Le groupe d'analyse nucléaire

Introduction

Fondé en 1981 afin de procurer un support analytique aux ingénieurs nucléaires de la centrale Gentilly-2, le Groupe d'analyse nucléaire (GAN) a comme objectif principal d'étudier et d'améliorer les modèles numériques de prévision du fonctionnement des réacteurs nucléaires. Pour l'exploitant d'une centrale nucléaire, la compréhension des techniques de simulations, ainsi que de leur domaine de validité, est essentielle aux activités courantes telles la gestion du combustible et les analyses de sûreté. Depuis sa création, le groupe a développé nombre de logiciels, dont plusieurs sont utilisés en industrie À titre d'exemples, citons quelques uns de nos logiciels qui servent pour des études de design des réacteurs nucléaires:

DRAGON: ce logiciel de calcul de cellule et d'assemblage est utilisé pour résoudre l'équation de transport neutronique à l'aide de la méthode des probabilités de collision et par la méthode des caractéristiques. Il se compare avantageusement à plusieurs autres logiciels semblables utilisés à l'échelle internationale. Le code peut accéder à différentes formats de bibliothèques de sections efficaces microscopique. Entièrement conçu au GAN, il possède des caractéristiques uniques telles le traitement des géométries de supercellule en transport 3-D et une méthodologie très sophistiquée de prise en compte des fuites. De plus, il possède toutes les options nécessaires à la récupération de données nucléaires consistantes pour le calcul des réacteurs, que le pas du réseau de combustible soit carré ou hexagonal. Développé avec 1'appui financier du CRSNG, de l'ÉACL, d'Hydro-Québec et de l'École Polytechnique, le logiciel DRAGON est utilisé par plusieurs organismes de recherche partout dans le monde pour les études des réacteurs de puissance ou des réacteurs de recherche.
DONJON: ce logiciel permet le calcul du coeur du réacteur en utilisant le module TRIVAC pour résoudre l'équation de diffusion des neutrons par des méthodes d'éléments finis ou de différences finies. Ce module a d'ailleurs été intégré à différents logiciels de calcul de réacteurs comme HQ-SIMEX (logiciel de suivi du coeur développé à Hydro-Québec pour la gestion du combustible). Le code DONJON inclus aussi le module NDF qui est utilisé pour résoudre l'équation de diffusion en utilisant des méthodes nodales. DONJON est un complément naturel à DRAGON et il permet d'effectuer de nombreuses analyses statiques des calculs de flux direct ou adjoint, des harmoniques et d'adjoints généralisés. De plus, en se servant d'approximations quasistatiques (améliorée et généralisée), il permet aussi les études en cinétique espace-temps.

Le personnel du GAN

Alain Hébert, professeur agrégé
- le transport et la diffusion neutronique 2-D et 3-D
- les méthodes d'homogénéisation
Jean Koclas, professeur agrégé
- la dynamique, le contrôle et la sûreté des réacteurs
- les méthodes nodales en diffusion neutronique
Guy Marleau, professeur agrégé
- le transport neutronique en 2-D et 3-D
- le développement et la validation des codes de neutronique
Robert Roy, professeur titulaire
- le transport neutronique en 2-D et 3-D
- les algorithmes parallèles et les méthodes numériques

Notre programme de recherche

1. Transport neutronique et calculs de cellule

Les principaux axes de recherche reliés au transport neutronique et aux calculs de cellule qui ont fait l'objet de subventions de recherche au cours des dernières années sont les suivants :

application des méthodes de perturbation généralisées à la résolution des équations par la méthode des probabilités de collision ;
développement de la méthode des caractéristiques pour des problèmes avec conditions aux frontière spéculaires et isotropes ;
le développement de nouveaux algorithmes pour les problèmes reliés à l'évolution du combustible et la définition de méthodes d'homogénéisation plus consistantes ;
développement d'algorithmes parallèles pour résoudre les équations de transport et modularisation du code en utilisant un moniteur généralisé.

2. Diffusion neutronique, cinétique et calculs de réacteur

Les principaux axes de recherche reliés à la diffusion neutronique et au code DONJON qui ont fait l'objet de subventions de recherche au cours des dernières années sont les suivants :

développement de méthodes de cinétique espace-temps efficaces, pour des modèles comprenant le système de régulation du réacteur, les systèmes d'arrêt d'urgence et la thermohydraulique du réacteur;
utilisation de facteurs de discontinuité dépendants du temps pour améliorer la précision des maillages grossiers en simulation ;

3. Gestion du combustible et cycles du combustible

Le cycle du combustible dans les réacteurs CANDU est un sujet d'intérêt et devrait représenter un domaine d'application majeur pour les codes développés au GAN :

application de la théorie des perturbations généralisées et de la programmation mathématique à l'optimisation des coeurs et aux cycles de combustibles des réacteurs CANDU;
analyse des cycles avancés du combustible dans des CANDU, incluant l'uranium légèrement enrichi, le recyclage du plutonium et de l'uranium récupéré des PWR.

Coopération avec l'industrie

Une partie importante du financement du GAN provient de contrats industriels :

contrats avec l'Énergie atomique du Canada limitée pour le support à DRAGON ;
contrats avec l'Énergie atomique du Canada limitée pour des analyses DONJON/CATHENA pour le réacteur du Centre Canadien des neutrons ;
contrats avec Hydro-Québec, Ontario Power Generation et la Commission Canadienne de sûreté nucléaire, pour des analyses ponctuelles en utilisant DRAGON.