Березнев В.П., Белов А.А., Колташев Д.А.
Данная работа посвящена особенностям решения задач радиационной защиты по детерминистической программе ODETTA, предназначенной для численного моделирования переноса
нейтронного и фотонного излучения в защитных композициях объектов использования атомной энергии и основанной на методах дискретных ординат и конечных элементов на неструктурированных тетраэдральных сетках.
В работе приведено описание реализованных в программе ODETTA методов расчета нерассеянной компоненты излучения, которые нацелены на устранение характерного для метода
дискретных ординат «лучевого» эффекта в слаборассеивающих средах с локализованными источниками излучения. Кроме того, метод первого столкновения позволяет корректно моделировать точечные источники, а метод последнего столкновения — вычислять требуемые функционалы в точках детектирования, расположенных за пределами расчетной области. Реализованные методы апробированы на расчетных бенчмарках и экспериментах, краткое описание которых приводится в работе. Полученные результаты сравнивались с аналитическими и экспериментальными данными, а также с результатами расчетов по методу Монте-Карло в рамках программного комплекса Scale 6.2.3. Проведен анализ влияния расчетных параметров и сделаны выводы об эффективности реализованных методов.
1. Longoni G., Haghighat A. Development and Application of the Regional Angular Refinement Technique and its Application to Non-conventional Problems. Proc. of the PHYSOR. Seoul, 2002.
2. Bin Zhang, Liang Zhang, Cong Liu, Yixue Chen. Goal-Oriented Regional Angular Adaptive Algorithm for the SN Equations. Nuclear Science and Engineering, 2018, no. 189:2, pp. 120–134.
3. Wareing T., Morel J., Parsons D. A first collision source method for ATTILA, an unstructured tetrahedral mesh discrete ordinates code. Proc. Topical Conf.: Technologies for the New Century. Nashville, TN,
ANS, LaGrange, IL, USA, 1998.
4. Ragusa J.C., Dehart M.D. Uncollided Flux Techniques for Discrete-Ordinate Radiation Transport Solutions in Rattlesnake. Idaho, Idaho National Laboratory, 2016.
5. Hanuš M., Harbour L.H., Ragusa J.C., Adams M.P., Adams M.L. Uncollided flux techniques for arbitrary finite element meshes. Journal of Computational Physics, 2019, vol. 398, pp. 108848.
https://doi.org/10.1016/j.jcp.2019.07.046.
6. Белоусов В.И., Грушин Н.А., Сычугова Е.П., Селезнев Е.Ф. Некоторые результаты верификации кода ODETTA для неоднородных задач. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2018, вып. 3, с. 46–53.
7. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ CONSYST-RF,
№ 2016612865 от 11.03.2016.
8. Кощеев В.Н., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н. и др. Библиотека групповых констант БНАБ-РФ для расчетов реакторов и защиты. Известия ВУЗов. Ядерная Энергетика, 2014, № 3, с. 93101.
9. Hermanns M. Parallel Programming in Fortran 95 using OpenMP. Spain, School of Aeronautical Engineering, 2002.
10. The HDF Group. Available at: https://www.hdfgroup.org/solutions/hdf5/ (accessed 19.01.2021).
11. Ribes A., Caremoli C. Salomé platform component model for numerical simulation, COMPSAC 07. Proc. 31st Annual International Computer Software and Applications Conference. Washington, DC, USA,
2007, pp. 553–564.
12. Childs H., Brugger E., Whitlock B. et al. VisIt: An End-User Tool for Visualizing and Analyzing Very Large Data. In a book: “High Performance Visualization – Enabling Extreme-Scale Scientific Insight”.
Chapman and Hall/CRC Publ., 2012, pp. 357–372. https://doi.org/10.1201/b12985
13. Kim J.W., Lee Y.-O. AETIUS solutions for Kobayashi 3D benchmarks with the first collision source method on the volume source and unstructured tetrahedral mesh. Ann. Nucl. Energy, 2018, vol. 11,
pp. 446–469.
14. Kobayashi K., Sugimura N., Nagaya Y. 3D radiation transport benchmark problems and results for simple
geometries with void region. Prog. Nucl. Energy, 2001, no. 39 (2), pp. 119–144.
15. Ueki K., Ohashi A. Neutron Shielding Ability of KRAFTON N2 – Mannan – KRAFTON N2 Sandwich-
Type Material and Others. Proc. of New Horizons in Radiation Protection and Shielding Topical
Meeting. Pasco, WA, 1992.
16. Rearden B.T., Jessee M.A. SCALE Code System, ORNL/TM-2005/39, Version 6.2.3. Oak Ridge, Oak
Ridge National Laboratory, 2018.
17. American National Standard, Neutron and Gamma-Ray Flux-to-Dose Rate Factors. ANSI/ANS-6.1.1-
1977.
