Новые алгоритмы метода Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач и верификации инженерных программ расчета реакторов

  • Автор:
  • Специальность ВАК РФ: 05.14.03
  • Научная степень: Кандидатская
  • Год защиты: 1999
  • Место защиты: Москва
  • Количество страниц: 158 с.
  • Стоимость: 230 руб.
Титульный лист Новые алгоритмы метода Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач и верификации инженерных программ расчета реакторов
Оглавление Новые алгоритмы метода Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач и верификации инженерных программ расчета реакторов
Содержание Новые алгоритмы метода Монте-Карло для решения нейтронно-физических задач и верификации инженерных программ расчета реакторов
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы, цель, научная новизна, практическая ценность работы
Постановка задачи моделирования процесса переноса нейтронов методом Монте-Карло применительно к семейству программ МСІІ
Обзор аналоговых и неаналоговых методов, применяемых в программах метода Монте-Карло
Результаты исследований, апробация работы, публикации, структура и объем диссертации
Содержание работы
1 АЛГОРИТМ АЛИГР. ПРАКТИЧЕСКОЕ ПРИМЕНЕНИЕ
1.1 Алгоритм АЛИГР
1.2 Применение алгоритма АЛИГР для моделирования реактора ИГР
1.3 Применение алгоритма АЛИГР для моделирования реактора СМ
1.4 Применение алгоритма АЛИГР для моделирования реактора ПУГР
2 РАСЧЕТ НФХ В РЕАКТОРЕ ПУГР
2.1 Алгоритм расчета выгорания в реакторах ПУГР
2.2 Верификация алгоритма расчета выгорания в реакторах ПУГР
2.3 Расчет выгорания в реакторах ПУГР
3 ВЕРИФИКАЦИЯ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ
3.1 Общие положения
3.2 Методика верификации прецизионных программ
3.3 Численные тестовые задачи расчета стационарных состояний
3.4 Эксперименты на критическом стенде ГРОГ
3.5 Численные тестовые задачи расчета выгорания

4 ВЕРИФИКАЦИЯ ИНЖЕНЕРНЫХ ПРОГРАММ
4.1 Верификация программ расчета реакторов ВВЭР
с урановым топливом
4.2 Верификация программ расчета реакторов ВВЭР
с МОХ топливом
4.3 Верификация инженерных программ расчета реактора ПУГР
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
СПИСОК РИСУНКОВ
СПИСОК ТАБЛИЦ
ПРИЛОЖЕНИЕ 1. СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы, цель, научная новизна, практическая ценность работы
{современной ядерной энергетике и реакторостроении все более широкое применение получают программы нейтронно-физического расчета, реализующие для решения уравнения переноса нейтронов метод Монте-Карло и базирующиеся на оцененных ядерных данных. Это обусловлено следующими основными факторами:
- жесткими требованиями к безопасности существующих, модернизируемых и проектируемых ядерных энергетических, промышленных, транспортных и исследовательских реакторов;
- жесткими требованиями к точности инженерных программ расчета реакторов, используемых для решения задач, связанных с ядерной безопасностью, с учетом того, что верификация инженерных программ в значительной степени основывается на сравнении с прецизионными программами метода Монте-Карло;
- наблюдающимся в 90-х годах лавинообразным ростом производительности ЭВМ (по некоторым оценкам производительность процессоров персональных компьютеров растет на 100% в год) с одновременным снижением их стоимости, что дает возможность применять времяемкие методы расчета реакторов, не нашедшие широкого применения в 70-х, 80-х годах из-за слабости и дороговизны вычислительной техники того времени;
- новым подходом к оценке benchmark экспериментов, которая, как правило, проводится с использованием прецизионных программ метода Монте-Карло, для проверки точности описания математических моделей этих экспериментов.
Отсюда следует актуальность проблемы совершенствования программ, основанных на методе Монте-Карло и используемых для исследований реакторных систем. Решение этой проблемы способствует не только повышению безопасности и эффективности эксплуатации реакторов и проводимых на них

Рис. 1.2 Распределение плотности 157Сс1 по радиусу твэга при 2 Мвт*сут/кг
На I этапе решается критическая задача для всей системы в целом. При этом, на поверхности объекта V регистрируется поверхностный поток нейтронов, влетающих в объект. Другими словами, регистрируются все нейтроны, которые пересекают поверхность V, а их параметры (шесть фазовых координат и вес каждого нейтрона) в процессе моделирования критического реактора записываются на диск.
На П-ом этапе рассматривается объект V, окруженный черным поглотителем. Распределение потока нейтронов внутри объекта V рассчитывается при условии, что поверхностный поток на поверхности объекта V известен из расчета, проведенного на первом этапе. Эта проблема математически эквивалентна исходной задаче, если пренебречь влиянием образцов на поверхностный поток.
Такой подход обеспечивает возможность использовать результаты одного критического расчета для оценки распределения скорости делений для всего многообразия вариантов, различающихся только образцами, помещенными в объект V.
На И-ом этапе расчета моделирование проводится следующим образом. Все нейтроны, записанные на диск на 1-ом этапе, рассматриваются как по-

Рекомендуемые диссертации данного раздела