Calculs d'Assemblages avec Modèles de Fuites en Monte-Carlo H/F - 78

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Il apporte des solutions concrètes à leurs besoins dans quatre domaines principaux : transition énergétique, transition numérique, technologies pour la médecine du futur, défense et sécurité sur un socle de recherche fondamentale. Le CEA s'engage depuis plus de 75 ans au service de la souveraineté scientifique, technologique et industrielle de la France et de l'Europe pour un présent et un avenir mieux maîtrisés et plus sûrs.

Implanté au coeur des territoires équipés de très grandes infrastructures de recherche, le CEA dispose d'un large éventail de partenaires académiques et industriels en France, en Europe et à l'international.

Les 20 000 collaboratrices et collaborateurs du CEA partagent trois valeurs fondamentales :

- La conscience des responsabilités
- La coopération
- La curiositéLa plupart des calculs industriels (déterministes) pour les réacteurs nucléaires suivent une approche en deux étapes. Tout d'abord, un seul assemblage de combustible est modélisé en théorie du transport en 2D avec des conditions aux limites de réflexion, afin de générer des sections efficaces à 2 groupes. Ces sections efficaces à 2 groupes sont ensuite utilisées pour modéliser le coeur complet du réacteur, à l'aide de la théorie de la diffusion. Une difficulté, liée au fait que chaque assemblage est modélisé indépendamment avec des conditions aux limites de réflexion, réside dans le fait que le spectre (en énergie) du flux neutronique résultant peut être très différent du spectre que l'assemblage subira réellement dans le coeur du réacteur, où les neutrons peuvent se déplacer entre les assemblages et/ou fuir du coeur. Les codes déterministes à l'échelle assemblage sont capables de contrecarrer cet effet grâce à une correction a posteriori, où un « modèle de fuites » est appliqué aux résultats. Sans l'application de cette correction, les sections efficaces de diffusion à 2 groupes, ainsi que les résultats d'évolution du combustible, peuvent être erronés, ce qui conduit à une modélisation inadéquate du coeur du réacteur dans son ensemble.

Dans la littérature, une méthode a été proposée pour intégrer directement la « correction de fuites » dans le processus de simulation Monte-Carlo. Cette approche résout directement l'équation du mode fondamental de « buckling » pour le flux neutronique. Liée à l'équation du transport de Boltzmann, l'équation de buckling est complexe, ce qui signifie que le flux neutronique recherché (en fonction de la position, de la direction et de l'énergie) possède à la fois une composante réelle et une composante imaginaire. Cela implique que les particules dans la simulation Monte Carlo doivent avoir des poids statistiques complexes, avec des parties réelles et imaginaires pouvant être positives ou négatives.
L'objectif du stage est de mettre en oeuvre cette méthode de simulation dans un mini-app Monte Carlo de transport neutronique. Ce code possède déjà de nombreuses fonctionnalités uniques qui facilitent le transport de particules avec des poids statistiques complexes. Une fois la méthode implémentée, les résultats Monte-Carlo seront comparés aux résultats issus d'un code déterministe avec modèle de fuites. Les grandeurs d'intérêt qui seront examinées incluront le spectre du flux neutronique en énergie, les coefficients de diffusion et les sections efficaces à 2 groupes. Les sections efficaces de diffusion à 2 groupes obtenues seront ensuite utilisées dans des simulations du coeur complet afin d'évaluer leur précision, en les comparant aux sections efficaces à deux groupes générées par des codes déterministes, ainsi qu'aux résultats de référence obtenus par Monte-Carlo en coeur complet. Si le temps le permet, une étude des résultats d'irradiation provenant du Monte-Carlo sera également envisagé