Thesis (Ph. D.)--University of Wisconsin--Madison, 1984. / Typescript. Vita. Description based on print version record. Includes bibliographies.

Thesis (doctoral)--University of Helsinki, 2007. / Includes bibliographical references. Also available on the World Wide Web.

Le couplage multiphysique devient important dans les domaines de l’ingénierie nucléaire et de l’informatique. La capacité d’obtenir des solutions précises pour des modèles réalistes est essentielle à la conception et l’autorisation des conceptions nouvelles de réacteurs nucléaires, surtout dans des situations d’accidents graves. Les modèles physiques qui décrivent le comportement des réacteurs nucléaires dans des conditions accidentelles sont : le transport des neutrons, la conduction/convection thermique, la thermomécanique du combustible et des structures de support, la stœchiométrie du combustible, et d’autres encore. Cependant cette thèse se concentre sur le couplage entre deux modèles, le transport des neutrons et la conduction/convection thermique.Le but de cette thèse est de développer un solveur multiphysique pour la simulation des accidents de réacteurs nucléaires. Le travail s’est focalisé à la fois sur l’environnement de simulation et sur le traitement des données pour de telles simulations.Ces travaux discutent le développement d’un solveur multiphysique basé sur la méthode Newton-Krylov sans la jacobienne (JFNK). Ce solveur inclut des solveurs linéaires et non-linéaires, accompagné des interfaces par le calcul des résidus aux codes existantes pour le transport des neutrons et la thermo hydraulique (APOLLO3 et MCTH respectivement). Une nouvelle formulation pour le résidu du transport de neutrons est explorée, qui réduit la taille de la solution et l’espace de recherche par un facteur important ; le résidu, au lieu d’être basé sur le flux angulaire, est basé sur la source de fission.La question de savoir si l’utilisation d’un flux fondamental pour l’homogénéisation des sections efficaces est suffisamment précise pendant les simulations transitoires rapides est aussi explorée. Il est montré que, dans le cas d’un milieu infini et homogène, l’utilisation des sections efficaces fabriquées avec un flux fondamental est significativement différente d’une solution de référence. Cette erreur est diminuée en utilisant un flux de pondération alternatif qui vient d’un calcul à dépendance temporelle ; soit avec un flux intégré en temps soit avec une solution asymptotique. Le flux intégré en temps vient d’une solution multiphysique sur un sous-domaine de l’accident et intégrée en temps. L’intégration en temps peut être réalisée sur plusieurs « morceaux » qui ont le même comportement temporel. La solution asymptotique vient d’un calcul de valeur propre alpha et emploie un ou plusieurs modes alpha comme flux de pondération. Entre les deux méthodes, la méthode avec un flux intégré en temps est plus précise, mais prend plus de temps.Le domaine d’application de ces nouvelles méthodes est étendu en étudiant les effets d’hétérogénéités spatiales et la discrétisation des macro-intervalles en temps. Premièrement, un cas avec des hétérogénéités spatiales et une perturbation locale est utilisé pour montrer que ces méthodes peuvent être utilisées pour l’homogénéisation au niveau des assemblages. Ces nouvelles méthodes fonctionnent mieux que la méthode traditionnelle avec un flux fondamental. Deuxièmement, une estimation a priori pour une discrétisation optimale est obtenue pour la méthode avec le flux intégré en temps. Il est montré que d’autres divisions du domaine en temps réduisent l’erreur sur plusieurs métriques jusqu’au moment où les erreurs numériques deviennent dominantes.Pour montrer que ces méthodes fonctionnent bien pour des calculs de grande taille, un calcul sur un cœur REB réduit est effectué. Cette simulation est basée sur un accident de chute de grappe dans un REB au démarrage. / Multiphysics coupling is becoming of large interest in the nuclear engineering and computational science fields. The ability to obtain accurate solutions to realistic models is important to the design and licensing of novel reactor designs, especially in design basis accident situations. The physical models involved in calculating accident behavior in nuclear reactors includes: neutron transport, thermal conduction/convection, thermo-mechanics in fuel and support structure, fuel stoichiometry, among others. However, this thesis focuses on the coupling between two models, neutron transport and thermal conduction/convection.The goal of this thesis is to develop a multiphysics solver for simulating accidents in nuclear reactors. The focus is both on the simulation environment and the data treatment used in such simulations.This work discusses the development of a multiphysics framework