Conception et dimensionnements d’un système porte source neutronique PuBe par le code de simulation Monte-Carlo (MCNP)

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Sommaire:

INTRODUCTION GENERALE
CHAPITRE I : LES NOTIONS DE LA RADIOPROTECTION
I. INTRODUCTION
I. 1. Notions préliminaires
Ⅰ.2. Les Principes de la radioprotection
I. 3. Les effets nocifs de la radioactivité
I. 4. Mesures et unités de la radioactivité
I. 5. Notion de dose et le débit de dose
Ⅰ. 5. 1. La dose absorbée
I. 5. 2. Le débit de dose
Ⅰ. 5. 3. La dose équivalente
Ⅰ.5. 4. La dose ambiante
Ⅰ. 6. Les limites de dose
Ⅰ. 7. Les moyens de la radioprotection
I. 8. Conclusion
CHAPITRE II : INTERACTION NEUTRON-MATIERE
II. INTRODUCTION..10
II.1 Définitions et notions préliminaires
II. 2. Types d’interactions neutron-matière
II. 2. 1. Diffusions des neutrons
II. 2. 1. a. Diffusion élastique (n, n)
II. 2. 1. b. Diffusion inélastique (n, n’)
II. 2. 2. Absorption des neutrons .. 13
II. 2. 2. a. Réactions de capture radiative (n, γ)
II. 2. 2. b. Réactions de transmutation (n, p) ou (n, α)
II. 2. 2. c. Réactions de type A (n, xn) A [x= 2, 3 …]II. 2. 2. d. Réaction de fission (n, fission)
II. 3. Notion de section efficace
II. 3. a. Section efficace microscopique
Ⅱ. 3. b. Section efficace macroscopique
Ⅱ. 4. Notion du libre parcours moyen
Ⅱ. 5. L’atténuation des neutrons
II. 6. Les sources des neutrons
II. 6. a. Les réacteurs nucléaires
II. 6. b. Les sources radio-isotopiques
II. 6. c. Les accélérateurs de particules
Ⅱ.7. Conclusion
CHAPITRE Ⅲ : CODE DE SIMULATION MONTE-CARLO (MCNP)
III. INTRODUCTION
III. 1 Aperçu général du code de simulation Monte Carlo
III. 2. Présentation du code MCNP
III. 2. 1. Structure du fichier d’entrée
III. 2. 1. a) Définition des cellules [23]
III. 2. 1. b) Définition des surfaces [23]III. 2. 1. c) Données physiques [23]
III.5. Conclusion
CHAPITRE Ⅳ : MODELISATION DU DISPOSITIF PORTE-SOURCE NEUTRONIQUE
IV.INTRODUCTION
IV. 1. Présentation du dispositif Porte-source
IV. 2. La modélisation du système par le code MCNP5
IV. 2. 1. Elaboration du fichier d’entrée
IV. 2. 1. a) Modélisation Géométrique
IV. 2. 1. b) Données de matériaux dans MCNP5
IV. 2. 1. c) Paramètres de calculs
IV. 3. Etude de la dose par le code MCPN5
IV. 3. 1. Choix du matériau de la structure
IV. 3. 2. Dimensionnement du dispositif avec parois en Aluminium
IV. 4. Calcul du poids du dispositif porte source
IV. 5. Conclusion
CONCLUSION GENERALE

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