Utilisation de sources et d'adjoints DRAGON pour les calculs TRIPOLI

La simulation numérique est un élément essentiel de la physique des réacteurs nucléaires pour comprendre le comportement des neutrons dans et en dehors d'un réacteur nucléire. Il s'agit de résoudre l'équation de transport des neutrons afin de connaitre le flux neutronique et les interactions des neutrons avec la matière. On utilise des codes de calculs pour la résoudre dans le cadre de problèmes de criticité, ou l'on est en présence de milieux multiplicateurs de neutrons, et de radioprotection. On distingue deux grandes familles de méthodes numériques pour résoudre cette équation. Les méthodes déterministes résolvent directement l'équation de transport en procédant à certaines approximations. Le domaine énergétique est divisé groupes d'énergie, on utilise un maillage spatial pour traiter la géométrie, l'opérateur de transport est parfois dégradé. Ces approximations engendrent une erreur inhérente. Ces méthodes offrent cependant de bonnes performances en terme de temps de calcul. Les méthodes Monte Carlo ou stochastiques simulent un très grand nombre de neutrons et leurs interactions avec la matière en minimisant les approximations. L'énergie peut être traitée de manière continue ou multigroupe. Les grandeurs calculés sont des variables aléatoires, et les résultats obtenus comportent une incertitude statistique. Il faut simuler un très grand nombre de particules pour que le calcul converge et que les résultats soient suffisamment précis. De ce fait, les temps de calculs de ces méthodes peuvent être très longs. Cette étude vise à mettre en place un chainage d'un code déterministe vers un code stochastique. Nous voulons améliorer la convergence des calculs Monte Carlo réalisés avec le code TRIPOLI. Nous désirons utiliser des données calculées par le code déterministe DRAGON afin de les implémenter en entrée du calcul TRIPOLI. Nous allons développer deux méthodes, chacune adaptée pour un type de problème différent. La première méthode a pour principe de calculer dans DRAGON des distributions de sources de neutrons et de les insérer en entrée d'un calcul de criticité réalisé avec TRIPOLI. L'objectif est d'accélérer la convergence des sources de neutrons, et ainsi de sauver les premiers cycles de particules qui ne sont pas significatifs. La deuxième méthode a pour but d'utiliser le flux adjoint généré par DRAGON comme fonction d'importance dans un calcul TRIPOLI de protection. L'objectif est d'améliorer le facteur de qualité de la réponse d'un détecteur placé loin de la source de neutrons. La méthode d'initialisation des sources d'un calcul TRIPOLI en mode criticité par des sources DRAGON a requis la création dans DRAGON d'un module permettant de générer une liste de sources selon la syntaxe d'un jeu de données TRIPOLI, incluant l'intensité de