Содержание к диссертации
Введение
1 Тренажеры аэс и системы их разработки 12
2 Неитронно-физическая модель активной зоны реактора рбмк 25
2.1 Пространстве! iiю-еременпая задача 26
2.2 Разбиение на энергетические группы, константное обеспечение 29
2.3 Одногрулповой синтез нейтронного поля в активной зоне рбмк 38
2.4 Трехмерная двухгрупповая модель 44
2.5 Функционирование нейтроні ю-физической модели в составе тренажера 46
3 Тестирование нейтронно-физической модели в составе тренажера 52
3.1 Тестирование синтетической модели 54
3.2 Тестиров ан ие трехмерной двухгрупповой модели 63
3.3 Выводы по результатам тестирования нейтронно-физических моделей 65
4 Моделирование системы контроля энерговыделения 69
5 Система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов winmod 73
5.1 Структура системы моделирования 77
5.2 База данных моделей и менеджер базы данных dbm 82
5.3 Компиляция модели технологической системы, прекомпилятор fscan 85
5.4 Управляющая программа rtex. организация процесса моделирования 86
5.5 Интерактивный отладчик ind 90
5.6 Внедрение системы winmod 91
Заключение 95
Литература 97
Приложение 1
- Разбиение на энергетические группы, константное обеспечение
- Трехмерная двухгрупповая модель
- Тестиров ан ие трехмерной двухгрупповой модели
- База данных моделей и менеджер базы данных dbm
Введение к работе
Ядерная энергетика (ЯЭ) за полвека своего развития заняла в структуре мировой энергетики видное место, и, несмотря на настороженное отношение общества к проблеме обеспечения безопасности на АЭС и предприятиях топливного цикла, не уступает своих позиций. Неизбежность скорого исчерпания органического топлива не оставляет сомнений в том, что ЯЭ и в дальнейшем будет развиваться. Весомым аргументом в пользу ЯЭ является и ее «краткосрочная» (без учета проблемы захоронения и переработки отходов) экологическая чистота - отсутствие выброса углекислого газа и других продуктов горения органического топлива, в том числе радиоактивных. По-видимому, в настоящее время ЯЭ вступила в пору «зрелости», когда специалистами и обществом в-основном осознаны и на опыте взвешены преимущества и проблемы этой отрасли, остающейся, несмотря на полувековой путь развития, весьма наукоемкой и высокотехнологичной. Расстановку приоритетов в отношении тех или иных проблем нельзя еще считать законченной, но сам круг задач, от повышения уровня безопасности эксплуатации существующих энергоблоков до разработки новых типов реакторов и эффективных методов переработки отходов, вплоть до замыкания топливного цикла, хорошо очерчен.
Очевидно, что основой благополучного развития ЯЭ, на фоне признания обществом ее заслуг и перспектив, является безопасная эксплуатация существующих энергоблоков. «...Перспективы ядерной энергетики можно строить только на прочном фундаменте надежной эксплуатации действующих атомных объектов» [1], Это - чрезвычайно обширная задача, имеющая множество аспектов, от совершенствования (модернизации) технологических систем, в том числе систем контроля и
управления, до подготовки персонала. Известно, что в двух наиболее крупных авариях на коммерческих АЭС (Чернобыльская АЭС, СССР, и Три Майл Айленд, США) ошибки персонала, хотя и не были единственной причиной аварии, являлись в то же время важной, если не решающей причиной. Таким образом, «человеческий фактор» показал себя одним из важнейших в плане обеспечения безопасности АЭС. Это и понятно, учитывая чрезвычайную сложность технологического процесса на АЭС и высочайшие требования к квалификации персонала, едва ли сравнимые с таковыми в большинстве других гражданских отраслей. В последние годы сформировалась тенденция автоматизации управления технологическими процессами на АЭС. Однако автоматизация управления не снижает требования к квалификации персонала, скорее, наоборот. Качество персонала, управляющего технологическими процессами, всегда будет ключевым фактором в обеспечении безопасной эксплуатации АЭС, так как случайная или вызванная нехваткой квалификации ошибка оператора может свести на нет любые усилия по увеличению надежности оборудования и совершенствованию технологии.
