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Calcul neutronique des réacteurs

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Certificats et microprogrammes de 1er cycle
Baccalauréat (formation d'ingénieur)
Études supérieures
ENE6103
Calcul neutronique des réacteurs
Nombre de crédits :
3 (3 - 0 - 6)
Les chiffres indiqués entre parenthèses sous le sigle du cours, par exemple (3 - 2 - 4), constituent le triplet horaire.
Le premier chiffre est le nombre d'heures de cours théorique par semaine (les périodes de cours durent 50 minutes).
Le second chiffre est le nombre d'heures de travaux dirigés (exercices) ou laboratoire, par semaine.
(Note : certains cours ont un triplet (3 - 1.5 - 4.5). Dans ce cas, les 1,5 heure par semaine sont des laboratoires qui durent 3 heures mais qui ont lieu toutes les deux semaines. À Polytechnique, on parle alors de laboratoires bi-hebdomadaires).
Le troisième chiffre est un nombre d'heures estimé que l'étudiant doit investir de façon personnelle par semaine pour réussir son cours.
Le premier chiffre est le nombre d'heures de cours théorique par semaine (les périodes de cours durent 50 minutes).
Le second chiffre est le nombre d'heures de travaux dirigés (exercices) ou laboratoire, par semaine.
(Note : certains cours ont un triplet (3 - 1.5 - 4.5). Dans ce cas, les 1,5 heure par semaine sont des laboratoires qui durent 3 heures mais qui ont lieu toutes les deux semaines. À Polytechnique, on parle alors de laboratoires bi-hebdomadaires).
Le troisième chiffre est un nombre d'heures estimé que l'étudiant doit investir de façon personnelle par semaine pour réussir son cours.
Département :
Génie physique
Préalable(s) :
Corequis :
Notes :
Responsable(s) :
À venir
Description
Présentation de la réaction en chaîne dans le contexte du calcul de réacteur. Formulation de l'équation de la diffusion à deux groupes d'énergie. Discrétisation de l'équation de diffusion statique : méthode des différences finies classique, méthode des différences finies centrées, éléments finis lagrangiens primaux, méthode analytique nodale. Théorie généralisée des perturbations. Rappel de la cinétique ponctuelle. Cinétique espace-temps implicite. Présentation du code DONJON pour simulation « cur-entier » d'un réacteur nucléaire. Application de la méthode de Monte-Carlo en approximation multigroupe.
Présentation de la réaction en chaîne dans le contexte du calcul de réacteur. Formulation de l'équation de la diffusion à deux groupes d'énergie. Discrétisation de l'équation de diffusion statique : méthode des différences finies classique, méthode des différences finies centrées, éléments finis lagrangiens primaux, méthode analytique nodale. Théorie généralisée des perturbations. Rappel de la cinétique ponctuelle. Cinétique espace-temps implicite. Présentation du code DONJON pour simulation « cur-entier » d'un réacteur nucléaire. Application de la méthode de Monte-Carlo en approximation multigroupe.