Диссертация (1149684), страница 14
Текст из файла (страница 14)
4.7. ER-модель физических данныхPK,FK1PK,FK2PKID_IsotopeID_EnergyGroupTemperatureValue98ID_Isotope.Каждый делящийся изотоп (поле IsFission в таблице Isotope имеет значение 1, рис. 4.6) характеризуется постоянной радиоактивного распада (сущностьDecayConst) — вероятность распада отдельного ядра атома за единицу времени,и долей выхода запаздывающих нейтронов (сущность LateNeutrons). Диапазонэнергий запаздывающих нейтронов также разбивается на группы. Как былоотмечено в главе 2, число групп запаздывающих нейтронов обычно 6 или 9.Запись в таблице LateNeutrons представляет собой долю запаздывающих нейтронов Late_Group_Num группы для изотопа с ключом ID_Isotope.
СущностиXi и XiDelayed представляют собой нормированные спектры мгновенных и запаздывающих нейтронов соответственно.4.3.2. Взаимодействие базы данных с клиентским приложениемВзаимодействие базы данных с клиентским приложением осуществляетсяс помощью технологии ADO.NET (ActiveX Data Objects .NET), представляющей собой API для доступа к данным из приложений на основе платформы.NET. ADO.NET предоставляет набор классов, инкапсулирующих механизмывзаимодействия с локальными и удаленными базами данных.Возможны два уровня работы с ADO.NET: подключенный уровень, позволяющий взаимодействовать с базой данных с помощью объектов подключения,чтения данных и команд конкретного поставщика данных, и автономный уровень, позволяющий смоделировать в памяти данные из базы данных с помощьюклассов из пространства имен System.Data [12].
С целью экономии памяти длявзаимодействия клиентского приложения с базой данных используется подключенный уровень, т.е. все SQL запросы выполняются на стороне базы данных.Соединение с базой осуществляется только один раз на этапе задания материального состава моделируемой активной зоны.В базе данных хранятся микросечения основных нейтронных процессовдля различных изотопов, однако для расчета физики реактора необходимо по99лучить макросечения физических соединений, формирующих материальный состав активной зоны. Указанные действия выполняются на стороне базы данныхна основе молекулярного и изотопного состава рассматриваемого вещества с заданной молекулярной концентрацией(см. рис.
4.6) и реализованы в виде наборахранимых процедур следующего вида:PROCEDURE@Part real = 1 ,@ID_Substance int = 1 ,@Concentration real = 1ASBEGINSET NOCOUNT ON ;SELECT SUM ( Value * Atom_Numbers * Procentage /100** @Concentration * @Part ) FROM SubstanceINNER JOIN Composition on Substance . ID_Substance == Composition . ID_SubstanceINNER JOIN Elements on Composition . ID_Element == Elements . ID_ElementINNER JOIN IsotopeComposition on Elements .
ID_Element == IsotopeComposition . ID_ElementINNER JOIN CrossSectionTable onIsotopeComposition . ID_Isotope = CrossSectionTable . ID_IsotopeWHERE Substance . ID_Substance = @ID_SubstanceGROUP BY ID_EnergyGroupORDER BY ID_EnergyGroupENDЗдесь CrossSectionTable — таблица со значениями соответствующих мик100росечений изотопов, составляющих рассматриваемое вещество.4.4. Интеграция программного комплекса со стороннимипрограммами расчета физики реакторовПомимо возможности использования реализованных программных модулей для расчета физики реакторов, предусмотрена возможность интеграциисторонних программ в разработанный программный комплекс. Ввод и выводданных осуществляется через графическую оболочку комплекса (см. рис.
4.8),а расчеты ведутся внешней программой, при этом ее служебный вывод транслируется в специальное поле окна задания входных данных. Таким образом,достигается полная имитация проведения расчетов разработанным программным комплексом.Рис. 4.8. Окна задания входных и обработки выходных данных для расчетов с помощьюсторонних программных средствТакая организация взаимодействия программ удобна для сравнения результатов расчетов, полученных с использованием разработанного и стороннегопрограммных продуктов, а также использования части полученных с помощью101внешних программных продуктов результатов в качестве входных данных придальнейших расчетах (см.
