L’un des principaux objectifs de la physique des réacteurs nucléaires est de caractériser la répartition aléatoire de la population de neutrons au sein d’un réacteur. Les fluctuations de cette population sont liées à la nature stochastique des interactions des neutrons avec les noyaux fissiles du milieu : diffusion, capture stérile, ou encore émission de plusieurs neutrons lors de la fission d’un noyau. L’ensemble de ces mécanismes physiques confère une structure aléatoire branchante à la trajectoire des neutrons, alors modélisée par des marches aléatoires. Avec environs 10⁸ neutrons par centimètre cube dans un réacteur de type REP à pleine puissance en conditions stationnaires, les grandeurs physiques du système (flux, taux de réaction, énergie déposée) sont, en première approximation, bien représentées par leurs valeurs moyennes respectives. Ces observables physiques moyennes obéissent alors à l’équation de transport linéaire de Boltzmann. Au cours de ma thèse, je me suis penchée sur deux aspects du transport qui ne sont pas décrits par cette équation, et pour lesquels je me suis appuyée sur des outils issus de la théorie des marches aléatoires. Tout d’abord, grâce au formalisme de Feynman-Kac, j’ai étudié les fluctuations statistiques de la population de neutrons, et plus particulièrement le phénomène de « clustering neutronique », qui a été mis en évidence numériquement pour de faibles densités de neutrons (typiquement un réacteur au démarrage). Je me suis ensuite intéressée à différentes propriétés de la statistique d’occupation des neutrons effectuant un transport anormal (càd non-exponentiel). Ce type de transport permet de modéliser le transport dans des matériaux fortement hétérogènes et désordonnés, tel que les réacteurs à lit de boulets. L’un des aspects novateurs de ce travail est la prise en compte de la présence de bords. En effet, bien que les systèmes réels soient de taille finie, la plupart des résultats théoriques pré-existants sur ces thématiques ont été obtenus sur des systèmes de taille infinie. / One of the key goals of nuclear reactor physics is to determine the distribution of the neutron population within a reactor core. This population indeed fluctuates due to the stochastic nature of the interactions of the neutrons with the nuclei of the surrounding medium: scattering, emission of neutrons from fission events and capture by nuclear absorption. Due to these physical mechanisms, the stochastic process performed by neutrons is a branching random walk. For most applications, the neutron population considered is very large, and all physical observables related to its behaviour, such as the heat production due to fissions, are well characterised by their average values. Generally, these mean quantities are governed by the classical neutron transport equation, called linear Boltzmann equation. During my PhD, using tools from branching random walks and anomalous diffusion, I have tackled two aspects of neutron transport that cannot be approached by the linear Boltzmann equation. First, thanks to the Feynman-Kac backward formalism, I have characterised the phenomenon of “neutron clustering” that has been highlighted for low-density configuration of neutrons and results from strong fluctuations in space and time of the neutron population. Then, I focused on several properties of anomalous (non-exponential) transport, that can model neutron transport in strongly heterogeneous and disordered media, such as pebble-bed reactors. One of the novel aspects of this work is that problems are treated in the presence of boundaries. Indeed, even though real systems are finite (confined geometries), most of previously existing results were obtained for infinite systems.

Le sujet de ce travail de thèse est l’application de la méthode de caractéristiques longues (MOC) pour résoudre l’équation du transport des neutrons pour des géométries à trois dimensions extrudées. Les avantages du MOC sont sa précision et son adaptabilité, le point faible était la quantité de ressources de calcul requises. Ce problème est même plus important pour des géométries à trois dimensions ou le nombre d’inconnues du problème est de l’ordre de la centaine de millions pour des calculs d’assemblage.La première partie de la recherche a été dédiée au développement des techniques optimisées pour le traçage et la reconstruction à-la-volé des trajectoires. Ces méthodes profitent des régularités des géométries extrudées et ont permis une forte réduction de l’empreinte mémoire et une réduction des temps de calcul. La convergence du schéma itératif a été accélérée par un opérateur de transport dégradé (DPN) qui est utilisé pour initialiser les inconnues de l’algorithme itératif and pour la solution du problème synthétique au cours des itérations MOC. Les algorithmes pour la construction et la solution des opérateurs MOC et DPN ont été accélérés en utilisant des méthodes de parallélisation à mémoire partagée qui sont le plus adaptés pour des machines de bureau et pour des clusters de calcul. Une partie importante de cette recherche a été dédiée à l’implémentation des méthodes d’équilibrage la charge pour améliorer l’efficacité du parallélisme. La convergence des formules de quadrature pour des cas 3D extrudé a aussi été explorée. Certaines formules profitent de couts négligeables du traitement des directions azimutales et de la direction verticale pour accélérer l’algorithme. La validation de l’algorithme du MOC a été faite par des comparaisons avec une solution de référence calculée par un solveur Monte Carlo avec traitement continu de l’énergie. Pour cette comparaison on propose un couplage entre le MOC et la méthode des Sous-Groupes pour prendre en compte les effets des résonances des sections efficaces. Le calcul complet d’un assemblage de réacteur rapide avec interface fertile/fissile nécessite 2 heures d’exécution avec des erreurs de quelque pcm par rapport à la solution de référence.On propose aussi une approximation d’ordre supérieur du MOC basée sur une expansion axiale polynomiale du flux dans chaque maille. Cette méthode permet une réduction du nombre de mailles (et d’inconnues) tout en gardant la même précision.Toutes les méthodes développées dans ce travail de thèse ont été implémentées dans la version APOLLO3 du solveur de transport TDT. / The topic of our research is the application of the Method of Long Characteristics (MOC) to solve the Neutron Transport Equation in three-dimensional axial geometries. The strength of the MOC is in its precision and versatility. As a drawback, it requires a large amount of computational resources. This problem is even more severe in three-dimensional geometries, for which unknowns reach the order of tens of billions for assembly-level calculations.The first part of the research has dealt with the development of optimized tracking and reconstruction techniques which take advantage of the regularities of three-dimensional axial geometries. These methods have allowed a strong reduction of the memory requirements and a reduction of the execution time of the MOC calculation.The convergence of the iterative scheme has been accelerated with a lower-order transport operator (DPN) which is used for the initialization of the solution and for solving the synthetic problem during MOC iterations.The algorithms for the construction and solution of the MOC and DPN operators have been accelerated by using shared-memory parallel paradigms which are more suitable for standard desktop working stations. An important part of this research has been devoted to the implementation of scheduling techniques to improve the parallel efficiency.The convergence of the angular quadrature formula for three-dimensional cases is also studied. Some of these formulas take advantage of the reduced computational costs of the treatment of planar directions and the vertical direction to speed up the algorithm.The verification of the MOC solver has been done by comparing results with continuous-in-energy Monte Carlo calculations. For this purpose a coupling of the 3D MOC solver with the Subgroup method is proposed to take into account the effects of cross sections resonances. The full calculation of a FBR assembly requires about 2 hours of execution time with differences of few PCM with respect to the reference results.We also propose a higher order scheme of the MOC solver based on an axial polynomial expansion of the unknown within each mesh. This method allows the reduction of the meshes (and unknowns) by keeping the same precision.All the methods developed in this thesis have been implemented in the APOLLO3 version of the neutron transport solver TDT.

