Modélisation Monte Carlo et conception d'un dispositif d'irradiation dédié à PGNAA et détermination de la carte dosimétrique du réacteur TRIGA MARK II du CENM

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Toubkal : Le Catalogue National des Thèses et Mémoires

Modélisation Monte Carlo et conception d'un dispositif d'irradiation dédié à PGNAA et détermination de la carte dosimétrique du réacteur TRIGA MARK II du CENM

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dc.contributor.author El Younoussi, Chafik
dc.description.collaborator Ameziane, K. (Président)
dc.description.collaborator Chakir, E. (Rapporteur)
dc.description.collaborator El Hajjaji, O. (Rapporteur)
dc.description.collaborator Azahra, M. (Rapporteur)
dc.description.collaborator Tajmouati, J. (Examinateur)
dc.description.collaborator Nacir, B. (Invité)
dc.description.collaborator El Bardouni, T. (Directeur de la thèse)
dc.date.accessioned 2012-02-20T11:57:15Z
dc.date.available 2012-02-20T11:57:15Z
dc.date.issued 2011-10-29
dc.identifier.uri http://196.200.131.109:8181/xmlui77/handle/123456789/8657
dc.description.abstract La présence thèse est orientée suivant deux axes de travail : Le premier concerne la caractérisation des positions d’irradiation et la détermination et la détermination de la carte dosimétrique du réacteur TRIGA MARK II du CENM. Et le deuxième est une étude de faisabilité d’un dispositif d’irradiation dédié à PGNAA qui sera installé dans un canal latéral du réacteur. La connaissance de la distribution du flux neutronique dans les différentes positions du réacteur est très importante aussi bien pour la conception et l’évaluation des expériences que pour la sûreté des utilisateurs. Les calculs de transport peuvent fournir des informations utiles sur les caractéristiques des champs d’irradiation. Cependant, pour les géométries compliquées, seuls les calculs Monte Carlo son capables de donner une caractérisation fiable. Nous avons opté pour la méthode de Monte Carlo pour sa capacité de pouvoir modéliser avec le maximum de détail tout type de géométrie, tenir compte de tout type d’interaction et utiliser des sections efficaces ponctuelles. C’est ainsi que nous avons choisi le code MCNP5, code de référence pour le calcul de transport de particules par la méthode de Monte Carlo pour établir un modèle numérique du réacteur qui est sera utilisé pour la caractérisation du flux de neutrons dans les différentes régions et pour l’évaluation des conditions radiologiques et l’étude des structures entourant le cœur. Dans la seconde partie nous étudions la faisabilité d’un dispositif d’irradiation pour optimiser le flux de neutrons sortant d’un canal latéral à la technique d’activation neutronique à gamma prompts PGNAA. Cette technique qui est de plus en plus employée auprès des réacteurs nucléaires de recherche, trouve des applications dans différents domaines notamment l’agriculture, l’archéologie, la médecine, les études de l’environnement … etc. Son principal avantage est qu’elle permet l’identification et la détermination au niveau de traces de plusieurs éléments qui ne peuvent pas être déterminés par la méthode d’activation classique et les autres méthodes conventionnelles (FRX, ICP AES). fr_FR
dc.language.iso fr fr_FR
dc.publisher Université Abdel Malek Essaâdi, Faculté des Sciences, Tétouan fr_FR
dc.subject Physique nucléaire fr_FR
dc.subject Modélisation Monte Carlo fr_FR
dc.subject Conception fr_FR
dc.subject Dispositif d'irradiation fr_FR
dc.subject Carte dosimétrique fr_FR
dc.subject Réacteur TRIGA MARK II fr_FR
dc.subject CENM fr_FR
dc.title Modélisation Monte Carlo et conception d'un dispositif d'irradiation dédié à PGNAA et détermination de la carte dosimétrique du réacteur TRIGA MARK II du CENM fr_FR

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