Две упомянутые крупные аварии на АЭС «заставили изменить порядок следования целей оперативного сопровождения. Если раньше на первом месте была эффективность работы АЭС при условии обеспечения ее безопасности, то теперь на первое место поставлена безопасность, а затем уже эффективность работы АЭС. И это понятно: ведь сейчас ситуация такова, что еще одна тяжелая авария на АЭС, независимо от того, в какой стране она произойдет, может оказаться трагической не только для развития, но и для самого существования атомной энергетики»[2]. Обеспокоенность этим фактором до сих пор остается большой — на протяжении 90-х годов атомной энергетике
приходилось доказывать свою безопасность, и это было очень нелегко: в ряде стран развитие ЯЭ было заморожено, вплоть до принятия программ свертывания.
Очевидно, что ЯЭ выдержала это испытание: хотя рост установленной мощности и замедлился довольно существенно по сравнению с оптимистическими прогнозами 70-х годов, он не остановился полностью. Но главное, что отрасль, можно сказать, сделала правильные выводы: помимо принятия беспрецедентных технических мер (прежде всего, касающихся блоков с реакторами РБМК), были серьезнейшим образом пересмотрены подходы к проектированию реакторных установок и систем контроля и управления, к организации управления технологическим процессом и, не в последнюю очередь, к подготовке оперативного персонала.
После Чернобыльской аварии были пересмотрены подходы к проблеме безопасности действующих АЭС. Принятые технические меры на существующих блоках РБМК радикально изменили нейтронно-физические свойства активной зоны и органов управления. Система управления подверглась модернизации, был пересмотрен регламент эксплуатации. Подготовка оперативного персонала стала базироваться на применении полномасштабных тренажеров и других технических средств обучения.
С начала 90-х годов в России была начата и к настоящему времени успешно завершена беспрецедентная по своим масштабам и темпам программа оснащения всех российских АЭС тренажерами, как полномасштабными, для детальной отработки оперативным персоналом навыков управления, так и различными другими. За пятнадцать лет, с 1989 г по 2004 г отечественными разработчиками было создано более 30
полномасштабных и аналитических тренажеров АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК, ЭГП-6 для России, Украины, Венгрии, Болгарии, Китая.
Разработка тренажеров потребовала развития весьма эффективных методов нейтронно-физического расчета, т.к. моделирование переноса нейтронов в активных зонах реакторов в режиме реального времени являлось новой и непростой задачей, особенно для реакторов типа РБМК. К началу указанного периода в России отсутствовал и опыт разработки полномасштабных моделей энергоблока, и соответствующие системы программирования, что стимулировало, наряду с заимствованием и освоением зарубежного опыта, разработку отечественных систем интегрирования сложных моделирующих комплексов.
В данной работе описаны методы моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реакторов РБМК-1000 для тренажеров, в том числе разработанный автором эффективный синтетический алгоритм, а также созданная с участием автора система разработки и эксплуатации моделирующих программных комплексов WinMod, Описанные методы моделирования были применены при разработке целого ряда полномасштабных и аналитических тренажеров для Курской, Смоленской и Чернобыльской АЭС. Система WinMod использовалась при создании двух аналитических тренажеров для блоков с реакторами РБМК-1000 (прототип - 4-й блок Курской АЭС) и ВВЭР-1000 (проект В-320).
Содержание работы изложено в пяти главах.
