Thesis Title: « Modélisation et analyse Monte Carlo de la variation de réactivité d'un réacteur de puissance type PWR – Interprétation de l'expérience CREOLE de mesure du coefficient de température »

Mohamed V University, Faculty of science, Rabat , Morocco (Education)

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (training period)

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education)

CNESTEN (training period)

•  Good knowledge of standard software packages and Microsoft Office programs.

•  Good experience of programming with:

C++, Visual Basic, FORTRAN, MATLAB, HTML.

•  Some experience of programming with:

JAVA, Pascal, Access.

1•  4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008 , Modélisation et Analyse Monte Carlo de la Variation de Réactivité d'un Réacteur de Puissance Type PWR – Interprétation de l'Expérience CREOLE de Mesure du Coefficient de Température, Y.Boulaich, T. El Bardouni, C. El Younoussi, B.El Bakkari, O. Meroun

2•  4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008, Caractérisation des positions d'irradiation du réacteur TRIGA MARK II moyennant le code MCNP5, C .El Younoussi, T.Bardouni, M.Chakir, B.El Bakkari, Y.Boulaich, O.Meroun 

3•  PHYTRA1: First International Conference on Physics and Technology of Reactors and Applications. Marrakech (Morocco), March 14-16, 2007, Analysis of the CREOLE experiment on the reactivity temperature coefficient using the MCNP5 code and ENDF/B-VI neutron cross sections evaluation, Y. Boulaich, T. El Bardouni, L. Erradi, A.Santamarina, E. Chakir, C.El Younoussi, O. Meroun, B. El Bakkari• 

4• 4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008, Etablissement d'un code de calcul Burnup et couplage avec le code MCNP, B. El Bakkari,T. El Bardouni, O. Meroun, C. El Younoussi, Y.Boulaich

Développement d'un fantôme numérique associé au code Monte Carlo MNCP- Application à la dosimétrie interne et externe dans les procédés de la radio- et neutron- thérapie

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of sciences and technics, Tangier , Morocco

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of sciences and technics, Tangier , Morocco

Thesis Title:

« Optimisation de la spectrométrie gamma de haute résolution pour l'analyse d'échantillons naturels »

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco

Doctorat en Sciences

Thesis Title: « Development of thermal hydraulic tool for light water cooled reactors under natural ciculation - Application to thermalhydraulic analysis of Moroccan Triga MarK II reactor »

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education and training)

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education)

CNESTEN (training period)

April 2003: Training course at the Department of safety and monitoring of the environment of the CNESTN (National Centre of Energy Sciences and Nuclear Techniques).

20 – 24 September 2004: Participation at the Workshop organized by XI Escuela Jacques Louis Lion Hispano-Francesa, Cadiz (Span).

Topic: Numerical simulation in physics and Engineering.

February – December 2005: Training course at Radiation and Nuclear Systems Laboratory, faculty of sciences of Tetuan

Thesis Title: « Monte Carlo study of semiconductor and new scintillation detectors response »

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education)

CNESTEN (training period)

PhD student

Thesis Title: «  Monte Carlo modeling and design of a PGNAA facility and determination of the dosimetric chart of the CENM TRIGA MARK II reactor »

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education and training)

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education)

CNESTEN (training period)

April 2004 : Training course at the elementary analysis unit of the National Centre of Energy Sciences and Nuclear Techniques (CNESTN)

February – July 2006 : Training course at reactor unit of the National Centre of Energy Sciences and Nuclear Techniques (CNESTN)

17-19 July 2006 : Participation at the first school on nuclear dating and their applications in the sciences of earth and human sciences.

1 •  Workshop sur les techniques analytiques, nucléaires et convention-nelles et leurs applications TANCA01, Rabat, 8-9 Décembre 2006, Caractérisation d'un canal lateral du réacteur TRIGA MARK II du CENM pour PGNAA moyennant le code MCNP, C. El Younoussi, T. El Bardouni, E. Chakir, M. Bounakhla, K. Embarch

2•  4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008 , Modélisation et Analyse Monte Carlo de la Variation de Réactivité d'un Réacteur de Puissance Type PWR – Interprétation de l'Expérience CREOLE de Mesure du Coefficient de Température, Y.Boulaich, T. El Bardouni, C. El Younoussi, B.El Bakkari, O. Meroun

3•  4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008, Caractérisation des positions d'irradiation du réacteur TRIGA MARK II moyennant le code MCNP5, C .El Younoussi, T.Bardouni, M.Chakir, B.El Bakkari, Y.Boulaich, O.Meroun 

