Abstract
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.
Highlights
Краевая задача для уравнения переноса нейтроновВеличина σ(r, E) — полное сечение взаимодействия со средой в точке r нейтрона энергии E; левая часть уравнения (1) отвечает уменьшению числа нейтронов в единичном объеме фазового пространства (r, Ω, E) за счет пролета нейтронов без столкновения с атомами среды и за счет их поглощения и рассеяния атомами
При проектировании и сопровождении эксплуатации ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) необходимо выполнять моделирование в этих установках потоков нейтронов
При этом используется та особенность уравнения переноса (12), что для каждого вектора направления скорости ΩA грани каждой ячейки разделяются на «входные», для которых ΩA ∙ n < 0, и «выходные», для которых ΩA ∙ n > 0, где n — внешняя нормаль к грани
Summary
Величина σ(r, E) — полное сечение взаимодействия со средой в точке r нейтрона энергии E; левая часть уравнения (1) отвечает уменьшению числа нейтронов в единичном объеме фазового пространства (r, Ω, E) за счет пролета нейтронов без столкновения с атомами среды и за счет их поглощения и рассеяния атомами. Первый интеграл в правой части уравнения (1) отвечает за увеличение числа нейтронов в единичном объеме фазового пространства при изменении энергии E′ и направления движения Ω/ нейтрона за счет рассеяния на атомах среды. Коэффициент σ;(r, E/) есть сечение деления, функция χ(E) задает спектр образующихся при делении нейтронов, kK;; — коэффициент размножения. Функция F(r, Ω, E) есть плотность источника нейтронов. Величины σY(r), σ1,_,Y(r, Ω ∙ Ω/), σ;,_(r) суть групповые сечения взаимодействия, рассеяния и деления, χY — групповой спектр образующихся при делении нейтронов. Базовой при моделировании потоков нейтронов является краевая задача (12), (13)
Sign-in/Register to view highlights & summary Sign-in/Register to access full text options 
Talk to us
Join us for a 30 min session where you can share your feedback and ask us any queries you have
Schedule a callMore From: Bulletin of the South Ural State University. Series "Computational Mathematics and Software Engineering"
Disclaimer: All third-party content on this website/platform is and will remain the property of their respective owners and is provided on "as is" basis without any warranties, express or implied. Use of third-party content does not indicate any affiliation, sponsorship with or endorsement by them. Any references to third-party content is to identify the corresponding services and shall be considered fair use under The CopyrightLaw.
