Conclusion
Conclusion :
Dans notre mémoire nous avons utilisé le code de
calcul du transport neutronique basé sur les méthodes de
Monte-Carlo, le code MCNP5 qui est largement utilisé pour le calcul de
criticité des réacteurs et assemblages de combustible
nucléaire. Pour effectuer un calcul MCNP5, il faut fournir un fichier
d'entrée (INPUT) décrivant la géométrie du
système ; qu'elle soit simple ou complexes, ainsi que la composition
chimique et isotopique des matériaux constituants ce système
(fractions massiques ou atomiques, densité, ...) et finalement la
physique qu'on veut simuler (Source, interactions, grandeurs physiques,
criticité, ...) moyennant enregistreurs d'évènements,
appelés « TALLY ».
Dans ce travail, il a été donc possible
d'apprendre l'utilisation de ce code par la modélisation de
géométries simples en premier temps, ensuite des
géométries plus complexes, comprenant la création de
réseaux de cellules de combustibles (assemblages de crayons de
combustibles) selon l'arrangement et la disposition géométrique
souhaitée. Tester plusieurs configurations en termes de composition
chimique et isotopique, nécessite à chaque de redéfinir
les matériaux dans le fichier d'entrée et souvent un travail
manuel est lourd à effecteur à chaque qu'on veut attribuer les
valeurs de fractions massiques ou atomiques des éléments
constituants le combustible à titre d'exemple, ainsi que la
densité d'un mélange. Pour cela, on s'est appuyer sur le langage
PYTHON pour rendre ces modifications automatiques et ce en introduisant
uniquement les paramètres principaux qui définissent une
configuration donnée, comme l'enrichissement en U235 et la fraction de
l'UO2 dans le mélange Uranium-Thorium qu'on a adopté pour le
présent travail et c'est au script python de générer le
fichier d'entrée selon les standards et le format du MCNP5.
Dans le même sens, on a pu également
contrôler la création de fichier, leur gestion, l'exécution
d'un calcul MCNP et finalement l'extraction des informations et données
d'intérêts depuis les fichiers de sorties (OUTPUT, MESHTAL) comme
le keff, sa déviation standard, etc....
En plus, il nous a été possible de
maîtriser les interprétations et représentations graphiques
des résultats de calculs, comme le spectre neutronique, les
distributions spatiales du flux, des taux de réactions (fission et
capture) par le biais des modules Python dédiés (Matplotlib).
Tout ceci a été possible en utilisant des scripts Python qui ont
été écrits dans le cadre de ce projet de fin
d'étude.
On a étudié également le cas d'un
réacteur SMR de type NusScale (150MWth et 35MWe) qu'on a
modélisé et calculer avec MCNP5, dans l'hypothèse d'un
combustible à base d'une mixture homogène d'UO2 et ThO2, pour
différentions proportions.
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