Введение к работе
Актуальность темы
Актуальность математического моделирования нейтронных процессов в полномасштабных реакторных установках (РУ) неуклонно растёт в связи с развитием атомной энергетики и повышением требований к безопасности и экономической эффективности. Моделирование процессов в активных зонах и в области корпуса реакторов атомных электростанций является одной из ключевых проблем развития ядерной энергетики.
При проведении массовых расчётов РУ с помощью различных программ возникает задача подготовки согласованных исходных данных, которая не может быть решена вручную с разумными трудозатратами. Поэтому актуальна тема данной работы - согласованная подготовка исходных данных по геометрии и источнику.
При решении задач глубокого проникновения методом Монте-Карло достижение надёжного результата требует большого времени. Поэтому актуально его сокращение при использовании результатов детерминистических расчётов для неаналогового метода Монте-Карло.
Цель работы
Для моделирования нейтронных процессов в реакторах используются как программы расчёта методом Монте-Карло, так и программы расчёта детерминистическими методами. Для получения исчерпывающей информации о ней-тронно-физических процессах в реакторе требуется совместное применение различных программ, что может быть обеспечено путём использования единого описания установки, прежде всего описания геометрии и источника нейтронов. Целями работы являлись:
подготовка согласованных данных по геометрии для программ расчёта методом Монте-Карло и детерминистическим методом;
описание источника нейтронов реактора ВВЭР (В о до-Водяного Энергетического Реактора) для программы расчёта методом Монте-Карло на основании сопровождающих кампанию реактора расчётов;
подготовка согласованных исходных данных по источнику для расчётов методом Монте-Карло и детерминистическим методом;
реализация обратного интерфейса по функции ценности для уменьшения объёма вычислений в методе Монте-Карло.
Научная новизна
Работа основывается на применении лучевого трассирования (треисинга) для получения дополнительных смесей (Volume Fraction - (VF)) и преобразования геометрии и источника из комбинаторного представления в растровое.
Применение метода треисинга для расчёта объёмов исходных материалов и источника в ячейках пространственной сетки, покрывающей расчётную область, является новым. Данный алгоритм позволил с высокой точностью и эффективностью конвертировать геометрию и источник на сетку задачи с поддержанием локального баланса массы (путём генерации дополнительных смесей в рамках VF метода) и нейтронов источника, что позволило достичь эффекта суперсходимости в расчётах задачи детерминистическим методом. Научная новизна работы состоит в следующем:
метод треисинга впервые применён для получения аппроксимации в рамках VF-метода в нейтронно-физических задачах;
метод треисинга применён к преобразованию источников, при этом учёт иерархической структуры позволяет увеличить быстродействие более чем на порядок;
разработан алгоритм использования функции ценности для определения параметров весовых окон метода Монте-Карло, не затрагивающий блоков основной программы; реализовано существенное ускорение расчёта методом Монте-Карло в задачах глубокого проникновения;
при применении разработанных моделей и алгоритмов для нейтронно-физических расчётов радиационной защиты РУ получены новые, важные в практическом применении, данные.
Практическая ценность
Разработанные программы, использующие метод трейсинга, могут быть применены для решения достаточно широкого класса расчётов проектируемых реакторных установок для: 1) преобразования геометрии; 2) преобразования источника; 3) обратного интерфейса для функции ценности. Они также обеспечивают построение растровых изображений, что важно для контроля корректности как исходных, так и выходных данных.
С помощью созданных программ получены достоверные оценки потоков на корпус в реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 различными методами, с использованием различных библиотек констант, с достаточной точностью, обеспечивающие возможность безопасной эксплуатации реакторов в течение заданного времени.
Задача расчёта нейтронного поля в области корпуса реактора ВВЭР, решение которой составляет практическую ценность работы, поэтому крайне важна и актуальна, так как радиационный ресурс корпуса реактора в значительной мере определяет эксплуатационный ресурс атомной энергетической установки типа ВВЭР.
Практика показала, что использование метода трейсинга для получения дополнительных смесей обеспечивает быструю сходимость результата. Сравнение с другими методами (программы ВОТЗР 5.1 и РЕАКТОР-ГП) показывает, что метод трейсинга более эффективен по соотношению: точность результата - затраченные вычислительные ресурсы. При использовании простых материалов необходимо гигантское количество ячеек сетки, что требует большого объёма вычислений при расчёте. Подход, используемый в ВОТЗР 5.1 и РЕАКТОР-ГП, требует измельчения вспомогательной сетки и большого объёма вы-
числений при конвертации. Эффективность метода трейсинга связана с автоматическим обеспечением локального сохранения интеграла заданной функции с высокой точностью при небольшом объёме вычислений.
Конвертер комбинаторного задания геометрии на сетку задачи ConDat и визуализатор геометрии на сетке Maplook в составе пакета программ CNCSN для расчёта переноса нейтрального и заряженного излучения ^-методом в 1D/2D/3D геометриях депонированы в Международный фонд программ в области радиационной безопасности RSICC [10], и доступны в NEA Data Bank.
Научные положения диссертации и разработанные на их основе методики, алгоритмы и программные комплексы могут быть использованы в следующих организациях: ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, РНЦ «Курчатовский Институт», ОАО ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ ФЭИ и других организациях, в планах которых присутствуют задачи подготовки исходных данных для программ, выполняющих расчёты РУ различными методами.
Апробация работы
Результаты, приведённые в диссертационной работе, были представлены и обсуждались на Всероссийских и Международных конференциях:
Семинар «Нейтроника»-2005, 2006, 2007, 2008 - Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики, Обнинск.
5-ая Международная научно-техническая конференция Росэнергоатома, "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики", Москва, 19-21 апреля 2006 г.
International Conference Advances in Nuclear Analysis and Simulation - PHY-SOR 2006, Vancouver, Canada, September 10-14.
Российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», 24-26 октября, Обнинск, 2006.
International Conference on Advances in Mathematics, Computational Methods, and Reactor Physics M&C 2009, Saratoga Springs, USA, May 3-7, 2009.
6-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОАО ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, 26-29 мая 2009 г.
Работа выполнялась в рамках договоров № 15-07 от 20.05.07 и № 32-07 от 01.06.07 с Российским Научным Центром «Курчатовский Институт», № 02-06 от 01.01.06 и № 40-07 от 01.09.07 с ОАО ОКБ «Гидропресс».
Публикации
По результатам работы опубликовано две печатные работы в реферируемых журналах [8, 9] и статья в журнале "Русский инженер" [16], опубликовано 4 статьи в трудах Всероссийских конференций [1, 4, 5, 6], 5 статей в трудах Международных конференций [2, 3, 13, 14, 15], опубликовано 3 препринта [7, 11, 12], содержащие инструкции для пользователя.
Вклад автора в совместных работах
В работах [1, 3, 4, 5, 8, 14] приводятся результаты практического использования разработанной автором программы ConDat, инструкция к которой опубликована в препринте [7]; в работах [6, 9, 13, 15] приводятся результаты практического использования разработанных автором программ ConDat, Burn-Dat и ConSource, инструкции к последним двум опубликованы в препринтах [11, 12].
Структура и объём работы
Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, списка литературы и 13 приложений. Материал диссертации изложен на 168 страницах (из них 45 страниц занимают приложения), включает 58 рисунков, 6 таблиц и список литературы из 62 наименований.
Приложение включает в себя примеры описания конкретных систем, пусковые пакеты для описанных в диссертации программ, а также описание мето-
дики интерполяции источника с помощью сплайна второго порядка при работе преобразователя источника, рассмотренного в четвёртой главе.
