La viabilit? des r?acteurs nucl?aires d?pend d'un syst?me de s?curit? efficace dans l'exploitation des unit?s de traitement nucl?aire. Une grande partie de la s?curit? des r?acteurs ? fission nucl?aire est li?e ? la densit? neutronique, qui n?cessite un bon ?quilibre entre les neutrons ?mis et les neutrons perdus (par absorption ou fuite de neutrons), afin d'?viter des dommages majeurs tels que la surchauffe et d'?ventuelles explosions. Dans le pr?sent travail, une analyse bibliographique a ?t? r?alis?e concernant l'?nergie nucl?aire, la mod?lisation et la simulation dynamiques d'un r?acteur nucl?aire, le d?veloppement d'une nouvelle ?quation (syst?me d'?quations diff?rentielles non lin?aires) pour pr?dire la densit? de neutrons, la puissance et les fractions de masse des groupes de pr?curseurs de neutrons retard?s, dans un r?acteur ? fission nucl?aire et l'application de la logique floue dans ces r?acteurs. Selon la bibliographie, le syst?me d'?quations diff?rentielles non lin?aires propos? par Duderstadt et Hamilton est l'un des plus repr?sentatifs pour la pr?diction de la densit? de neutrons, mais pr?sente une lacune pour le r?sultat de la densit? de neutrons dans les syst?mes mod?r?s. Dans ce travail, une nouvelle ?quation a ?t? d?velopp?e pour pr?dire la densit? de neutrons dans les syst?mes mod?r?s.
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