Etude neutronique d'une configuration d'un cœur à base du combustible uranium-thorium

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Université Ferhat Abbas Sétif 1 1

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Faculté des Sciences

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Département : Physique ÁÇíÒí : ãÓÞ

MEMOIRE DE MASTER

DOMAINE : Sciences de la Matière
FILIERE : Physique

SPECIALITE : Physique des Rayonnements

Thème

Étude neutronique d'une configuration d'un coeur

à base de combustible Uranium-Thorium

Présenté par : Dirigé par :

BOUZOURDAZ Hakim Dr S.E BENTRIDI

MAKHLOUFI Houssem

Promotion : 2020/2021

REMERCJI EMENT

Merci notre ALLAH de nous avoir donné le courage et la foi.

Ce Mémoire a été rendu disponible grâce à l'aide de plusieurs
personnes à qui nous tenons à exprimer notre gratitude.

Nous tenons à exprimer notre gratitude à notre encadreur de
mémoire, Mr. BENTRIDI SalahEddine pour sa patience, sa
disponibilité et surtout ses conseils avisés, qui nous ont aidés à
alimenter notre réflexion.

Nous remercions également les professeurs de l'Université Farhat
Abbas Sétif-1 en particulier les professeurs de Faculté des
Sciences, qui nous ont fourni les outils nécessaires à la réussite de
nos études universitaires.

Nous tenons à exprimer notre gratitude aux amis et collègues qui
nous ont apporté un soutien moral et intellectuel tout au long de
notre parcours à l'Université.

Nos profonds remerciements vont également à toutes
les personnes qui nous ont aidés et soutenue de prés ou de loin.

DEDICACE

Tout d'abord je remercier ALLAH qui m'avoir aidé et donné la
patience et le courage durant mon parcours d'étude.

Je dédie cet événement marquant de ma vie :

A ma chère mère pour tous ses sacrifices, son amour, sa tendresse, son soutien et ses prières tout au long de mes études,

A l'âme pure de mon père, que ALLAH lui fasse miséricorde, A mon collègue de projet de la fin d'étude HOUSSEM,

A ma chère soeur YASMINA, pour ses encouragements constants et son soutien moral,

A mes chers frères AISSA, TEYAB pour leur soutien et leurs encouragements,

A toute ma famille pour leur soutien tout au long de mon parcours

universitaire,

Que ce travail soit un accomplissement de vos soi-disant désirs, et une évasion de votre soutien indéfectible,

Merci d'être toujours à mes côtés.

« HAKIM »

DéDICACE

Je tiens à la fin de ce travail à remercier ALLAH le Tout Puissant de
m'avoir donné la foi et de me permettre d'en arriver.
Je dédie ce modeste travail à :
Ma mère qui m'a encouragée depuis mon enfance.
Mon père qui a sacrifié sa vie pour faire de moi ce que je suis
aujourd'hui.
A ma chère soeur IMEN et ma chère fiancée LINDA, source de joie
et de bonheur,
Et à toute ma famille, source d'espoir et de motivation,
A tous mes amis et collègues dans la carrière universitaire, en
particulier HAKIM, HABIB,
A vous, cher lecteur,
Que ce travail soit un accomplissement de vos soi-disant désirs, et
une évasion de votre soutien indéfectible,
Merci d'être toujours à mes côtés.

« HOUSSEM »

Remerciement : Dédicace :

Sommaire :

Liste des Figures : Liste des Tableaux :

Introduction : 1

Chapitre 1 : Notions de neutronique et physique des réacteurs 3

I. Notions sur les réacteurs nucléaires à fission : 3

I.1. Interaction neutron-matière : 3

I.2. La section efficace d'interaction nucléaire : 4

I.3. La fission nucléaire et la réaction en chaîne : 6

I.4. La criticité et le facteur de multiplication : 8

I.5. Principe et composants d'un réacteur nucléaire à fission : 10

I.6. Les grandeurs neutroniques : 14

II. Les filières nucléaires et générations de réacteurs : 14

II.1. Classification des filières nucléaires : 14

III. Le concept des Petits Réacteurs Modulaires (SMR : Small Modular Reactor) 17

III.1. C'est quoi un SMR ? 17

a. Avantages et utilisation potentielle des SMR : 17

b. Fonctionnement et technologie d'un SMR : 19

c. Le réacteur du type NuScale comme exemple d'étude : 19

Chapitre 2 : Modélisation et simulation du réacteur 21

I. Modélisation et Simulation avec le code MCNP5 : 21

I.1. Modélisation géométrique : 21

I.2. Modélisation physique : 23

II.3. Le Code de Simulation MCNP5 : 25

3.1. Description du code MCNP5 : 26

3.2. Structure du fichier MCNP : 26

3.2.1. La carte des Cellule : 27

3.2.2. Les Univers et le réseau (Universe & Lattice) : 28

3.2.3. La carte des Surfaces : 29

3.2.4. Définition des données dans MCNP : 32

a. Définition de la source : 32

i. La carte KCODE : 32

ii. La carte source KSRC : 32

b. Définition des matériaux : 33

c. Tallies : 34

II. Automatisation du calcul et interprétation des données par le langage PYTHON 35

II.1. Le Langage Python : 35

II.2. Intégration du Python dans la modélisation et simulation du réacteur : 36

II.3. Description détaillés du Code [Criticité_Crt.py] : 36

3.1 Les Bibliothèques : 36

3.2. Les paramètres initiaux : 37

a. Les variables : 37

b. Les constants : 38

3.3. Les fonctions: 39

a. La fonction Fuel (enr_U5, f_UO2) : 39

b. La fonction ZAID_Fuel(enr_U5, f_UO2) : 40

c. La fonction header(enr_U5, f_UO2, H_core): 41

e. La fonction Crt_info() : 47

f. La fonction Crt() : 47

II.4. Intégration du Python dans la production des figures : 49

4.1. Description du Code [ plot.py] : 49

4.2. Code d'interprétation graphique de contour [Plotting_FMESH.py ] : 51

4.3. Description du Code [Plot_Spectrum.py ] : 53

Chapitre 3 : Résultats et Discussion 56

I. Méthodologie de calcul : 56

II. Le calcul de test pour la recherche de la configuration critique : 56

II.1. Préparation de fichier Input : 56

II.2. Obtention de l'enrichissement critique : 57

II.3. Calcul des grandeurs neutroniques : 59

III. Calcul des configurations à combustible Uranium-Thorium : 63

III.1. Obtention de l'enrichissement critique : 63

III.2. Calcul des grandeurs neutroniques : 64

III.3. Calcul du facteur de conversion THORIUM-URANIUM-233 : 68

Conclusion : 73

Références : 75