4•  PHYTRA1: First International Conference on Physics and Technology of Reactors and Applications. Marrakech (Morocco), March 14-16, 2007, Analysis of the CREOLE experiment on the reactivity temperature coefficient using the MCNP5 code and ENDF/B-VI neutron cross sections evaluation, Y. Boulaich, T. El Bardouni, L. Erradi, A.Santamarina, E. Chakir, C.El Younoussi, O. Meroun, B. El Bakkari• 

5• 4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires à Casablanca : 24/25 Mai 2008, Etablissement d'un code de calcul Burnup et couplage avec le code MCNP, B. El Bakkari,T. El Bardouni, O. Meroun, C. El Younoussi, Y.Boulaich

Doctorat en Sciences

Thesis Title: « Elaboration of a new Monte Carlo burnup code: Application to the Moroccan TRIGA MARK II Research Reactor»

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education and training)

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of science, Tetouan , Morocco (Education)

CNESTEN (training period)

April 2003: Training course at the Department of safety and monitoring of the environment of the CNESTN (National Centre of Energy Sciences and Nuclear Techniques).

04 – 05 Mai 2004: Participation in the days of information and reflection on renewable energies, organized by the upper normal school of Tetuan – Morocco -.

20 – 24 September 2004: Participation at the Workshop organized by XI Escuela Jacques Louis Lion Hispano-Francesa, Cadiz (Span).

Topic: Numerical simulation in physics and Engineering.

February – December 2005: Training course at Radiation and Nuclear Systems Laboratory, faculty of sciences of Tetuan.

005 – 2006 / 2006 – 2007: Participation in an AECI bilateral research project intituled « DESARROLLO DE UN ESPECTROMETRO GAMMA PARA EL EXPERIMENTO R3B DE FAIR », Referenced as A/4294/05 with The Instituto de Estructura de la Materia IEM CSIC (MADRID) , Spain

C1. « Etude de benchmarks Rapides et validation des bibliothèques de sections efficaces » 8 ème journées de la recherche, University ABDELMALEK ESSAADI (Morocco) 24, 25 December. Authors: B. El Bakkari, T. El Bardouni, O. Merroun, E. Chakir.

C2. « Modélisation MCNP de benchmarks Rapides et qualification de nouvelles bibliothèques de sections efficaces », 3 ème Journées National de la Physique des réacteurs (JNPR3), Faculty of sciences DHAR ELMEHRAZ of Fès (Morocco) 14,15 April 2005. Authors: B. El Bakkari, T. El Bardouni, O. Merroun, E. Chakir.

C3. « Constitution and validation of new neutron cross section libraries for MCNP code using NJOY system and some critical benchmarks » Mathematics and Computing, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications Meeting, Palais des Papes, Avignon (French) , 12-15 September 2005. Authors: T. El Bardouni, O. Meroun, B. El Bakkari, M. Azahra, L. Erradi, E. Chakir, T. El Khoukhi;

C4. « Elaboration et qualification de nouvelles bibliothèques de sections efficaces » 9 ème Journée de la Recherche Scientifique Faculty of sciences of Tetuan (Morocco), 22 December 2005. Authors: B. El Bakkari, T. El Bardouni, O. Merroun, E. Chakir.

C5. « Elaboration et qualification de nouvelles bibliothèques de sections efficaces » Journées Méditerranéennes de la physique, Faculty of sciences of Tetuan (Morocco) 24,26 Novembre 2005. Authors: B. El Bakkari, T. El Bardouni, O. Merroun, E. Chakir.

C6. « Performance assessment of new neutron cross section libraries using MCNP code and some critical benchmarks » First International Conference on Physics and Technology of Reactors and Applications (PHYTRA1) Marrakech ( Morocco ) 14,16 March 2007. Authors: B. El Bakkari, T. El Bardouni, L. Erradi, E. Chakir , O. Meroun, M. Azahra, H. Boukhal, T. El Khoukhi, A. Htet.

C7. « Etablissement d'un code de calcul Burnup et couplage avec le code MCNP » 4ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires, Faculty of sciences of AIN CHOK Casablanca (Morocco) 24,25 Mai 2008. Authors: B. El Bakkari,T. El Bardouni, O. Meroun, C. El Younoussi, Y.Boulaich, E.Chakir.

