Здравствуйте.При подготовке дипломной работы потребовлась информация о методах решения уравнения реактора. Знаю что используются конечно-разностный и нодальный. Интересует в чем их суть, а также преимущества и недостатки каждого из методов.
Буду благодарен за любую помощь.

У мифистов есть сайт, специально посвящённый нейтронно-физическим расчётам реакторов.
http://www.wintuning.ru/science/index.php.

Посмотрите там для начала.

Посмотрел
По сути, а именно по єтим 2 методам, ничего не нашол

Такой вопрос - модальный метод используется в нейтронно-физическим расчётах реакторов. Если да, то где можна прочитать об этом?

Могу скинуть пару глав по расчету нейтронного транспорта и оптимизации параметров решеток реакторов, где описан модальный метод из англоязычного справочника по ядерному инжинирингу. Отправьте в личку сообщение с электронным адресом, и я вышлю.

Как такую статью пропустил: http://www.atominfo.ru/newsc/l0665.htm

Статья классная. Ее уже два раза перечитывал, несмотря что крайне далек от нейтронных расчетов.
Однако приходилось динамику разных ионных ансамблей методом Монте-Карло не раз считать, поэтому некоторые вещи описанные слегка понятны.
Особенно понравились в конце "направления усовершенствования расчётных программ". Работы людям с кодами програмными и их оптимизацией немало предстоит.
По качеству подачи текста и размеру статьи видно, что наш уважаемый модератор немало времени расчетам нейтронным посвятил в свое время.
Статья познавательная. Спасибо.

Зизин монстр, это да! По его статьям я учился, ещё когда студентом был в советское время.

Насчет Интела и библиотек.

Ясно, что библиотеки старые, и что самое грустное - проприетарные. Антикварные бинари, кластеры с новейшими компиляторами не очень помогут.

И еще, одну маленьку вещь скажу, только вы не обижайтесь.

Не знаю как с атомными расчетчиками. Но суперкомпьютерные программисты в России есть, и мирового уровня. Но не в Росатоме И вообще не в российских компаниях.

Из интервью, слова автора доклада:

Компиляторы FORTRANа, с хорошим параллелизмом, возможно, где-то существуют. Только разработать их под кокретный "суперкомпьютер", отдельная задача.

И снова опоздал: http://www.atominfo.ru/newsc/l0698.htm



Задумался о "Прорыве". И о ВВЭР-СКД.

По поводу статьи "Исследования радиационного тепловыделения в реакторе БОР-60".
http://www.atominfo.ru/newsc/l0698.htm
Это если для столько лет работающего и хорошо изученного исследовательского реактора модели расчетные по тепловыделению нормально не работают.

и

То что же вообще для проектов БН-600 и БН-800 этими моделями было насчитано?
Или для наших энергетических БНов, какие то другие модели/коды применяли?

Да, есть тонкие моменты в статье. С другой стороны, речь идет о прочностных свойствах материалов, в предыдущих интервью, речь велась о теплоносителях БРЕСТа и СВБРа. Так вот получается, со свинцовой петлей, возились не однажды. Полагаюсь на свою слабую память, которая подсказывает мне, что единого набора кодов, константного обеспечения, и прочего сладкого, для всех типов РУ, не существует. Результат был в итоге получен, да, получается в результате использования 2-х программ. Первую, думаю, поправят.
А БНы, по-моему, поначалу, перенесли некоторое количество аварий. Опыт уже есть, но какая будет судьба 800-х и, теоретически, 1200-х сказать сложно.
Да и у БОР-60 н.-ф. характеристики могли измениться.

Все-таки добавлю.
Если мне не изменяет память, то в проекте БН 600, организацией - научным руководителем был ФЭИ, главным конструктором - ОКБМ. На больших советских ЭВМ, на бобинах (перфокартах), легче было вести расчет ?! Нет, но пропустил (или использовал) свое время, жди 2-3 недели, можно и ошибки заметить.
Да и Зизин М.Н. говорил про отдельные программные комплексы для быстровиков.

Для БН-800, был задействован, в том числе, ОКБ "Гидропресс". Возможно, и к БН-600, имел отношение.

Вот за модели и модули не скажу, вернется AtomInfo.ru, спросим.

