Басс Л.П.1, Николаева О.В.1, Давиденко В.Д.2, Гайфулин С.А.1, Данилов А.А.3, Хмылев А.Н.2
В статье рассматривается вопрос о понятии «код нового поколения», активно применяемом в последнее время для характеристики компьютерных программ, предназначенных для решения задач о переносе нейтронов и гамма-квантов в ядерно-технических установках. В качестве примера кода нового поколения, развиваемого для решения многогруппового уравнения переноса сеточным (детерминистким) методом, рассматривается первая версия нового программного комплекса РАДУГА-ТВ, включающего, в частности, комплекс UNK расчета выгорания. В статье перечислены основные возможности кода РАДУГА-ТВ: решаемые задачи, используемые типы констант, способы задания геометрии области расчета, способы построения неструктурированной пространственной сетки. Представлены возможности постпроцессора обработки полученного решения. В статье представлены включенные в код РАДУГА-ТВ прогрессивные алгоритмы, в том числе сеточные схемы и методы распараллеливания вычислений. Обсуждаются преимущества использования неструктурированных сеток, в том числе состоящих из ячеек различного типа. Рассматриваются методы распараллеливания вычислений на гибридных вычислительных системах. Рассматривается вопрос о декомпозиции пространственной сетки при распараллеливании вычислений на системах с распределенной памятью, а также вопрос об организации параллельного счета на таких системах. Выполнено сравнение характеристик и возможностей кода РАДУГА-ТВ и других аналогичных по назначению кодов, зарубежных (ATTILA, AETIUS, ARES, THOR) и отечественного ОДЕТТА. Показано, что код РАДУГА-ТВ значительно продвинут методически и практически не имеет аналогов.
1. Басс Л.П., Николаева О.В., Давиденко В.В., Гайфулин С.А., Данилов А.А., Хмылев А.Н. РАДУГА-ТВ – код нового поколения для решения уравнения переноса. Труды научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики». Обнинск, 2019, с. 84.
2. Белоусов В.И., Грушин Н.А., Сычугова Е.П., Селезнев Е.Ф. Некоторые результаты верификации кода Одетта для неоднородных задач. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2018, № 3, с. 46–53.
3. Munk M., Slaybaugh R.N. Review of Hybrid Methods for Deep-Penetration Neutron Transport. Nuclear Science and Engineering, 2019, vol. 193, no. 10, pp. 1055–1089. doi.org/10.1080/00295639.2019.1586273.
4. Alcouffe R.E. THREEDANT: A Code to Perform Three-Dimensional, Neutral Particle Transport Calculations. Los Alamos National Laboratory, 1994.
5. Суслов И.Р., Лямцев И.А. Гибридный метод расчета защиты ЯЭУ. Препринт ФЭИ-3267. Обнинск, 2016. 20 с.
6. Wooten D., Powers J.J. A Review of Molten Salt Reactor Kinetics Models. Nuclear Science and Engineering, 2018, vol. 191, no. 3, pp. 203–230. doi.org/10.1080/00295639.2018.1480182.
7. Крамаренко В.К. Методы решения уравнения диффузии в средах с контрастными включениями и с учетом особенностей от распределенных источников. Дисс. к.ф-м.н. Москва, 2019, с. 94.
8. Николаева О.В., Казанцева А.Н. Точность схем метода конечных элементов для решения уравне-ния переноса на неструктурированных тетраэдрических и призматических сетках. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Математическое моделирование физических процессов, 2020, № 1, с. 3–19.
9. Николаева О.В., Гайфулин С.А., Басс Л.П. О декомпозиции неструктурированной сетки при реше-нии уравнения переноса нейтронов на параллельных компьютерах. Труды международной научной конференции «Параллельные вычислительные технологии (ПаВТ’2019)». Челябинск, 2019, с. 362–372.
10. Белоусов Н.И., Давиденко В.Д., Цибульский В.Ф. Программа UNK для детального расчета спектра нейтронов в ячейке ядерного реактора. Препринт ИАЭ-6083/4. Москва, 1998.
11. Takeda T., Ikeda H. 3-D Neutron Transport Benchmarks. Journal of Nuclear Science and Technology, 1991, vol. 8, no. 7, pp. 656–669. doi.org/10.1080/18811248.1991.9731408.
12. Wareing T.A., McGhee J.M., Morel J.E., ATTILA: A Three–Dimensional Unstructured Tetrahedral-Mesh Discrete Ordinates Code. Transactions of the American Nuclear Society. 1996. Vol. 75. Pp. 146–147.
13. Wareing T.A., McGhee J.M., Morel J.E., Pautz S.P. Discontinuous Finite Element SN Methods on Three-Dimensional Unstructured Grids. Nuclear Science and Engineering, 2001, vol. 138, pp. 256–268. doi.org/10.13182/NSE138-256.
14. Lucas D.S., Gougar H.D., Wareing T., Failla G., McGhee J., Barnett D.A., Davis I. Comparison of the 3-D Deterministic Neutron Transport Code Attila to Measure Data, MCNP and MCNPX for the Advanced Test Reactor. Proc. M&C 2005 International Topical. Avignon, France, 2005.
15. Lucas D.S., Gougar H.D., Roth P.A., Wareing T., Failla G., McGhee J., Barnett A. Applications of the 3-D Deterministic Transport Attila for Core Safety Analysis. Proc. Americas Nuclear Energy Symposium. Miami Beach, Florida, 2004. Available at: https://www.researchgate.net/publica-tion/237614641_Applications_Of_The_3-D_Deterministic_Transport_AttilaR_For_Core_Safety_Anal-ysis/link/02e7e5267dd5feb36c000000/download (accessed 19.09.2020).
16. Vassiliev O.D., Wareing T.A., Davis I.M., McGhee J., Barnett D., Horton J.L., Gifford K., Failla G., Titt U., Mourtada F. Feasibility of a Multigroup Deterministic Solution Method for 3D Radiotherapy Dose Calculations. International Journal of Radiative Oncology, Biology, Physics, 2008, vol. 72, pp. 220–227. doi.org/10.1016/j.ijrobp.2008.04.0572017.
17. Kawrakow I. Accurate condensed history Monte Carlo simulation of electron transport. I. EGSnrc, +the new EGS4 version. Medical Physics, 2000, vol. 27, pp. 485–498. doi.org/10.1118/1.598917.
18. 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, pp. 06025. doi.org/10.1051/epjconf/20171530.
19. Chen Y., Zhang B., Zhang L., Zheng J., Zheng Y., Liu C. 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. 11 p. doi.org/10.1155/2017/2596727.
20. Ferrer R.M., Azmy Y.Y. A Robust Arbitrarily High-Order Transport Method of the Characteristic Type for Unstructured Grids. Nuclear Science and Engineering, 2012, vol. 172, pp. 33–51. doi.org/10.13182/NSE10-106.
21. 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: Proc. of the International Conference. Jeju, Korea, 2017. Available at: https://www.osti.gov/servlets/purl/1369430 (accessed 19.09.2020).