рис. 4.9).НЕТЕсть ли система вБД?Входные данныеДАСторонняяпрограммаДлДля чего нужныданные?ядвхохныыхннадАлгоритмыДл я срарезул вненияьтатовРезультатыБаза данныхРис. 4.9. Схема взаимодействия программного комплекса со сторонними программными продуктами для расчета физики реактораОбмен данными между сторонним программным продуктом и разработанным комплексом осуществляется через базу данных, в которой сохраняется всяинформация о произведенном внешней программой расчете: геометрия и материальный состав моделируемой активной зоны, эффективный коэффициентразмножения, макросечения различных процессов, спектр нейтронов в объемеактивной зоны, потоки через границы раздела сред с различным материальнымсоставом внутри активной зоны, величина утечки и др.Данный подход позволяет накапливать результаты расчетов и производить их сравнение с результатами, полученными с помощью разработанногопрограммного комплекса, без перезапуска внешних программ.Часть программных средств для расчета физики реакторов доступна только в очень ранних версиях, работающих под управлением Windows 98 или MSDOS.
Для запуска их на компьютере с современными операционными системами был использован эмулятор DOSBox [19], создающий окружение, необходи102мое для запуска старых программ под MS-DOS. Таким образом, через оболочкуразработанного программного комплекса также осуществляется запуск данногоэмулятора с необходимыми параметрами.103ЗаключениеВ диссертационном исследование рассмотрены некоторые проблемы, связанные с моделированием физических процессов в подкритическом бланкетеэлектроядерной установки (ЭЛЯУ). ЭЛЯУ могут найти применение в ядернойэнергетике для трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов, производства энергии и наработки новых делящихся материалов. Однако созданиепромышленных установок большой мощности потребует использование дорогостоящих мощных ускорителей с пучками частиц не менее 1 ГэВ и током несколько сот миллиампер. Чтобы понизить требования к пучку заряженных частицнеобходимо добиться значительного усиления внешнего источника в активнойзоне подкритического бланкета.
В качестве одного из способов увеличения мощности ЭЛЯУ рассматривается использование каскадной схемы активной зоны,характеризующейся наличием двух или более секций с различным материальным составом, разделенных так называемым «нейтронным вентилем».Указанные особенности каскадной активной зоны потребовали разработки математических моделей, способных адекватно описывать стационарные инестационарные процессы в подкритическом бланкете ЭЛЯУ. В частности, вдиссертационной работе предложена модель для описания стационарного полянейтронов, а также модель многоточечной кинетики для анализа переходныхпроцессов в каскадных активных зонах. Однако, стоит отметить, что разработанные подходы могут также эффективно быть использованы не только длямоделирования каскадных, но и любых активных зон с неоднородным топливным составом.Разработанные математические модели и методы были реализованы в виде комплекса программ для расчета физики подкритических реакторов с внешним источником нейтронов.
С его помощью была проанализирована динамикаЭЛЯУ с учетом тепловых обратных связей для активных зон с однородными неоднородным топливным составом. Полученные решения сравнивались с104известными моделями, а также результатами расчетов с использованием сторонних программных средств, для которых имеется возможность интеграции ссозданным программным комплексом.Проведенное исследование позволяет выделить следующие положения,выносимые на защиту:1) математическая модель стационарного нейтронного поля в секционированном бланкете с внешним источником нейтронов в диффузионном многогрупповом приближении;2) математическая модель многоточечной кинетики подкритического реактора;3) модели динамики однородного и каскадного подкритических реакторов,управляемых ускорителем, с учетом тепловых процессов;4) комплекс программ для численного моделирования нейтронно-физическихи тепловых процессов в активной зоне подкритического реактора, управляемого ускорителем.Результаты, представленные в диссертационной работе, в дальнейшем могут быть использованы для создания моделей оптимизации и управления электроядерными установками.Автор выражает благодарность своему научному руководителю Овсянникову Д.А., а также Кудиновичу И.В.
и Свистунову Ю.А. за консультации приподготовке диссертации.105Список литературы1. Abderrahim H., Kupschus P., Malambu E. et al. MYRRHA: A multipurposeaccelerator driven system for research & development // Nuclear Instrumentsand Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 2001. Vol. 463, no. 11.
P. 487–494.2. Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles: Tech. rep.: OECD Nuclear Energy Agency, 2002. URL:http://www.nea.fr/html/ndd/reports/2002/nea3109.html.3. Accelerator-Driven Transmutation Experimental Facility. URL: http://www.j-parc.jp/Transmutation/en/index.html.4. Agostinelli S., Allisonas J., Amakoe K. et al. Geant4—a simulation toolkit //Nuclear Instruments & Methods in Physics Research, Section A: Accelerators,Spectrometers, Detectors, and Associated Equipment.
2003. Vol. 506, no. 3.P. 250–303.5. Ait Abderrahim H., Galambos J., Gohar Y. et al. Accelerator and TargetTechnology for Accelerator Driven Transmutation and Energy Production:Tech. rep.: U. S. Department of Energy, 2010. — September.6. Akcasu Z., Lellouche G., Shotkin L. Mathematical methods in nuclear reactordynamics.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