C8. « Analysis of the CREOLE experiment on the reactivity temperature coefficient using the MCNP5 code and ENDF/B-VI neutron cross sections evaluation » First International Conference on Physics and Technology of Reactors and Applications (PHYTRA1) Marrakech (Morocco) 14,16 March 2007. Authors: Y. Boulaich, T. El Bardouni, L. Erradi, A.Santamarina, E. Chakir, C.El Younoussi, O. Meroun, B. El Bakkari.

C9. « Modélisation et Analyse Monte Carlo de la Variation de Réactivité d'un Réacteur de Puissance Type PWR – Interprétation de l'Expérience CREOLE de Mesure du Coefficient de Température » 4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires, Faculty of sciences of AIN CHOK Casablanca (Morocco) 24,25 Mai 2008. Authors: Y.Boulaich, T. El Bardouni, C. El Younoussi, B.El Bakkari, O. Meroun.

C10. « Caractérisation des positions d'irradiation du réacteur TRIGA MARK II moyennant le code MCNP5 » 4 ième Journée Nationale sur la Physique des Réacteurs Nucléaires, Faculty of sciences of AIN CHOK Casablanca (Morocco) 24,25 Mai 2008. Authors: C.El Younoussi, T.Bardouni, M.Chakir, B.El Bakkari, Y.Boulaich, O.Meroun.

Title:

Abstract:

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Keywords:

Title:

Développement d'un fantôme numérique associé au code Monte Carlo MNCP - Application à la dosimétrie externe dans les procédés de la radiothérapie

Abstract:

La radiothérapie est la spécialité médicale qui s'occupe du traitement des patients atteints de cancer par irradiation par faisceaux de photons et- ou électrons. Ces dernières années, une nouvelle thérapie a connu le jour avec le développement des faisceaux de neutrons de qualité. C'est la neutron-thérapie. Le traitement d'une tumeur par radio- ou neutron- thérapie nécessite de délivrer un maximum de dose sur un volume cible bien sélectionné tout en épargnant au mieux les organes avoisinants dont l'irradiation peut être responsable de complications. Il s'agit d'un problème qui vise à optimiser la distribution de la dose dans le patient. Pour aboutir à traitement de qualité, il est donc nécessaire de connaître la dose globale reçue par l'organe ainsi que les distributions de dose en profondeur.

L'estimation de la dose peut être faite par une reconstitution physique du protocole de la radio- ou neutron- thérapie à l'aide de techniques expérimentales ou de calcul. Celles-ci doivent être adaptables aux diverses situations, mettant en jeu un grand nombre de paramètres géométriques (morphologie, environnement, etc.) et physiques (spectre en énergie, géométrie de la source, etc.).

Les techniques expérimentales nécessitent un dispositif lourd et très coûteux. Cependant, la technique numérique de simulation basée sur la méthode de Monte Carlo permet de reconstruire une expérience sur ordinateur dans des conditions géométriques 3D très compliquées et en tenant compte, avec un maximum de détails, des événements physiques susceptibles d'avoir lieu lors du passage du rayonnement à travers le tissu. Avec le développement des moyens de calcul, cette technique est devenue de plus en plus populaire dans les problèmes qui traitent le transport du rayonnement dan la matière. Ainsi, plusieurs codes de calcul Monte Carlo ont été développés, parmi lesquels nous avons adopté MCNP (Monte Carlo N-Paricle transport) développé à Los Alamos National Laboratory aux Etats-Unis. Ce code est devenu un standard du fait de son champ d'application très diversifié et de la précision des calculs qu'il effectue.

Le présent travail porte sur le développement d'un fantôme numérique, représentant au maximum les détails d'un corps humain de taille standard, lisible par le code MCNP afin d'exploiter sa fonctionnalité dosimétrique dans l'optimisation des applications en radio- et neutron- thérapie.

La validation du modèle de calcul et l'évaluation des incertitudes liées à son utilisation seront réalisées. L'étude examinera ensuite les incertitudes engendrées par la géométrie et portera sur l'évaluation de l'influence des paramètres morphologiques sur la dose. Ceci permettra de déterminer les paramètres à connaître en fonction du type de thérapie, ainsi que le niveau de précision requis .

