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Guy Marleau
B. Sc. Physique (Ottawa), M. Sc. Physique (Mc Gill), Ph.D. Physique (McGill)
Professeur titulaire
Département de génie physique

Tél. : (514) 340-4711 poste 4204 Téléc. : (514) 340-3218 Local : B-258.12

Intérêts de recherche et affiliations

Intérêts de recherche

Mes intérêts principaux en recherche sont liés au développement de méthodes plus générales et améliorées pour résoudre numériquement l'équation de transport des neutrons. Une fois développées, ces méthodes sont généralement programmées dans le code de réseau DRAGON qui est utilisé pour générer les propriétés de cellule et de supercellules requises pour les calculs de gestions du combustible dans les réacteurs nucléaires et les analyses de sûreté. Je continue ainsi d'améliorer ce code que deux collègues et moi-même avons développé à l'École Polytechnique de Montréal.

L'impact de ce code sur l'industrie nucléaire se doit d'être mentionné. Il est distribué en Amérique du Nord par le «Radiation Shielding Information Center» à Oak Ridge, et est inclus dans la banque des logiciels de l'OCDE à Saclay. Il est aussi utilisé par CANDU Energy Inc pour toutes ses études de sûreté. L'Énergie atomique du Canada limitée distribue aussi DRAGON à ses partenaires industriels opérants des réacteurs CANDU. On retrouve aussi plusieurs du code DRAGON à l'échelle internationale incluant le laboratoire américain d'Idaho (INL), le CEA et EDF en France en plus de diverses compagnies en Argentine, Roumanie, Corée et Chine.

Mes plus récents projets de recherche incluent entre autre: 

  1. Le développement de méthodes d'analyse d'incertitude et de sensibilité pour des codes de réseau déterministes.

  2. L'analyse et l'optimisation du design du réacteur SCWR canadien.

  3. L'accélération des méthodes de résolution de l'équation de transport en 3D en optimisant les méthodes de quadrature numériques utilisées dans DRAGON.

  4. La parallélisation de DRAGON

Fonctions

  • Directeur de l'Institut de génie nucléaire
Type(s) d'expertises (sujets CRSNG)
  • 2400 GÉNIE NUCLÉAIRE
  • 2401 Conception et fonctionnement des réacteurs
  • 3102 Physique nucléaire
  • 3104 Physique des particules

Publications

Publications récentes
Article de revue
Prabha, H., Karthikeyan, R., Lajoie, M.-A., Marleau, G. & Hebert, A. (2017). Multiplication factors of single pin hexagonal cells and VVER-1000 reactor assembly. Annals of Nuclear Energy. Tiré de https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.04.006
Article de revue
Faure, B. & Marleau, G. (2017). Simulation of a sodium fast core: Effect of B1 leakage models on group constant generation. Annals of Nuclear Energy, 99, 484-494. Tiré de https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.10.002
Communication de conférence
Housseiny Milany, S.R. & Marleau, G. (2016). Application of the transport equation dominant modes in flux mapping. Communication présentée à 36th Annual CNS Conference and 40th CNS-CNA Student Conference - Nuclear in the 21st Century: Global Directions and Canada's Role, Toronto, ON, Canada.
Article de revue
Zadeh, F.M., Etienne, S., Chambon, R., Marleau, G. & Teyssedou, A. (2016). Effect of 3-D moderator flow configurations on the reactivity of CANDU nuclear reactors. Annals of Nuclear Energy, 99, 136-150. Tiré de https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.08.004

Enseignement

  • PHS2111: Physique statistique
  • PHS4700: Physique pour les applications multimédias
  • ENE6103: Calcul neutronique
  • ENE8105: Rayonnement et radioprotection
  • ENE8203: Technologie nucléaire

Encadrement à Polytechnique

EN COURS

  • Doctorat (3)

    • Bejaoui, Najoua. Simulation numérique du modèle compact SCWR en utilisant les codes DRAGON et DONJON.
    • Musongela, Mudimbi. Implantation d'un modèle de fuite B1 hétérogène avec la méthode des caractéristiques (MoC) pour les réacteurs rapides.
    • Zertuche Rodríguez, Jorge Valentín.
  • Maîtrise recherche (2)

    • Guillet, Martin.
    • Naceur, Ahmed. Amélioration du combustible nucléaire en utilisant des matériaux tolérants aux accidents.
  • Maîtrise professionnelle (2)

    • Do Amaral Ferreira, Renato.
    • Rohel, Noémie.

