Программный комплекс РАДУГА-Т для моделирования полей нейтронов в ядерно-энергетических установках

Ольга Васильевна Николаева, Сергей Андреевич Гайфулин, Леонид Петрович Басс

Аннотация


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.


Ключевые слова


уравнение переноса; неструктурированные сетки; сеточные схемы; итерационные методы; параллельные вычисления

Полный текст:

PDF

Литература


Bass L.P., Voloschenko A.M., Germogenova T.A. Discrete Ordinate Method in Radiation Transport Problem. Moscow, KIAM Press, 1986. 231 p. (in Russian)

Belousov V.I., Grushin N.A., Sychugova E.P., et al. Some Results of Verification of Code ODETTA for Shielding Calculations. Nuclear Science and Technology: Nuclear Reactor Physics. 2018. No. 3. P. 46–53. (in Russian)

Kokonkov N.I., Nikolaeva O.V. An iterative KP1 Method for Solving the Transport Equation in 3D Domains on Unstructured Grids. Computational Mathematics and Mathematical Physics. 2015. Vol. 55, no. 10. P. 1698–1712. DOI: 10.7868/S0044466915100154.

Nikolaev A.A., Usenkov V.V., Afanasiev P.B., et al. Actual State of Development of the Software for Radiation Transport Calculatons in Core and Shield of Reactor Facities with Lead-Bismuth Coolant. Nuclear Science and Technology: Nuclear Reactor Physics. 2017. No. 1. P. 143–147. (in Russian)

Nikolaev A.A. Improvement of Geometric Options of SN-code PMSNSYS-II. Nuclear Science and Technology: Nuclear Reactor Physics. 2017. No. 1. P. 129–143. (in Russian)

Nikolaeva O.V., Gaifulin S.A., Bass L.P. On decomposition of a unstructured grid to solving the neutron transport equation on parallel computers. Parallel Computational Technologies (PCT'2019): Proceedings of the International Scientific Conference (Kaliningrad, Russia, April, 2–4, 2019). Chelyabinsk, Publishing of the South Ural State University, 2019. P. 362–372. (in Russian)

Nikolaeva O.V., Gaifulin S.A., Bass L.P. Detailed Simulation of Winfrith IRON 88 Benchmark (ASPIS) in (r, z)- and (x, y, z)-Geometries. Izvestiya vuzov. Yadernaya Energetika. 2019. No. 3. P. 135–147. DOI: 10.26583/npe.2019.3.12. (in Russian)

Nikolaeva O.V., Kazantseva A.S. Comparison Between the Properties of Grid Schemes for Solving the Transport Equation on Unstructured Thetrahedral Grids. Nuclear Science and Technology. Series: Mathematical Modeling of Physical Processes. 2019. No. 1. P. 3–18. (in Russian)

Nikolaeva O.V., Kazantseva A.S. Accuracy of FEM Schemes for Solving the Transport Equation on Unstructured Thetrahedral and Prismatic Grids. Nuclear Science and Technology. Series: Mathematical Modeling of Physical Processes. 2020. No. 1. P. 3–19. (in Russian)

Seleznev E.F., Bereznev V.P. Using the Diffusive Approximation for Reactor with Cavities Calculation. Izvestiya Vuzov. Yadernaya Energetika. 2018. No. 2. P. 66–67. DOI: 10.26583/npe.2018.2.07. (in Russian)

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., Sanchez R. 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: Proceedings of the Joint International Conference (Nashville, Tennessee, April, 19–23, 2015). LaGrange Park, IL, American Nuclear Society, 2015. URL: https://halcea.archives-ouvertes.fr/cea-02506817/document (accessed: 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. 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: Procedeengs 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 (accessed: 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: Procedeengs of the International Conference (Jeju, Korea, April, 16–20, 2017). URL: https://www.osti.gov/servlets/purl/1369430 (accessed: 14.09.2020).

Adaptive Numerical Instruments 3D. URL: https://sf.net/p/ani3d/ (accessed: 14.09.2020).




DOI: http://dx.doi.org/10.14529/cmse210106