В главе 1 обсуждается опыт использования тренажеров для обеспечения безопасности эксплуатации АЭС, в том числе с реакторами РБМК. Обсуждаются различные аспекты моделирования нейтронно-
физических процессов в режиме реального времени, а также
тестирования и использования тренажеров. Представлены основные
параметры нейтронно-физических моделей некоторых тренажеров,
рассмотрена взаимосвязь использованных методов расчета и имевшихся
вычислительных ресурсов. Обсуждается применение
специализированных систем разработки комплексных моделей энергоблока, а также область применения таких моделей.
В главе 2 описаны методы моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора РБМК-1000, в том числе разработанный автором новый эффективный синтетический алгоритм, применявшийся в полномасштабных тренажерах РБМК для Курской и Смоленской АЭС, а также в аналитических тренажерах для этих АЭС и для Чернобыльской АЭС. Описана также двухгрупповая трехмерная поканальная модель, реализованная автором в аналитическом тренажере для модернизированного 1-го блока Курской АЭС и аналитическом тренажере «ТОМАС-2». Рассматриваются такие аспекты моделирования нейтронно-физических процессов в активной зоне, как выбор геометрической модели, разбиение спектра нейтронов на энергетические группы, особенности функционирования нейтронной модели в составе тренажера, константное обеспечение.
В главе 3 обсуждаются подходы к верификации нейтронно-физической модели тренажера. Приводятся результаты тестирования описанных в работе моделей.
В главе 4 кратко описана разработанная автором модель системы контроля энерговьтделения в тренажерах РБМК на примере ПМТ 4-го блока Курской АЭС.
Разбиение на энергетические группы, константное обеспечение
Особенности подготовки констант для динамической модели.Малогрупповой диффузионный расчет должен быть обеспечен соответствующей константной поддержкой. Особенностью константного обеспечения тренажера является, с одной стороны, необходимость использования констант в широком диапазоне режимов работы блока (от расхоложенного состояния до рабочего и аварийного), с другой стороны - очень жесткие требования к их точности и гладкости, а также к быстродействию соответствующего программного обеспечения, использующегося в треналсере. Построение такой системы констант - сложная задача, решаемая для каждого тренажера индивидуально. Вместе с тем по мере накопления опыта разработки тренажеров РБМК в ОАО «ДЖЭТ» был выработан определенный подход к решению этой задачи, основанный на соответствующем опыте расчетов во ВНИИ АЭС.
Можно утверждать, что ни к началу выполнения программы оснащения отечественных АЭС тренажерами, ни к настоящему времени, к сожалению, не успела сложиться объективная методика, позволяющая однозначно оценить качество константного обеспечения и диффузионной модели активной зоны применительно к задачам динамического моделирования (подробнее проблема верификации нейтронно-физической модели тренажера будет рассмотрена в главе 4). Поэтому понятно, что качество результатов, полученных с использованием того или иного константного обеспечения, существенно зависит от того, в какой мере его разработчик владеет методологией константной программы и диффузионного кода и каковы его возможности по адаптации перечисленных составляющих программного обеспечения друг к другу и к конкретному типу реактора. Принимая во внимание то, что константные программы разрабатываются в течение ряда лет и имеют существенные методические и алгоритмические особенности, можно ожидать, что наиболее качественная библиотека может быть получена лишь на хорошо изученной и адаптированной на различных экспериментах программе. Так, к началу 90-х годов во ВНИИАЭС успешно использовалась константная программа GETERA, построенная на относительно простых моделях, и позволившая разработать весьма эффективное константное обеспечение для тренажеров РБМК. В значительной мере это было обусловлено тем, что разработчики этих программ постоянно осуществляли поддержание работоспособности и модификацию этих программ применительно к складывающимся задачам [14].
Программа GETERA предназначена для расчета ячеек и полиячеек ядерных реакторов методом вероятности первых столкновений. В области замедления (10.5МэВ-2.15эВ) расчет распределения плотности потока нейтронов ведется в 22 групповом приближении на основе библиотеки констант БНАБ. В области термализации (0-2.15эВ) расчет спектра нейтронов осуществляется по дифференциальной модели Кадилака на основе микроконстант, полученных из файлов оцененных данных ENDF -B/IV.
