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數值核反應堆技術

數值核反應堆技術

出版社:科學出版社出版時間:2021-11-01
開本: B5 頁數: 276
本類榜單:工業技術銷量榜
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數值核反應堆技術 版權信息

  • ISBN:9787030675972
  • 條形碼:9787030675972 ; 978-7-03-067597-2
  • 裝幀:一般膠版紙
  • 冊數:暫無
  • 重量:暫無
  • 所屬分類:>

數值核反應堆技術 內容簡介

更安全高效的核反應堆對快速精準的堆芯理論計算、全堆熱工水力模擬、燃料和材料服役性能預測提出了迫切需求。基于優選耦合建模技術和大規模并行計算技術的數值核反應堆(簡稱數值堆)已成為靠前上核能領域的前沿熱點。數值堆不僅使上述需求成為可能,更為優選反應堆的設計優化、不同工況運行模擬優化、嚴重事故序列演示預測及燃料性能分析和新材料研發提供一個經濟高效的試驗平臺。數值堆是涉及核反應堆工程、高性能計算、應用數學、軟件工程等學科的跨學科研究領域。本書立足于國家"十三五"數值堆開發項目,致力于全面介紹數值反應堆的基礎和中國數值反應堆的現狀,為核工程領域、高性能計算領域的技術人員和研究生提供參考,少有。本書共分8章。~2章綜述數值堆的相關研究和應用情況。第3章分析數值堆對超算的需求。第4章簡述數值堆中涉及的高性能計算技術。第5~7章介紹中國數值堆的核心技術。第8章總結全書,展望數值堆的發展。