based around the Jacobian-Free Newton-Krylov (JFNK) method. The framework includes linear and nonlinear solvers, along with interfaces to existing numerical codes that solve neutron transport and thermal hydraulics models (APOLLO3 and MCTH respectively) through the computation of residuals. A new formulation for the neutron transport residual is explored, which reduces the solution size and search space by a large factor; instead of the residual being based on the angular flux, it is based on the fission source.The question of whether using a fundamental mode distribution of the neutron flux for cross section homogenization is sufficiently accurate during fast transients is also explored. It is shown that in an infinite homogeneous medium, using homogenized cross sections produced with a fundamental mode flux differ significantly from a reference solution. The error is remedied by using an alternative weighting flux taken from a time dependent calculation; either a time-integrated flux or an asymptotic solution. The time-integrated flux comes from the multiphysics solution of the accident on a subdomain and an integration in time. The integration can be broken into several “chunks” that capture similar time-dependent behavior. The asymptotic solution comes from an alpha-eigenvalue calculation and uses one or several alpha modes as the weighting flux. Between the two methods, the time-integrated flux is more accurate, but takes longer to obtain a solution.The usability of these new homogenization methods is further developed by studying the effects of spatial heterogeneities and of the discretization of the time-chunks. First, a case with spatial heterogeneities and a localized perturbation is used to show that these methods can be applied to assembly level homogenization. The new methods are shown to perform well with spatial heterogeneities when compared to using a traditional, fundamental mode, homogenization method. Second, an a priori estimate for an optimal time discretization is obtained for the time-integrated flux method. It is shown that further divisions of the time domain reduce the error for several metrics until numerical errors become dominant.To show that these methods work well for industrial sized calculations, a reduced size BWR core calculation is performed. This simulation is based on a rod-drop accident in a BWR core during startup.

L'objectif de ce travail de thèse est le développement d'une approximation polynomiale axiale dans un solveur basé sur la Méthode des Caractéristiques. Le contexte, est celui de la solution stationnaire de l'équation de transport des neutrons pour des systèmes critiques, et l'implémentation pratique a été réalisée dans le solveur "Two/three Dimensional Transport" (TDT), faisant partie du projet APOLLO3®. Un solveur MOC pour des géométries en trois dimensions a été implémenté dans ce code pendant un projet de thèse antécédent, se basant sur une approximation constante par morceaux du flux et des sources des neutrons. Les développements présentés dans la suite représentent la continuation naturelle de ce travail. Les solveurs MOC en trois dimensions sont capables de produire des résultats précis pour des géométries complexes. Bien que précis, le coût computationnel associé à ce type de solveur est très important. Une représentation polynomiale en direction axiale du flux angulaire des neutrons a été utilisée pour réduire ce coût computationnel.Le travail réalisé pendant cette thèse peut être considéré comme divisé en trois parties: transport, accélération et autres. La première partie est constituée par l'implémentation de l'approximation polynomiale choisie dans les équations de transmission et de bilan typiques de la Méthode des Caractéristiques. Cette partie a aussi été caractérisée par le calcul d'une série de coefficients numériques qui se sont révélés nécessaires afin d'obtenir un algorithme stable. Pendant la deuxième partie, on a modifié et implémenté la solution des équations de la méthode d'accélération DPN. Cette méthode était déjà utilisée pour l'accélération et des itérations internes et externes dans TDT pour les solveurs deux et trois dimensionnels avec l'approximation des flux plat, quand ce travail a commencé. L'introduction d'une approximation polynomiale a demandé plusieurs développements numériques regardant la méthode d'accélération. Dans la dernière partie de ce travail on a recherché des solutions pour un mélange de différents problèmes liés aux premières deux parties. En premier lieux, on a eu à faire avec des instabilités numériques associées à une discrétisation spatiale ou angulaire pas suffisamment précise, soit pour la partie transport que pour la partie d'accélération. Ensuite, on a essayé d'utiliser différentes méthodes pour réduire l'empreinte