Программа позволяет рассчитывать поля нейтронов,коэффициент размножения, эффекты обезвоживания, готовить многогрупповые константы, рассчитывать скорости реакций и ряд других функционалов в ячейках и полиячейках ядерных реакторов как с закрытыми так и с открытыми границами. Для подготовки малогрупповых констант и ряда других функционалов неразмножающих каналов в программе предусмотрена модель, позволяющая рассчитывать фрагмент, состоящий из неразмножающего канала, находящегося в окружении рабочих ячеек. При этом геометрическая структура как размножающего канала, так и ячеек окружения может быть описана детально в цилиндрической, сферической или плоской геометриях. Перетечки нейтронов между рассматриваемыми элементарными ячейками задаются исходя из структуры их взаимного расположения. В программе предусмотрен блок расчета нуклидного состава, позволяющий оценивать эффекты реактивности, готовить малогрупповые константы и рассчитывать ряд других функционалов для ячеек с различной глубиной выгорания топлива [15, 16].
Насчитанные при различных значениях теплофизических параметров константы аппроксимируются полиномами во всей области значений. Параметры, необходимые для описания зависимостей нейтронных констант, выбираются на основе анализа физики активной зоны реактора. Зависимость поглощающих свойств органов СУЗ от спектра нейтронов обусловила включение в число параметров соответствующих полиномов плотности воды в каналах, окружающих ДП и стержень СУЗ.
Верификация и "настройка" констант. Исчерпывающая верификация константного обеспечения возможна только в составе интегрированного тренажера. К сожалению, не удается обойтись без "подгонки" констант. Это объясняется стремлением при подготовке констант гарантировать их точность прежде всего в рабочих режимах реактора, даже в ущерб "крайним" (аварийным, расхоложенному) состояниям. При этом динамический пересчет констант в тренажере отнимает практически столько же вычислительных ресурсов, сколько расчет нейтронных полей, т.е. дальнейшее увеличение точности аппроксимации явно не целесообразно. Однако удается найти такие поправки к константам, которые имеют ясный физический смысл и должным образом исправляют указанные погрешности. Например, введение поправки, связанной с числом погруженных стержней СУЗ, позволило скорректировать ошибку в расчете остановленного реактора, обусловленную изменением спектра нейтронов из-за введения в активную зону большого количества поглотителя. Ряд других поправок к сечениям поглощения и деления топлива исправляет неточности в расчете эффекта обезвоживания КМПЦ и КОСУЗ на номинале и на остановленном реакторе. Необходимо отметить, что эти поправки использовались, естественно, только в одногрупповых моделях, в которых невозможно учесть изменение спектра нейтронов при останове и расхолаживании или обезвоживании реактора; с переходом к двухгрупповой системе констант надобность в таких поправках отпала.Нейтронно-физические константы аппроксимируются
Трехмерная двухгрупповая модель
Примерно к 2003 г. производительность недорогих компьютеров достигла уровня, позволяющего реализовать трехмерную двухгрупповую модель реального времени для переноса нейтронов в активной зоне РБМК. Для расчета нестационарного поля нейтронов так же, как и в синтетической модели, использовалось адиабатическое
Производительность процессора Intel Pentium IV с частотой 2 ГГц позволяет проводить до 100 итераций 2-группового источника нейтронов в секунду для 8-слойной поканальной геометрической модели. Этого достаточно для нестационарных процессов, моделируемых на тренажерах, при имеющихся требованиях к точности моделирования. Описанная модель использована в аналитическом тренажере 1-го блока Курской АЭС, разработанном в 2003-2004 годах.