數值核反應堆技術 目錄

目錄
“數值核反應堆技術與應用”叢書序
前言
第1章 引言 1
1.1 數值堆研究背景 1
1.2 數值堆與高性能計算 3
1.3 中國數值堆CVR1.0 4
1.3.1 CVR 1.0組成與功能 4
1.3.2 CVR 1.0技術特點 5
第2章 數值堆研究綜述 7
2.1 美國數值堆研究 7
2.1.1 CASL項目 7
2.1.2 NEAMS項目 10
2.1.3 CESAR項目 13
2.2 歐盟數值堆研究 14
2.2.1 NURESIM系列項目 14
2.2.2 “地平線2020原子能共同體”計劃 18
2.2.3 反應堆關鍵材料性能模擬研究 19
2.2.4 法國電力軟件集 22
2.2.5 中英合作INDE項目 22
2.3 中國數值堆的研究進展 23
2.4 本章小結 26
參考文獻 26
第3章 數值堆對超算資源的需求分析 28
3.1 中子輸運模擬的計算需求 28
3.1.1 特征線法計算流程 28
3.1.2 存儲量 34
3.1.3 計算量 35
3.1.4 理想高精細模擬 36
3.2 熱工流體的計算需求 37
3.2.1 子通道模型計算需求 38
3.2.2 CFD模型計算需求 43
3.3 結構材料多尺度模擬的計算需求 47
3.3.1 MD 48
3.3.2 KMC 50
3.3.3 團簇動力學 52
3.3.4 高精細模擬對超算的需求 56
3.4 燃料性能分析的計算需求 57
3.5 數值堆大數據的計算需求 59
參考文獻 61
第4章 數值堆高性能計算技術基礎 63
4.1 概述 63
4.1.1 高性能計算概述 63
4.1.2 超算發展路線 64
4.1.3 超算榜單 66
4.1.4 超算領域下一個角逐點:E級超算 67
4.2 國產典型超算架構 67
4.2.1 神威 太湖之光超算架構 68
4.2.2 天河系列超算架構 70
4.2.3 曙光超算架構 73
4.3 并行計算基本理論 75
4.3.1 并行環境下的體系結構 75
4.3.2 加速比性能模型相關概念 79
4.3.3 固定負載加速比性能模型——Amdahl定律 79
4.3.4 固定時間加速比性能模型——Gustafson定律 81
4.4 本章小結 81
參考文獻 82
第5章 CVR數值堆數學物理建模技術 83
5.1 中子物理 83
5.1.1 特征線法 84
5.1.2 堆芯幾何預處理 90
5.1.3 射線追蹤原理 93
5.2 熱工流體計算模型 101
5.2.1 子通道模型 102
5.2.2 CFD模型 113
5.3 核材料多尺度建模 121
5.3.1 多尺度建模技術簡介 121
5.3.2 結構材料多尺度建模 122
5.3.3 原子尺度:MD 124
5.3.4 原子尺度:KMC 127
5.3.5 介觀尺度:團簇動力學 131
5.4 燃料性能分析 138
5.4.1 中子物理模塊 139
5.4.2 溫度模塊 141
5.4.3 力學模塊 143
5.4.4 裂變氣體釋放模塊 145
5.4.5 內壓模塊 145
5.4.6 包殼腐蝕模塊 146
5.4.7 多棒性能分析 146
5.5 本章小結 146
參考文獻 147
第6章 數值堆并行優化技術 151
6.1 CVR1.0材料輻照效應多尺度數值模擬并行優化技術 151
6.1.1 材料輻照損傷數值模擬并行優化概述 151
6.1.2 KMC并行算法優化 153
6.1.3 實驗與性能分析 158
6.2 面向堆芯中子輸運計算的內外層嵌套并行優化技術 160
6.2.1 中子輸運特征線法與問題 160
6.2.2 特征線并行方法 160
6.3 面向堆內熱工流體計算的并行優化技術 161
6.3.1 譜元法求解方法與問題 161
6.3.2 譜元法并行方法 162
6.3.3 實驗與性能分析 164
6.4 本章小結 166
參考文獻 167
第7章 數值堆多物理耦合模擬關鍵技術 169
7.1 多物理耦合的關鍵問題 169
7.1.1 松耦合與緊耦合 169
7.1.2 多物理耦合的網格映射 173
7.1.3 網格映射方式 173
7.1.4 數據交換 174
7.2 CVR1.0多物理耦合技術 174
7.2.1 流-熱系統耦合 174
7.2.2 流-固系統耦合 179
7.3 本章小結 183
參考文獻 184
第8章 數值堆軟件的驗證與確認技術 186
8.1 V&V過程及其關鍵問題 186
8.1.1 代碼驗證及其關鍵技術 188
8.1.2 解驗證及其關鍵技術 190
8.1.3 確認技術及其關鍵技術 191
8.1.4 數值堆的V&V流程 192
8.2 驗證技術及應用 193
8.2.1 算例測試 194
8.2.2 蛻變測試 195
8.2.3 精度修復 199
參考文獻 201
第9章 數值堆大數據和人工智能技術 202
9.1 數值堆大數據概念及特點 202
9.2 超算、人工智能、大數據在數值堆中的融合應用 205
9.2.1 數值堆研究相關的智能技術 205
9.2.2 超算、人工智能、大數據融合應用框架 207
9.2.3 數值堆領域的SC+BD+AI融合框架 208
9.3 金屬燃料輻照損傷行為的SC+BD+AI智能化預測 209
9.3.1 金屬燃料智能化耦合模擬預測平臺 209
9.3.2 SC+BD+AI融合的金屬燃料輻照損傷行為的智能化分析路線 211
9.4 本章小結 212
參考文獻 212
第10章 CVR1.0典型軟件系統的設計與實現 213
10.1 三維特征線中子輸運模擬軟件的設計與實現 213
10.1.1 ANT-MOC預處理 213
10.1.2 三維射線追蹤實現 217
10.1.3 并行算法實現 225
10.1.4 算例 230
10.2 CVR1.0熱工流體模擬系統的實現與應用 235
10.2.1 CVR-PASA:壓水堆子通道熱工流體模擬系統的實現 235
10.2.2 CVR-PACA:基于譜元法的熱工流體模擬系統的實現 246
10.2.3 算例 253
10.3 本章小結 258
參考文獻 258
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數值核反應堆技術 節選

