University Sétif 1 FERHAT ABBAS Faculty of Sciences
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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
Disponible
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 Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité MAPH/0245 MAPH/0245 Mémoire Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleModélisation simulation multi-échelle de la croissance de nanoplôts de Si sur des substrats Si et SiGe oxydés / Sabah Fetah
![]()
Titre : Modélisation simulation multi-échelle de la croissance de nanoplôts de Si sur des substrats Si et SiGe oxydés Type de document : texte imprimé Auteurs : Sabah Fetah ; A. Chikouche, Directeur de thèse Editeur : Setif:UFA Année de publication : 2013 Importance : 1 vol (153 f .) Format : 29 cm Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Croissance de nanoplôts
Substrats Si
SiGe oxydés
Simulation Multi-échelleIndex. décimale : 530 Physique Côte titre : DPH/0150-0151 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/1960 Modélisation simulation multi-échelle de la croissance de nanoplôts de Si sur des substrats Si et SiGe oxydés [texte imprimé] / Sabah Fetah ; A. Chikouche, Directeur de thèse . - [S.l.] : Setif:UFA, 2013 . - 1 vol (153 f .) ; 29 cm.
Catégories : Thèses & Mémoires:Physique Mots-clés : Croissance de nanoplôts
Substrats Si
SiGe oxydés
Simulation Multi-échelleIndex. décimale : 530 Physique Côte titre : DPH/0150-0151 En ligne : http://dspace.univ-setif.dz:8888/jspui/handle/123456789/1960 Exemplaires (2)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité DPH/0150 DPH/0150-0151 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleDPH/0151 DPH/0150-0151 Thèse Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible
Titre : Modern introductory physics Type de document : texte imprimé Auteurs : CURNIER,Alain Editeur : New York : De Boeck Année de publication : 1999 Importance : 1 vol (519 p.) Format : 24 ISBN/ISSN/EAN : 978-0-387-98576-3 Note générale : Index Catégories : Physique Mots-clés : physique quantique Index. décimale : 530 Physique Note de contenu : What's going on here?
- Some physics you need to know.
- The chemist's atoms
- Gas laws.
- Hard-sphere atoms.
- Electric forces and fields
- Magnetic field and magnetic force.
- Electrical atoms and the electron.
- Waves and light.
- Time and length at high speeds.
- Energy and momentum at high speeds.
- The granularity of light.
- X-Rays.
- Particles as waves.
- The Heisenberg uncertainty principle.
- Radioactivity and the atomic nucleus.
- Spectra and the Bohr atom.
- Useful information.
- Index.Côte titre : Fs/1867-1868 Modern introductory physics [texte imprimé] / CURNIER,Alain . - New York : De Boeck, 1999 . - 1 vol (519 p.) ; 24.
ISBN : 978-0-387-98576-3
Index
Catégories : Physique Mots-clés : physique quantique Index. décimale : 530 Physique Note de contenu : What's going on here?
- Some physics you need to know.
- The chemist's atoms
- Gas laws.
- Hard-sphere atoms.
- Electric forces and fields
- Magnetic field and magnetic force.
- Electrical atoms and the electron.
- Waves and light.
- Time and length at high speeds.
- Energy and momentum at high speeds.
- The granularity of light.
- X-Rays.
- Particles as waves.
- The Heisenberg uncertainty principle.
- Radioactivity and the atomic nucleus.
- Spectra and the Bohr atom.
- Useful information.
- Index.Côte titre : Fs/1867-1868 Exemplaires (2)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité Fs/1867 Fs/1867-1868 Livre Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponibleFs/1868 Fs/1867-1868 Livre Bibliothéque des sciences Français Disponible
Disponible
Titre : Modern physics : an introductory text / Type de document : texte imprimé Auteurs : Jeremy I. Pfeffer ; Shlomo Nir Editeur : London : Imperial College Press Année de publication : 2000 Importance : xii, 544 p. Présentation : ill. Format : 25 cm ISBN/ISSN/EAN : 978-1-86094-250-1 Note générale : Includes index. Catégories : Physique Mots-clés : Théorie quantique
Relativité générale (physique)
Relativité restreinte (physique)Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Ce livre provient de la nécessité d'un texte d'élève approprié pour le cours «Introduction à la physique moderne» donné à l'Université hébraïque de Jérusalem. Ce cours est ouvert à tous les étudiants qui ont terminé les cours de physique standard de première année en mécanique, optique, électricité et magnétisme. Son objectif principal est de produire des diplômés qui sont - quelle que soit leur domaine de spécialisation - «physique moderne - alphabétisés». La présentation du matériel de cours met l'accent sur les aspects physiques des phénomènes.Modern physics : an introductory text / [texte imprimé] / Jeremy I. Pfeffer ; Shlomo Nir . - London : Imperial College Press, 2000 . - xii, 544 p. : ill. ; 25 cm.
ISBN : 978-1-86094-250-1
Includes index.
Catégories : Physique Mots-clés : Théorie quantique
Relativité générale (physique)
Relativité restreinte (physique)Index. décimale : 530 Physique Résumé :
Ce livre provient de la nécessité d'un texte d'élève approprié pour le cours «Introduction à la physique moderne» donné à l'Université hébraïque de Jérusalem. Ce cours est ouvert à tous les étudiants qui ont terminé les cours de physique standard de première année en mécanique, optique, électricité et magnétisme. Son objectif principal est de produire des diplômés qui sont - quelle que soit leur domaine de spécialisation - «physique moderne - alphabétisés». La présentation du matériel de cours met l'accent sur les aspects physiques des phénomènes.Exemplaires (1)
Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité Fs/0799 Fs/0799 Livre Bibliothéque des sciences Français Disponible
DisponiblePermalinkPermalinkPermalinkNiveaux de radioactivité naturelle et risques radiologique associés dans le minerai de phosphate (Djebel El Onk) et ses produits dérivés (acide phosphorique et fertilisants) / Benyahia, Amel Elhayet
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