TERMINÉ

  • Thèse de doctorat (8)

    • Housseiny Milany, S.R. (2017). Development of a hybrid deterministic-stochastic method for full core neutronics (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/2499/
    • Raouafi, H. (2017). Simulation de mécanismes de contrôle de la réactivité inclinés du réacteur SCWR-canadien en utilisant les codes DRAGON-5 et DONJON-3 (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/2495/
    • Benguedouar, T. (2015). Étude du couplage entre les codes TRIPOLI et DRAGON (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1920/
    • Dion, M. (2015). Développement de méthodes de calcul de coefficients de sensibilité des sections efficaces multigroupes autoprotégées et de sensibilité implicite du Keff aux densités isotopiques (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1685/
    • Harrisson, G. (2015). Prise en compte des conditions des matériaux et du couplage axial le long d'un canal du réacteur refroidi à eau supercritique canadien (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1676/
    • St-Aubin, E. (2013). Ajustement du rechargement et des mécanismes de réactivité des réacteurs CANDU pour les cycles de combustible avancés (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1211
    • Assawaroongruengchot, M. (2007). Application of perturbation theory to lattice calculations based on method of cyclic characteristics (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal).
    • Courau, T. (2001). Application de la théorie des perturbations généralisées aux calculs de cellules utilisant la méthode des probabilités de collision (Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal).
  • Mémoire de maîtrise (21)

    • Faure, B. (2016). Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/2162/
    • Laurier, A. (2016). Implementation of the SPH Procedure Within the Moose Finite Element Framework (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/2100/
    • Marion-Ouellet, L.O. (2016). Utilisation de dispositifs à transfert de charge pour la détection de muons cosmiques dans un contexte de tomographie (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/2189/
    • Delattre, B. (2014). Étude d'un concept de cœur hybride refroidi à l'eau supercritique (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1436
    • Adouki, P. (2012). Neutronics-Thermalhydraulics Coupling in a CANDU SCWR (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/946
    • Bejaoui, N. (2012). Simulation numérique de l'effet du réflecteur radial sur les cellules REP en utilisant les codes DRAGON et DONJON (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/1028
    • Camand, C. (2012). Utilisation de sources et d'adjoints DRAGON pour les calculs TRIPOLI (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/961
    • Raghav, H.P. (2012). Computation of Neutron Fluxes in Fuel Pins Arranged in Hexagonal Lattices (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/785
    • Raouafi, H. (2012). Étude numérique de l'autoprotection spatiale dans des échantillons fortement absorbants irradiés dans le réacteur SLOWPOKE (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/947
    • Bentoumi, G. (2011). Simulation et caractérisation d'un détecteur à neutrons à base d'un scintillateur liquide linear alkyl benzene (LAB) chargé en bore (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/634
    • Laville, C. (2011). Étude de différentes méthodes de calculs de coefficients de sensibilités du keff aux données nucléaires (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/702
    • Musongela, M. (2011). Analyse des barres de compensation au cobalt du réacteur CANDU-6 en géométrie exacte en utilisant le code DRAGON (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/713
    • Bodin, C. (2010). Analyse de l'impact de l'environnement dans un schéma de calcul à deux étapes avec DRAGON et DONJON (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/440
    • Lajoie, M.-A. (2010). Développement dans DRAGON d'un module pour l'analyse du combustible compact des réacteurs prismatiques (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/249
    • Abdellahi, A. (2009). Étude de sûreté du SCWR par prise en compte du couplage neutronique-thermohydraulique (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal). Tiré de http://publications.polymtl.ca/170
    • Leroyer, H. (2009). Calculs d'assemblages de REP en environnement (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).
    • Duquette, J.-S. (2008). Effet de calculs dragon multicellules dépendants de l'environnement sur les prédictions donjon pour le ACR-1000 (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).
    • Le Mer, J. (2007). Simulations du comportement neutronique des REP en utilisant les codes DRAGON et DONJON (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).
    • Talebi, F. (2006). Evaluating the coolant void reactivity for assemblies of CANDU lattices (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).
    • Dufour, P. (2004). Implantation de la théorie d'équivalence dans la chaîne de calcul dragon/donjon-NDF (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).
    • Fournier, C. (1996). Résolution de l'équation de transport neutronique par une méthode d'éléments finis basée sur une fonctionnelle mixte-duale (Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal).

Revue de presse concernant Guy Marleau

21 novembre 2017, Electric Energy Online , The Ethics and Future of Nuclear Power Entrevue de Guy Marleau, professeur titulaire au Département de génie physique de Polytechnique Montréal.
15 septembre 2017, Radio-Canada, Où ont été menés les tests nucléaires? Les explications de Guy Marleau, professeur titulaire au Département de génie physique de Polytechnique Montréal.
17 mai 2017, Le Monde, Controverse autour d’un méga-projet d’entreposage de déchets radioactifs en Ontario Guy Marleau, professeur titulaire au Département de génie physique à Polytechnique Montréal, note que « l'installation recevra un gros volume de déchets à faible rayonnement » , dont des détecteurs de fumée, présents dans les hôpitaux, les industries et chez les particuliers.
19 mars 2017, Radio-Canada, ZEEP : L’émergence d’une industrie nucléaire Entrevue de Guy Marleau, professeur titulaire au Département de génie physique de Polytechnique Montréal.