第1章 引言 1.1 數值堆研究背景 核能作為一種清潔、安全和經濟的新型能源,是解決能源危機與環境問題的有效途徑。制約核電發展的關鍵是核反應堆的安全問題,1986年切爾諾貝利核事故、2011年日本福島核事故,都引起了社會對核反應堆安全性的強烈關注。由于核反應堆相關實驗復雜、周期長、成本高、敏感性強,完全通過實驗來驗證核反應堆設計的合理性和安全性還存在很大的困難,依托高性能計算(high-performance computing,HPC)技術,實現高保真、高精度的數值模擬就成了研究核反應堆的一條不可或缺的途徑。基于超算和先進建模技術的數值堆,又稱虛擬反應堆(virtual reactor,VR)就是在這樣的背景下誕生的一個具有挑戰性的研究領域。 數值堆是在超算上實現的核反應堆各種物理過程及其耦合高保真數值模擬、預測的軟件系統。它是實際核反應堆“外在”和“內在”的鏡像,是核反應堆設計、建安、運行、退役全周期從微觀機理到宏觀現象的研究平臺。數值堆一經提出,就成為國際核工程領域的研究熱點。目前,歐美發達國家均開展了數值堆相關研究,并取得了不錯的進展。近十年來,美國先后啟動了三個大型數值堆研究項目:輕水反應堆先進仿真聯盟(consortium for advanced simulation of light water reactor,CASL)、核能先進建模與仿真(nuclear energy advanced modeling and simulation,NEAMS)、先進反應堆E級仿真中心(center for exascale simulation of advanced reactor,CESAR)。這些項目旨在針對現役輕水反應堆(light water reactor,LWR)和下一代反應堆的安全分析,發展面向E級超算([1][WA2],即每秒百億億次浮點操作),開展先進數值堆研究。 目前,CASL的部分成果已用于美國AP1000壓水堆堆芯的模擬計算,進一步的NEAMS則開發了面向對象多物理耦合集成平臺(multiphysics object-oriented simulation environment,MOOSE),并在此基礎上,從燃料產品線和反應堆產品線開展物理-熱工-結構-材料-燃料的高精細多物理耦合模擬研究。歐盟從核反應堆安全出發,自2004年啟動了核反應堆先進模擬(nuclear reactor simulation,NURESIM)系列項目,針對二代、三代、四代核反應堆,開展了核反應堆先進建模和多物理耦合模擬程序開發的研究,開發了一個用于輕水反應堆安全分析、運行和工程設計的綜合集成應用平臺SALOME。 我國在數值堆的研究方面緊跟國際熱潮。國家高技術研究發展計劃(863計劃)課題“核反應堆關鍵材料性能優化高性能數值模擬軟件研發”就是在以上背景下提出的,面向我國核能的安全高效發展,針對我國現役核電站的性能優化、延壽和運行安全等挑戰性難題以及新堆自主創新設計等重大任務,明確我國數值堆的定義及其功能,研制核反應堆關鍵部件材料性能優化模擬軟件;借助高性能計算,在核反應堆關鍵結構部件的性能退化機理、壽命預測以及材料性能優化技術等方面取得突破,特別是在P級計算機上實現了壓水堆關鍵材料微觀結構演化的1012個原子的微觀尺度模擬,達到了國內領先、國際先進的水平,為我國數值堆發展奠定了基礎。 隨后,在863計劃項目的基礎上,國家重點研發計劃“高性能計算”重點專項“數值反應堆原型系統開發及示范應用”進一步規劃了我國數值堆的研究路線:以E級超算為依托,建立數值堆框架體系,明確各專業模塊計算模型與算法及相互間的耦合規則和接口規范;研究面向E級超算的可擴展并行算法與優化技術;開發核反應堆物理、熱工流體、結構力學、燃料元件性能分析和材料性能預測五套高精細模擬軟件,以及它們之間的多物理、多尺度、強非線性和流-熱-固耦合應用軟件系統;研究模擬驗證及置信度分析的方法和技術,開展軟件系統驗證和數值堆原型系統典型示范應用,實現多物理、多尺度、強非線性和流-熱-固耦合與驗證,建立國內首個面向核能行業開放共享的數值堆原型系統CVR1.0,并實現四代快堆和二、三代壓水堆示范應用,如圖1-1所示。 圖1-1 數值堆原型系統CVR1.0開發及示范應用技術路線示意圖 隨著高性能計算技術和先進數學物理建模技術的發展,近幾年數值堆技術的研究得到了快速發展,但由于數值堆的研發橫跨核反應堆工程、高性能計算、軟件工程等多個學科,建立功能完善、生產實用的新型數值堆系統,還是一個漫長的過程,需要攻克的數值堆關鍵核心技術還很多。 1.2 數值堆與高性能計算 數值堆中的各種計算過程(中子輸運、熱工流體、燃料及組件、結構力學、材料堆內行為等)的大規模、高精細模擬以及多尺度、強非線性耦合具有相當程度的復雜性,其計算量與存儲量的需求十分巨大。因此,無論是在美國、歐洲還是在中國,模擬軟件的建模、設計、開發、優化、驗證等過程都是基于超算實現的。 