Программный комплекс Радуга-Т для моделирования полей нейтронов в ядерно-энергетических установках
Автор: Николаева Ольга Васильевна, Гайфулин Сергей Андреевич, Басс Леонид Петрович
Статья в выпуске: 1 т.10, 2021 года.
Бесплатный доступ
При проектировании и сопровождении эксплуатации ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) необходимо выполнять моделирование в этих установках потоков нейтронов. При задании геометрии ЯЭУ необходимо учитывать границы разномасштабных конструктивных элементов, состоящих из материалов с существенно различными свойствами. Из-за больших размеров ЯЭУ для расчетов желательно использовать параллельные компьютеры. Для выполнения такого моделирования развиваются алгоритмы и программы численного решения краевой задачи для интегро-дифференциального уравнения переноса нейтронов на неструктурированных сетках. В статье приводится описание реализованных в программном комплексе РАДУГА-Т алгоритмов решения такой задачи. Представлены сетки, сеточные схемы, итерационные методы решения систем сеточных уравнений. Рассмотрены методы распараллеливания вычислений на гибридных компьютерах (используются технологии MPI и OpenMP). Представлены методы работы с пространственными сетками (построение, улучшение качества, декомпозиция, визуализация). Описаны особенности программной реализации. Проведено сравнение используемых в программном комплексе РАДУГА-Т алгоритмов с алгоритмами в других аналогичных программных комплексах. Приведены результаты исследования эффективности распараллеливания вычислений в задаче расчета коэффициента размножения нейтронов в модели легководного реактора. Исследования выполнены на многопроцессорном компьютере МВС-10П (МСЦ РАН). Приведены значения ускорения вычислений каждого из используемых в расчете алгоритмов и суммарного ускорения всего расчета.
Уравнение переноса, неструктурированные сетки, сеточные схемы, итерационные методы, параллельные вычисления
Короткий адрес: https://sciup.org/147234291
IDR: 147234291 | УДК: 51.73 | DOI: 10.14529/cmse210106
Code Raduga T for simulating neutrons fluxes in nuclear power stations
Design and operation of nuclear power stations (NPS) are followed by simulation of neutron propagation in these stations. It is necessary to consider borders of multi-scale structural elements consisting of different materials. It is desirable to use parallel computer because of big size of NPSs. To keep such conditions, algorithms and codes for solving the integro-differential transport equation on unstructured grids are being developed. In the paper such algorithms included into the code RADUGA T are outlined. Grids, grid schemes, iterative methods to solve grid equations are presented. Calculation parallelization methods for hybrid computers are considered, MPI and OpenMP techniques are used. Methods of building, improvement, decomposition and visuzlisation of spatial grids are considered. Software implementation is described. The algorithms of the code RADUGA T are compared with methods of other codes. Computation parallelization efficiency study results are presented. The problem of neutron multiplication factor calculation in a light-water reactor model is solved. The multi-processor computer MVS-10P of the Joint SuperComputernal Center is used. Acceleration of each algorithm being used and summary acceleration are given.
Список литературы Программный комплекс Радуга-Т для моделирования полей нейтронов в ядерно-энергетических установках
- Басс Л.П., Волощенко А.М., Гермогенова Т.А. Методы дискретных ординат в задачах о переносе излучения. Москва: ИПМ, 1986. 231 с.
- Белоусов В.И., Грушин Н.А., Сычугова Е.П., и др. Некоторые результаты верификации кода ODETTA для неоднородных задач // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2018. № 3. С. 46-53.
- Коконков Н.И., Николаева О.В. KP1 итерационный метод решения уравнения переноса в трехмерных областях на неструктурированных сетках // Журнал вычислительной математики и математической физики. 2015. Т. 55, № 10. С. 95-108. DOI: 10.7868/S0044466915100154.
- Николаев А.А., Усенков В.В., Афанасьев П.Б., и др. Современное состояние развития программного обеспечения расчета переноса ионизирующего излучения в активных зонах и радиационной защите реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2017. № 1. С. 129-143.
- Николаев А. А. Совершенствование геометрических опций SN кода PMSNSYS-II // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2017. № 1. С.143-147.
- Николаева О.В., Гайфулин С.А., Басс Л.П. О декомпозиции неструктурированной сетки при решении уравнения переноса нейтронов на параллельных компьютерах // Параллельные вычислительные технологии (ПаВТ'2019): Труды международной научной конференции (Калининград, 2-4 апреля 2019 г.). Челябинск: Издательский центр ЮУрГУ, 2019. С. 362-372.