mémoire des coefficients d'accélération. L'approche qu'on a finalement choisie se base sur une régression non-linéaire au sens des moindres carrés de la dépendance en fonction des sections efficaces typique de ces coefficients. L'approche standard consiste dans le stockage d'une série de coefficients pour chaque groupe d'énergie. La méthode de régression permet de remplacer cette information avec une série de coefficients calculés pendant la régression qui sont utilisés pour reconstruire les matrices d'accélération au cours des itérations. Cette procédure ajoute un certain coût computationnel à la méthode, mais nous pensons que la réduction de la mémoire rende ce surcoût acceptable.En conclusion, le travail réalisé a été concentré sur l'application d'une simple approximation polynomiale avec l'objectif de réduire le coût computationnel et l'empreinte mémoire associées à un solveur basée sur la Méthodes des Caractéristiques qui est utilisé pour calculer le flux neutroniques pour des géométries à trois dimensions extrudées. Même si cela ne constitue pas une amélioration radicale des performances, l'approximation d'ordre supérieur qu'on a introduit permet une réduction en termes de mémoire et de temps de calcul d'un facteur compris entre 2 et 5, selon le cas. Nous pensons que ces résultats constitueront une base fertile pour des futures améliorations. / The purpose of this PhD is the implementation of an axial polynomial approximation in a three-dimensional Method Of Characteristics (MOC) based solver. The context of the work is the solution of the steady state Neutron Transport Equation for critical systems, and the practical implementation has been realized in the Two/three Dimensional Transport (TDT) solver, as a part of the APOLLO3® project. A three-dimensional MOC solver for 3D extruded geometries has been implemented in this code during a previous PhD project, relying on a piecewise constant approximation for the neutrons fluxes and sources. The developments presented in the following represent the natural continuation of this work. Three-dimensional neutron transport MOC solvers are able to produce accurate results for complex geometries. However accurate, the computational cost associated to this kind of solvers is very important. An axial polynomial representation of the neutron angular fluxes has been used to lighten this computational burden.The work realized during this PhD can be considered divided in three major parts: transport, acceleration and others. The first part is constituted by the implementation of the chosen polynomial approximation in the transmission and balance equations typical of the Method Of Characteristics. This part was also characterized by the computation of a set of numerical coefficients which revealed to be necessary in order to obtain a stable algorithm. During the second part, we modified and implemented the solution of the equations of the DPN synthetic acceleration. This method was already used for the acceleration of both inners and outers iteration in TDT for the two and three dimensional solvers at the beginning of this work. The introduction of a polynomial approximation required several equations manipulations and associated numerical developments. In the last part of this work we have looked for the solutions of a mixture of different issues associated to the first two parts. Firstly, we had to deal with some numerical instabilities associated to a poor numerical spatial or angular discretization, both for the transport and for the acceleration methods. Secondly, we tried different methods to reduce the memory footprint of the acceleration coefficients. The approach that we have eventually chosen relies on a non-linear least square fitting of the cross sections dependence of such coefficients. The default approach consists in storing one set of coefficients per each energy group. The fit method allows replacing this information with a set of coefficients computed during the regression procedure that are used to re-construct the acceleration matrices on-the-fly. This procedure of course adds some computational cost to the method, but we believe that the reduction in terms of memory makes it worth it.In conclusion, the work realized has focused on applying a simple polynomial approximation in order to reduce the computational cost and memory footprint associated to a Method Of Characteristics solver used to compute the neutron fluxes in three dimensional extruded geometries. Even if this does not a constitute a radical improvement, the high order approximation that we have introduced allows a reduction in terms of memory and computational times of a factor between 2 and 5, depending on the case. We think that these results will constitute a fertile base for further improvements.

