РАЗРАБОТКА ПРЕЦИЗИОННЫХ АЛГОРИТМОВ И ПРОГРАММ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ МЕТОДОМ МОНТЕ—КАРЛО С ЦЕЛЬЮ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ

 

Андросенко П.А., Жолудов Д.Л., Компаниец А.В., Малков М.Р.

 

Обнинский Государственный Технический Университет Атомной Энергетики

 

В последние годы в связи с интенсивными исследованиями в области безопасности ядерной энергетики, радиационной терапии онкологических заболеваний, перспективных методов получения энергии (электроядерной энергетики, высокотехнологического реактростроения) значительно повысился уровень требований к точности прогнозирования характеристик ядерных установок.

Одним из подходов к решению проблемы безопасности ядерных технологий является предварительный анализ задач, теоретический расчет и проведение различных верификационных экспериментов. Постановка,  выполнение и обработка результатов одного физического эксперимента на реальной установке или на моделирующем стенде возможны лишь в строго определенных условиях и при соответствующем интеллектуальном, материальном и финансовом обеспечении. Поэтому проведение такого количества физических экспериментов, какое было бы достаточным для анализа всех аспектов изучаемой проблемы, зачастую налагает слишком высокие требования, в частности, в плане необходимых экономических затрат. Оптимальным выходом в подобной ситуации является сочетание постановки базовых опорных физических экспериментов и выполнения многочисленных вычислительных экспериментов по моделированию искомых характеристик. Повышение точности проводимых расчетов зачастую способствует решению данных задач.

На сегодняшний день существует множество программных комплексов, способных рассчитывать необходимые физические характеристики проектируемых систем. Одним из главных требований, предъявляемых к программным комплексам, является высокое быстродействие, обеспечение которого невозможно без различного рода аппроксимаций, обобщений и упрощений. Поэтому при вычислительном моделировании чрезвычайно остро встает вопрос о точности результатов, полученных по инженерным программам. Проведение расчетов с детальным учетом особенностей в геометрии задачи позволяет повысить точность результатов. При вычислительном моделировании физических процессов также немаловажным аспектом становится выбор константной базы для расчетных программ.

Группой авторов в течение ряда лет разрабатывается программный комплекс BRAND [1], который ориентирован на возможно точное решение уравнения переноса излучений методом Монте-Карло. Существенной особенностью программного комплекса BRAND, отличающего его от других программ данного класса, является  детальный учет информации о взаимодействии излучения с веществом в процессе проведения расчета. Как правило, такая информация содержится в файлах оцененных ядерных данных. Метод Монте—Карло, заложенный в основу комплекса, позволяет рассчитывать задачи в условиях реальной трехмерной геометрии, и с прямым использованием информации из файлов оцененных ядерных данных, что позволяет отнести этот комплекс программ к классу реперных.

Нейтронная часть  программного комплекса характеризуется следующими особенностями:

·               детальный учет сечений взаимодействия нейтронов с веществом; точные алгоритмы моделирования энергетических, угловых и коррелированных энерго—угловых характеристик взаимодействия нейтронов (файлы 3, 4, 5, 6)

·               восстановление детального хода сечений в области разрешенных резонансов по информации файла 2 “напрямую”, без внесения каких бы то ни было приближений и упрощений [2]

·               моделирование структуры нейтронных сечений в области неразрешенных резонансов по информации о распределении резонансных параметров из файла 2

·               моделирование характеристик вторичного фотонного излучения, порожденного в нейтронных реакциях, по информации из файлов 12-15  [3]

·               точные алгоритмы моделирования характеристик переноса тепловых нейтронов по функции рассеяния   и модели идеального газа (файл 7) [5]

Раздел программного комплекса BRAND, ориентированный на решение уравнения переноса фотонов, реализует в себе следующие возможности:

·               моделирование процессов рассеяния, поглощения фотонов и образования электрон—позитронных пар по информации из библиотеки Сторма, Исраэля [6]

·               моделирование процессов рассеяния фотонов, образования электрон—позитронных пар по информации из файлов оцененных ядерных данных формата ENDF-6 [7]

·               моделирования процессов когерентного (томпсоновского) и некогерентного (комптоновского) рассеяния фотонов по информации из файлов 23 и 27 [4]

·               моделирования процессов когерентного и некогерентного рассеяния псевдофотона для сопряженного уравнения переноса по информации из файлов 23 и 27

·               транспорт вторичных фотонов, возникающих при электроядерных взаимодействиях излучения с веществом

Возможности программного комплекса BRAND позволяют отнести его к классу реперных программ. Программы такого класса являются прецизионным программным инструментом, приспособленным к верификации результатов работы других расчетных программ, оценке точности константной информации, содержащейся в файлах библиотек оцененных данных формата ENDF-6 и валидации результатов физических экспериментов.

 

Литература

 

1.             Андросенко А.А., Андросенко П.А. Комплекс программ BRAND для расчетов характеристик переноса излучения методом Монте-Карло. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 7, с. 33.

2.             Андросенко П.А., Компаниец А.В. “Прямое использование информации из файлов оцененных данных при моделировании переноса нейтронов в области резонансных энергий”. Препринт ФЭИ-2667, Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского, Обнинск, 1997.

3.             Андросенко П.А. Константный модуль для моделирования методом Монте-Карло переноса нейтронного, первичного и вторичного гамма-излучения. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 7, с. 45.

4.             Androsenko P.A., Joloudov D.L.,  Kompaniyets A.V. “Monte  Carlo Simulation  of  Neutron and  Photon Transport with  Direct Utilization of Information from Evaluated Nuclear Data Files”. Abstract book of Conference “Monte Carlo 2000”, Lisbon, Portugal, 2000, p. 280

5.             Androsenko P.A., Malkov M.R. “Simulation of thermal neutron transport processes directly from the Evaluated Nuclear Data Files”. Abstract book of Conference “Monte Carlo 2000”, Lisbon, Portugal, 2000, p. 213

6.             E. Storm and H.I. Israel, “Photon cross section from 0.01 to 100 MeV from elements 1 throught 100”, Los Alamos Scientific Laboratory, report LA-3753 (November, 1967).

7.             Rose R.F., Dunford C.L. ENDF-6 Format Manual //IAEA-NDS-76, 1991.