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Simulations numériques avec MCNP

Les simulations numériques effectuées dans le groupe sont de type "Monte Carlo". Le principal code utilisé pour ces simulation est le code MCNP (Monte Carlo N Particules) écrit au laboratoire LANL de Los Alamos. Il est spécialisé dans le transport de neutrons mais peut également gérer le transport de photons et d’électrons.

Le code MCNP a en particulier été utilisé pour simuler le dispositif expérimental de la mesure de la section efficace de capture radiative du ^{233}Pa. Le bon accord entre simulation et expérience pour de nombreuses valeurs discrètes a validé l’étape de construction d’une matrice de réponse continue totalement simulée.
Mais le code MCNP nécessite des fichiers d’entrée pouvant devenir très complexes. Depuis 2006, le groupe utilise également le code MURE (MCNP Utilities for Reactor Evolution) écrit par des chercheurs de Grenoble (LPSC) et d’Orsay (IPNO) qui permet entre autre de générer ces fichiers d’entrée.

Des documentations ont été rédigées par L. Mathieu afin d’aider tout nouvel utilisateur des codes MCNP ou MURE. Ces documentations n’ont pas vocation à remplacer les documentations officielles, mais apportent une aide pratique lors de l’écriture des fichiers d’entrée concernés.