72-1 | Simulations | Génie physique et systèmes embarqués (formation initiale sous statut étudiant) | S9 | ||||||
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Cours : 14 h | TD : 0 h | TP : 33 h | Projet : 0 h | Total : 47 h | |||||
Responsable : Benoit Guillon |
Pré-requis | |
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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). |
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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. |
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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 |
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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. |
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Compétences acquises | |
COMPETENCES SPECIFIQUES 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. COMPETENCES GENERIQUES Bloc de compétences : Considération de la dimension organisationnelle, personnelle et culturelle -> Niveau 2 : Se connaître, savoir se situer, s'autoévaluer, gérer ses compétences et opérer ses choix professionnels Bloc de compétences : Adaptation aux exigences propres de l'entreprise et de la société -> Niveau 2 : Aptitude à prendre en compte les enjeux et les besoins de la société Bloc de compétences : Acquisition de connaissances et méthodes scientifiques et techniques et maîtrise de leur mise en oeuvre -> Niveau 3 : Capacité à mobiliser des connaissances scientifiques et des techniques expérimentales ou de simulation -> Niveau 2 : Capacité à concevoir des systèmes innovants, à les concrétiser et à les tester -> Niveau 3 : Capacité à trouver, évaluer une information pertinente puis à l'exploiter, capacité s'auto-évaluer, enrichir ses connaissances et compétences Bloc de compétences : Acquisition, développement et mise en œuvre de connaissances et méthodes théoriques et expérimentales spécifiques à un domaine professionnel -> Niveau 3 : Capacité à exploiter participer à la conception ou démanteler un site nucléaire |
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Bibliographie | |
'Traité de neutronique' P. Reuss. 'Applied Reactor Physics' A. Hébert. |
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