Аппроксимации двухгрупповых нейтронных сечений приведены в Приложении 2.Так же, как и для одногрупповой модели, проводилась коррекция сечений деления. Для этого выбиралось близкое к номинальномустационарное состояние блока, с помощью программы Тройка [18] рассчитывалось трехмерное распределение энерговыделения. Правая часть первого уравнения системы (2.6) дополнялась множителями r\.s(таким образом, поправки для первой и второй групп нейтронов были общими). Далее проводилась итерационная процедура расчета поправок, описанная в п.2.3.
Аналогично одногрупповой модели, фиксировалось полученное значение ktjr, соответствующее стационарному состоянию (как # .), идалее, при расчете динамических процессов для расчета амплитуды нейтронного поля в качестве keff использовалось отношениерассчитанного эффективного коэффициента размножения к 0 к kaeff, т.е.
Программная реализация нейтронно-физической модели активной зоны функционирует в составе тренажера, т.е. в определенных системе программирования и операционной среде, а также условиях разработки, что определяет подход к организации алгоритма и распределению имеющихся вычислительных ресурсов. Особенностями условий функционирования нейтронно-физической модели во всех построенных тренажерах являлись:- недостаточные вычислительные ресурсы моделирующего компьютера;- необходимость распараллеливания на 2-3 процессора;- очень большой интерфейс с моделями других технологических систем (прежде всего КМПЦ и графита);
Модель активной зоны РБМК во всех построенных тренажерах находилась в условиях недостаточных вычислительных ресурсов и требовала тщательной оптимизации. Для этого модель была разделена на следующие блоки:1. прием и переработка теплофизических параметров воды и графита, расчет сечений (и «свернутых» сечений для синтетической модели);2. расчет форм-функций;3. расчет амплитуды;. расчет концентраций ксенона и самария;5. подготовка трехмерного распределения эиерговыделения в топливе и графите, передача данных в «смежные» теплофизические модели (КМПЦ и графит).
Для синтетической модели, функционировавшей на трех процессорах (из шести, использованных для математических моделей), оптимальным решением оказалась следующая структура:1. расчет сечений с максимальной частотой (вся зона 12 раз в секунду);2. расчет форм-функций 12 раз в секунду, по 5-10 итераций источника в радиальной и аксиальных задачах;3. расчет амплитуды и синтез трехмерного распределения энерго выделения (12 раз в секунду), а также расчет концентраций ксенона и самария для 1/12 части активной зоны (157 каналов) 4 раза в секунду (вся зона за 3 секунды).
Необходимо отметить высокую потребность в вычислительных ресурсах расчета сечений, причем любые попытки «экономить» ресурсы за счет уменьшения частоты пересчета всех или части сечений приводили либо к уменьшению устойчивости решения, либо к
замедлению реакции модели на быстрое управление. Таким образом, тщательная подготовка полиномиальных аппроксимаций является важнейшим условием функционирования «быстрых» нейтронно-физических моделей. С другой стороны, количество итераций источника на единицу «расчетного» времени (порядка 100 в секунду), являлось не достаточным (при существенных возмущениях поля наблюдалась некоторая «недоитерированность» форм-функции).
По результатам измерений коэффициентов реактивности на номинальном уровне мощности и на остановленном реакторе потребовалась коррекция полиномиальных аппроксимаций сечений. Так, слагаемые 02ГС и vfiy (см. Приложение 1) были умножены на0.98, сечение поглощения ДП было увеличено в 1.3 раза. Была также введена специальная поправка для коэффициента размножения, учитывающая изменение спектра нейтронов при большом количестве погруженных стержней СУЗ на остановленном реакторе. С учетом этой поправки вместо kff в выражении (2.7) использовалось kff+a(H-H),где Н - сумма длин погруженных стержней СУЗ, # - то же для стационарного номинального состояния. Параметр а подбирался в соответствии с программой вывода реактора в критическое состояние поднятием стержней СУЗ и на Курском ПМТ с загрузкой до внедрения эрбиевых ТВСравнялся 2-ю 7 см"1.
