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

• CHAPITRE I : LES NOTIONS DE LA RADIOPROTECTION
  
• CHAPITRE II: INTERACTION NEUTRON-MATIERE
  
• CHAPITRE ‡V : CODE DE SIMULATION MONTE-CARLO (MCNP)
  
• CHAPITRE ‡W: MODELISATION DU DISPOSITIF PORTE-SOURCE NEUTRONIQUE
  
• Introduction Générale
  
• Introduction générale
  
• Introduction Générale
  
• Introduction générale
  
• Chapitre I : Les notions de la
  
• Chapitre II : Interaction Neutron-
  
  • II. 3. Notion de section efficace
    
  • II. 3. a. Section efficace microscopique
    
  • 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
    
  • 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
    
  • IV. 3. 2. Dimensionnement du dispositif avec parois en Aluminium
    
  • IV. 4. Calcul du poids du dispositif porte source
    
  • IV. 5. Conclusion
    
• Conclusion Générale
  
• Conclusion Générale