Ничего особо страшного не вижу. Напомню, что, например, БОР-60 вообще не удалось пустить с первой попытки, невзирая на расчёты. Так что прогресс очевиден.

По точностям кодов для БН надо смотреть, например, работы Е.Ф.Селезнёва (ранее ВНИИАЭС, теперь ИБРАЭ). Он аттестовывал свои коды для блоков и смотрел реальные погрешности и их источники.

В интервью Хомякова также эта тема затронута.

По статье. Хотел бы особо обратить внимание, что в ней упомянуты исключительно лицензионночистые программы.

Большое спасибо. Про константное обеспечение для создания БН-ов понял. А чем считали, или какой метод использовали (не в плане аппаратного обеспечения) для 350-го и 600-го? Если не сурьезная гостайна, конечно.

Я не про расчетчиков, я про программистов. Вот характрное место из статьи:
Распараллеливание расчётов с использованием OpenMP (Intel) - вещь перспективная. Но оно приводит приводит к слегка отличающимся результатам на разных компьютерах и даже при повторении расчёта на одном и том же компьютере. А в некоторых расчётах задача вылетает, хотя с другими трансляторами или без OpenMP она идёт. Поэтому для расчётов тонких эффектов (пример - расчёт доминантного отношения) эта опция малопригодна, и её приходится отключать.

Я, к примеру уже много лет занимаюсь в том числе такими вещами для многомилионных тендеров по всему миру (и в данный момент делаю прямо то, о чем плачется мэтр для, пары тендеров). И это только в патологических случаях портирования с чужих архитектур... Так что знаю, о чем говорю, и очем не сказал еще больше, ибо работаю в конторе, упоминаемой в статье и в области HPC. Отрывок из статьи говорит о полном отсутствии квалификации программистов, если они есть.

Попозже приведу забавный пример, правда не из атомного суперкомпьютинга, а из метеорологического, зато отечественного, с которым мне довелось столкнуться (что случается нечасто). Если есть заинтересованность в технических деталях...

Было бы полезно, я думаю.

Пропустил.

А что, уже есть другие тесты? Калину-3 и Армянскую станцию мы считали и сами, когда ещё работали по специальности. Появилось уже что-то другое?

Ну потому что мы же все умные

Простейший пример. Оболочки и интерфейсы. Не поверите, но у меня был собственный аналог ShIPR. Назывался Barsic, написан на TurboPascal, потом на Delphi. С языком управления заданиями, на минуточку Там было всё, что положено, в этом языке - циклы, переменные, подпрограммы и т.д. И даже с закосом на объектоориентированность.

Кто-нибудь, кроме меня самого, им пользовался? По факту - нет. Или под моим непосредственным присмотром. Даже мой лучший друг, а теперь соучредитель AtomInfo - впихнуть его код была война: "А чё это мой код будет под твоей оболочкой работать? У него своя оболочка есть". А уж согласование форматов данных - это холодная война на долгие годы.

Ввести в практику чужой расчётный код? Ага, его автор(ы) на тестовом примере вылизали. А чуть изменишь исходные данные, так программа делит на нуль. А в тех же случаях, когда программу хоть как-то тестировали, выяснялось, что она слишком простая для решаемых задач. Например, мифисты замахнулись в 90-ые на российский WIMS (если помните такую - GETERA). Так в ней даже Bj-тиков не было.

Получается, что проще было написать всё самому. А потом стричь купоны на договорах по расчётам того или сего.

ИБРАЭ сейчас взялся за единый национальный код для быстрых реакторов. К С-нёву у меня вопросов нет. Но посмотрите, как недовольно забурчало расчётчицкое сообщество - мол, а почему это код будет собирать ИБРАЭ?



Обижаете. Нейтроника - вполне приличный семинар. Я на нём отдыхаю. И не только потому, что приезжают одногруппники, одно/сокурсники и т.д. Он и вправду приятно отличается от многих других подобных мероприятий.

Но надо понимать, что в силу специфики ФЭИ рассчитывать на плодотворное обсуждение того же БИПРа здесь сложно. Кажется, нужно добавить к Нейтронике ещё одну площадку - допустим, в Курчатнике.



