LE PROJET DE FIN D'ETUDES :

Véritable prolongement de la formation, le projet de fin d'études, d'une durée minimale de 5 mois, est réalisé à partir d'un cas industriel concret soit en groupe, soit de façon individuelle.

Le CEA ainsi que l'ensemble des partenaires industriels associés aux enseignements et recrutant les diplômés en Génie Atomique, proposent de nombreux sujets de stage. Ceux-ci sont sélectionnés en fonction de leur caractère formateur et/ou d'ouverture vers les futurs métiers proposés en sortie de la formation.

A noter que de l'ordre de 15% de la promotion effectue son projet de fin d'études à l'étranger, en Europe (réseau ENEN), au Japon ou en Amérique du nord.

^Serma/CEA

. A titre indicatif, voici quelques sujets traités par les étudiants du Génie Atomique ces dernières années :

CEA/DEN	. Modélisation du couplage entre un réacteur HTR et son unité de production d'hydrogène, . Etude d'un concept de réacteur "rapide" RNR à caloporteur Hélium - optimisation du rendement. . Modélisation du réacteur EPR, en vue de l'étude d'accidents de réactivité. . Influence de la composition chimique du béton dans les études de sûreté-criticité.
CEA/DAM	. Optimisation de la conception d'équipements scientifiques sur l'installation LMJ, vis-à-vis de l'activation des matériaux.
AREVA-NP Lyon	. Modélisation du comportement sous irradiation d'un combustible HTR (réacteur haute température), . Analyse de la performance du combustible dans les réacteurs REP . Etude d'un concept avancé de réacteur nucléaire de 4eme génération
AREVA-NP La Défense	. Etude d'un système d'aide au pilotage (US-3D) d'un REP . Contribution au développement d'une chaine de calcul neutronique pour les réacteurs HTR . Evolution des modes de pilotage REP, dans le but de réduire l'usure mécanique des grappes et la production d'effluents radioactifs.
AREVA/TA Aix	. Pré-conception d'un réacteur embarqué sur barge, pour application électrogène. . Analyse des contraintes d'intégration d'un réacteur nucléaire pour la propulsion d'un cargo civil. . Modélisation 3D de l'écoulement en cuve dans un réacteur de propulsion navale type SNA
AREVA/SGN St Quentin	. Comparaison des propriétés neutrophages de différents matériaux utilisés comme écrans, en vue d'entreposages de matières fissiles
EDF SEPTEN Lyon	. Etude CATHARE de la conduite d'un REP, suite à la perte totale des alimentations électriques, . Réalisation d'un outil de gestion de crise, simulant le comportement de l'EPR lors d'un accident nucléaire hypothétique. . Etudes de transitoires accidentels lors des opérations en état d'arrêt sur le parc nucléaire EDF . Etude de l'usure neutronique des grappes de commande REP.
EDF CNEN	. Validation des procédures de conduite accidentelle de l'EPR . Réalisation d'analyses de fiabilité système pour l'étude probabiliste de sûreté (EPS) de l'EPR
EDF CIPN Marseille	. Etudes probabilistes de sûreté : comparaison réacteurs P4 - P'4 . Analyse fonctionnelle des transitoires accidentels en état d'arrêt. . Réalisation de chemins de conduite privilégiée dans le cadre des études d'accidents des REP.
EDF CNPE	. Amélioration des performances d'exploitation d'une centrale. . Dépouillement automatique des transitoires survenant sur une tranche nucléaire . Contribution à l'optimisation de la disponibilité du parc nucléaire - réduction du nombre d'arrêts automatiques.
IRSN Fontenay ou Cadarache	. Influence des conditions d'irradiation sur le risque de criticité en configuration de stockage d'assemblages combustible, . Etude de l'accident de rupture de tuyauterie vapeur - impact du couplage neutronique - thermohydraulique au niveau local. . Développement d'outils d'aide à l'expertise nucléaire. . Calculs de radioprotection lors d'un accident de criticité
VINCI	. Développement d'une méthode de détermination de la profondeur de contamination radiologique dans les bétons.
DCNS	. Etude de l'impact du vieillissement des chaufferies nucléaires embarquées type SNA sur la dosimétrie opérationnelle.
CERN	. Etude d'une ligne de faisceau du point de vue neutronique.
GRS Allemagne	. Development and application of coupled neutronic and thermal-hydraulic codes
MIT USA	. Risk informed balancing of safety, non-proliferation and economics for the Sodium Fast Reactor
JAEA Japon	. A comparative evaluation study on the Monju upgraded core burn-up characteristics