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.