Особенностью нейтронно-физической модели тренажера РБМК является очень большой интерфейс с другими системами. Так, полный объем данных, которыми обменивается поканальный нейтронный расчет с другими системами (при 7 расчетных слоях по высоте) - более 60 тыс. чисел. Правда, наибольшая частота обмена, равная частоте расчета нейтронного поля, требуется не для всех данных, - получение температуры графита и передача энерговыделения в графите могут
Тестиров ан ие трехмерной двухгрупповой модели
Тестирование этой модели было начато в составе аналитического тренажера 1-го блока Курской АЭС, разработанного в 2003-2004 гг., и продолжается в настоящее время. Испытания, проводившиеся по обычной для аналитического тренажера программе приемо-сдаточных испытаний, показали достаточную адекватность моделирования нейтронно-физических процессов в рамках требований к тренажеру. Необходимо, однако, отметить, что имевшаяся в то время вычислительная техника не позволила установить необходимое количество итераций источника в единицу времени, поэтому проблема «недоитерированности» форм-функций нейтронного поля в переходных процессах, описанная в п.2.3 применительно к синтетической модели, была отмечена и в этом случае.
Еще до использования в тренажере эта модель использовалась для анализа ряда аварийных режимов в комплексе с теплогидравлической программой «Багира», также поканальной [36]. Расчет проводился не в режиме реального времени. Рассматривался, в частности, разрыв РГК полным сечением. Для анализа этого режима, характеризующегося температурой топлива, близкой к температуре плавления, константное обеспечение имело расширенный до 4000 К диапазон температур топлива.
На рис. 3.1 представлены графики мощности энерговыделения и плотности потока нейтронов в 7-м (из 14-и) расчетном слое ТВ С с координатами 17-25. Быстрая потеря теплоносителя в трех десятках каналов с ТВ С приводит к появлению положительной реактивности и росту полной мощности реактора почти на 20 МВт за первые полторы секунды процесса. Вместе с тем, хотя плотность потока нейтронов первой группы возрастает, падение плотности потока тепловых нейтронов уменьшает энерговыделение в обезвоженных каналах примерно на 5%,
Дальнейшее снижение мощности в этих каналах обусловлено работой системы ЛАР-БИК, восстанавливающей полную мощность реактора. Снижению энерговыделения в обезвоженных каналах способствует также значительный рост температуры топлива, начинающийся с момента разрыва и продолжающийся в разных каналах аварийного РГК в течение до 10 с после начала аварии. Было показано, что в аварийном РГК, во-первых, максимум температур оболочек всех твэлов реализуется не в ТК с максимальной мощностью, а, во-вторых, численное значение этого максимума может существенно превосходить максимальную температуру оболочек твэл в ТК максимальной мощности.
Данный пример расчета показывает, что при анализе безопасности реакторных установок РБМК-1000 необходимо моделирование энерговыделения и течения теплоносителя во всех каналах реактора, т.е. использовать полномасштабную математическую модель.1000 позволяет сделать вывод о достаточном качестве разработанных нейтронно-физических моделей для целей обучения оперативного персонала. В то же время, необходимость совершенствования программного обеспечения тренажеров, в том числе в части нейтронной физики, всегда признавалась как пользователями, так и разработчиками тренажеров. Учитывая сложившиеся темпы увеличения производительности вычислительной техники, а также имеющийся в отрасли опыт проектных и эксплуатационных расчетов, можно утверждать, что с настоящего времени появилась возможность повысить качество тренажерных нейтронно-физических моделей. Для первых тренажеров отсутствовала возможность строить модели, в полной мере соответствующие современному уровню развития нейтронно-физических расчетов, причем использование существующих приближений в тренажерах не сводилось к их упрощению, а требовало разработки специальных алгоритмов, таких, как синтетический (как в данной работе), или крупносеточный (у других разработчиков). Применение трехмерной двухгрупповой модели на аналитическом тренажере 5-го блока Курской АЭС показало, что при последующих модернизациях программного обеспечения возможно внедрение нейтронно-физической модели, приближающейся к инженерному уровню. С другой стороны, для дальнейших шагов по пути усложнения нейтронно-физических моделей РБМК реального времени требуется еще большее увеличение производительности используемых компьютеров.
