CHAPITRE II: INTERACTION NEUTRON-MATIERE
II. INTRODUCTION 10
II.1 Définitions et notions préliminaires
10
II. 2. Types d'interactions neutron-matière
11
II. 2. 1. Diffusions des neutrons 12
II. 2. 1. a. Diffusion élastique (n, n)
12
II. 2. 1. b. Diffusion inélastique (n, n')
12
II. 2. 2. Absorption des neutrons 13
II. 2. 2. a. Réactions de capture radiative
(n, ã) 13
II. 2. 2. b. Réactions de transmutation (n,
p) ou (n, á) 14
II. 2. 2. c. Réactions de type A (n, xn)
A [x= 2, 3 ...] 14
II. 2. 2. d. Réaction de fission (n, fission)
14
II. 3. Notion de section efficace
............ . 15
II. 3. a. Section efficace microscopique 16
II. 3. b. Section efficace macroscopique 16
II. 4. Notion du libre parcours moyen .....
18
II. 5. L'atténuation des neutrons......
19
II. 6. Les sources des neutrons ...... 19
II. 6. a. Les réacteurs nucléaires
19
Table de matière
II. 6. b. Les sources radio-isotopiques 19
II. 6. c. Les accélérateurs de particules
22
‡U.7. Conclusion 22
CHAPITRE ‡V : CODE DE SIMULATION MONTE-CARLO
(MCNP)
III. INTRODUCTION 23
III. 1 Aperçu général du code de
simulation Monte Carlo 23
III. 2. Présentation du code MCNP 23
III. 2. 1. Structure du fichier d'entrée
23
III. 2. 1. a) Définition des cellules [23]
25
III. 2. 1. b) Définition des surfaces [23]
26
III. 2. 1. c) Données physiques [23]
28
III.5. Conclusion 30
CHAPITRE ‡W: MODELISATION DU DISPOSITIF
PORTE-SOURCE NEUTRONIQUE
IV.INTRODUCTION 31
IV. 1. Présentation du dispositif Porte-source
31
IV. 2. La modélisation du système par le
code MCNP5 32
IV. 2. 1. Elaboration du fichier d'entrée
32
IV. 2. 1. a) Modélisation
Géométrique 32
IV. 2. 1. b) Données de matériaux dans
MCNP5 34
IV. 2. 1. c) Paramètres de calculs 34
IV. 3. Etude de la dose par le code MCPN5 34
IV. 3. 1. Choix du matériau de la structure
34
IV. 3. 2. Dimensionnement du dispositif avec parois en
Aluminium 35
IV. 4. Calcul du poids du dispositif porte source
37
IV. 5. Conclusion 38
CONCLUSION GENERALE 39
LES REFERENCES
Listes Des Figures
Figure 1: la pénétration des
rayonnements ionisant 14
Figure 2: l'expérience de J. Chadwick
22
Figure 3 : les types d'interactions
neutron-matière. 24
Figure 4 : Diffusion élastique . 24
Figure 5 : Diffusion inélastique
25
Figure 6 : Réactions d'absorption
25
Figure 7: La fission d'un noyau d'uranium 235
27
Figure 8 : Définition de la section efficace
macroscopique 29
Figure 9 : schéma représente la source
neutronique 32
Figure 10 : spectre d'énergie des neutrons de
la source 238Pu-Be (á, n) 33
Figure 11 : Schématisation du fichier input du
code MCNP 37
Figure 12 : interface Vised. 38
Figure 13 : Forme du dispositif pour une
épaisseur de paraffine de 5 cm 46
Figure 14 : modèle MCNP5 du dispositif
porte-source 47
Figure 15 : modèle de volume entourant le
dispositif porte source. 47
Figure 16 : Débit de dose en fonction du
matériau de structure. 49
Figure 17 : la dose en fonction la distance
50
Figure 18 : poids du dispositif en aluminium en
fonction de l'épaisseur de la paraffine 52
Liste Des Tableaux
Tableau 1 : facteur de pondération radiologique
(IAEA) 18
Tableau 2 : Classement des neutrons selon leur
énergie cinétique 23
Tableau 3 : énergies seuils réactions
(n, 2n). 26
Tableau 4 : comparaison du section efficace
29
Tableau 5 : récapitulatif de certaines
surfaces. 40
Tableau 6 : les valeurs de Débit de dose en
fonction du matériau de structure. 49
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