Украинцы вообще никуда не ездят. На их фоне мы выигрываем с разгромным счётом. Тот же С-нёв ездит на Физор

Я не в восторге от забугорных митингов по расчётчицким делам - много откровенной фигни. Что до кооперации - ну, давайте, для начала попробуем хотя бы просто купить MCNP для коммерческого использования. Рассказать, как DoE одной рукой требует для совместного проекта использовать "признанный в мире" код, а потом другой отвергает заявку на приобретение. т.к. россияне не имеют права задействовать MCNP в коммерческих проектах? Какая кооперация может быть в этом случае? Только с Минском по константам.



MCU не так плох.

Касательно рыночных продуктов, ждал на этой Нейтронике, что расскажет С-нёв и ИБРАЭ. А они чего-то не приехали. Разрабатывают, видимо

А у нас смешнее, расчётов идёт слишком много - до написания user-friendly оболочки руки не доходят. Пока код только спортирован по форматам файлов с нашей системой ВРК, чтобы возни меньше было...

И это тоже всегда было.

С одной стороны, была в моё время куча народу, которая дурью маялась - ну, оболочки и пр. А с другой, был великий Унитазус которым реально считался ВВЭР, но у которого ввод был форматный - типа I3, E12.0.

Программа была сериальная, стояла задача распараллелить. По модели распараллелить с MPI (OpenMP было менее выгодно) и сразу вылезли глюки - выходные циферки сильно отличаются от референса. Ошибок в MPI нет, но не работает даже с -O0.

Дальше обезьянья работа - но итог: в коде есть суммирования и результат зависит от порядка слагаемых. MPI ориентируется на топологию кластера и складывает (AllReduce) не в том порядке, как в сериальном коде...

Насчет OpenMP - это не "перспективная" техноголия, ей уже давным-давно пользуются. В гибридных запусках ей цены нет. Глюки - да, бывают, но на то и программисты чтобы с ними бороться.

Но сегодня вы выключаете OpenMP, а завтра MIC или другие карточки будете выкидывать? Или просто хасвелл какой-нибудь придет с новым компилятором и MPI - тоже отмахиваться и сидеть на старых бинарях и 286-х процессорах? Грубо говоря, чтобы считать год на тысячи ядрах, когда за бугром затратят неделю на сотне...

Ремарка: имелись ввиду процессорные ядра, а не ядра атомов

Группа AREVA сообщила о том, что регуляторы США одобрили использование комплекса кодов ARCADIA для расчётного анализа активных зон и процедуры лицензирования легководных реакторов под давлением в Соединённых Штатах.

Сообщение об этом было опубликовано на сайте американского филиала AREVA 13 марта 2013 года.

Решение регуляторов "существенно расширит" арсенал средств, применяемых группой AREVA при получений лицензий в США, отмечается в пресс-релизе.

Основными компонентами ARCADIA являются спектральный/ячеечный код APOLLO-2A и код для расчёта активной зоны ARTEMIS.

Код APOLLO-2A основывается на известном коде APOLLO-2, созданном в комиссариате по атомной энергии Франции. Группа AREVA адаптировала его для нужд расчётов легководных реакторов под давлением.

Библиотека констант для APOLLO-2A насчитывает 281 группу. В ней, среди прочего, имеются данные по 26 делящимся изотопам и 131 осколку деления. Групповая структура хорошо описывает область энергий ниже 23 эВ, что позволяет точно учитывать резонансную самоблокировку сечений.

Код ARTEMIS предназначен для расчётов активных зон. ARTEMIS - трёхмерный код (нодальный метод, учёт выгорания, возможности восстановления потвэльных полей энерговыделения). Это комплексный код, в котором, кроме нейтроники, учитываются также теплогидравлика и термомеханика.

В состав комплекса входит также ряд вспомогательных кодов, в том числе, CLARUS (подготовка файлов исходных данных для генерации библиотек констант для ARTEMIS) и HERMES (формирование библиотек констант для ARTEMIS по результатам работы APOLLO-2A). ... (блок-схему скопировать не могу)
http://www.atominfo.ru/newsd/k0729.htm

Маленькая ремарка: Для произведения расчетов по реактору, активной зоне и топливу проекта АР-1000 использовались двумерные коды, 26-групповой метод Монте-Карло, и какие-то собственные топливные коды. Цитирую по памяти, в переводе: "С 1969 года этод метод (код Вестингауза) стал стандартом в индустрии." Оригинал изложу в другой теме, тут мусорить желания нет.

