Transporte de neutrones en la nube
Las herramientas neutrónicas a nivel de núcleo tradicionales suelen resolver la ecuación de difusión de neutrones multigrupo sobre mallas estructuradas hexaédricas. Aunque este enfoque puede ser razonable para reactores de potencia de agua liviana, los núcleos en los cuales el moderador está separad...
Guardado en:
| Autor principal: | |
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| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2024
|
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| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1272/1/1Theler.pdf |
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I25-R131-1272 |
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Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) |
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Mecánica computacional Neutron transport Transporte de neutrones Finite element method Método de elementos finitos [Core-level neutron transport Transporte de neutrones Neutron diffusion Difusión de neutrones Cloud computing Computación en la nube High-performance computing Computación de alto rendimiento Unstructured grids Mallas no estructuradas] |
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Mecánica computacional Neutron transport Transporte de neutrones Finite element method Método de elementos finitos [Core-level neutron transport Transporte de neutrones Neutron diffusion Difusión de neutrones Cloud computing Computación en la nube High-performance computing Computación de alto rendimiento Unstructured grids Mallas no estructuradas] Theler, Germán G. Transporte de neutrones en la nube |
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Las herramientas neutrónicas a nivel de núcleo tradicionales suelen resolver la ecuación de difusión de neutrones multigrupo sobre mallas estructuradas hexaédricas. Aunque este enfoque puede ser razonable para reactores de potencia de agua liviana, los núcleos en los cuales el moderador está separado del refrigerante—como por ejemplo los reactores de potencia de agua pesada y algunos reactores de investigación no pueden ser representados en forma precisa con mallas estructuradas, especialmente si las barras de control están inclinadas. En este trabajo, mostramos cómo podemos usar una herramienta libre y abierta que permite escalabilidad en paralelo corriendo en la nube para
resolver ecuaciones en derivadas parciales discretizadas espacialmente con el método de elementos finitos para resolver neutrónica a nivel de núcleo con el método angular de ordenadas discretas S multigrupo. Esta herramienta, llamada FeenoX y desarrollada desde cero usando la filosofía de programación Unix, puede resolver PDEs genéricas al proveer un mecanismo basado en puntos de entrada arbitrarios usando apuntadores a funciones de C que construyen los objetos elementales de la formulación FEM. También permite escalar en paralelo utilizando el estándar MPI de forma que pueda ser lanzada sobre varios servidores en la nube. De esta manera, en principio, problemas arbitrariamente grandes pueden ser divididos en trozos más pequeños con técnicas de descomposición de dominio para poder franquear las limitaciones usuales en términos de memoria RAM. Dos de las PDEs que esta versión inicial del código puede resolver incluyen difusión de neutrones multigrupo y transporte de neutrones usando el método de ordenadas discretas.
Esta tesis explica la matemática de la ecuación de transporte de neutrones, cómo la aproximación de difusión puede ser derivada a partir de la primera y dos de las posibles discretizaciones en espacio y ángulo de ambas ecuaciones. También discute el diseño e implementación de FeenoX, que cumple un conjunto de especificaciones de requerimientos (SRS) ficticio—pero plausible—proponiendo un documento de diseño (SDS) explicando cómo la herramienta desarrollada aborda cada uno de los requerimientos del pliego. En el capítulo de resultados se resuelven diez problemas neutrónicos. Todos ellos necesitan al menos una de las características distintivas de FeenoX: 1. simulación programática (derivada de la filosofía Unix); 2. mallas no estructuradas; 3. ordenadas discretas; 4. paralelización con MPI. Este trabajo sienta las bases para eventuales estudios numéricos avanzados comparando los esquemas de S y difusión para análisis de reactores a nivel de núcleo. |