Keywords:

Rayonnement ionisant, dosimétrie, radiothérapie, calcul Monte Carlo, MCNP, fantôme numérique

Développement d'un fantôme numérique associé au code Monte Carlo MNCP- Application à la dosimétrie interne et externe dans les procédés de la radio- et neutron- thérapie

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of sciences and technics, Tangier , Morocco

Abdelmalek Essaadi University , Faculty of sciences and technics, Tangier , Morocco

Title:

Optimisation de la spectrométrie gamma de haute résolution pour l'analyse d'échantillons naturels

Abstract:

Keywords:

MCNPX, GeHp, effeciency , photon- spectrum, water, soil, activity

Title:

Development of thermal hydraulic tool for light water cooled reactors under natural ciculation - Application to thermalhydraulic analysis of Moroccan Triga MarK II reactor

Abstract:

Thermal-hydraulic design and analysis is considered as an important aspect in safety studies of nuclear reactors. The role of such thermal-hydraulic analysis is to accurately predict the adequate working conditions, in steady state and transient conditions as well as in accidental situations, assuring the safe operation of nuclear reactors. For a detailed thermal-hydraulic analysis of nuclear reactors, a basic understanding of heat and mass transfer phenomena occurring between fuel assemblies is required. In this context, the topic of this
dissertation consists on developing a three dimensional thermalhydraulic model capable to predict the thermal and the hydraulic behavior of the coolant in the core of the Moroccan TRIGA MARK II research reactor. For this purpose, SACATRI computer code, which fundamentals are described in this work, has
been developed to simulate, under steady state single phase conditions, the thermalhydraulic phenomena occurring inside the core of water-refrigerated research reactor under a natural convection regime. By using the subchannel approach, the thermal-hydraulic model of SACATRI code is based on four partial diferential equations that describe the conservation of mass, axial and transversal momentum, and energy. Empirical correlations, related to the coolant natural circulation, have been used for modeling the phenomena that are crucial to be described by theoretical relations. To achieve the full task of any numerical code, verification and validation are highly recommended activities for assessing the accuracy of computational simulations. In this
work we have proposed a new procedure which can be used during code and solution verification activities of thermal-hydraulic tools based on sub-channel approach. The technique of verification proposed is based mainly on the combination of the method of manufactured solution and the order of accuracy test. The verification of SACATRI code allowed the quantification and the
control of the most relevant numerical errors and the elaboration of exact analytical benchmarks that can be used to assess the mathematical correctness of the numerical solution. On the other hand, we have quantified the mathematical model accuracy of the code. The methodology adopted is based on the comparison between responses from SACATRI computational model and experimentally measured responses performed on the Brazilian IPR-R1 TRIGA research reactor installed and operated at the CDTN/CNEN. The results obtained have shown that, the SACATRI model for the IPR-R1 TRIGA reproduces the actual reactor thermalhydraulic behavior in good agreement with the available experimental data. The thermalhydraulic analysis of the Moroccan TRIGA MARK II research reactor shows that, under normal working conditions, the minimal departure from nucleate boiling is about 2.4. This value is equivalent to a local heat flux that is three times less than the critical heat flux that could leads to a hydrodynamic crisis in the level of the fuel gap. Moreover, thermalhydraulic simulations prove that, for the maximum inlet
coolant temperature (45ºC), the natural circulation of the coolant contributes efficiently in removing the heat generated in the reactor core.

Keywords:

Thermalhydraulic, research reactor, TRIGA, CFD, sub-channel
approach, verification & validation, order of accuracy, manufactured solution.

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Title:

Monte Carlo study of semiconductor and new scintillation detectors response

Abstract:

Keywords:

MCNPX, GeHp, Prelude, Brillance, effeciency , photon- spectrum

Chafik El Younoussi

PhD student at ERSN

Email: el_younoussi_chafik@hotmail.com

Mobile: +212665496733

Title:

Monte Carlo modeling and design of a PGNAA facility and determination of the dosimetric chart of the CENM TRIGA MARK II reactor

Abstract:

L'installation de n'importe qu'elle technique autour des réacteurs nucléaires de recherche passe toujours par des études de faisabilité et de caractérisation. L'une de ces études est la détermination de la cartographie des flux neutroniques et les débits de doses dans les différentes positions d'irradiations. Ces études sont très importants aussi bien pour la conception et l'évaluation des expériences que pour la sûreté des utilisateurs.

Les calculs de transport peuvent souvent fournir des informations utiles sur les caractéristiques du champ d'irradiation. Cependant, vue la complexité de certaines géométries comme c'est le cas du réacteur TRIGA, seuls les calculs de transport Monte Carlo sont capables de fournir une caractérisation fiable.