Ce travail de thèse est consacré à la mise en œuvre d’une méthode de décomposition de domaine appliquée à l’équation du transport. L’objectif de ce travail est l’accès à des solutions déterministes haute-fidélité permettant de correctement traiter les hétérogénéités des réacteurs nucléaires, pour des problèmes dont la taille varie d’un motif d’assemblage en 3 dimensions jusqu’à celle d’un grand cœur complet en 3D. L’algorithme novateur développé au cours de la thèse vise à optimiser l’utilisation du parallélisme et celle de la mémoire. La démarche adoptée a aussi pour but la diminution de l’influence de l’implémentation parallèle sur les performances. Ces objectifs répondent aux besoins du projet APOLLO3, développé au CEA et soutenu par EDF et AREVA, qui se doit d’être un code portable (pas d’optimisation sur une architecture particulière) permettant de réaliser des modélisations haute-fidélité (best estimate) avec des ressources allant des machines de bureau aux calculateurs disponibles dans les laboratoires d’études. L’algorithme que nous proposons est un algorithme de Jacobi Parallèle par Bloc Multigroupe. Chaque sous domaine est un problème multigroupe à sources fixes ayant des sources volumiques (fission) et surfaciques (données par les flux d’interface entre les sous domaines). Le problème multigroupe est résolu dans chaque sous domaine et une seule communication des flux d’interface est requise par itération de puissance. Le rayon spectral de l’algorithme de résolution est rendu comparable à celui de l’algorithme de résolution classique grâce à une méthode d’accélération non linéaire par la diffusion bien connue nommée Coarse Mesh Finite Difference. De cette manière une scalabilité idéale est atteignable lors de la parallélisation. L’organisation de la mémoire, tirant parti du parallélisme à mémoire partagée, permet d’optimiser les ressources en évitant les copies de données redondantes entre les sous domaines. Les architectures de calcul à mémoire distribuée sont rendues accessibles par un parallélisme hybride qui combine le parallélisme à mémoire partagée et à mémoire distribuée. Pour des problèmes de grande taille, ces architectures permettent d’accéder à un plus grand nombre de processeurs et à la quantité de mémoire nécessaire aux modélisations haute-fidélité. Ainsi, nous avons réalisé plusieurs exercices de modélisation afin de démontrer le potentiel de la réalisation : calcul de cœur et de motifs d’assemblages en 2D et 3D prenant en compte les contraintes de discrétisation spatiales et énergétiques attendues. / This thesis is devoted to the implementation of a domain decomposition method applied to the neutron transport equation. The objective of this work is to access high-fidelity deterministic solutions to properly handle heterogeneities located in nuclear reactor cores, for problems’ size ranging from colorsets of assemblies to large reactor cores configurations in 2D and 3D. The innovative algorithm developed during the thesis intends to optimize the use of parallelism and memory. The approach also aims to minimize the influence of the parallel implementation on the performances. These goals match the needs of APOLLO3 project, developed at CEA and supported by EDF and AREVA, which must be a portable code (no optimization on a specific architecture) in order to achieve best estimate modeling with resources ranging from personal computer to compute cluster available for engineers analyses. The proposed algorithm is a Parallel Multigroup-Block Jacobi one. Each subdomain is considered as a multi-group fixed-source problem with volume-sources (fission) and surface-sources (interface flux between the subdomains). The multi-group problem is solved in each subdomain and a single communication of the interface flux is required at each power iteration. The spectral radius of the resolution algorithm is made similar to the one of a classical resolution algorithm with a nonlinear diffusion acceleration method: the well-known Coarse Mesh Finite Difference. In this way an ideal scalability is achievable when the calculation is parallelized. The memory organization, taking advantage of shared memory parallelism, optimizes the resources by avoiding redundant copies of the data shared between the subdomains. Distributed memory architectures are made available by a hybrid parallel method that combines both paradigms of shared memory parallelism and distributed memory parallelism. For large problems, these architectures provide a greater number of processors and the amount of memory required for high-fidelity modeling. Thus, we have completed several modeling exercises to demonstrate the potential of the method: 2D full core calculation of a large pressurized water reactor and 3D colorsets of assemblies taking into account the constraints of space and energy discretization expected for high-fidelity modeling.