur de conversion :……….........................................................................................21
4. Date des réactions nucléaires à Oklo :………………………………………………….....22
4.1. Calcul à partir du plomb :……………………………………………………………..22
4.2. Calcul à partir nombre de fission d’U235 :…………………………………………...23
5. Contribution des trois noyaux : U235, U238 et Pu239 dans les réactions de fission……..24
Table de matière
Chapitre03 : Résultats et discussion
1. Calcul de la fluence et l’indice de spectre :…………………………………………….….26
1.1. La fluence minimaleCôte titre : MAPH/0340 En ligne : https://drive.google.com/file/d/17awscGiPaVKJMk7nW7hPu9ZC-9NWbvKi/view?usp=shari [...] Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0340 MAPH/0340 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible
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
Disponible
Titre : Modélisation et Simulation d’un cœur de réacteur de type SMR avec le code OpenMC Type de document : texte imprimé Auteurs : Salah-Eddine Bentridi, Auteur ; Roumaissa Maouche, Directeur de thèse Année de publication : 2022 Importance : 1 vol (59 f.) Format : 29 cm Langues : Français (fre) Catégories : Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530-Physique Résumé :
Dans le présent travail sur l’étude des réacteurs nucléaires modulaires (Small Modular
Reactors : SMR) basé sur l’utilisation du Thorium dans le cycle combustible, on a utilisé un
code open source et gratuit « OpenMC », qui a été développé en langage Python et C++ au
niveau du MIT (CRPG), et ce pour modéliser et simuler le cœur du réacteur et l’analyse de
quelques paramètres neutroniques propres à la physique des réacteurs. Le cœur du réacteur
concerné par cette étude est du type NuScale et il fonctionne avec les neutrons thermiques et
de l’eau légère comme modérateur et caloporteur dans le circuit primaire.Côte titre : MAPH/0543 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1xQ9N5pPQYFCWGFZuWRr7xwagG1qwmk-r/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Modélisation et Simulation d’un cÅ“ur de réacteur de type SMR avec le code OpenMC [texte imprimé] / Salah-Eddine Bentridi, Auteur ; Roumaissa Maouche, Directeur de thèse . - 2022 . - 1 vol (59 f.) ; 29 cm.
Langues : Français (fre)
Catégories : Physique Mots-clés : Physique Index. décimale : 530-Physique Résumé :
Dans le présent travail sur l’étude des réacteurs nucléaires modulaires (Small Modular
Reactors : SMR) basé sur l’utilisation du Thorium dans le cycle combustible, on a utilisé un
code open source et gratuit « OpenMC », qui a été développé en langage Python et C++ au
niveau du MIT (CRPG), et ce pour modéliser et simuler le cœur du réacteur et l’analyse de
quelques paramètres neutroniques propres à la physique des réacteurs. Le cœur du réacteur
concerné par cette étude est du type NuScale et il fonctionne avec les neutrons thermiques et
de l’eau légère comme modérateur et caloporteur dans le circuit primaire.Côte titre : MAPH/0543 En ligne : https://drive.google.com/file/d/1xQ9N5pPQYFCWGFZuWRr7xwagG1qwmk-r/view?usp=shari [...] Format de la ressource électronique : Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0543 MAPH/0543 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
Sorti jusqu'au 28/02/2024PermalinkPermalink