Plusieurs calculs ont été effectué dans ce travail, moyennant le code MCNP5 ( M onte C arlo N P articule transport), pour le calcul des composantes du flux neutronique dans différentes positions d'irradiation du réacteur TRIGA MARK II du CENM (Chaussette centrale, canaux expérimentaux d'irradiation, porte échantillon rotatif, terminal du système de transfert…etc.). Le modèle 3D du réacteur, déjà élaboré par notre groupe de recherche, a été utilisé pour l'ensemble de ces calculs. Les sections efficaces utilisées proviennent de la bibliothèque fournie avec MCNP5 et basée sur l'évaluation ENDF-B/ VI avec une dépendance continue en énergie et un traitement S( a , b ) particulier des neutrons thermiques dans les matériaux légers. La simulation utilisée jusqu'à présent est essentiellement analogue, sauf l'utilisation de la technique de réduction de variance appelée « Geometry Sppliting with Russian Roulette » ; ce qui justifie les temps relativement longs de ces calculs.

D'autres calculs ont été faits, toujours utilisant le même modèle MCNP du réacteur TRIGA, pour étudier l'évolution des flux de neutrons et des gammas et les débits de dose correspondants dans les différentes structures entourant le cœur (Graphite, Plomb, Béton etc...). Ces calculs vont servir pour quantifier l'activation de ces structures et pour établir une cartographie du débit de dose pour tout le réacteur.

Keywords:

MCNP, PGNAA , neutron- spectrum, flux, beam tube, TRIGA MARK II.

Title:

Development of a new Monte Carlo burnup computer code –
Application to the calculation of neutronics and burnup parameters of TRIGA MARK II Moroccan Research Reactor

Abstract:

Numerical applications implemented on the Monte Carlo method have developed in line with the increase of computer power; nowadays, in the field of nuclear reactor physics, the required computing time can be abundantly reduced by taking advantage of a computer cluster. This thesis present a new elaborated burnup computer code called “BUCAL1”. The code uses MCNP tally information directly in the computation; this approach allows performing straightforward and accurate calculation without having to use the calculated group fluxes to perform transmutation analysis in a separate code. The Validation process of BUCAL1 was done using code–to–code comparisons of calculated results of different benchmark fuels from the Nuclear Agency Energy (NEA). Analysis of the results obtained showed that BUCAL1 is precise enough to do burnup calculations for the widely used nuclear fuels (UO2, UO2-ThO2, U-ZrH and MOX).

Then, BUCAL1 was used to study the time-dependent neutronic parameters of the 2MW TRIGA MARK II Moroccan research reactor. For the purpose of this study a full 3-D model of the TRIGA reactor was elaborated using the maximum data provided by the constructor General Atomics (GA) of USA and validated by benchmarking the TRIGA reactivity experiments.

Keywords:

MCNP, BUCAL1, burnup, UO2, UO2-ThO2, U-ZrH, MOX and TRIGA MARK II.

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26 Mb

Title:

Etude Monte Carlo des caractéristiques de la tête d'un accélérateur médical linéaire

Abstract:

Les accélérateurs médicaux sont des machines permettant d'accélérer des particules dans le but de produire un faisceau de rayonnement chargé ou neutre avec des caractéristiques bien définies pour traiter les patients soufrant de tumeurs. Ces accélérateurs se présentent sous la forme d'un tube vide, où règne un champ électrique, se terminant avec une tête abritant la cible qui est la pièce maîtresse du dispositif. En effet le choix de la nature de la cible peut définir, parmi d'autres paramètres, les caractéristiques du faisceau de rayonnement produit pour irradier la tumeur.

Au Maroc, un grand nombre de centres médicaux privés ou publics se sont dotés de ces accélérateurs. Cependant, la recherche scientifique dans ce domaine reste très restreinte.

Dans ce travail, nous visons concentrer notre étude sur un deux types d'accélérateurs les plus utilisés dans le monde afin de décrire les phénomènes physiques microscopiques ayant lieu autour de la tête abritant la cible et d'en déduire les dégâts produits par irradiation des matériaux de structure. Cette étude aura pour objectifs la formulation de nouvelles propositions, aussi bien sur le plan structure que sur le plan conception, dans le but d'améliorer la qualité du faisceau et la durée de vie de la tête d'accélérateur.

Keywords:

Medical accelerator, dosimetry, Monte Carlo, MCNPX, variance reduction.

Title:

Abstract:

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Keywords:

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