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

III. 2. 1. b) Définition des surfaces [23]

C'est dans ce bloc que sont définies la géométrie et les dimensions du matériau à simuler. Les surfaces peuvent être représentées, par des équations (tableau 5), des points ou des macrostructures. Dans ce travail, c'est la méthode des macrostructures qui a été principalement utilisée. Ces dernières, déjà prêtes à l'utilisation, représentent une façon alternative de définir les cellules et les surfaces. Les formes prédéfinies sont : BOX (boîte), RPP (parallélépipède), SPH (sphère), RCC (cylindre), HEX (hexagone), REC (cylindre elliptique), TRC (cône), ELL (ellipsoïde), WED (cale, coin), ARB (polyèdre). Ces géométries sont décomposées par MCNPX en équations de surface et les facettes sont assignées des numéros individuels sélectionnés par l'utilisateur en vue de leur exploitation dans les différents tallies.

Chapitre III Code Simulation Monte-Carlo

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Les surfaces qui délimitent les cellules sont définies comme suit :

j a List

Là où :

j : est un nombre compris entre 1 et 99999 désignant le numéro de la surface, a : mnémonique de surface (plan, cylindre, sphère, etc.).

List = caractéristiques de la surface : dimensions, rayons, ..., etc. en cm. (Voir le tableau qui suit)

Tableau 5 : récapitulatif de certaines surfaces [23].

Par exemple

Commentaire

C surfaces card

1 cz 20.0 $ infinité z cylindre

Numéro de la surface rayon en cm

commentaire pour information

Mnémonique qui indique une surface de

cylindre infini sur l'axe des z

Chapitre III Code Simulation Monte-Carlo

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III. 2. 1. c) Données physiques [23]

Ce bloc permet de fournir les spécifications des problèmes physiques autres que la géométrie. En effet, il y est décrit les propriétés physiques des matériaux et y est précisé la source de rayonnement et le résultat attendu.

Ø Définition des matériaux

Les cartes de cette section précisent les compositions isotopiques des matériaux auxquels un numéro a déjà été attribué dans les cellules. Les matériaux se déclarent comme suit :

mn ZAID1 fraction1 ZAID2 fraction2 ...

Avec :

· mn= nom de la carte matériau (m), suivit par le numéro du matériau (n), entre les colonnes 1 et 5.

· zaid= numéro atomique suivit par la masse atomique de l'isotope. Il a la forme ZZZAAA.nnX.

· ZZZ numéro atomique.

· AAA masse atomique.

· nn identifiant des SE dans la librairie.

· X la classe de données : C pour les énergies continues, T thermal, P proton. Fraction= fraction de l'isotope.

Par exemple

mn zaid1 fraction1 zaid2 fraction2

m1 94239.66 c 2.442E-2 94240.66c 1.673E-3

Mn ZZZ numéro atomique

AAA masse atomique

nn identifiant des SE dans la librairie X la classe de données

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Définition des sources [23]

La source est principalement définie par la commande SDEF. Celle-ci permet de décrire toutes ses caractéristiques (type de particule émise, son énergie, la position et la répartition géométrique de l'émission) et n'est autorisée qu'une seule fois dans le fichier d'entrée. Certains des paramètres à déclarer sont :

SDEF PAR POS ERG VEC DIR WGT

Avec :

Variable		Signification	PAR
Type de particule (N=1, P=2, E=3)		POS
la position de particule		ERG
énergie des particules		VEC
vecteur directeur de la source sinon isotrope		DIR
cosinus directeur de la source sinon isotrope		WGT
le poids statistique des particules

Il existe d'autres paramètres supplémentaires permettant à une variable de prendre plusieurs valeurs. Pour pouvoir les introduire, il faut inscrire la distribution Dn (n étant le numéro de la distribution) à la place d'une valeur numérique. Chaque distribution utilisée est paramétrée par une ou plusieurs cartes : SIn (Source Information) qui spécifie la forme de la distribution (discrète, continue...) et les valeurs variables prises par la source, SPn (Source Probability) qui décrit les probabilités correspondantes à la distribution décrite avec la source.

Ø Définition des tallies [24]

Les compteurs (tallies) sont des observables permettant de spécifier la grandeur physique que l'on veut obtenir à la fin du calcul MCNP. Défini par la carte Fn (n indique le type de tally), un tally se présente par F ou *F précédé de certains paramètres (numéro de cellule, numéro de surface...). Le tableau si dessous représente les différents types de tally disponibles dans MCNP. Les tallies peuvent être associes à d'autres cartes afin d'avoir un résultat autre que celui spécifié par la carte Fn. Dans ce travail, la carte Fn a été associée aux cartes DE (Dose Energy) et DF (Dose Function). Ces dernières permettent d'avoir directement l'équivalent de

Chapitre III Code Simulation Monte-Carlo

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dose associé à une fluence en introduisant les coefficients de conversion. Elle se présente comme suit :

Fkn : X S1 S2 ...Sn tallie sur une surface

Fkn : X C1 ...Cn tallie sur une cellule

Avec :

k : un nombre entre 0 et 99 destiné à différentier les tallies de même type. n : un chiffre entre 1 et 8 destiné à indiquer le type de tally.

X: le type de particule.

Si : une surface sur laquelle on veut calculer le tally. Ci : une cellule dans laquelle on veut calculer le tally.

Mnémonique	Description	Unite F		Unite *F	F1
Nombre de particules traversant une surface	-	MeV		F2
Fluence de particules à travers une surface	1/cm^2	MeV /cm^2		F4
Fluence de particules dans une cellule	1/cm^2	MeV/cm^2		F5
Fluence de particules en un point détecteur	1/cm^2	MeV/cm^2		F6
Energie déposée par unité de masse	MeV/g	jerks/g		F7
Energie de fission déposée à travers une cellule	MeV/g	MeV		F8
Energie déposée	Evénement	MeV