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Simulations

3EAC4 Simulations Electronique et Physique appliquee S9
Cours : 13 h TD : 0 h TP : 30 h Projet : 0 h Total : 43 h
Responsable : Jean-Luc Lecouey
Pré-requis
Notions de base en neutronique et en physique des réacteurs : module 'Introduction aux réacteurs' (2E1AD4) et Neutronique 1 (2E1AD5).
Notions de base sur les méthodes de résolution Monte Carlo (MCNP) : module 'Simulations Monte Carlo' (2E2AC5).
Objectifs de l'enseignement
Cet enseignement se divise en deux modules distincts

Le premier module se propose de donner aux élèves les connaissances théoriques nécessaires sur les méthodes de résolution déterministe de l'équation de transport neutronique. Après une présentation détaillé de l'équation de Boltzmann et de ses possibles traitements numériques, ce cours introduit les schémas de calcul appliqués à la physique des réacteurs.

Le second module rappelle les principes de probabilités et statistiques à l'oeuvre dans les simulations Monte Carlo, présente des tests statistiques permettant de jauger de la qualité des résultats de simulations Monte-Carlo et enfin introduit les grands principes de la réduction de variance.
Programme détaillé
A. Résolution déterministe de l'équation de transport neutronique
(schémas de calculs appliqués à la physique des réacteurs)

 1. Equation de transport neutronique : forme intégrale et intégro-différentielle
 2. Discrétisation de l'équation de transport : formalisme multi-groupe et calcul d'autoprotection, discrétisation de l'espace des phases, condensation.
 3. Résolution de la forme intégrale : méthode des probabilités de collision, méthode des caractéristiques...
 4. Résolution de la forme intégro-différentielle : équation de diffusion, méthodes Sn/Pn...
 5. Schémas de calcul appliqués à la physique des réacteurs
 6. Présentation du code de calcul DRAGON


B. Simulations Monte-Carlo Avancées :

 1. Échantillonnage d'une densité de probabilité
 2. Tests statistiques
 3. Réduction de variance
Applications (TD ou TP)
TP Dragon : Calcul cellule combustible UOX et MOX (efficacité bore, coefficient de température et effet de spectre, rapport de modération,...). Calcul d'évolution. Calcul assemblage et calcul coeur.

TP MCNP : Utilisation de techniques de réduction de variance pour résoudre un problème de dosimétrie élémentaire dans un bâtiment nucléaire.
Compétences acquises
A l'issue de ce cours et des séance de TP, l'élève ingénieur sera familiarisé avec les méthodes de résolution déterministe de l'équation de transport et aura pris en main le code de calcul DRAGON. En outre, il sera familiarisé avec les techniques de réduction de variance fréquemment utilisées en simulations Monte-Carlo.
Bibliographie
'Traité de neutronique' P. Reuss.
'Applied Reactor Physics' A. Hébert.

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