Dans le domaine des sciences et technologies, la simulation numérique est un élément-clé des processus de recherche ou de validation. Grâce aux moyens informatiques modernes, elle permet des expérimentations numériques rapides et moins coûteuses que des maquettes réelles, sans pour autant les remplacer totalement, mais permettant de réaliser des expérimentations mieux calibrées. Dans le domaine de la physique des réacteurs et plus précisément de la neutronique, le calcul de valeurs propres est la base de la résolution de l'équation du transport des neutrons. La complexité des problèmes à résoudre (dimension spatiale, énergétique, nombre de paramètres, ...) est telle qu'une grande puissance de calcul peut être nécessaire. Les travaux de cette thèse concernent dans un premier temps l'évaluation des nouveaux matériels de calculs tels que les cartes graphiques ou les puces massivement multicœurs, et leur application aux problèmes de valeurs propres pour la neutronique. Ensuite, dans le but d'utiliser le parallélisme massif des supercalculateurs, nous étudions également l'utilisation de méthodes hybrides asynchrones pour résoudre des problèmes à valeur propre avec ce très haut niveau de parallélisme. Nous expérimentons ensuite le résultat de ces recherches sur plusieurs supercalculateurs nationaux tels que la machine hybride Titane du Centre de Calcul, Recherche et Technologies (CCRT), la machine Curie du Très Grand Centre de Calcul (TGCC) qui est en cours d'installation, et la machine Hopper du Lawrence Berkeley National Laboratory (LBNL), mais également sur des stations de travail locales pour illustrer l'intérêt de ces recherches dans une utilisation quotidienne avec des moyens de calcul locaux.

Pour la conception des cœurs de réacteurs de 4ème génération, une précision accrue est requise pour les calculs des différents paramètres neutroniques. Les ressources mémoire et le temps de calcul étant limités, une solution consiste à utiliser des méthodes de raffinement de maillage afin de résoudre l'équation de transport des neutrons. Le flux neutronique, solution de cette équation, dépend de l'énergie, l'angle et l'espace. Les différentes variables sont discrétisées de manière successive. L'énergie avec une approche multigroupe, considérant les différentes grandeurs constantes sur chaque groupe, l'angle par une méthode de collocation, dite approximation Sn. Après discrétisation énergétique et angulaire, un système d'équations hyperboliques couplées ne dépendant plus que de la variable d'espace doit être résolu. Des éléments finis discontinus sont alors utilisés afin de permettre la mise en place de méthodes de raffinement dite hp. La précision de la solution peut alors être améliorée via un raffinement en espace (h-raffinement), consistant à subdiviser une cellule en sous-cellules, ou en ordre (p-raffinement) en augmentant l'ordre de la base de polynômes utilisée.Dans cette thèse, les propriétés de ces méthodes sont analysées et montrent l'importance de la régularité de la solution dans le choix du type de raffinement. Ainsi deux estimateurs d'erreurs permettant de mener le raffinement ont été utilisés. Le premier, suppose des hypothèses de régularité très fortes (solution analytique) alors que le second utilise seulement le fait que la solution est à variations bornées. La comparaison de ces deux estimateurs est faite sur des benchmarks dont on connaît la solution exacte grâce à des méthodes de solutions manufacturées. On peut ainsi analyser le comportement des estimateurs au regard de la régularité de la solution. Grâce à cette étude, une stratégie de raffinement hp utilisant ces deux estimateurs est proposée et comparée à d'autres méthodes rencontrées dans la littérature. L'ensemble des comparaisons est réalisé tant sur des cas simplifiés où l'on connaît la solution exacte que sur des cas réalistes issus de la physique des réacteurs.Ces méthodes adaptatives permettent de réduire considérablement l'empreinte mémoire et le temps de calcul. Afin d'essayer d'améliorer encore ces deux aspects, on propose d'utiliser des maillages différents par groupe d'énergie. En effet, l'allure spatiale du flux étant très dépendante du domaine énergétique, il n'y a a priori aucune raison d'utiliser la même décomposition spatiale. Une telle approche nous oblige à modifier les estimateurs initiaux afin de prendre en compte le couplage entre les différentes énergies. L'étude de ce couplage est réalisé de manière théorique et des solutions numériques sont proposées puis testées.