超算計算能力的指數級提升(圖1-2)及E級超算的建造,為開發計算復雜與內存資源需求巨大的數值堆模擬軟件提供了可靠的硬件支撐。近年來,我國以神威、天河、曙光為代表的超算系統的計算能力已居世界領先地位。其中,神威 太湖之光超算以93PFLOPS的速度四次奪得全球超算排行榜TOP500(世界超算計算能力排行榜,每半年發布一次)的冠軍。此外,我國有望在2023年前后推出世界各超算大國競相爭逐的E級超算,因此依托我國的超算優勢建立數值堆原型系統CVR1.0也是必然的選擇。 圖1-2 全球超算計算能力的增長趨勢① 面向超算的,特別是國產超算的高性能計算技術,是高性能數值堆模擬軟件系統的技術保障。因此,需要針對應用模型的特點,設計面向大規模并行的數據結構、并行算法與并行通信策略;針對超算體系結構,設計訪存模式、主從核通信模式等,并面向國產超算進行針對性優化[如從核移植、主從核通信優化、SIMD(single instruction multiple data)優化等]。這些技術是實現“駕馭”超算硬件、*大化利用超算計算資源和存儲資源的核心手段,也是保障數值堆應用軟件能夠在超算環境下高效運行的有效方法。 面向E級超算平臺,特別是國產超算,利用高性能計算技術,開展數值堆模擬系統的建模、設計、開發、優化與驗證等工作,完成核反應堆中各物理過程及其耦合過程的大規模高保真精細化模擬計算與分析,是CVR1.0的實現途徑,也是其必然的選擇。 1.3 中國數值堆CVR1.0 CVR1.0的設計思想是瞄準應用需求,發揮超算優勢,對標歐美典型的數值堆項目,如CASL、NEAMS、CESAR等,形成自主關鍵核心技術。核心工作包括:開發面向E級超算的核反應堆主要物理過程及其耦合的高保真模擬軟件,利用核反應堆運行及實驗數據進行驗證與確認,*終實現快堆等四代核反應堆堆型的示范應用。 1.3.1 CVR 1.0組成與功能 正在開展和規劃中的中國數值堆CVR(HPC-CVR)的核心軟件譜系如圖1-3所示,主要包括中子物理(輸運、輻射屏蔽)、熱工流體、結構力學、燃料性能、材料輻照損傷五大領域的計算軟件,以及多物理耦合環境、反應堆系統分析軟件包、E級數值堆驗證與確認(verification and validation,V&V)框架等集成平臺。圖中實線框表示的軟件為CVR1.0(CVR的初版)中已經開發完成并處于完善中的軟件;虛線框表示的軟件為CVR今后版本擬增的軟件。 這個軟件體系是開放的,隨著核反應堆工程需求的不斷出現,還會不斷有新的軟件增加進來。隨著高性能計算技術的不斷發展,以及E級超算的投產,軟件也會逐漸實現版本的遷移。 圖1-3 中國數值堆CVR軟件譜系圖 1.3.2 CVR 1.0技術特點 從整個CVR1.0的設計來看,它充分借鑒了國際上較為成熟的數值堆項目的經驗,相比于目前國內的核能領域數值模擬軟件有諸多不同,圖1-4是CVR1.0的技術體系。 CVR 1.0的特點之一是它的緊耦合性。作為一個完整的數值堆軟件系統,不同于現存的核反應堆各專業分別設計的模擬軟件,它更強調統一的設計規范、統一的數據接口,更便于實現多物理過程的耦合,因此也就有更強的實用性。 CVR 1.0的特點之二是高性能。CVR 1.0是面向國產E級計算機設計的,以大規模、高精細模擬為出發點,從數學物理建模、并行算法設計、并行軟件實現和優化到驗證與確認,全流程完全針對國產超算系統結構。這完全不同于基于集群、服務器等中小型計算系統的模擬軟件。由于超算計算資源和存儲資源的豐富性,CVR 1.0可以實現空前規模的數值模擬。例如,分子動力學(molecular dynamic,MD)模擬可以利用國產神威超算的數百萬核來處理千億量級以上的原子運動,依然能保持極高的加速比。 圖1-4 中國數值堆CVR 1.0技術體系 CVR 1.0的特點之三是高可信度。CVR 1.0是相當龐大的科學計算軟件,其數據來源和形式、物理模型、設備種類都極其繁多,因此模擬的不確定度、結果的可信度都需要專門評估。得益于軟件工程測試和驗證技術的發展,CVR1.0以核能領域軟件驗證規范為基礎,建立了驗證與確認過程模型,采用了系統化測試與新興測試技術相結合的方法,保證了代碼實現的正確性和計算結果的精確性。 CVR 1.0的特點之四是具有很好的適用性。中子物理、熱工流體、結構力學等的計算能力按照壓水堆、快堆均能適用的原則來設計和開發。例如,中子物理的蒙特卡羅方法和特征線法計算程序,都能適應于不同堆型的堆芯幾何形狀,也能使用不同的近似方法更好地處理不同堆芯材料。再如,熱工流體子通道計算可以分別支持壓水堆和快堆中的結構化子通道形狀,并且可與物理、耦合系統無縫對接。各種計算既能像傳統核反應堆研究中的物理、熱工、力學分析一樣獨立進行,也能適用于核-熱耦合、流-熱-固耦合等多因素強耦合的應用場景。

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