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International audience; This work investigates the solution of the multigroup neutron transport equation with a discrete ordinatesmethod. More specifically, it focuses on the k-eigenvalue problem of the equation. In this case, the variablesof interest are the largest eigenvalue (keff) and the corresponding eigenmode is called the fundamentalmode. Mathematically, this problem is usually solved using the power iteration method. However, theconvergence of this algorithm can be very slow, especially if the dominance ratio is high as is the case insome reactor physics applications. Thus, the power iteration method has to be accelerated in some ways toimprove its convergence.One such acceleration is the Chebyshev acceleration method [2] which has been applied to legacy codes. Inrecent years, nonlinear methods have been applied to solve the k-eigenvalue problem. Nevertheless, these areoften compared to the unaccelerated power iteration method. Hence, the goal of this paper is to apply theAnderson acceleration method to the power iteration method, and compare its performance to the Chebyshevacceleration method.

In reactor physics, calculation schemes with deterministic codes are validated with respect to a reference Monte Carlo code. The remaining biases are attributed to the approximations and models induced by the multigroup theory (self-shielding models and expansion of the scattering law using Legendre polynomials) to represent physical phenomena (resonant absorption and scattering anisotropy respectively). This work focuses on the relevance of a polynomial expansion to model the scattering law. Since the outset of reactor physics, the latter has been expanded on a truncated Legendre polynomial basis. However, the transfer cross sections are highly anisotropic, with non-zero values for a very small range of the cosine of the scattering angle. Besides, the finer the energy mesh and the lighter the scattering nucleus, the more exacerbated is the peaked shape of this cross section. As such, the Legendre expansion is less suited to represent the scattering law. Furthermore, this model induces negative values which are non-physical. In this work, various scattering laws are briefly described and the limitations of the existing model are pointed out. Hence, piecewise-constant functions have been used to represent the multigroup scattering cross section. This representation requires a different model for the dif- fusion source. The discrete ordinates method which is widely employed to solve the transport equation has been adapted. Thus, the finite volume method for angular discretisation has been developed and imple- mented in Paris environment which hosts the Sn solver, Snatch. The angular finite volume method has been compared to the collocation method with Legendre moments to ensure its proper performance. Moreover, unlike the latter, this method is adapted for both the Legendre moments and the piecewise-constant functions representations of the scattering cross section. This hybrid-source method has been validated for different cases: fuel cell in infinite lattice, heterogeneous clusters and 1D core-reflector calculations. The main results are given below : - a P 3 expansion is sufficient to model the scattering law with respect to the biases due to the other approximations used for calculations (self-shielding, spatial resolution method). This order of expansion is converged for anisotropy representation in the modelling of light water reactors. - the transport correction, P 0c is not suited for calculations, especially for B4 C absorbant., Dans le cadre de la conception des réacteurs, les schémas de calculs utilisant des codes de cal- culs neutroniques déterministes sont validés par rapport à un calcul stochastique de référence. Les biais résiduels sont dus aux approximations et modélisations (modèle d'autoprotection, développement en polynômes de Legendre des lois de choc) qui sont mises en oeuvre pour représenter les phénomènes physiques (absorption résonnante, anisotropie de diffusion respec- tivement). Ce document se penche sur la question de la pertinence de la modélisation de la loi de choc sur une base polynômiale tronquée. Les polynômes de Legendre sont utilisés pour représenter la section de transfert multigroupe dans les codes déterministes or ces polynômes modélisent mal la forme très piquée de ces sections, surtout dans le cadre des maillages énergétiques fins et pour les noyaux légers. Par ailleurs, cette représentation introduit aussi des valeurs négatives qui n'ont pas de sens physique. Dans ce travail, après une brève description des lois de chocs, les limites des méthodes actuelles sont démontrées. Une modélisation de la loi de choc par une fonction constante par morceaux qui pallie à ces insuffisances, a été retenue. Cette dernière nécessite une autre mod- élisation de la source de transfert, donc une modification de la méthode actuelle des ordonnées discrètes pour résoudre l'équation du transport. La méthode de volumes finis en angle a donc été développée et implantée dans l'environ- nement du solveur Sn Snatch, la plateforme Paris. Il a été vérifié que ses performances étaient similaires à la méthode collocative habituelle pour des sections représentées par des polynômes de Legendre. Par rapport à cette dernière, elle offre l'avantage de traiter les deux représenta- tions des sections de transferts multigroupes : polynômes de Legendre et fonctions constantes par morceaux. Dans le cadre des calculs des réacteurs, cette méthode mixte a été validée sur différents motifs : des cellules en réseau infini, des motifs hétérogènes et un calcul de réflecteur. Les principaux résultats sont : - un développement polynômial à l'ordre P 3 est suffisant par rapport aux biais résiduels dus aux autres modélisations (autoprotection, méthode de résolution spatiale). Cette modéli- sation est convergée au sens de l'anisotropie du choc sur les cas représentatifs des réacteurs à eau légère. - la correction de transport P 0c n'est pas adaptée, notamment sur les calculs d'absorbant B4 C.