La caractérisation par mesure spectrale de l'environnement neutronique atmosphérique ambiant s'avère être spécifiquement primordiale dans le contexte de la problématique actuelle liée à l'évaluation des effets de radiations naturelles dans les matériaux semi-conducteurs. Ces " effets singuliers " identifiés sont susceptibles d'altérer le bon fonctionnement des technologies sur silicium fortement intégrées jusqu'au niveau du sol terrestre. Les travaux menés au cours de cette thèse de doctorat ont ainsi porté sur le développement d'un spectromètre de neutron, basé sur le principe du système généralisé des sphères de Bonner, de sensibilité adaptée à la mesure en environnement radiatif atmosphérique naturel et d'efficacité étendue de surcroît jusqu'au domaine des hautes énergies. Le développement du spectromètre s'est alors grandement appuyé sur la simulation numérique de type Monte Carlo au moyen du code de transport MCNPX. Une fois le système multi-détecteurs défini sur le support d'une modélisation détaillée, la matrice de réponse en fluence a été déterminée sur un large spectre en énergie, depuis les énergies thermiques jusqu'à plusieurs GeV. Une phase d'extension puis d'optimisation de la réponse aux neutrons d'énergies supérieures à la dizaine de MeV ont été menées pour aboutir à la configuration et au dimensionnement finals du système de spectrométrie, jusqu'à sa propre réalisation. Une phase de caractérisation, par simulations Monte Carlo, du spectromètre s'est ensuite consacrée à l'évaluation des possibles déviations et incertitudes associées aux réponses en fluence calculées. Une analyse de la sensibilité du spectromètre aux composantes radiatives atmosphériques chargées complète et finalise cette étude exhaustive de caractérisation. Des tests de mesures réalisés au moyen du spectromètre auprès d'une source 241Am-Be de référence ont apporté des éléments de validation expérimentale préliminaire de la matrice de réponse calculée.

Les schémas de calcul déterministes permettent une modélisation à moindre coût du comportement de la population de neutrons en réacteur, mais sont traditionnellement construits sur des approximations (décomposition réseau/cœur, homogénéisation spatiale et énergétique…). La thèse revient sur une partie de ces sources d’erreur, de façon à rapprocher la méthode déterministe d’un schéma de référence. L’objectif est de profiter des architectures informatiques modernes (HPC) pour résoudre le problème neutronique à l’échelle du cœur 3D, tout en préservant l’opérateur de transport et une partie des hétérogénéités de la géométrie. Ce travail est réalisé au sein du solveur cœur Sn Minaret de la plateforme de calcul Apollo3® pour des réacteurs à neutrons rapides.Une méthode de décomposition de domaine en espace, est retenue. L'idée consiste à décomposer un problème de grande dimension en sous-problèmes "indépendants" de taille réduite. La convergence vers la solution globale est assurée par échange de flux angulaires entre sous-domaines au cours d'un processus itératif. En favorisant un recours massif au parallélisme, les méthodes de décomposition de domaine contribuent à lever les contraintes en mémoire et temps de calcul. La mise en place d'un parallélisme hybride, couplant les technologies MPI et OpenMP, est en particulier propice au passage sur supercalculateur. Une méthode d'accélération de type Coarse Mesh Rebalance  est ajoutée pour pallier à la pénalité de convergence constatée sur la méthode de décomposition de domaine. Le potentiel du nouveau schéma est finalement mis en évidence sur un coeur CFV 3D, construit en préservant l'hétérogénéité des assemblages absorbants. / Deterministic calculation schemes are devised to numerically solve the neutron transport equation in nuclear reactors. Dealing with core-sized problems is very challenging for computers, so much that the dedicated core codes have no choice but to allow simplifying assumptions (assembly- then core-scale steps…). The PhD work aims to correct some of these ‘standard’ approximations, in order to get closer of reference calculations: thanks to important increases in calculation capacities (HPC), nowadays one can solve 3D core-sized problems, using both high mesh refinement and the transport operator. Developments were performed inside the Sn core solver Minaret, from the new CEA neutronics platform Apollo3® for