- Николаева О.В., Гайфулин С.А., Басс Л.П. Детальное моделирование эксперимента IRON 88 на установке ASPIS в (r,z)- и (x,y,z) геометриях // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2019. № 3. С. 135-147. DOI: 10.26583/npe.2019.3.12.
- Николаева О.В., Казанцева А.С. Сравнение свойств сеточных схем для решения уравнения переноса на неструктурированных тетраэдрических сетках // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Математическое моделирование физических процессов. 2019. № 1. С. 3-18.
- Николаева О.В., Казанцева А.С. Точность схем метода конечных элементов для решения уравнения переноса на неструктурированных тетраэдрических и призматических сетках // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Математическое моделирование физических процессов. 2020. № 1. С. 3-18.
- Селезнев Е.Ф., Березнев В.П. Использование диффузионного приближения при расчете реактора с полостями // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2018. № 2. С. 6777. DOI: 10.26583/npe.2018.2.07.
- Vassiliev O.D., Wareing T.A., Davis I.M., et al. Feasibility of a Multigroup Deterministic Solution Method for 3D Radiotherapy Dose Calculations // International Journal of Radiative Oncology, Biology, Physics. 2008. Vol. 72 P. 220-227. DOI: 10.1016/j.ijrobp.2008.04.0572017.
- Chen Y., Zhang B., Zhang L., et al. ARES: A Parallel Discrete Ordinates Transport Code for Radiation Shielding Applications and Reactor Physics Analysis // Hindawi Science and Technology of Nuclear Installations. 2017. Article ID 2596727. DOI: 10.1155/2017/2596727.
- Colomer G., Borrell R., Trias F.X., et al. Parallel Algorithms for Sn Transport Sweeps on Unstructured Meshes // Journal of Computational Physics. 2013. Vol. 232. P. 118-135. DOI: 10.1016/j.jcp.2012.07.009.
- Kim J.W., Lee Y.O. A Deep Penetration Problem Calculation Using AETIUS: An Easy Modeling Discrete Ordinates Transport Code UsIng Unstructured Tetrahedral Mesh, Shared Memory Parallel // EPJ Web of Conferences. 2017. Vol. 153. P. 06025. DOI: 10.1051/epjconf/20171530.
- Lenain R., Masiello E., Damian F., et al. Domain Decomposition Method for 2D and 3D Transport Calculations Using Hybrid MPI/OPENMP Parallelelizm // Mathematics and Computation (M&C), Supercomputing in Nuclear Applications (SNA) and the Monte Carlo (MC) Method: Proc. of the Joint International Conference (Nashville, Tennessee, April, 19-23, 2015). LaGrange Park, IL, American Nuclear Society, 2015. URL: https://hal-cea.archives-ouvertes.fr/cea-02506817/document (дата обращения: 14.09.2020).
- Pautz Sh.D. An Algorithm for Parallel Sn Sweeps on Unstructured Meshes // Nuclear Science and Engineering. 2002. Vol. 140, no 2. P. 111-136. DOI: 10.13182/NSE02-1.
- Plimpton S.J., Hendrickson B., Burns Sh.P., et al. III, Rauchwerger L. Parallel Sn Sweeps on Unstructured Grids: Algorithms for Prioritization, Grid Partitioning, and Cycle Detection // Nuclear Science and Engineering. 2005. Vol. 150. P. 267-283. DOI: 10.13182/NSE150-267.
- Takeda T., Ikeda H. 3-D Neutron Transport Benchmarks // Journal of Nuclear Science and Technology. 1991. Vol. 28, no 7. P. 656-669. DOI: 10.3327/jnst.28.656.
- Vega R.M., Adams M.L. Transport Sweeps Using an Improved Slice Balance Approach with LDFE and GPU Acceleration // Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering: Proc. of the International Conference (Jeju, Korea, April, 16-20, 2017). URL: https://www.kns.org/files/int_paper/paper/MC2017_2017_1/ P056S01-11VegaR.pdf (дата обращения: 14.09.2020).
- Yessayan R., Azmy Y., Schunert S. Development Of A Parallel Performance Model For The THOR Neutral Particle Transport Code // Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering: Proc. of the International Conference (Jeju, Korea, April, 16-20, 2017). URL: https://www.osti.gov/servlets/purl/1369430 (дата обращения: 14.09.2020).
- Adaptive Numerical Instruments 3D. URL: https://sf.net/p/ani3d/ (дата обращения: 01.09.2020).
