Termohydraulika

Wymagania wstępne:

• Podstawowa wiedza na temat inżynierii jądrowej

• Znajomość równań różniczkowych cząstkowych

• Podstawowa wiedza na temat dynamiki płynów

Cel kursu:

1. Dostęp do najnowocześniejszych badań i rozwoju w zakresie modelowania i symulacji reaktorów jądrowych.

2. Zdobycie podstawowej wiedzy na temat symulacji termo-hydraulicznej reaktorów jądrowych.

3. Nauka dyskretyzacji i rozwiązywania równań rządzących kodami termo-hydraulicznymi jądrowymi.

4. Zdobycie praktycznej wiedzy na temat metody numerycznej poprzez opracowywanie kodów pilotażowych dla problemów koncepcyjnych.

5. Nauka korzystania z CUPID w celu przyszłego zastosowania w zaawansowanym projektowaniu reaktorów jądrowych.

Przewodnik po zajęciach:

• Te zajęcia skoncentrowane są na zdobyciu praktycznej wiedzy na temat hydrauliki cieplnej jądrowej. Zachęcamy studentów do przyniesienia na zajęcia swoich laptopów (system operacyjny WINDOWS).

• Studenci mogą zawczasu zainstalować Visual Studio, Intel Fortran i Paraview, które są dostępne do bezpłatnego pobrania.

dzień 1

Opracowanie nowego projektu reaktora jądrowego wymaga niezawodnych narzędzi analitycznych do zbadania wykonalności jego projektu koncepcyjnego lub określenia konkretnych parametrów, potrzebnych do optymalizacji projektu. Oczekuje się, że zaawansowane modelowanie i symulacja odegrają główną rolę w opracowaniu nowego reaktora jądrowego. Jednym z szybkich i skutecznych sposobów, aby studenci zrozumieli koncepcję projektu reaktora jądrowego i podstawową fizykę, byłoby poznanie odpowiednich narzędzi analitycznych do badania koncepcyjnego projektu. Wykład zapewnia przegląd najnowocześniejszych badań i statusu rozwoju w zakresie technologii modelowania i symulacji dla reaktorów jądrowych.

Na modelowanie i symulację reaktora jądrowego składa się wiele obszarów fizyki, w tym kinetyka neutronów, hydraulika cieplna i mechanika paliw, spośród których ydraulika cieplna odgrywa główną rolę w analizie bezpieczeństwa i wydajności. Studenci zdobędą podstawową wiedzę na temat modeli hydrauliki cieplnej przyjętych w kodach analizy bezpieczeństwa i wydajności dla reaktorów jądrowych.

Dzień 2

Zaawansowana symulacja termo-hydrauliczna reaktorów jądrowych jest wprowadzana przy użyciu kodu CUPID, który jest trójwymiarowym kodem analizy przepływu dwufazowego. Wykładowca opracował ten kod, gdy pracował dla Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Przedstawione zostaną modele matematyczne i fizyczne przyjęte w CUPID. Następnie zostanie przedstawione zastosowanie CUPID w jądrowej analizie termo-hydraulicznej. Omówiony zostanie szeroki zakres zastosowań, od analizy w skali CFD w celu rozwiązania lokalnych zjawisk po analizę bezpieczeństwa całego układu chłodzącego reaktora. Metody analizy wieloskalowej i wielofizycznej są stosowane do analizy bezpieczeństwa o wysokiej rozdzielczości przy użyciu CUPID. Koncepcja analizy wieloskalowej i wielofizycznej zostanie wyjaśniona wraz z ich zastosowaniami.

Dzień 3

Trzeci wykład zapewnia podstawową wiedzę na temat rozwiązywania równań rządzących, stosowanych w analizie hydrauliki cieplnej jądrowej. Zaczyna się od wprowadzenia pojęcia równań rządzących, wyrażonych jako równania różniczkowe cząstkowe, stosowanych w kodach analizy bezpieczeństwa i wydajności. Metody numeryczne obejmują dyskretyzację operatorów różniczkowych cząstkowych i schematy rozwiązań dyskretyzowanych równań liniowych. Metoda różnic skończonych (FDM) i metoda objętości skończonych (FVM) zostaną wyjaśnione w celu dyskretyzacji równań rządzących. Wprowadzono różne schematy rozwiązań dla zastosowań przepływu jedno- i dwufazowego. W przypadku przepływu dwufazowego omówione zostaną schematy sprzężenia fazowego w celu poradzenia sobie z transferami masy, pędu i energii międzyfazowej. Aby pogłębić zrozumienie tego zagadnienia, przeprowadzone zostaną eksperymenty numeryczne dla prostych jednowymiarowych (1D) i dwuwymiarowych (2D) problemów koncepcyjnych.

Kurs kładzie szczególny nacisk na zdobycie praktycznej wiedzy na temat metod numerycznych dla hydrauliki cieplnej jądrowej. Aby to osiągnąć, studenci nauczą się, jak stosować te metody numeryczne w realistycznych scenariuszach, opracowując kod pilotażowy dla danych problemów ćwiczeniowych. Do napisania kodu pilotażowego zostanie użyty język Fortran. Ponadto studenci nauczą się pisać, kompilować i wykonywać działania w programie Fortran.

Dzień 4

Obecne komputery, w tym laptopy i komputery stacjonarne, są wyposażone w procesory wielordzeniowe. Obliczenia równoległe, które wykorzystują wiele procesorów (cors) jednocześnie, są niezbędne do praktycznego zastosowania zaawansowanych symulacji. Metody obliczeń równoległych można klasyfikować w zależności od tego, czy opierają się na „pamięci współdzielonej” czy „pamięci rozproszonej”. Obliczenia równoległe „pamięci współdzielonej” są stosunkowo łatwe do wdrożenia, jednak nie są wydajne w przypadku obliczeń na dużą skalę. Z drugiej strony, obliczenia równoległe „pamięci rozproszonej” są złożone i trudne do wdrożenia, ale wykazują dobrą skalowalność w przypadku obliczeń na dużą skalę. Czwarty wykład stanowi wprowadzenie do metody obliczeń równoległych „pamięci rozproszonej” przy użyciu biblioteki MPI. Zostaną przedstawione główne funkcje MPI, a studenci nauczą się, jak generować program równoległy MPI za pomocą prostych ćwiczeń. Metoda dekompozycji domeny obliczeniowej (grid lub mesh), która jest niezbędna do obliczeń równoległych MPI, zostanie wyjaśniona przy użyciu przykładowej siatki obliczeniowej. Metoda równoległa MPI zostanie zaimplementowana w kodzie pilotażowym opracowanym w poprzednim wykładzie. Studenci będą mieli okazję przetestować wydajność równoległą kodu pilotażowego.

Dzień 5

Piąty i ostatni wykład umożliwi studentom ćwiczenie kodu CUPID w praktyce. Przed ćwiczeniem zostanie udostępniony podręcznik użytkownika CUPID, który zawiera opis głównego wejścia, wejścia siatki obliczeniowej i przetwarzania wyjściowego. Plik wykonywalny CUPID będzie dostępny z ograniczonym dostępem specjalnie na potrzeby wykładu, aby studenci mogli uruchomić kod CUPID, jeśli przyniosą swoje laptopy. Zestaw problemów testowych zostanie dostarczony do ćwiczenia z opisem definicji problemu i odpowiednimi parametrami wejściowymi. Problem testowy obejmuje weryfikacje przepływu jedno-/dwufazowego i walidacje w odniesieniu do eksperymentów związanych z hydrauliką cieplną jądrową.