Validation du schéma de calcul du débit de dose D1S

Informations générales

Entité de rattachement

Le CEA est un acteur majeur de la recherche, au service des citoyens, de l'économie et de l'Etat.

Il apporte des solutions concrètes à leurs besoins dans quatre domaines principaux : transition énergétique, transition numérique, technologies pour la médecine du futur, défense et sécurité sur un socle de recherche fondamentale. Le CEA s'engage depuis plus de 75 ans au service de la souveraineté scientifique, technologique et industrielle de la France et de l'Europe pour un présent et un avenir mieux maîtrisés et plus sûrs.

Implanté au cœur des territoires équipés de très grandes infrastructures de recherche, le CEA dispose d'un large éventail de partenaires académiques et industriels en France, en Europe et à l'international.

Les collaboratrices et collaborateurs du CEA partagent trois valeurs fondamentales :

• La conscience des responsabilités

• La coopération

• La curiosité

Référence

Description de l'unité

L'Institut de Recherche sur la Fusion par Confinement Magnétique est l'un des départements de la Direction de la Recherche Fondamentale du CEA. Depuis plus de 50 ans, son rôle est de mener des recherches sur une nouvelle source d'énergie : la fusion par confinement magnétique, en s'associant avec le programme Fusion européen. L'IRFM est installé sur le Centre CEA de Cadarache. Les activités de L'IRFM sont structurées autour de trois axes de recherches de développement :
- contribuer à la réalisation du projet ITER et ceux de l'Approche Elargie (tokamak JT-60SA principalement),
- préparer l'opération scientifique d'ITER, à travers des activités d'expérimentation et de contrôle, ainsi que de théorie et de modélisation,
- établir les bases du futur réacteur de fusion.
Ces activités sont intimement connectées à un effort tout particulier de formation des générations futures de physiciens et de technologues de la fusion. L'IRFM a à sa disposition de nombreuses plateformes de R&D et de tests, dont le tokamak WEST (pour Tungsten (w) Environnement Steady-State Tokamak), transformation de Tore Supra en banc de test pour ITER, le nouveau tokamak du CEA va permettre de tester l'un des composants clé d'ITER et de poursuivre les recherches en physique des plasmas, dans un contexte international grâce aux nombreuses collaborations mises en place.

Domaine

Neutronique et physique des réacteurs

Contrat

Stage

Intitulé de l'offre

Validation du schéma de calcul du débit de dose D1S (Direct 1 Step) avec des expériences d'installat H/F

Sujet de stage

L'objet du stage est de contribuer à la vérification et la validation du schéma de calcul du débit de dose proposé par l'équipe d'analyse nucléaire de l'IRFM, appelé D1S générique. Ce schéma de calcul a pour objectif en une simulation unique de résoudre le problème du transport des neutrons, du calcul de la source de gammas d'activation induite par les réactions nucléaires de ces neutrons, et le transport de ces gammas pour évaluer le débit de dose généré après l'arrêt des plasmas ou des fusions dans une installation expérimentale ou dans un réacteur de fusion. L'évaluation de ces débits de dose est fondamentale pour la conception de futurs réacteurs et la préparation des scénarios de maintenance. Cette dernière sera nécessaire pour le maintien en condition opérationnelle des réacteurs. La méthodologie D1S est aujourd'hui très largement utilisée pour le réacteur ITER et pour l'évaluation des niveaux de débits de dose dans toutes les zones d'intervention du personnel.

Durée du contrat (en mois)

6 mois

Description de l'offre

La validation a pour objectif de vérifier que le code produit des résultats conformes avec ce qui est attendu en termes de comparaison avec d'autres codes ou avec des résultats expérimentaux dans des installations dédiées aux études de fusion (de type réacteur ou générateur de neutrons de fusion). Les expériences seront extraites des bases de données internationales telles que la base SINBAD de l'OCDE/AEN ou de configurations types (générateur de neutrons de 14 MeV FNG, réacteur JET ou cas d'école ITER Organization). Le processus de validation requiert donc de modéliser fidèlement les configurations étudiées et d'analyser et de comprendre les écarts possibles avec les résultats des autres codes ou les résultats expérimentaux : erreur de modélisation, limitation de la méthode, problème lié aux données nucléaires de la simulation, ....

Le schéma de calcul du débit de dose proposé par l'IRFM est un schéma appelé D1S qui est couramment développé sur la base de codes de calcul par la méthode Monte Carlo. Ces codes simulent le transport des particules neutres ou chargées dans la matière et sont fréquemment utilisés en radioprotection pour simuler des problèmes couplés neutron - gamma dans lesquels les productions de gamma par les réactions nucléaires des neutrons sont évaluées, et ensuite simulées pour obtenir des grandeurs nucléaires dérivées (flux de gamma, échauffement gamma, ...). La production de ces gammas est faite sur la base de données nucléaires de production de particules secondaires promptes (produites au moment de la réaction). La méthode D1S consiste à réaliser des calculs couplés neutron - gamma mais en remplaçant les données de productions promptes par des données de productions retardées, dues à l'activation des structures dans une installation. Pour cela, des calculs analytiques simples permettent d'évaluer l'intensité de la source de gammas retardés grâce à la résolution de formulations simplifiées des équations de Bateman. Les implémentations existantes sont généralement basées sur un code américain appelé MCNP et d'une part modifient les sources du code, d'autre part s'appuient sur des fichiers de données externes et enfin utilisent des données nucléaires adaptées pour utiliser des productions de gammas retardés. L'implémentation de l'IRFM est une implémentation complètement externe au code principalement utilisée sur le code du CEA TRIPOLI-4, qui ne modifie que les fichiers de données nucléaires et qui peut ainsi théoriquement se porter sur MCNP, SERPENT, OpenMC ou tout autre code de calcul qui réalise des calculs couplés neutron - gamma.
Le stage pourra aussi être l'occasion de proposer des améliorations à la version existante du schéma de calcul, en adaptant par exemple la méthodologie testée actuellement sur MCNP et sur TRIPOLI-4 à d'autres codes tels que OpenMC et SERPENT-2. Des fonctionnalités nouvelles pourront aussi être ajoutées au code en fonction des besoins exprimés par l'étudiant(e).

Moyens / Méthodes / Logiciels

Méthod de Monte Carlo/TRIPOLI-4

Site

Cadarache

Localisation du poste

France, Provence-Côte d'Azur, Bouches du Rhône (13)

Ville

SAINT PAUL LEZ DURANCE

Critères candidat
Langues

Anglais (Intermédiaire)

Diplôme préparé

Bac+5 - Diplôme École d'ingénieurs

Formation recommandée

3ème année d'Ecole d'ingénieur, Master 2

Possibilité de poursuite en thèse

Non

Disponibilité du poste

02/02/2026

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