fast neutrons reactors of the CFV-kind.This work focuses on a Domain Decomposition Method in space. The fundamental idea involves splitting a core-sized problem into smaller and 'independent' subproblems. Angular flux is exchanged between adjacent subdomains. In doing so, all combined subproblems converge to the global solution at the outcome of an iterative process. Domain decomposition is well-suited to massive parallelism, allowing much more ambitious computations in terms of both memory requirements and calculation time. An hybrid MPI/OpenMP parallelism is chosen to match the supercomputers architecture. A Coarse Mesh Rebalance accelration technique is added to balance the convergence penalty observed using Domain Decomposition. The potential of the new calculation scheme is demonstrated on a 3D core of the CFV-kind, using an heterogeneous description of the absorbent rods.

This thesis is a blend of neutron transport theory and numerical analysis. We start with the study of the problem of the Mika/Case eigenexpansion used in the solution process of the homogeneous one-speed Boltzmann neutron transport equation with anisotropic scattering for plane symmetry. The anisotropic scattering is expressed as a finite Legendre series in which the coefficients are the ``scattering coefficients'. This eigenexpansion consists of a discrete spectrum of eigenvalues with its corresponding eigenfunctions and the continuous spectrum [-1,+1] with its corresponding eigendistributions. In the general case where the anisotropic scattering can be of any (finite) order, multiple discrete eigenvalues exist and these have to be located to have the complete spectrum. We have devised a stable and robust method that locates all these discrete eigenvalues. The method is a two-step process: first the number of discrete eigenvalues is calculated and this is followed by the calculation of the discrete eigenvalues themselves, now being able to count them down and make sure none are forgotten. <p><p>During our numerical experiments, we came across what we called near-singular eigenvalues: discrete eigenvalues that are located extremely close to the continuum and hence lead to near-singular behaviour in the eigenfunction. Our solution method has been adapted and allows for the automatic detection of such a near-singular eigenvalue. <p><p>For the elements of the continuous spectrum [-1,+1], there is no non-zero function satisfying the associated eigenequation but there is a non-zero distribution that does satisfy it. It is not feasible to compute a distribution as such but one can evaluate integrals in which this distribution appears. The continuum part of the eigenexpansion can hence only be characterised by its (angular) moments. Accurate and fast numerical quadrature is needed to evaluate these integrals. Several quadrature methods have been evaluated on a representative test function. <p><p><p>The eigenexpansion was proved to be orthogonal and complete and hence can be used to represent the infinite medium Green's function. The latter is the building block of the Boundary Sources Method, an integral solution method for the neutron transport equation. Using angular and angular/spatial moments of the Green's function, it is possible to solve with high accuracy slab problems. We have written a one-dimensional slab code implementing this Boundary Sources Method allowing for media with arbitrary order anisotropic scattering. Our results are very good and the code can be considered as a benchmark code for others. <p><p><p>As a final application, we have used our code to study the discrete spectrum of a well-known scattering kernel in radiative transfer, the Henyey-Greenstein kernel. This kernel has one free parameter which is used to fit the kernel to experimental data. Since the kernel is a continuous function, a finite Legendre approximation needs to be adopted. Depending on the free parameter, the approximation order and the number of secondaries per collision, the number of discrete eigenvalues ranges from two to thirty and even more. Bounds for the minimum approximation order are derived for different requirements on the approximation: non-negativity, an absolute and relative error tolerance. <p> / Doctorat en sciences appliquées / info:eu-repo/semantics/nonPublished

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.