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I25-R131-12722024-09-12T13:04:00Z Transporte de neutrones en la nube Neutron transport in the cloud Theler, Germán G. Mecánica computacional Neutron transport Transporte de neutrones Finite element method Método de elementos finitos [Core-level neutron transport Transporte de neutrones Neutron diffusion Difusión de neutrones Cloud computing Computación en la nube High-performance computing Computación de alto rendimiento Unstructured grids Mallas no estructuradas] Las herramientas neutrónicas a nivel de núcleo tradicionales suelen resolver la ecuación de difusión de neutrones multigrupo sobre mallas estructuradas hexaédricas. Aunque este enfoque puede ser razonable para reactores de potencia de agua liviana, los núcleos en los cuales el moderador está separado del refrigerante—como por ejemplo los reactores de potencia de agua pesada y algunos reactores de investigación no pueden ser representados en forma precisa con mallas estructuradas, especialmente si las barras de control están inclinadas. En este trabajo, mostramos cómo podemos usar una herramienta libre y abierta que permite escalabilidad en paralelo corriendo en la nube para resolver ecuaciones en derivadas parciales discretizadas espacialmente con el método de elementos finitos para resolver neutrónica a nivel de núcleo con el método angular de ordenadas discretas S multigrupo. Esta herramienta, llamada FeenoX y desarrollada desde cero usando la filosofía de programación Unix, puede resolver PDEs genéricas al proveer un mecanismo basado en puntos de entrada arbitrarios usando apuntadores a funciones de C que construyen los objetos elementales de la formulación FEM. También permite escalar en paralelo utilizando el estándar MPI de forma que pueda ser lanzada sobre varios servidores en la nube. De esta manera, en principio, problemas arbitrariamente grandes pueden ser divididos en trozos más pequeños con técnicas de descomposición de dominio para poder franquear las limitaciones usuales en términos de memoria RAM. Dos de las PDEs que esta versión inicial del código puede resolver incluyen difusión de neutrones multigrupo y transporte de neutrones usando el método de ordenadas discretas. Esta tesis explica la matemática de la ecuación de transporte de neutrones, cómo la aproximación de difusión puede ser derivada a partir de la primera y dos de las posibles discretizaciones en espacio y ángulo de ambas ecuaciones. También discute el diseño e implementación de FeenoX, que cumple un conjunto de especificaciones de requerimientos (SRS) ficticio—pero plausible—proponiendo un documento de diseño (SDS) explicando cómo la herramienta desarrollada aborda cada uno de los requerimientos del pliego. En el capítulo de resultados se resuelven diez problemas neutrónicos. Todos ellos necesitan al menos una de las características distintivas de FeenoX: 1. simulación programática (derivada de la filosofía Unix); 2. mallas no estructuradas; 3. ordenadas discretas; 4. paralelización con MPI. Este trabajo sienta las bases para eventuales estudios numéricos avanzados comparando los esquemas de S y difusión para análisis de reactores a nivel de núcleo. Traditional core-level neutronic computational tools are focused on solving the multigroup neutron diffusion equation over structured hexahedral grids. While this approach might be reasonable for light-water power reactors, cores where the moderator is separated from the coolant—such as heavywater power plants and some research reactors—cannot be represented accurately with structured grids, especially if the control rods are slanted. In this work, we show how a free and open-source cloud-first large-scale parallel computational tool aimed at solving partial differential equations spatially discretized using the finite element method can be used to solve core-level neutronics using the multigroup discrete ordinates S angular scheme. This tool, named FeenoX and developed from scratch using the Unix programming philosophy, can solve generic PDEs by providing a mechanism based on arbitrary entry points using C function pointers which build the elemental objects for the FEM formulation. It also allows to scale in parallel using the MPI standard in a way which is suitable to be launched on several cloud servers. This way, in principle, large problems can be split into several hosts using domain decomposition techniques overcoming the usual RAM limitations. Two of the PDEs that the initial version of the code can solve include multigroup neutron diffusion and neutron transport using the discrete ordinates method. This thesis explains the mathematics of the neutron transport equation, how the diffusion approximation can be derived from the former and two of the many possible numerical discretizations in angle and space for both equations. It also discusses the design and implementation of the tool FeenoX, that fulfills a fictitious (but plausible) set of requirement specifications (SRS) by proposing a design document (SDS) explaining how the developed tool addresses each of the tender requirements. In the results chapter, ten neutronic problems are solved. All of them need at least one of the unfair advantages that FeenoX’s features configure: 1. programmatic simulation (that derives from the Unix philosophy); 2. unstructured grids; 3. discrete ordinates; 4. parallelization using MPI. This work sets a basis for further numerical studies comparing S and diffusion schemes for advanced core-level reactor analysis. 2024-06-25 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1272/1/1Theler.pdf es Theler, Germán G. (2024) Transporte de neutrones en la nube / Neutron transport in the cloud. Tesis Doctoral en Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/1272/ |