Прежде всего, представляется важным увеличение числа расчетных слоев по высоте до 14-28, Это можно сделать, оставаясь в рамках диффузионного приближения с сохранением всех элементов конечно-разностного алгоритма. Ясно, что при этом более корректно будет рассчитываться изменение реактивности при движении органов регулирования и реакция поля нейтронов на перемещение границы экономайзерного участка в канале. С другой стороны, такое увеличение детализации должно быть поддержано соответствующим усовершенствованием теплогидравлической модели канала. Последняя имела в описанных выше тренажерах 3 расчетных участка по длине канала и, кроме того, не была действительно «поканальной», т.к. оперировала «эффективными» каналами, сформированными из каналов половин активной зоны, выделенного РГК и выделенного канала (для моделирования разрывов РГК и канала). Рассчитанные в «эффективных» каналах параметры теплоносителя затем распределялись по реальным каналам в соответствии с распределением энерговыделения. Таким образом, в плане геометрической детализации нейтронно-физическая модель, по-видимому, не является в настоящее время «узким местом». Однако поканальная теплогидравлическая модель КМПЦ, как показала работа [36], требует увеличения мощности компьютера на 1-2 порядка. Что же касается нейтронно-физической модели, то дальнейшая геометрическая детализация в рамках диффузионного приближения вряд ли целесообразна, т.к. при этом возрастают погрешности диффузионного приближения, а также роль неопределенности распределения выгорания по высоте. Так, в работе [25] отмечена заметная разница в весах стержней по расчетам в тренажере (использовалась синтетическая одногрупповая модель) и по программе SADCO, несмотря на хорошее согласование по показаниям ДКЭР. Это можно объяснить как недостаточностью одногруппового энергетического разбиения спектра нейтронов около органа регулирования, так и погрешностью диффузионного приближения в области большого градиента плотности потока нейтронов.
Вместе с тем, существует опыт применения более высоких, по сравнению с диффузионным, приближений, в том числе и для РБМК (Р2, Р3), в программах, сравнимых по эффективности с тренажерными [37]. В тренажерах ВВЭР-1000 уже используется нодальный метод решения уравнения диффузии, являющийся развитием конечно-разностного метода [38]. Результаты этих работ убеждают в целесообразности использования перечисленных приближений в тренажерных нейтроино-физических моделях.
Представляется необходимым и увеличение количества энергетических групп в представлении спектра нейтронов. Следует ожидать, что моделирование эффектов реактивности при этом улучшится.
База данных моделей и менеджер базы данных dbm
База данных представляет собой набор таблиц формата СУБД Paradox, для работы с ними используется Менеджер базы данных DBM. Структура таблицы представлена в табл. 5.1. Поля 9-12 поддерживаются автоматически, новые переменные, определяемые пользователем, размещаются в «свободных» частях глобальной области данных, если иное (в поле Location) не задано пользователем. Все поля, кроме заполняемых автоматически, доступны для редактирования. При определении новых данных осуществляется проверка уникальности вводимого имени по всей базе данных и правильности заполнения полей. Если пользователем меняется тип данных или размер массива, происходит корректное перемещение данных в другую часть глобальной области данных, если это необходимо и возможно. При удалении каких-либо данных осуществляется проверка, нет ли «привязки» с помощью поля Location других данных к удаляемым. Размер глобальной области данных задается пользователем, при необходимости может быть увеличен или уменьшен (в пределах уже размещенных данных). Поддерживаются процедуры ввода и вывода данных с помощью файлов соответствующего формата системы US3.
