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.
La vérification d'un schéma de calcul consiste à comparer les résultats obtenus par ce dernier avec des schémas de référence ou avec d'autres codes qui résolvent le même problème. La validation consiste à confronter les résultats du schéma à des résultats expérimentaux. L'objet du stage est donc de tester la méthodologie sur des expériences réalisées dans des installations expérimentales comm