Calculs d'assemblages avec "modèles de fuites" en Monte-Carlo H/F

CEA; Gif-sur-Yvette; Sur place; EUR 40 000 - 60 000; Plein temps

Résumé du poste

Un acteur majeur de la recherche en Île-de-France recherche un stagiaire pour travailler sur des simulations Monte-Carlo dans le domaine des réacteurs nucléaires. Le candidat devra mettre en œuvre une méthode de simulation, comparer les résultats avec des codes déterministes et analyser diverses grandeurs d'intérêt liées à la diffusion neutronique. Ce poste est une excellente occasion d'approfondir vos connaissances en simulation et modélisation.

Qualifications

• Connaissances en simulation Monte-Carlo.
• Compréhension de la théorie de la diffusion et de transport.
• Capacité à analyser des données de simulation.

Responsabilités

• Mettre en œuvre une méthode de simulation dans un mini-app Monte Carlo.
• Comparer les résultats Monte-Carlo aux résultats d'un code déterministe.
• Examiner le spectre du flux neutronique en énergie.

Connaissances

Utilisation de codes Monte-Carlo

Modélisation de réacteurs nucléaires

Analyse des sections efficaces

Formation

Master en physique ou domaine connexe

Description du poste

Calculs d'assemblages avec "modèles de fuites" en Monte-Carlo H/F

Le CEA est un acteur majeur de la recherche, au service des citoyens, de l'économie et de l'Etat. 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 LTSD, Laboratoire du Transport Stochastique et des Données nucléaires, fait partie du SERMA, le Service d'Etudes des Réacteurs et de Mathématiques Appliquées du CEA/Paris-Saclay. C'est le laboratoire où sont développés les codes de simulation Monte-Carlo pour la neutronique.

Description du poste

L’utilisation de codes Monte-Carlo pour générer des données de diffusion à 2 groupes à partir de calculs d’assemblages représente une alternative intéressante aux solveurs déterministes, mais cette approche a traditionnellement été limitée.

La 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 cœur complet du réacteur, à l’aide de la théorie de la diffusion.

L’objectif du stage est de mettre en œuvre une 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 cœur 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 cœur complet.