Глобальная область данных может быть объявлена «константной», в этом случае ее переменные инициализируются при компиляции ее динамической библиотеки и не сохраняются при записи текущих состояний (и не восстанавливаются при их чтении). Инициализация данных в этом случае осуществляется либо по полю «value» (см табл. 5Л) для одиночных переменных, либо с помощью файла с оператором BLOCK DATA, подключаемым при компиляции динамической библиотеки глобальной области.
Изменение таблицы регистрируется и инициирует автоматическую генерацию новых "include"-файлов для тех программных модулей, в которых используются удаленные или измененные переменные.
Менеджер базы данных обеспечивает ряд служебных функций, таких, как анализ структуры таблицы, поиск и фильтрацию данных, контроль эффективности использования адресного пространства COMMON-блоков и другие.
Для ускорения поиска в базе данных DBM формирует общий для всех таблиц индексный файл, сортированный по именам переменных.
Функция регистрации моделей технологических систем и «контрольных» модулей систем также возложена на DBM. Для этого используются отдельные таблицы формата Paradox, содержащие список систем и «контрольных» модулей с параметрами их использования (для систем - подключить/отключить, для модулей - подключить/отключить и номера фреймов, в которых вызывается данный модуль).
Модели технологических систем представляют собой, втерминологии интегрированной среды разработчика Microsoft VisualStudio, «проекты» динамических библиотек. Для управления процессоммоделирования контрольные модули «экспортируются»соответствующей директивой компилятора. В проект включаются также lib-файлы динамических библиотек, представляющих необходимые для данной модели COMMON-блоки.
Для автоматического включения в тексты модулей описания используемых переменных разработан прекомпилятор FSCAN (Fortran Scaner). Прекомпилятор предварительно удаляет регистрационные записи всех переменных об использовании их в этом модуле. Затем проводит лексический анализ (сканирование, в терминологии теории компиляторов [42]) текста программного модуля, выделяя идентификаторы переменных, не описанных в данном модуле как локальные. Для всех этих идентификаторов осуществляется поиск в базе данных переменных, и формируется include-файл для программного модуля, в котором размещаются все необходимые описания используемых COMMON-блоков и переменных. В поле Modules записей базы данных, соответствующих используемым переменным, помещается имя данного программного модуля. О глобальных переменных, не найденых в базе данных, делается сообщение на экран или в log-файл.
Таким образом, «подключение» глобальных переменных автоматизировано, что гарантирует отсутствие ошибок, связанных с адресацией данных. Кроме того, автоматически регенерируются ссылки в базе данных на модули, в которых используются глобальные переменные.
В отличие от ОС UNIX, где в распоряжении программиста имеются механизмы синхронизации приложений и удобные методы разделения данных между приложениями, в операционной системе WINDOWS сделан акцент на развитые механизмы использования и синхронизации тредов (threads) в рамках одного приложения. Таким образом, применение динамических библиотек отвечает принципу декомпозиции и структурирования технологического оборудования по технологическим системам, а использование синхронизированных тредов с различными приоритетами позволяет в рамках одного приложения как выполнять само моделирование технологического процесса, так и обеспечивать все функции Инструкторской Станции тренажера. Именно эти обстоятельства обусловили переход от использования разделяемых областей данных (shared memory) и синхронизации процессов, как в операционной системе UNIX, к применению динамических библиотек и синхронизации тредов в мультитредовом приложении.
Процесс моделирования обеспечивается управляющей программой RTEX (Realime Executive), загружающей динамические библиотеки глобальных областей данных и моделей технологических систем. Все динамические библиотеки загружаются явным образом, в соответствии с их списками, имеющимися в базе данных. Контрольные модули систем импортируются управляющей программой; адреса загрузки глобальных областей данных фиксируются для получения доступа ко всем глобальным данным в соответствии со смещениями адресов переменных, указанными в базе данных. Исключительные ситуации при выполнении контрольных модулей перехватываются и
