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


par Abir SALHI
Université Farhat Abbas  - Master 2021
  

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II. 6. c. Les accélérateurs de particules

Les accélérateurs de particules permettent d'accélérer à de très grandes vitesses des particules chargées (électrons et protons par exemple). Les particules accélérées sont dirigées vers des noyaux cibles pour produire des neutrons. Les réactions nucléaires qui peuvent être utilisées dans les accélérateurs sont les suivantes [21] :

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‡U.7. Conclusion

Lors de ce chapitre, nous nous sommes attardés sur les modes d'interaction des neutrons avec la matière. On avait surtout mis l'accent sur les phénomènes susceptibles de ralentir les neutrons et les stopper dans la matière.

La notion de section efficace et ses applications nous a permis de faire un choix préliminaire des matériaux à utiliser pour la construction du dispositif porte-source neutronique.

Chapitre ‡V : Code de simulation

Monte-Carlo (MCNP)

Chapitre III Code Simulation Monte-Carlo

23

III. Introduction

Au cours du présent chapitre nous essayerons de donner un bref aperçu sur quelques aspects du code de simulation MCNP5 (Monte Carlo N-Particules). Nous essayerons de mettre l'accent sur les fonctionnalités les plus utilisées dans nos travaux de simulations décrites dans ce mémoire.

III. 1 Aperçu général du code de simulation Monte Carlo

Le code MCNP (Monté Carlo N-Particules) a été développé initialement par le Laboratoire de Los Alamos aux Etats Unis. Ses domaines d'application sont divers, qu'il s'agisse de la radioprotection, de la dosimétrie, des calculs de réacteurs, de l'imagerie médicale. Il est couramment utilisé pour la simulation du transport des neutrons thermiques et rapides, des photons et des électrons dans des géométries ou des configurations tridimensionnelles complexes constituées de divers matériaux [22]. Il consiste en une méthode probabiliste qui permet l'étude du comportement des particules par une méthode de tirage aléatoire. Il permet également d'estimer des grandeurs physiques telles que les flux et les doses de rayonnements. Pour ce faire, il suit l'histoire des particules depuis leur naissance jusqu'à leur disparition en tenant compte des probabilités d'interactions avec les différents matériaux rencontrés, représentées par les sections efficaces [23].

Aussi, ce code permet de modéliser des géométries simples et complexes. Pour cela un fichier d'entrées (input file) est préparé par l'utilisateur, dans lequel sont définies les cellules, les surfaces, les matériaux, du modèle ainsi que le type de réponses souhaitées [24].

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