Вопрос о числе групп не такой простой как кажется.

В расчётах с 26 группами (20-30 групп) возникает серьёзная ошибка при корректном определении сечений упругого рассеяния из группы в группу при больших энергиях.

Дело в том, что такое рассеяние происходит только на границе группы (на большинстве изотопов потеря энергии в акте упругого столкновения невелика), и трудно корректно усреднить по группе его сечение.

В СССР, например, для борьбы с этим явлением использовалась процедура "бэжитиков" - каждый расчёт выполнялся дважды, после первого расчёта делалась попытка восстановить спектр нейтронов внутри группы, переусреднялись сечения упругого рассеяния и делался окончательный расчёт.

Переход на систему, в которой порядка 300 групп, позволяет проблему упругого рассеяния снять (это я видел своими глазами).

Но! Вышесказанное важно для реакторов быстрых и с промежуточным спектром. Для тепловых реакторов проблема корректного усреднения групповых сечений упругого рассеяния практически не имеет значения. И в первом общемировом стандарте расчёта ячеек тепловых реакторов (британская программа WIMS) диапазон от 10 МэВ до 4 эВ спокойно разбивался всего на 27 групп.

Переход от десятков к сотням групп теоретически может позволить лучше описать резонансную область сечений. Но только теоретически. Описание резонансов требует тысяч, а не сотен групп (или точек по энергии). Библиотеки, в которых десятки или сотни групп, недостаточно подробны для описания резонансов, и их качество зависит от мастерства изготовителей библиотек констант.

Есть ещё одна область, где может потребоваться много групп - тепловая область энергий. Её можно определять по-всякому - например, в WIMS она начиналась от 4 эВ и шла до нуля, были варианты, когда тепловая область начиналась от 2 эВ. Общее у всех способов - тепловая область должна начинаться ниже первого резонанса U-238 (6,67 эВ, если помню верно) и доходить до нуля энергии.

Как показала практика, на эту область (её называют термализацией, и её характерная особенность - здесь нейтрон может при столкновении не только потерять, но и приобрести энергию, а матрица групповых уравнений перестаёт быть треугольной) достаточно порядка 40-50 групп. У того же WIMS - 42 группы. У советского ТЕРМАК'а было 45 групп (по памяти). Можно взять, допустим, 75 групп и это будет с огромным запасом по детализации тепловой области энергии.

Отсюда вывод. Для хороших расчётов тепловых реакторов достаточно иметь порядка 100 или менее групп по энергии (20-30 в области выше термализации и до 75 в области термализации). Расчёты же с 300 группами выглядят... м-м-м, некоторым излишним архитектурным украшательством. Вот если бы было 3000 групп, это был бы качественный скачок вверх.

И о Вестингаузе. Скорее всего, там были не просто 26-групповые расчёты, а расчёты в 26 группах плюс некоторый механизм в области термализации. Какой механизм - не знаю. Но, скажем, разработчики советской БНАБ заменяли 26-ую группу на тепловую точку и очень грамотно присваивали ей сечения. В результате, в 26 группах можно было с хорошей точностью считать ВВЭР-ы.

Возник вопрос о средствах и методах расчёта равновесной концентрации изотопов и их активности в различных зонах, помещениях ЭБ и вспомогательных строений. Аналогично, интересует вопрос о расчёте будущих индивидуальных и коллективных доз. Связано это с пристальным исследованием одного конкурирующего американо-японского проекта, не отработавшего ни одного дня. Формулы, в принципе, приведены в 12.2.2.4 для каждого изотопа, и в общем знакомы, однако, нет никаких упоминаний о кодах и методах расчёта транспорта. Для данного проекта, это является редкостью.

Глава 12.2 страница 12.2-7 - две формулы, далее таблицы.
AP12.2

Глава 12.4, начиная с 12.4-6 - таблицы.
AP12.4

Если внимательно посмотреть, то они постулируют некую течь, объем помещения, время для достижения равновесной концентрации в 100 дней и прочее, но чем считают, не ясно.