Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Matematické modelování transportu neutronů Milan Hanuš Konference komise JČMF pro matematiku na VŠTEZ 16. – 18. 6. 2010.

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Matematické modelování transportu neutronů Milan Hanuš Konference komise JČMF pro matematiku na VŠTEZ 16. – 18. 6. 2010."— Transkript prezentace:

1 Matematické modelování transportu neutronů Milan Hanuš Konference komise JČMF pro matematiku na VŠTEZ 16. –

2 Matematické modelování neutronového pole 1.Proč se jím zabývat 2.Co modelovat? Jaká jaderná zařízení se modelují? Jaké veličiny nás zajímají? Jaké úlohy se řeší? 3.Jak modelovat? Jaký použít fyzikální model? Jaký použít matematický model? Jaký použít numerický model? Jak prakticky použít zvolené modely?

3 Proč modelovat? výběr nejvhodnější konfigurace jaderných zařízení simulace šíření neutronů v daném prostředí a zkoumání jeho důsledků

4 Proč modelovat? simulace havarijních stavů

5 Proč modelovat? návrh radiačního stínění

6 Proč modelovat? plánování radiačních terapií

7 Proč modelovat? prozkoumávání ropných nalezišť

8 Důležité veličiny skalární neutronový tok: –vyjadřuje hustotu neutronů koeficient násobení: –poměr počtu neutronů ve dvou po sobě jdoucích fázích štěpné řetězové reakce –popisuje vývoj neutronového toku Aktivní zóna klasického jaderného reaktoru –snaha o rovnoměrné rozložení neutronového toku –kritický stav: Aktivní zóna v urychlovačem řízených systémech –specifický neutronový tok v oblastech určených pro transmutaci MA –podkritický stav:

9 Typické úlohy stacionární –úloha na vlastní čísla určení koeficientu násobení a asymptotického rozložení toku úlohy na kritické rozměry či složení štěpné soustavy –úloha s pevnými zdroji asymptotické rozložení toku v podkritických systémech návrh úložiště použitého paliva radiační zátěž strukturálních prvků kvazi-stacionární –sled stacionárních úloh v daných okamžicích pozvolného přechodového děje kinetika Xe-135, I-135

10 Typické úlohy kinetika –rychlé přechodové děje (nehody,...) dynamika –termodynamické zpětné vazby –změna koncentrace nuklidů vyhořívání paliva, transmutace,... TMI-1: prasknutí hl. parovodu + zaseknutá regulační tyč

11 Skalární neutronový tok Boltzmannova rovnice transportu neutronů popisuje rozložení směrového neutronového toku v prostoru, energetickém spektru, směrové sféře a čase L...operátor přenosu ( ) – změna polohy H...operátor rozptylu ( ) – změna energie a směru F …operátor štěpen ( ) – implicitní zdroj neutronů Q...vnější neutronový zdroj (explicitní) Matematicko-fyzikální model í ( + O.P., P.P. )

12 Matematicko-fyzikální model Ustálený stav – vnější zdroje Ustálený stav – bez vnějších zdrojů, homogenní O. P. dominatní vlastní číslo: příslušná vlastní funkce:

13 Výpočetní metody Deterministické –přímé řešení rovnice transportu neutronů –diskretizace nezávisle proměnných –přibližné metody pro vyčíslení integrálů, derivací Statistické (Monte Carlo) –simulace pohybu jednotlivých svazků neutronů prostředím –pravděpodobnostní popis drah neutronů i jejich interakcí –statistické metody pro získání požadovaných informací –v porovnání s deterministickými metodami: přesnější, snazší modelování komplexních geometrií vyšší výpočetní náročnost, ztráta informací o některých veličinách

14 Mnohagrupová aproximace Aproximace energetické závislosti s

15 Deterministické numerické metody rozvoj směrové závislosti do (konečné) řady podle bázových funkcí (sférické harmonické fce) řešení transportní rovnice v konečném počtu směrů (diskrétní ordináty) předpoklad izotropního pohybu neutronů (difúzní aproximace)  PDR v prostorových proměnných –diskretizace standardními numerickými metodami (FDM, FVM, FEM) metody založené na integrální formulaci rovnice (metoda srážkových pravděpodobností, charakteristik) operátory + funkce matice + vektory

16 Nároky heterogenního 3D výpočtu zóny 163 kazet x 331 proutků FVM: 40 axiálních x 6 radiálních podoblastí  Celkový počet výpočetních oblastí: x 240 ~ Směr: 250 směrů (diskrétní ordináty 8. řádu) Energie: 100 grup  Celkově neznámých  Paměťové nároky jen na uchování neznámých: 1 TB (double precision) ~ elementárních oblastí ~ 240 podoblastí na každou

17 Optimalizace nároků Urychlení transportního výpočtu pomocí fyzikálních aproximací nižšího řádu (např. difúze) Homogenizace + nodální metody (FDM, FVM) –řešení na hrubé síti zachycující všechny podstatné efekty mikroškál

18 Optimalizace nároků Různé druhy adaptivní FEM aproximace –a posteriorní odhady chyb –adaptivita cílená na zpřesnění specifických veličin VHTR reaktor výpočetní síť ve dvou fázích zpřesnění 2-grupový UOX/MOX benchmark (NEACRP-L-336) rozložení termálního toku

19

20

21 Přímé a inverzní úlohy přímé úlohy dány –geometrie –materiálové vlastnosti –okrajové podmínky neznámý –neutronový tok inverzní úlohy dány –geometrie –neutronový tok –okrajové podmínky neznámé –materiálové vlastnosti detektor

22 Inverzní úlohy postupné upravování materiálových parametrů v transportní rovnici tak, aby rozdíl jejího řešení a naměřených toků byl minimální použití: –hraniční kontroly (pašování jaderných materiálů) –materiálový výzkum (neutronová CT) neutrony 14 MeV RTG 250 keV

23 Shrnutí – úlohy transportu neutronů stacionární kvazi-stacionární kinetické dynamické s pevnými zdroji na vlastní čísla přímé inverzní

24 Shrnutí – metody řešení stochastické –metoda Monte Carlo deterministické –aproximace směrové závislosti metoda sférických harmonických funkcí, diskrétních ordinát metoda srážek, charakteristik difúzní aproximace –aproximace prostorové závislosti FDM, FEM, FVM nodální metody –aproximace energetické závislosti mnohagrupová aproximace

25 Použité zdroje –radiační stínění https://engineering.purdue.edu/PARCS –simulace přechodového děje –inverzní úlohy –adaptivita pro FEM Děkuji za pozornost


Stáhnout ppt "Matematické modelování transportu neutronů Milan Hanuš Konference komise JČMF pro matematiku na VŠTEZ 16. – 18. 6. 2010."

Podobné prezentace


Reklamy Google